水素脆化 クリープ その他jupiter.qse.tohoku.ac.jp/research/fatigue_20140313.pdf2014/03/13...
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疲労
転動疲労フレッティング
疲労
高温疲労熱疲労
腐食疲労
不安定破壊
応力腐食割れ遅れ破壊
その他
変形,座屈
クリープ
水素脆化
機械構造物の破損事例の様式別比率(日本材料学会編 疲労設計便覧)
機械・構造物の破損事故の多くが疲労により発生します.
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想定すべき疲労モードは多岐にわたる
低サイクル疲労 高サイクル疲労 熱疲労 クリープ疲労 過大負荷影響
+照射効果,水素効果,環境効果(腐食など)
過大な負荷
繰返し負荷
定常負荷
負荷
時間
出展:JAEA資料
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Fatigue life, Nf
Total strain range
Fatigue design curve
Δεt
Fatigue Life of the region evaluated
Fatigue life, Nf
Total strain range
Δεt-Nf curve
Fatigue Property Data of Material
Finite Element Analysis
Calculation of Applied Stress/Strain
Total strain range Δεt
Stress
Strain
Peak stressPeak strain
一般的な疲労寿命評価のためには,材料の疲労寿命データと応力解析技術が不可欠であり,長谷川・野上研では,核融合炉材料を対象に両者の開発を実施しています.
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長谷川・野上研と日本原子力研究開発機構(JAEA)との共同研究を中心に, 核融合炉を作るために必要な信頼性の高い疲労寿命データベースの構築を進めています.
0.1
1
10
1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 1.E+06
Tota
l str
ain
rang
e, Δε t
[%]
Number of cycles to failure, Nf
RB-4, [email protected].
RB-7, [email protected]. (Shiba)
[email protected]. (Stubbins)
[email protected]. (Kim)
[email protected]. (Miwa)
[email protected]. (Ishii)
Δεt = 105Nf-0.66 + 0.80Nf
-0.07
0.1
1
10
1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 1.E+06
Tota
l str
ain
rang
e, Δε t
[%]
Number of cycles to failure, Nf
[email protected]. (Ishii)
RB-10@400C (Ishii)
RB-10@500C (Ishii)
RB-10@550C (Ishii)
RB-10@600C (Ishii)
RB-10@650C (Ishii)
Δεt = 105Nf-0.66 + 0.80Nf
-0.07
出展:芝清之,笠田竜太,野上修平,中田隼矢,大久保成彰,「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」,プラズマ・核融合学会誌,87(3),(2011),187-194,
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Periodical Inspection
Operation
Design Construction
Repair Exchange
Shut-down Residual Life Estimation
Required Life
OPERATION PHASE
Performance Estimation
Life Estimation
Required Performance
Required Life
DESIGN PHASE Fatigue life assessment is necessary both in design and in operation phases.
核融合炉機器の設計,点検・修理,交換に至るまでの状況を想定し, 長谷川・野上研では,疲労損傷を受けた機器の余寿命を評価するための技術を開発しています.
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N/Nf=0.32 N/Nf=0.61 N/Nf=0.92
Load
ing
Dire
ctio
n Micro-crack
initiation Crack
propagation Just before
fracture
2a = crack length of the main crack
0.01
0.1
1
0 2000 4000 6000 8000 10000 12000
Surf
ace
crac
k le
ngth
, 2a
[mm
]
Number of cycles, N
F82H-IEALCF at R.T. in air
Unirradiated 1.5% He-implanted 1.5%
Unirradiated 1.0% He-implanted 1.0%
Unirradiated 0.8% He-implanted 0.8%
Unirradiated 0.6% He-implanted 0.6%
2a = A∙exp(B∙N)
長谷川・野上研では,粒子線照射を受けた核融合炉材料を対象とした微小き裂成長挙動に基づく寿命評価技術を世界で初めて開発しました.
Ref. S. Nogami, M. Takahashi, A. Hasegawa, M. Yamazaki, “Effect of Helium on Fatigue Crack Growth and Life of Reduced Activation Ferritic/Martensitic Steel”, Journal of Nuclear Materials, 442(1-3),( 2013), S43-S47.
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開発した寿命評価技術により,余寿命(N/Nf)の予測だけでなく, き裂発生寿命(Ni),疲労寿命(Nf)の予測が可能になりました.
0.01
0.1
1
0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
Surf
ace
crac
k le
ngth
, 2a
[mm
]
Life fraction, N/Nf
F82H-IEALCF at R.T. in air
Unirradiated 1.5% He-implanted 1.5%Unirradiated 1.0% He-implanted 1.0%Unirradiated 0.8% He-implanted 0.8%Unirradiated 0.6% He-implanted 0.6%
Factor of 2
Ref. S. Nogami, M. Takahashi, A. Hasegawa, M. Yamazaki, “Effect of Helium on Fatigue Crack Growth and Life of Reduced Activation Ferritic/Martensitic Steel,” Journal of Nuclear Materials, 442(1-
3),( 2013), S43-S47.
Ref. S. Nogami, Y. Sato, A. Hasegawa, H. Tanigawa, M. Yamazaki, M. Narui, “Effect of specimen shape on micro-crack growth behavior
under fatigue in reduced activation ferritic/martensitic steel,” Journal of Nuclear Materials, 417, (2011), 131-134.
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粒子線照射を受けた材料の疲労試験には,なるべく小型の試験片が必要です. 長谷川・野上研では,日欧によるIFMIF国際共同プロジェクトに参加し,
微小試験片による高精度な疲労試験技術を世界に先駆けて開発しました. Standard specimen Round-bar specimen with minimum diameter of 4-10 mm
Current small fatigue specimen Hourglass specimen with minimum diameter of 1.25 mm
New small fatigue specimen Round-bar specimen with minimum diameter of 1 mm
New small fatigue specimen
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Extensometer using strain gauge
Acryl case for preventing the effect of vibration
A measure against the earthquake
Strain gauge is attached to the shaft for reducing the bend stress applied to specimen
日欧によるIFMIF国際共同プロジェクトのもとにおいて, 微小試験片用の疲労試験システムを民間企業と共同開発しました.
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長谷川・野上研が開発した微小試験片による疲労試験技術では, 標準的な疲労試験と同じ疲労寿命を微小試験片により精度よく評価できます.
0.1
1
10
1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 1.E+06
Tota
l str
ain
rang
e, Δε t
[%]
Number of cycles to failure, Nf
(a) F82H-IEA
RB-1RB-0.85RB-1.7Factor of 2
0.1
1
10
1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 1.E+06
Tota
l str
ain
rang
e, Δε t
[%]
Number of cycles to failure, Nf
JLF-1
HG-1.25HG-1.25 (Hirose)HG-6 (Hirose)
0.1
1
10
1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 1.E+06
Tota
l str
ain
rang
e, Δε t
[%]
Number of cycles to failure, Nf
(a) F82H-IEA
HG-1.25HG-1.25 (Hirose, Kim)
Factor of 2
Δεt = 105Nf-0.66 + 0.80Nf
-0.07
Δεt = 105Nf-0.66 + 0.80Nf
-0.07
Ref. S. Nogami, A. Nishimura, E. Wakai, H. Tanigawa, T. Itoh, A. Hasegawa, “Development of Fatigue Life Evaluation Method Using Small Specimen,” Journal of Nuclear Materials, 441, (2013), 125-132.
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東北大学(仙台)だけでなく,東北大学(大洗)や日本原子力研究開発機構(JAEA)などにある最新の試験設備をフル活用し,研究開発を推進しています.
微細組織・構造解析 (JAEA六ケ所)
東北大学 CYRIC
工学部RIL 金研α放射体
JAEA BA六ケ所サイト
東北大学 金研大洗センター シャルピー衝撃試験
(東北大・大洗)
引張試験,硬度測定 (東北大・RIL,α放射体)
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核融合炉に限らず,エネルギープラントなどの大型機器を長期にわたって安全に使用するためには,機器の寿命評価が不可欠です.
長谷川・野上研では,核融合炉を中心に,疲労寿命評価に必要な「微小試験片」,「高精度試験システム」,「高精度評価・予測技術」などの開発を精力的に進め,世の中に貢献しています.
核融合炉に特有な粒子線照射のもとでの機器の寿命評価技術は,長谷川・野上研が世界で初めて開発したものであり,今後,核融合炉の実現に大いに貢献することが期待されます.