1.緒言
1構造物の高温水中における劣化事象の一つとし て応力腐食割れ (SCC )がある。その発生原因が構造物に生じ た引張残留応力である場合, 残留応力の低減が劣化 防止対策として有効である。 - 加圧水型原子力プラント(PWR)の一次系環境
1.緒言
1構造物の高温水中における劣化事象の一つとし て応力腐食割れ (SCC )がある。その発生原因が構造物に生じ た引張残留応力である場合, 残留応力の低減が劣化 防止対策として有効である。 - 加圧水型原子力プラント(PWR)の一次系環境
1. 緒言
原子力発電設備は高経年化時代を迎え,オーステナ イト系ステンレス鋼の応力腐食割れ (SCC) は重要な課 題である.その一環として,オーステナイト系ステン レス鋼の残留応力特性についての知見を拡充しなけれ ばならない.これまで,引張り試験
1. 緒言
必要に応じて材料表面の応力改善を行うこと等が要 求されている[4]. - 沸騰水型軽水炉に採用されていたオーステナイト 配管溶接部の引張残留応力の低減方法については, 系ステンレス鋼 SUS304 製の配管では,1970年代後 これまでに
1.はじめに
沸騰水型原子炉(BWR)の原子炉再循環系配管等 の応力腐食割れ(以下 SCC と称す)の予防保全技術 の一つである高周波誘導加熱応力改善法(Induction Heating Stress Improvement 以下 IHSI と称す
Cuixiang Pei and Kaziuki Demachi Department of Nuclear Engineering and Management, University of Tokyo,Tokyo 113-8656, Japan
1. 緒言
大型構造物をはじめ製造において,部品・素材の接合 方法として溶接が用いられる.その一方,溶接時の熱 履歴に起因し,溶接近傍部には残留応力が生じ,疲労 の低減、応力腐食割れ (SCC: stress corrosion cracking)
1. 緒言
近年、疲労損傷の回復を図るためにレーザを利用し たピーニング技術が開発され、構造部材に適用する試 みがなされている1-3。レーザを用いたピーニングでは、 ショット・ピーニングのような大掛かりな装置を必要 とせず、また、ウォータ・ジェット・
1.緒言
原子力プラントにおいて,耐SCC 材料として用いられている低炭素オーステナイト系ステンレス鋼の熱影響部やニッケル基合金の溶接金属部で応力腐食割れ(stress corrosion cracking, SCC)の発生が顕在化しており,その原
1.はじめに
フォーク型植込み部を有する低圧タービン翼(図1)は、低負荷時に発生するランダム振動と負荷急変時に給水加熱器からの逆流によるフラッシュバック振動の影響を受ける。特に、低圧タービン翼とロータを固定するフォーク部は振動応力により損傷が発生し
1.はじめに
原子力発電プラント等の鋼構造物は,板厚が20 mm 以上の厚板や配管が多く用いられている.近年,このような板厚が大きい部位の溶接部から応力腐食割れが発生する事象が報告されていることから,SCC の発生要因の一つである溶接残留応力分布を
1.緒 言
低合金鋼の溶接では、溶接入熱に伴う昇温過程およびその後の降温過程において相変態が起きる。著者らは溶接過程の相変態に伴い発生するひずみ (以下、相変態ひずみ) を考慮可能な熱弾塑性解析手法を構築し、溶接過程で相変態が起きる材料である低合金
1.緒言
近年、原子力発電プラントに用いられている加圧水型原子炉(Pressurized Water Reactor: PWR)の Ni 基合金溶接部における経年劣化事象として、応力腐食割れ(Stress Corrosion Cracking ;
1.緒 言
原子力発電プラントの高経年化に伴い発生する重要な経年劣化事象の一つとして、応力腐食割れ(Stress Corrosion Cracking: SCC)が挙げられる。SCC は原子力発電プラントの加圧水型原子炉(Pressurized Wa
1.緒言
日本において原子力発電は重要なベースロード電源であり、安全確保のために必要な技術を早急に構築することが求められている。全ての構造物は使用開始に伴い経年劣化が進行し、応力腐食割れ(SCC)や疲労割れ等の損傷に至る場合がある。SCCは原子力発
1.緒言
構造物はその運用に伴い経年劣化が進行し、応力腐食 割れ(SCC)や疲労亀裂等の損傷に至る場合がある。SCC は原子力発電プラントの炉容器等の重要機器で検出され ており、SCC が検出された場合補修が行われ、補修後は SCC の再発生を防止
1.緒言
水中水噴流によるキャビテーションジェットを材料表面に当てるとキャビテーションの崩壊圧力によって、ショットピーニングと同様に材料表面に圧縮残留応力が生成される。この技術はウォータージェットピーニング(Water Jet Peening, WJ
1.緒言
低炭素ステンレス鋼SUS316L製の炉心シュラウドや再循環系配管において応力腐食割れ(SCC)に起因したき裂の発生が問題となっており[1]、その発生機構の解明が急務となっている。このSCCの特徴として、鋭敏化に起因した耐食性の劣化を避けるた
1.緒言
1999年12月、日本原子力発電(株)敦賀発電所1号機(BWR)の炉内構造物であるシュラウドサポートに多数のひび割れが発見された(Fig.1)。原因調査の結果、その原因はシュラウドサポート溶接部(ニッケル基合金:インコネル182
1.緒言
平成 23 年 3 月 11 日の東京電力福島第一発電所の 事故(1F 事故)以降、原子力発電には厳しい安全上 の要求が課されつつも、電力安定供給のためにその 利用は再開された。
また、原子力発電をゼロとすることの影響は、電 力需給の
1.緒言
近年、溶接残留応力についての数値解析の発展はめ ざましく、溶接時の変態による残留応力の解析[1]、多層 盛り溶接の解析[2]、初期残留応力と溶接残留応力との関 係[3]や確率論を取り入れて溶接パスの不確かさを含め て残留応力を評価する研究[
「Residual Stress」と一致する結果は見つかりませんでした。