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高温熱衝撃破壊靱性測定装置の試作とそれによる試験研究

研究課題

研究課題/領域番号 62880023
研究種目

試験研究

配分区分補助金
研究分野 原子力学
研究機関茨城大学

研究代表者

佐藤 千之助  茨城大学, 工学部, 教授 (00007585)

研究分担者 淡路 英夫  (財)ファインセラミックスセンター, 主任研究員
金 順一  (財)ファインセラミックスセンター, 部長
石田 良平  大阪府立大学, 工学部, 助手 (30145817)
車田 亮  茨城大学, 工学部, 助手 (60170099)
今村 好男  茨城大学, 工学部, 講師 (20007777)
KON Jyunichi  Fine Ceramics Center Manager
研究期間 (年度) 1987 – 1989
研究課題ステータス 完了 (1989年度)
配分額 *注記
4,200千円 (直接経費: 4,200千円)
1989年度: 600千円 (直接経費: 600千円)
1988年度: 1,000千円 (直接経費: 1,000千円)
1987年度: 2,600千円 (直接経費: 2,600千円)
キーワード熱衝撃破壊 / 破壊靱性 / 破壊力学 / 測定装置 / 熱衝撃破壊靱性 / 応力拡大係数 / 高温熱衝撃 / 熱衝撃低抗 / 炭化硅素 / 高炉用コークス / 熱膨脹係数
研究概要

熱応力または熱衝撃に対する材料の破壊力学的性質は破壊靱性値(K_<IC>)に加えて熱伝導率(K)、弾性係数(E)および熱膨張係数(α)がK_<IC>K/Eαなるパラメ-タの形で関与するので、これらの総合的な評価が必要である。本試験研究は熱衝撃破壊靱性のパラメ-タを一括して測定する装置の開発を行なったもので、2000℃に達する高温に至るこのパラメ-タの測定が可能になった。本装置により、従来、個々に測定されてきた各種物性を一括して簡単かつ合理的に測定できるようになった。
本試験装置を用い高温ガス冷却型原子炉が(日本原子力研究所HTGR)用の炉心黒鉛材料および核融合臨界試験装置(日本原子力研究所JT-60)用プラズマ対面第一壁材としての黒鉛および炭素繊維強化複合材(C/C-複合材)の熱衝撃破壊靱性の定量的な評価を行ない、これら装置における材料の選択に際し重要な寄与を行なった。これらの試験成果は国内・外の学術誌に発表され高い評価を得た。また本試作装置は高炉用コ-クスにも適用され、室温から2000℃に至る高温まで応用され、高炉内のコ-クスの熱応力破壊の性状がはじめて解明され、従来のドラム強度試験の結果と比較され、熱応力破壊の特徴を明らかにした。
材料の熱応力または熱衝撃破壊は発熱を伴うしゅう動、電流を伴うしゅう動などのトライボロジ-の一般に応用が可能である。本試作装置はメカニカルシ-ル用炭素材のブリスタ-状破壊に応用され使用限界PV値を理論的ならびに実験的に明らかにした(日本材料強度学会論文賞(1989))。および電機用炭素、金属黒鉛質ブラシに応用され限界電流密度の定量的評価に成功した。今後本試作装置は宇宙航空などの分野にも広く応用される。

報告書

(3件)
  • 1989 実績報告書   研究成果報告書概要
  • 1988 実績報告書
  • 研究成果

    (23件)

すべて その他

すべて 文献書誌 (23件)

  • [文献書誌] S.Sato: "Tensile properties and fracture tougness of carbon-fiber felt reinforced carabon composites at high temperature" Carbon. 27. 791-801 (1989)

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      「研究成果報告書概要(和文)」より
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      1989 研究成果報告書概要
  • [文献書誌] S.Sato: "Neutron irradiaton effects on thermal shock resistance and fracture toughness of graphites as first wall components for fusion reactor devicves" Carbon. 27. 507-516 (1989)

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      1989 研究成果報告書概要
  • [文献書誌] S.Sato: "Evaluation of blister-like fractures and critical PV-values of carbon mechanical seals by thermal shock tests" Carbon. 27. 803-814 (1989)

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      1989 研究成果報告書概要
  • [文献書誌] S.Sato: "Optimum arrangement of coke grain size for electrode graphite as determined by thermal shock tests" Carbon. 26. 853-866 (1988)

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      1989 研究成果報告書概要
  • [文献書誌] S.Sato: "Degradation of fracture mechanics properties of nuclear graphite due to burn-off" Nuclear Engineering and Design. 118. 1-15 (1990)

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      1989 研究成果報告書概要
  • [文献書誌] 佐藤千之助: "核融合装置第一壁用黒鉛および炭素複合材の耐ディスラプション性とその中性子照射効果の評価" 日本原子力学会誌. 32. (1990)

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    • 関連する報告書
      1989 研究成果報告書概要
  • [文献書誌] Sato, S., et al.: "Thermal properties and fracture toughness of carbon-fiber felt reinforced carbon composites at high temperature" Carbon. Vol.27. 791-801 (1989)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
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      1989 研究成果報告書概要
  • [文献書誌] Sato, S., et al.: "Neutron irradiation effects on thermal shock resistance and fracture toughness of graphite as first wall components for fusion reactor devices" Carbon. Vol.27. 507-516 (1989)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
    • 関連する報告書
      1989 研究成果報告書概要
  • [文献書誌] Sato, S., et al.: "Evaluation of blister-like fractures and critical PV-values of carbon mechanical seals by thermal shock tests" Carbon. Vol.27. 803-814 (1989)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
    • 関連する報告書
      1989 研究成果報告書概要
  • [文献書誌] Sato, S., et al.: "Optimum arrangement of coke grain size for electrode graphite as determined by thermal shock tests" Carbon. Vol.27. 853-866 (1989)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
    • 関連する報告書
      1989 研究成果報告書概要
  • [文献書誌] Sato, S., et al.: "Degradation of fracture mechanics properties of nuclear graphite due to burn-off" Nuclear Engineering and Design. Vol.118. 1-15 (1990)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
    • 関連する報告書
      1989 研究成果報告書概要
  • [文献書誌] Sato, S., et al.: "Evaluation of performances for disruption and neutron irradiation of graphites and C/C-composites for fusion reactor devices (in Japanese)" Journal of Atomic Energy Society of Japan. Vol.32. (1990)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
    • 関連する報告書
      1989 研究成果報告書概要
  • [文献書誌] Sato, S., et al.: "Thermal shock resistances and fracture toughnesses of graphites and C/C-composites as plasma-facing first wall components for fusion reactor devices" Fusion Engineering and Design. (1990)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
    • 関連する報告書
      1989 研究成果報告書概要
  • [文献書誌] S.Sato: "Tensile properties and fracture toughness of carbon-fiber felt reinforced carabon composites at high temperature" Carbon. 27. 791-801 (1989)

    • 関連する報告書
      1989 実績報告書
  • [文献書誌] S.Sato: "Neutron irradiation effects on thermal shock resistance and fracture toughness of graphites as first wall components for fusion reactor devices" Carbon. 27. 507-516 (1989)

    • 関連する報告書
      1989 実績報告書
  • [文献書誌] S.Sato: "Evaluation of blister-like fractures and critical PV-values of carbon mechanical seals by thermal shock tests" Carbon. 27. 803-814 (1989)

    • 関連する報告書
      1989 実績報告書
  • [文献書誌] S.Sato: "Optimum arrangement of coke grain size for electrode graphite as determined by thermal shock tests" Carbon. 26. 853-866 (1988)

    • 関連する報告書
      1989 実績報告書
  • [文献書誌] S.Sato: "Degradiation of fracture mechanics properties of nuclear graphite due to burn-off" Nuclear Engineering Design. 118. 1-15 (1990)

    • 関連する報告書
      1989 実績報告書
  • [文献書誌] 佐藤千之助: "核融合装置第一壁用黒鉛および炭素複合材の耐ディスラプション性とその中性子照射効果の評価" 日本原子力学会誌. 32. (1990)

    • 関連する報告書
      1989 実績報告書
  • [文献書誌] S.Sato: Biennial Conference on Carbon. 19. (1989)

    • 関連する報告書
      1988 実績報告書
  • [文献書誌] 佐藤千之助: 日本機械学会日立地方講演会講演論文集. 13-15 (1988)

    • 関連する報告書
      1988 実績報告書
  • [文献書誌] 佐藤千之助: 日本機械学会日立地方講演会講演論文集. 7-9 (1988)

    • 関連する報告書
      1988 実績報告書
  • [文献書誌] S.Sato: Carbon. 26. 853-866 (1988)

    • 関連する報告書
      1988 実績報告書

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公開日: 1987-04-01   更新日: 2016-04-21  

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