343 照射の複合作用を考慮した新しい材料損傷評価法の開発(OS10-3 照射劣化,溶接部評価,OS10 エネルギー機器の経年変化に関する健全性評価手法の開発とその適用(2))
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
In core structural materials of next generation reactors such as a liquid-metal cooled fast breeding reactor and a supercritical-water cooled thermal or first reactor, materials' degradation behavior by neutron irradiation damage and thermal (cyclic) stress should be considered with fair accuracy in design process (including maintenance and repair plans), because the materials are used under higher temperature gradients and higher neutron flux fields than those in the present light water reactors. In the current experiential design rules, service lives of core structural components were determined by the materials degradation such as the increase of ductile-to-brittle transition temperature after post irradiation examination data. However, other materials degradations such as irradiation-assisted stress corrosion cracking (IASCC), which occurs by the degradation synergistically interacting with radiation hardening, local chemical composition change, swelling and radiation creep, should be considered reasonably in the design process of the next generation reactors, because of the anticipation of the beneficial effects by synergy of radiation damage. The radiation hardening and local chemical composition change at grain boundaries due to radiation-induced segregation increased with increasing dose. Above some threshold dose, swelling increased rapidly with increasing dose. Residual stress due to thermal stress and welding procedure decreased with increasing dose. To predict material failure by IASCC with reasonable accuracy, in this study, each material degradation phenomenon with different dose dependence was modeled with consideration of radiation induced stress relaxation. And then the models were integrated to simulate the failure behavior for the duration of reactor operation period. In this paper, the models obtained by ion-irradiation experiments and compared by data from neutron irradiation experiments were presented, and the concept of our new evaluation method and the programming code for the failure simulation were outlined.
- 一般社団法人日本機械学会の論文
- 2007-10-24
著者
-
加治 芳行
日本原子力研究開発機構
-
大久保 成彰
日本原子力研究開発機構
-
加治 芳行
日本原子力研究
-
塚田 隆
日本原子力研究開発機構
-
三輪 幸夫
日本原子力研究開発機構
-
三輪 幸夫
原研
-
塚田 隆
日本原子力研究所東海研究所エネルギーシステム研究部
-
塚田 隆
日本原子力研究所 エネルギーシステム研究部
-
加治 芳行
原子力機構
-
近藤 啓悦
日本原子力研究開発機構
関連論文
- α-Fe中でのCu析出物の相変化と障害物強度への影響に関する原子論的検討
- 放射光および中性子回折法による実用材料の応力評価法の開発(S06-2 材料内部の非破壊応力評価,S06 放射光による応力測定と残留応力評価)
- 206 高次光を利用した高エネルギーX線による放射光応力測定法の開発(中性子,放射光による応力測定,残留応力の評価と強度,オーガナイスドセッション3,第53期学術講演会)
- 28aRF-3 拡張半経験分子軌道法による鉄+M二元合金のエネルギー安定性解析(28aRF 格子欠陥・ナノ構造(シミュレーション・電子状態),領域10(誘電体,格子欠陥,X線・粒子線,フォノン物性))
- 22aWA-4 拡張された半経験的計算手法によるステンレス鋼のエネルギー安定性解析(22aWA 格子欠陥・ナノ構造(シミュレーション),領域10(誘電体,格子欠陥,X線・粒子線,フォノン物性))
- 23pYF-7 半経験的計算手法を用いたFeクラスターの安定性解析(格子欠陥・ナノ構造(シミュレーション),領域10,誘電体,格子欠陥,X線・粒子線,フォノン物性)
- 多重イオン同時照射による低放射化フェライト鋼の照射硬化促進
- 21pTD-13 材料評価のための原子・連続体相互変換手法の開発(格子欠陥・ナノ構造(シミュレーション・電子論),領域10,誘電体,格子欠陥,X線・粒子線,フォノン物性)
- 並列数値計算ライブラリ「PARCEL」 : 連立一次方程式の反復解法
- 並列数値計算ライブラリ「PARCEL」: 構造解析計算による性能評価
- 大規模構造解析計算による原研並列数値計算ライブラリの評価
- 低炭素オーステナイト系ステンレス鋼SUS316Lの粒内・粒界の変形挙動の評価
- SCCき裂先端における変形挙動のマルチスケール解析(3)
- 304 EBSP法によるSCCき裂先端の塑性変形挙動解析(GS6 き裂3)
- 原研における原子力プラント用材料の腐食損傷に係わる研究
- 高温延性材料のクリープき裂伝播特性および破断寿命の比較評価
- 高温疲労・クリープ重畳条件下での高温疲労き裂成長速度に及ぼす損傷効果
- 繰返し数依存および時間依存高温疲労き裂成長速度と損傷力学
- 337 分散型材料ファクトデータベースからの知見獲得とその加工
- 材料ファクトデータベースから得られるXML記述の知見ノート
- 材料データベースとリンクした知識ベースシステムの開発
- カプセルゲージおよびグレーティングファイバの照射下ひずみ測定への応用
- 原子炉圧力容器鋼の疲労損傷に関する磁気特性非破壊評価
- 原子力の安全と信頼を支える水化学の役割と課題 : 軽水炉新時代の技術課題への取組み
- 照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の研究動向 (特集 より高い信頼性を求めた原子炉材料の最近の研究動向)
- BWR炉心シュラウド等の応力腐食割れに係わる最近の研究動向
- BおよびB+N添加した8Cr-2W(F82H)鋼の強度特性と微細組織に及ぼす熱処理効果
- ステンレス鋼粒界での照射誘起偏析を模擬した合金のマルテンサイト変態と磁性
- 軽水炉構造材料の経年劣化 ; 炉内構造材と圧力容器鋼 (材料劣化機構の電磁解明)
- 核融合炉ブランケットシステムの材料課題 : 冷却水との両立性を中心に
- ヘリカル型中間熱交換器の構造健全性評価試験
- イオン照射したステンレス鋼腐食挙動の原子間力顕微鏡による評価(第12回MAGDAコンファレンス)
- インコロイ908熱処理中の粒界割れ解析(高度強度)
- 112 定荷重を受けるインコロイ 908 ミクロ組織変化に及ぼす熱・応力履歴の影響
- 228 内部応力を含むアロイ 800H の粘弾性構成式
- 粒界損傷率パラメータの提案
- 超高温領域のクリープ疲労寿命評価
- Q*パラメータによるハステロイXRのクリープき裂伝ぱ速度評価
- 676 Ni 基耐熱合金の腐食浸炭挙動(耐熱鋼・耐熱合金, 材料, 日本鉄鋼協会第 104 回(秋季)講演大会)
- 実機での水化学(2) : 構造材料と水の相互作用
- 6.低放射化フェライト鋼データベースの現状と課題(原型炉実現に向けた低放射化フェライト鋼研究開発の進展)
- 照射誘起応力腐食割れ(IASCC)と研究の動向
- 第2回水化学サマーセミナー イン宮津 : 分野, 世代の垣根を超えて 2002年8月21日(水)-23日(金)(京都府宮津市)
- 433 残留応力の影響を考慮した照射誘起応力腐食割れ発生挙動シミュレーション(OS23.計算工学およびCAEの最新応用(1),オーガナイズドセッション)
- 1015 原子・電子および転位論的手法による粒界特性評価(OS10.電子・原子・マルチシミュレーションに基づく材料特性評価(3:粒界),オーガナイズドセッション)
- 面内および面外曲げ荷重下における曲り管のクリープ疲労変形
- 212 アクチノイド窒化物の弾性特性と相転移の第一原理計算(OS15.電子・原子・マルチシミュレーションに基づく材料特性評価(4),オーガナイズドセッション)
- 343 照射の複合作用を考慮した新しい材料損傷評価法の開発(OS10-3 照射劣化,溶接部評価,OS10 エネルギー機器の経年変化に関する健全性評価手法の開発とその適用(2))
- 345 中性子照射などにより延性が低下する場合の延性破壊条件(OS10-3 照射劣化,溶接部評価,OS10 エネルギー機器の経年変化に関する健全性評価手法の開発とその適用(2))
- 220 大規模金属系解析のための拡張半経験的分子軌道法の開発(OS15.電子・原子・マルチシミュレーションに基づく材料特性評価(6),オーガナイズドセッション)
- 1005 照射欠陥の機械的特性への影響に関する原子論的検討(OS10. 電子・原子・マルチシミュレーションに基づく材料特性評価(1),オーガナイズドセッション講演)
- 109 不純物の粒界拡散が粒界割れ挙動に及ぼす影響(OS1.固体物理/流体物理のマルチフィジックス/マルチスケール解析(3),オーガナイズドセッション)
- 109 酸素の粒界拡散を考慮した応力腐食割れに関する結晶塑性シミュレーション(OS1-3 微視構造を有する材料の変形と破壊 : シミュレーション)
- 25pBB-1 原子力材料の機能評価 : 理論的アプローチ(25pBB 領域10,領域9合同シンポジウム:エネルギー・環境材料の機能と格子欠陥,領域10(誘電体,格子欠陥,X線・粒子線,フォノン))
- 215103 照射材料の力学特性に関するマルチスケールモデリング(OS08 マルチディシプリナリ・デザイン科学1(組織と変形のマルチスケール解析),オーガナイズド・セッション)