高サイクル熱疲労特性に関する試験研究; 高サイクル熱疲労試験装置の概要と試験計画

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 高サイクル熱疲労特性に関する試験研究; 高サイクル熱疲労試験装置の概要と試験計画
• Author/Editor: 長谷部 慎一; 小林 澄男; 安藤 昌教; 笠原 直人
• Author Heading: 長谷部 慎一; 小林 澄男; 安藤 昌教; 笠原 直人
• Publication Date: 2003-01
• Publication Date (W3CDTF): 2003-01
• Alternative Title: Experimental study on properties of high cycle thermal fatigue; Outline and test plan of high cycle fatigue test equipment on sodium
• Periodical title: JNC TN9400 2003-004
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 原子力プラントにおいて高温と低温の流体が合流する領域では、流体の不完全な混合に伴って温度変動が発生するため、接液する構造物の高サイクル熱疲労(サーマルストライピング現象)による破損を防止する必要がある。本研究では、サーマルストライピング現象による温度変動が構造物のき裂発生と進展挙動に及ぼす影響を解明するため、構造物熱過渡強度試験施設(TTS)を改造して、高サイクル熱疲労試験装置を開発した。試験装置の特徴は以下の通りである。 (1)循環ポンプを用いた流量制御方式により、高温ナトリウムと低温ナトリウムの流量比を連続的に変化させて、種々の周期において正弦波状の温度変動を試験体に与えることができる。 (2)ミキシング構造を噴流混合方式にして、高温ナトリウムと低温ナトリウムの混合を促進させることで、軸対称性のある温度変動を発生させることができる。 (3)短周期と長周期を重畳させた温度変動についても制御が可能である。 (4)円筒状の試験体を用いるため、熱応力解析が容易で、き裂発生から進展までのデータを取得できる。 今後は、ステンレス鋼の試験体に対して正弦波温度変動試験、ランダム温度変動試験および溶接部強度試験を実施する計画である。; At a nuclear power plant, where fluids of high and low temperatures flow into each other, it is necessary to prevent structural failure damage caused by high cycle thermal fatigue (thermal striping phenomenon). High cycle fatigue test equipment on thermal can be develop by modifying the thermal transient test facility for structure (TTS) in order to clarify the effect of temperature fluctuation induced by the thermal striping phenomenon on crack initiation and their propagation behavior. The test equipment has the following characteristic. (1)Fluid is controlled by a circulation pump, and by continuously changing the flow quantity ratio of high and low temperature Sodium, sinusoidal temperature fluctuations at various period of the test samples can be taken. (2)Mixing is done by the jet flow mix, thus it can generate axisymmetric temperature fluctuations by accelerating the mixing process of high and low temperature Sodium. (3)It can also control the temperature fluctuation, in which short and long term changes are superimposed. (4)Because the test sample cylinder is hollow, analysis of thermal stress and data from crack initiation to crack propagation can easily be obtained. Sinusoidal temperature fluctuations, random temperature fluctuations, and strength testing of the weld zone by test samples made of stainless steel are planned in the next stage.
• Source: /JNC-TN9400-2003-004.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9400-2003-004.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 原子力プラントにおいて高温と低温の流体が合流する領域では、流体の不完全な混合に伴って温度変動が発生するため、接液する構造物の高サイクル熱疲労(サーマルストライピング現象)による破損を防止する必要がある。本研究では、サーマルストライピング現象による温度変動が構造物のき裂発生と進展挙動に及ぼす影響を解明...