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論文

Neutron diffraction study on full-shape Japanese sword

Harjo, S.; 川崎 卓郎; Grazzi, F.*; 篠原 武尚; 田中 眞奈子*

Materialia, 7, p.100377_1 - 100377_9, 2019/09

A mapping measurement using pulsed neutron diffraction with time-of-flight method is performed on a full-shape Japanese sword made in Keicho era (1596-1615) to elucidate the manufacturing process. The obtained diffraction patterns are analyzed by the Rietveld refinement and a line profile analysis. The constituent phases in the area closer to the back of the blade (ridge) are found to be ferrite and cementite, composing pearlite, while the area close to the edge is composed by martensite and austenite. The distributions of constituent phases are well explained with the distributions of dislocation density and crystallite size. The carbon contents and the residual macroscopic stresses are estimated from the obtained phase fractions and lattice parameters.

論文

In-situ residual stress analysis during thermal cycle of a dissimilar weld joint using neutron diffraction and IEFEM

秋田 貢一; 柴原 正和*; 生島 一樹*; 西川 聡*; 古川 敬*; 鈴木 裕士; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Vladimir, L.*

溶接学会論文集(インターネット), 35(2), p.112s - 116s, 2017/06

Residual stresses near the weld metal of the joints before and after a thermal cycle were measured using a reactor based neutron diffraction technique in room temperature. In-situ residual stress measurements were performed on the plate type sample using a pulsed neutron diffraction technique under thermal cycles. Residual stress behaviors of the samples were examined also by the idealized explicit FEM (IEFEM), which agreed well with the experimental results of the residual stress behaviors during thermal cycles. Thermal stresses were induced near the weld metal by the difference of the linear expansion coefficients of the dissimilar base metals. Since the thermal stress exceeded the yield stress of the material during the first heating process, the residual stresses near the weld metal were redistributed and a part of the residual stress was relaxed.

論文

Study on shot peened residual stress distribution under cyclic loading by numerical analysis

生島 一樹*; 木谷 悠二*; 柴原 正和*; 西川 聡*; 古川 敬*; 秋田 貢一; 鈴木 裕士; 諸岡 聡

溶接学会論文集(インターネット), 35(2), p.75s - 79s, 2017/06

In this research, to investigate the effect of shot peening on operation, an analysis method to predict the behavior of stress distribution on shot peening was proposed. In the proposed system, the load distribution on the collision of shots was modeled, and it was integrated with the dynamic analysis method based on the Idealized explicit FEM (IEFEM). The thermal elastic plastic analysis method using IEFEM was applied to the analysis of residual stress distribution of multi-pass welded pipe joint. The computed residual stress distribution was compared with the measured residual stress distribution using X-ray diffraction (XRD). As a result, it was shown that the both welding residual stress distribution agree well with each other. Considering the computed welding residual stress distribution, the modification of stress distribution due to shot peening was predicted by the proposed analysis system.

論文

X線及び中性子回折法による残留応力測定技術

鈴木 裕士

熱処理, 46(1), p.11 - 18, 2006/02

X線回折法による非破壊応力測定技術は、ひずみゲージなどの機械的計測法に代わる測定技術として、工業分野から研究開発分野に至るまで、さまざまな分野に応用されている。最近では、放射光から得られる高エネルギーX線や中性子線を用いた新しい応力測定技術が開発され、材料表面直下や材料深部など、実験室系では測定が困難であった領域・条件における残留応力評価が可能になっている。本解説では、これら特性X線,高エネルギーX線,中性子線による残留応力測定技術について、その基本原理と幾つかの応用例について解説した。

論文

き裂進展に伴う残留応力の再分布と破壊力学パラメータの弾塑性解析

柴田 勝之*; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; Li, Y.*

日本機械学会M&M2005材料力学カンファレンス講演論文集, p.299 - 300, 2005/11

改正電気事業法及び改正省令62号等が平成15年から施行され、構造機器の健全性に影響しない欠陥を残したまま運転継続が可能な維持基準が適用されている。運転継続にあたっては、欠陥の進展評価と健全性確認を行うことが必要である。応力腐食割れ等の進展には溶接残留応力が大きく影響するので残留応力の影響評価が重要である。現行規格では、影響関数により求めた応力拡大係数(K値)を用いて残留応力の影響を評価しているが、き裂進展とともに残留応力が解放されき裂先端には塑性域が生じるので、残留応力を荷重制御型の荷重として扱う影響関数法で求めたK値による進展解析が最適かどうかは疑問である。そこで、残留応力中をき裂が進展するときの残留応力の挙動を弾塑性解析し、残留応力の再分布の様子やき裂進展とK値との関係を求め、影響関数法によるK値と比較した。数種類の溶接残留応力中におけるき裂進展シミュレーションを行い残留応力の再分布及びK値の解析結果から、モデル長さの影響,端部拘束条件の影響,き裂先端部の塑性変形の影響を検討し、影響関数法によるK値を裂進展解析に適用した場合はき裂進展を過大評価することを明らかにした。

論文

中性子回折法による高張力鋼突合せ溶接材の残留応力評価

鈴木 裕士; Holden, T. M.*; 盛合 敦; 皆川 宣明*; 森井 幸生

材料, 54(7), p.685 - 691, 2005/07

本研究では、高張力鋼の一つであるNi-Cr鋼を用いて製作したX開先突合せ溶接試験片の残留応力分布を中性子回折法により測定し、残留応力発生メカニズムを検討した。始めに、無ひずみ状態における格子定数を測定するために、溶接試験片から幾つかの小片試料を切り出した。小片試料を用いて格子定数を測定した結果、溶接過程において生じたマルテンサイト変態などの相変態が影響して、溶接部近傍で格子定数の増加が認められた。次に、$$alpha$$Fe110, $$alpha$$Fe200, $$alpha$$Fe211の三種類の回折により溶接試験片の残留応力分布を測定した。塑性ひずみの影響が無いために、それぞれの回折により評価した残留応力分布はほとんど同様な傾向を示していた。また、溶接部近傍における残留応力はNi-Cr鋼の降伏強さの半分程度の引張残留応力であった。高張力鋼では軟鋼と比べて相変態による膨張量が大きいこと、また、引張残留応力がかなり低い温度となってから発生し始めるために、残留応力が降伏応力に至らなかったと考えられる。したがって、高張力鋼の中性子応力評価では、塑性ひずみの発生を考慮する必要の無いことを確認した。

論文

格子定数の不要な中性子応力測定法の実用材料への応用

鈴木 裕士; 盛合 敦; 皆川 宣明*; 森井 幸生

材料, 54(3), p.339 - 345, 2005/03

中性子応力測定の従来法では、格子ひずみを計算するために、無ひずみ状態の格子定数を正確に把握する必要がある。著者らは、粉末や焼なまし試料などの標準試料を用いて測定した格子定数を用いることなく、三軸残留応力を評価できる中性子応力測定法を開発した。本研究では、この提案した方法を用いて溶接材の残留応力分布を測定した。まず始めに、溶接材料から切り出した小片試料を用いて、溶接材料の格子定数分布を測定した。その結果、HAZ部(熱影響部)に生じたマルテンサイト変態のために、溶接部近傍において格子定数が大きくなる傾向が確認された。提案した方法により評価した格子定数分布もまた、溶接部近傍において大きくなる傾向を示し、また、格子定数の絶対値は、小片試料のそれとほとんど同じであった。したがって、格子定数の分布が存在するような材料であっても、提案した方法を用いることで、格子定数を推定できると考えられる。従来法及び提案した方法により残留応力分布を評価した。その結果、提案した方法により決定した残留応力分布は、従来法により求めた残留応力分布とほとんど同じであった。したがって、提案した方法は、複雑な残留応力状態を有する材料においても、残留応力分布を正確に決定できると考えられる。

論文

Development of new stress measurement method using neutron diffraction

鈴木 裕士; 皆川 宣明*; 盛合 敦; 旗谷 充彦*; 森井 幸生

Materials Science Forum, 490-491, p.245 - 250, 2005/00

中性子回折を用いた応力測定法は、直交する三方向の格子ひずみを測定することにより応力状態を決定する。従来法では、全ての三方向において同型面の格子ひずみを測定する必要がある。しかしながら、集合組織を有する材料においては、全ての方向において同型面の格子ひずみを測定することが困難であったり、試料の大きさや形状により、三方向全ての格子ひずみを測定することができない可能性がある。さらに、従来の残留応力の測定では、無ひずみ状態の格子面間隔d$$_{0}$$が必要不可欠なため、応力測定精度は、粉末試料や焼なまし試料を用いて測定した無ひずみ状態の格子面間隔d$$_{0}$$の正確さに依存した。そこで、本研究では、これらの問題点を解決することを目的とし、三方向全てにおいて同型面でなくても、二方向あるいは三方向における格子ひずみを測定することにより残留応力状態を決定できる高汎用性の応力測定法を提案し、また、無ひずみ状態の格子面間隔がわからなくとも内部残留応力を決定できる応力測定法についても提案した。

論文

Ion beam surface modification of Y-TZP and effects of subsequent annealing

本橋 嘉信*; 柴田 大受; Harjo, S.*; 佐久間 隆昭*; 石原 正博; 馬場 信一; 沢 和弘

Proceedings of 14th International Federation for Heat Treatment and Surface Engineering Congress Transactions of Materials and Heat Treatment Vol.25 No.5, p.1032 - 1036, 2004/10

高温で超塑性特性を示す3Y-TZP(3mol%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体)に、日本原子力研究所東海研究所のTANDEM加速器を用いて+11価,130MeVのZrイオンを照射した。照射によるはじき出し損傷はTRIMコードにより解析し、照射による機械的特性及び破壊様式の変化,その後の焼き鈍しの影響,微小硬度計の押込み深さと照射表面からの深さとの関係について検討を行った。その結果、照射直後の試験片では、表面に圧縮応力が生じ、硬さと破壊靭性の増加が観察された。また、その後の焼き鈍しでは温度の増加に伴いこれらの変化が徐々に緩和した。これらの原因としては、照射により粒界間の結合力が弱められたためであると考えられる。

論文

超塑性材を中間材に用いるAl$$_{2}$$O$$_{3}$$接合体の高温曲げ特性

佐藤 隆史*; 本橋 嘉信*; 佐久間 隆昭*; 早稲田 一嘉*; 柴田 大受; 石原 正博; 沢 和弘

日本機械学会関東支部茨城講演会(2004)講演論文集(No.040-3), p.55 - 56, 2004/09

将来の高温ガス炉への応用が期待されている超塑性3Y-TZP(3mol%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体)について、3Y-TZPを接合材としてアルミナを接合させ、その後4点曲げ試験を実施し、接合特性として以下の結論を得た。(1)曲げ温度が接合温度に近づくと残留応力を緩和して曲げ強度が上昇する。(2)高温での接合体の強度は、3Y-TZPの強度及び接合界面の気孔状態に依存する。(3)超塑性3Y-TZPを用いることで、金属材料を用いて接合した場合より優れた強度特性が得られた。

報告書

福島第二原子力発電所3号機シュラウドサンプル(2F3-H6a)に関する調査報告書(受託研究)

福島第二3号機シュラウドサンプル調査実施チーム

JAERI-Tech 2004-044, 92 Pages, 2004/05

JAERI-Tech-2004-044.pdf:15.18MB

本報告は、福島第二原子力発電所3号機炉心シュラウド下部リングH6a溶接部外側から採取したき裂を含む材料サンプル(東京原子力株式会社が平成13年度に実施した調査の際に日本核燃料開発株式会社に保管した試料の一部)について、日本原子力研究所が第三者機関として東海研究所の照射後試験施設(ホットラボ等)において各種の検査・評価を実施し、き裂発生の原因究明に資する知見を取得することにより、調査結果の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果、以下のことが明らかとなった。(1)き裂は溶接金属から約3~9mm離れた位置に3箇所観察され、最大深さは約8mmであった。(2)2箇所のき裂破面を観察した結果、き裂破面のほぼ全面が粒界割れであったが、き裂開口部には約300$$mu$$m範囲に粒内割れが観察された。(3)表面から約500$$mu$$m深さまで、最高Hv400を超える硬化層が形成されていた。また、溶接金属から約3mmまでの表面層には溶接熱影響による軟化が見られた。(4)き裂の内部には、開口部からき裂の先端までほぼ全体にわたり酸化物が観察され、その酸化物は主として鉄の酸化物であった。(5)合金中に主要元素濃度の揺らぎが見られたが、き裂との間に相関性は認められなかった。本調査の結果と、溶接によりき裂付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水の溶存酸素濃度等を考慮すると、き裂は炉心シュラウド下部リング外表面の加工層において主として粒内型の応力腐食割れ(SCC)により発生後、SCCとして結晶粒界を経由して進展したと結論される。

報告書

福島第二原子力発電所2号機シュラウドサンプル(2F2-H3)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム; 中島 甫*; 柴田 勝之; 塚田 隆; 鈴木 雅秀; 木内 清; 加治 芳行; 菊地 正彦; 上野 文義; 中野 純一; et al.

JAERI-Tech 2004-015, 114 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-015.pdf:38.06MB

東京電力(株)福島第二原子力発電所2号機においては、原子力安全・保安院の指示によりシュラウド溶接部の目視点検を実施し、炉心シュラウド中間胴/中間部リング溶接線H3外面にひび割れを発見した。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中には随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果と溶接により発生する引張残留応力及び炉水中の比較的高い溶存酸素濃度を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると考えられる。応力腐食割れの発生原因については、さらに施工法の調査などを行い検討する必要がある。

報告書

女川原子力発電所1号機シュラウドサンプル(O1-H2)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム

JAERI-Tech 2004-012, 62 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-012.pdf:16.4MB

東北電力(株)女川原子力発電所1号機(沸騰水型)では、第15回定期検査の際に、炉心シュラウド中間部リングH2及び下部リングの溶接線近傍にき裂が確認された。本調査は、東北電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として加わり、最終的な調査データを入手し、原研独自の報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査により、以下のことが明らかになった。(1)中間部リングの外表面近傍には150$$sim$$250$$mu$$m程度の深さまで硬化層が存在した。(2)き裂の内部には腐食生成物が付着しており、腐食が粒内へ進行した部位も見られた。(3)中間部リング外表面近傍から100$$mu$$m程度の深さの領域では主として粒内割れが観察され、200$$mu$$m程度の深さより内部の領域では、粒界割れが観察された。(4)結晶粒界には、熱鋭敏化材に見られるようなCr濃度の顕著な低下傾向がなかった。(5)中間部リング材料の化学組成は、JIS規格SUS304Lに相当する組成であった。本調査の結果と、溶接によりき裂部付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、き裂は応力腐食割れ(SCC)であると結論される。

報告書

柏崎刈羽原子力発電所1号機シュラウドサンプル(K1-H4)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム

JAERI-Tech 2004-011, 64 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-011.pdf:14.65MB

東京電力(株)柏崎刈羽原子力発電所1号機では、第13回定期検査中に、原子力安全・保安院の指示でシュラウド溶接部の目視点検を実施し、原子炉圧力容器内のシュラウド中間部胴溶接部H4にひび割れが確認された。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプル調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中には随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し、原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果、溶接残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度を考慮すると、き裂は、浅い加工層を有する表面で応力腐食割れ(SCC)により発生した後、SCCとして内部へ分岐しながら結晶粒界を経由して3次元的に成長し、き裂の一部は溶接金属内部へ進展していったと結論される。

報告書

福島第一原子力発電所4号機シュラウドサンプル(1F4-H4)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム

JAERI-Tech 2004-004, 74 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-004.pdf:31.62MB

東京電力(株)福島第一原子力発電所4号機(沸騰水型,定格出力78.4万kW)において、第12回定期検査(平成5年9月$$sim$$平成6年2月)の自主点検の際に、炉心シュラウド中間部胴H4溶接部にき裂が発見された。本研究は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含むSUS304Lの材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として加わり、最終的に得られた調査データを入手し、原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本研究により、以下の結論が得られた。(1)観察したき裂のほぼ全体が粒界割れであった。き裂内部には腐食生成物が付着し、一部は粒内に成長していた。また、2次き裂の一部は溶接金属に達していた。(2)表面近傍のビッカース硬さは300程度に高くなっていた。また、照射による母材の硬化が認められた。(3)結晶粒界ではCr濃度の低下とNi及びSi濃度の増加が観察された。これら合金元素の濃度変化は照射により誘起された拡散,偏析過程により生じたものと考えられる。本研究の結果と、溶接によりき裂付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると結論される。

論文

Study of residual stress for c/c composite by neutron scattering

馬場 信一; 石原 正博; 皆川 宣明; 鈴木 淳市

Proceedings of International Conference on Advanced Technology in Experimental Mechanics 2003 (ATEM '03) (CD-ROM), 4 Pages, 2003/09

本論文の目的は、円筒型の炭素繊維強化炭素複合材料の製造過程で発生した層間剥離(クラック)の原因である残留応力分布を明らかにすることである。残留応力の測定は日本原子力研究所の第3号原子炉に付設した中性子散乱実験施設の残留応力測定装置(RESA)を用いて行った。残留応力測定の結果、円筒型炭素複合材料の内部には圧縮応力が分布しており、その巨視的な残留歪み/応力はおもに材料内部に分布している気孔の変形として吸収されることがわかった。

論文

Radiation damage effects in superplastic 3Y-TZP irradiated with Zr ions

本橋 嘉信*; 小林 友和*; Harjo, S.*; 佐久間 隆昭*; 柴田 大受; 石原 正博; 馬場 信一; 星屋 泰二

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 206, p.144 - 147, 2003/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:65.08

3Y-TZP(3mol%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体)セラミックスに130MeVのZr$$^{11+}$$イオンを、日本原子力研究所東海研究所のTANDEM加速器を用いて照射した。照射量は3.5$$times$$10$$^{16}$$及び2.1$$times$$10$$^{17}$$ions/m$$^{2}$$であった。照射によって生じた残留応力と機械的特性の変化、さらにその後の焼鈍効果について調べた。照射後の試験片表面について、残留圧縮応力の発生及び硬さと破壊靭性の増加が観察された。その後に実施した焼鈍では、これらの物性は焼鈍温度の増加に伴い徐々に低下し、1173K付近では非照射状態の値に戻った。硬さと破壊靱性の増加の主たる原因は、照射表面に生じた残留圧縮応力であると考えられる。

論文

Zrイオン照射した3Y-TZPの293$$sim$$1573K焼鈍による特性の変化

佐久間 隆昭*; 本橋 嘉信*; 小林 友和*; Harjo, S.*; 柴田 大受; 石原 正博; 馬場 信一; 星屋 泰二

日本機械学会関東支部茨城講演会(2002)講演論文集(No.020-3), p.125 - 126, 2002/09

セラミックス材料はほとんど塑性変形を示さないが、数種のセラミックスでは極めて大きな塑性変形(超塑性)を示すことが近年明らかになった。熱・機械的特性に優れたセラミックスを複雑形状へ加工することが可能になることから、超塑性セラミックス材料は高温炉内材料として魅力的であるが、照射による材料特性変化についての研究はほとんど行われていない。本研究では、典型的な超塑性セラミックス3Y-TZPを供試材としてZrイオン照射を行い、照射による材料特性の変化や焼鈍による照射の影響の変化について調べた。その結果、照射により粒界が相対的に弱くなり粒界の機械的特性が低下すること、また、この照射の影響はその後の1173Kでの焼鈍により取り除かれることがわかった。

論文

Thermal residual stresses in ceramic composites measured by neutron diffraction

秋庭 義明*; 田中 啓介*; 皆川 宣明; 森井 幸生

Materials Science Research International, Special Technical Publication, 1, p.427 - 430, 2001/05

アルミナを基材として、酸化ジルコニウムを分級物として製作したAl$$_{2}$$O$$_{3}$$/ZrO$$_{2}$$及び炭化シリコンを分級物としたAl$$_{2}$$O$$_{3}$$/SiCは、セラミックス複合材として知られている。これらは製作過程で熱応力が残留する。各材料関の応力を中性子回折により測定した。各相関応力は、Zr(202),Al$$_{2}$$O$$_{3}$$(113),Al$$_{2}$$O$$_{3}$$(116),SiC(220),及びSiC(311)の中性子回折測定結果から確定した。その結果、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$/ZrO$$_{2}$$の複合材での残留応力は、アルミナ相で圧縮、酸化ジルコニウム相で引張であることがわかった。一方、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$/SiCでは、アルミナ相での残留応力は引張りでありSiC分級物の容積により増大することがわかった。これは、Eshelbyの含有モデル理論による予測と一致した。

論文

Development of inservice inspection method for graphite components by micro-indentation technique in the HTTR

石原 正博; 相原 純; 奥 達雄*

Proc. of 14th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology, 2, p.455 - 462, 1997/00

HTTRの炉内黒鉛構造物は、中性子照射下のクリープ変形と寸法収縮により残留ひずみが原子炉の運転とともに蓄積するため、供用期間中にどの程度の残留ひずみの蓄積があるのかを非破壊的に調べる必要がある。そこで、残留ひずみの推定法として、一定荷重で圧子を押し込んだ時の押し込み深さの違いを計測する方法を検討した。試験では、引張り荷重を試験片に負荷することにより残留ひずみを模擬した状態で微小硬度計により圧子を試験片に押し込み、押し込み荷重と押し込み深さの特性を調べた。さらに、有限要素法を用いた弾塑性応力解析により変形特性に及ぼす残留ひずみの検討を行った。その結果、微小硬度計を用いる方法が黒鉛構造物の残留ひずみ推定法の一つとして有用であるとの結論を得た。

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