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矢田 浩基; 高屋 茂; 町田 秀夫*
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/09
ASME Boiler and Pressure Vessel code (BPVC), Section XI, Division 2をナトリウム冷却高速炉に適用するために必要となる追加規定の検討が進められている。ナトリウム冷却炉用の追加規定案では、ASME Code Case N-875を基にナトリウム内包機器に対して連続漏えい監視が試験要求として採用されており、連続漏えい監視を有効なものとするために破断前漏えい(LBB)評価が求められる。しかし、ASME BPVCにはナトリウム炉に適用可能なLBB評価法が無いため、JSMEで開発されたLBB評価ガイドラインの採用が提案されている。本研究では、亀裂を有する構造物の不安定破壊評価法に着目し、ASMEにおける既存評価法とLBB評価ガイドラインの手法の違いを分析した。
滝藤 聖崇; 奥田 幸彦; 西田 明美; Li, Y.
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 10 Pages, 2023/07
地震に対する確率論的リスク評価(地震PRA)において、設計上の想定を超える入力地震動を対象とした配管系のフラジリティ評価のための現実的応答解析手法の構築は重要課題の一つである。配管系はプラント固有の複雑な三次元形状を有することから、配管支持構造物の配置や剛性等が、配管系全体の応答特性に与える影響が大きく、配管支持構造物を含めた配管系の地震応答解析手法の開発が必要である。そこで筆者らは、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性挙動を考慮できる地震応答解析手法の確立のため、配管支持構造物の弾塑性履歴特性をモデル化するための手法の検討を開始した。本研究では、配管支持構造物の弾塑性履歴特性を表現できる非線形ばねモデルを定式化し、このモデルを用いて配管支持構造物の載荷試験を対象とした再現解析を行った。解析結果と試験結果はよく一致したことから、定式化の有効性を確認した。本論文では、弾塑性履歴ばねの定式化、載荷試験の再現解析及び解析結果と試験結果の比較等の主な実施内容及び得られた成果について報告する。
下平 昌樹; 河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 11 Pages, 2023/07
最新の原子炉圧力容器の構造健全性評価においては、マスターカーブ法に基づく正確な破壊靭性参照温度T
の取得が必要である。破壊靭性参照温度TはMini-C(T)破壊靭性試験片によって取得可能であり、この試験片の寸法や初期亀裂形状に関しては、ASTM規格のE1921や日本電気協会電気技術規程JEAC4216に規定されている。最近、ASTM E1921では評価の正確性や試験を行う上での利便性を向上させるために、何度か予亀裂形状に関する規定の変更が行われてきた。このような規格の改定に伴うMini-C(T)試験片の許容予亀裂形状の変化は、予亀裂先端の塑性拘束状態を変化させ、T評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、ASTM E1921やJEAC4216に規定される予亀裂形状に関する要求の妥当性について議論するため、Mini-C(T)試験片の予亀裂湾曲が破壊靭性評価に及ぼす影響について、ワイブル応力解析を含む有限要素解析によって定量的に評価した。その結果、ASTM E1921-21で定められた最大湾曲を有する亀裂形状の場合、亀裂先端の塑性拘束が弱められ、理想的な直線状亀裂を有するMini-C(T)試験片で得られる破壊靭性値に比べて高めの破壊靭性値が得られる可能性を示した。また、上述の最大湾曲を許容した場合、非保守的なTが取得されることをワイブル応力解析によって示した。一方、JEAC4216で許容される最大湾曲を有する亀裂形状の場合は、理想的な直線状亀裂の場合と比べてTの有意な差は見られなかった。
Li, S.; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.; Deng, D.*
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/07
In this work, a framework was proposed on the comprehensive assessment of hardness and welding residual stress in Type 316 austenitic stainless steel welded joints. Firstly, an 8-pass butt-welded joint made of Type 316 stainless steel was fabricated. Finite element analysis of the welded joint was performed to investigate hardness and welding residual stress distributions. The grain growth model was developed for the hardness prediction. The Chaboche combined isotropic-kinematic strain hardening model and time-temperature dependent annealing model were adopted. The relationships between the Vickers hardness and the uniaxial plastic strain as well as grain size were collected from published literatures. The simulation results of the grain size and accumulated equivalent plastic strain were used for the hardness prediction of the welded joint. The predicted hardness was compared with the experimental data of hardness mapping. The distribution of welding residual stress on the outer surface of the welded pipe was measured by using the X-ray diffraction method and strain gauge method, respectively. The predicted welding residual stresses were compared with the measurements. The results obtained showed that the developed numerical approach can predict the hardness and welding residual stress of Type 316 stainless steel welded joints with satisfactory accuracy. The effects of structural constraint and heat input on the hardness and welding residual stress will be investigated as further works, as described in the proposed framework.
山口 義仁; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 9 Pages, 2023/07
原子炉圧力容器のノズル部の健全性評価において、ノズルコーナー亀裂に対する応力拡大係数が重要なパラメータである。これまで、ノズルコーナーの表面亀裂に対する様々な応力拡大係数解が提案されてきたが、その多くは亀裂の最深点にのみ着目しており、ノズルコーナーの形状寸法に関する情報は明らかになっていない。ノズルコーナー亀裂を対象とした既往の疲労試験結果によると、亀裂表面点における進展量は、最深点よりも大きいことが明らかとなっている。このことから、亀裂表面点の応力拡大係数は最深点よりも高い可能性がある。これらより、本研究では、健全性評価の信頼性を高めるため、有限要素解析を通じて、ノズルコーナーの形状寸法とき裂サイズに対応した、表面点と最深点の両方の応力拡大係数解を提案する。
岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 岡島 智史
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/07
高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げ、およびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、改良9Cr-1Mo鋼およびオーステナイト系鋼の円筒試験体に対して水平荷重に加えて繰返し鉛直荷重を負荷する条件等を付した座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。
Dulieu, P.*; Lacroix, V.*; 長谷川 邦夫
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/07
供用期間中の検査で原子力機器に欠陥が検出されたとき、ASME Code Section XIでは欠陥を評価するために許容欠陥寸法が用意されている。フェライト鋼では表IWB-3510-1に許容欠陥寸法があり、この許容欠陥寸法は応力拡大係数をもとに定められた。この論文の手法は塑性崩壊と脆性破壊の防止が含めるため、塑性崩壊については欠陥のアスペクト比に関かわらず一様な極限荷重の低下を考えている。脆性破壊の防止では表面欠陥の参照応力拡大係数を基にしている。この方法で種々なアスペクト比の許容寸法を規定している。さらに、この手法は機器の表面近傍にある内部欠陥と表面欠陥の整合性をとるために追加のパラメータを加えている。最後に、ASME規格の表IWB-3510-1の許容欠陥寸法の改定を提案する。
Lacroix, V.*; Dulieu, P.*; 長谷川 邦夫
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 5 Pages, 2023/07
原子力機器に欠陥が検出された場合、ASME Code Section XIは許容欠陥寸法を用意している。フェライト鋼の許容寸法は表IWB-3510-1で与えられている。この寸法は、機器の肉厚、欠陥のアスペクト比と内部欠陥の機器表面への接近性の3つのパラメータに依存している。しかし、これらをグラフで表すといくつかの不具合があることが分かる。そこで、ロバストな手法でASME Codeの許容される表面欠陥の見直しの必要性に光を当てるものである。この論文は現行の不具合を詳細に述べ、改善案を提案するものである。
