Modeling of hardness and welding residual stress in Type 316 stainless steel components for the assessment of stress corrosion cracking

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

https://doi.org/10.1115/PVP2023-103449

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.

Benchmark analysis by Beremin model and GTN model in CAF subcommittee

廣田 貴俊*; 名越 康人*; 北条 公伸*; 岡田 裕*; 高橋 昭如*; 勝山 仁哉; 上田 貴志*; 小川 琢矢*; 八代醍 健志*; 大畑 充*; et al.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

In order to establish a guideline for fracture evaluation by considering plastic constraint in the ductile-brittle transition temperature (DBTT) region, the CAF (Constraint-Based Assessment of Fracture in Ductile-Brittle Transition Temperature Region) subcommittee has been launched in 2018 in the Japan Welding Engineering Society. In the committee, fracture tests are conducted using C(T), SE(B), and 50mm-thick flat plate with a surface flaw subjected to bending load or tensile load to verify fracture evaluation methods. Since simulation results are easily affected by analysis conditions, benchmark analysis is essential for the potential users of the guideline. Therefore, benchmark analyses are executed on brittle and ductile damages by Beremin and Gurson-Tvergaard-Needleman (GTN) models implemented in the finite element (FE) codes. The benchmark analyses are carried out in four steps; Step 0 is to confirm the output of FE codes in each member with the same input data and the same FE model. Step 1 is to confirm the result of Weibull stress analysis for C(T) specimens tested at -125C. The Weibull parameter, m, was fixed in this step. At step 2, sensitivity analyses are conducted on Weibull stresses in different conditions. The outputs by the GTN model are also confirmed. At the final step, the fracture simulation will be run for flat plate specimens with less plastic constraint than the standard fracture toughness specimen. As the results of the benchmark analyses up to step 2, a significant difference is not observed in the Weibull stress computed by committee members with the same input data and FE model and it is confirmed that the effects of element type, nonlinear deformation theory employed in FE analysis. For the calculation of the Weibull parameter m by using the fracture toughness test results and the developed programs by committee members, the converged values of m show good agreement among them.

Plasticity correction on stress intensity factor evaluation for underclad cracks in reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(5), p.051501_1 - 051501_10, 2020/10

https://doi.org/10.1115/1.4046977

Structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) is essential for the safe operation of nuclear power plants. For RPVs in pressurized water reactors (PWRs), the assessment should be performed by considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. To assess the structural integrity of an RPV, a traditional method is usually employed by comparing fracture toughness of the RPV material with the stress intensity factor () of a crack postulated near the RPV inner surface. When an underclad crack (i.e., a crack beneath the cladding of an RPV) is postulated, of this crack can be increased owing to the plasticity effect of cladding. This is because the yield stress of cladding is lower than that of base metal and the cladding may yield earlier than base metal. In this paper, detailed three-dimensional (3D) finite element analyses (FEAs) were performed in consideration of the plasticity effect of cladding for underclad cracks postulated in Japanese RPVs. Based on the 3D FEA results, a plasticity correction method was proposed on calculations of underclad cracks. In addition, the effects of RPV geometries and loading conditions were investigated using the proposed plasticity correction method. Moreover, the applicability of the proposed method to the case which considers the hardening effect of materials after neutron irradiation was also investigated. All of these results indicate that the proposed plasticity correction method can be used for calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.

Failure behavior analyses of piping system under dynamic seismic loading

宇田川 誠; Li, Y.; 西田 明美; 中村 いずみ*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 167, p.2 - 10, 2018/11

https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2018.10.002

地震荷重に対する原子炉圧力バウンダリ配管系の構造健全性の確保は重要である。本研究では、動的地震荷重条件下における配管系の耐力を明らかにすることを目的として、防災科学技術研究所で実施された三次元配管系動的加振試験を対象に、動的弾塑性有限要素解析を実施した。その結果、配管系の固有振動数、固有モード、応答加速度、エルボ開閉変位、歪履歴、破損箇所及び低サイクル疲労寿命について、解析結果は実測値と概ね一致し、本論文で示された解析手法は動的地震荷重条件下の配管系の破損挙動の評価に適用できることを確認した。

幌延深地層研究センターの換気立坑におけるグラウト注入シミュレーションおよびその効果の検証

中嶋 仁慶*; 小山 倫史*; 龍田 圭亮*; 片山 辰雄*; 青柳 和平

第14回岩の力学国内シンポジウム講演論文集(インターネット), 6 Pages, 2017/01

本論文では、幌延深地層研究センターの深度250m以深の換気立坑掘削前に、透水性の高い断層部を対象として実施したグラウト施工を対象として、有限要素法により、非定常の浸透流解析および移流・分散解析を実施し、グラウト施工後の透水係数の分布を評価した。その結果に基づきグラウトによる透水性の改善効果について検討を行い、原位置におけるルジオン試験結果との比較により解析の妥当性について検討を行った。結果として、実際のグラウト施工により、透水性の高い断層部の透水係数の4オーダー程度の改善が見られ、その値は原位置のルジオン試験結果にも概ね整合することが示された。よって、グラウトによる透水性改善の検討について、本手法の適用可能性が示された。

Time domain response analysis for assembly by integrating components

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄; 松川 圭輔*; 大嶋 昌巳*; 井土 久雄*

Transactions of the 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08

システム計算科学センターではFIESTAと呼ぶ組立構造解析コードをベースとした仮想振動台の研究開発を展開している。本報では、千代田化工建設と協力し、石油プラントのストラクチャーの仮想振動台実験を実施した結果について報告する。仮想振動台実験を用いた数値実験では、石油プラントのストラクチャーを詳細に部品毎にモデル化し、部品毎に作成された有限要素分割モデルを統合して、組宛て構造解析コードを用いて、動的解析を実施した。時刻歴応答解析では、オンサイト波等4波を用いて京コンピュータで計算した。いずれの計算でも俯瞰的には従来の解析技法による結果が保守的であることを確認でき、詳細な部位の計算では仔細な構造挙動の分析が可能となった。

Structural analysis for assembly by integrating parts

中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 岡田 達夫*; 鶴田 理*; 沢 和弘; 飯垣 和彦

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07

https://doi.org/10.1115/ICONE22-30251

機械製品は、その大小や複雑さによらず少なくとも二つ以上の部品から組立てられており、原子力発電所などは1000万以上の部品からなる構造物である。本論では、その構成部品を集積してアセンブリ構造の解析方法論について報告する。集積された部品を有限要素解析しようとすると、部品間の合わさる部分の有限要素分割数が合わず、節点や要素が不連続な状態となり、一般には連続体として計算ができなくなる。これを回避する方法として、六面体の有限要素を結合する技術を開発した。これにより従来の自動要素分割手法等でも困難であったアセンブリ構造物の有限要素解析を可能とした。

Thermofluid analysis of free surface liquid divertor in tokamak fusion reactor

栗原 良一

Fusion Engineering and Design, 61-62, p.209 - 216, 2002/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(02)00171-0

高い核融合出力を達成するために、ダイバータは10MW/m以上の高熱流束に耐えなければならない。20MW/m以下の熱流束であれば、タングステンを構造材とした固体壁ダイバータでも除熱可能である。しかし、固体壁ダイバータでは、熱応力のような厳しい機械力学的状態の観点から、20MW/mを超える高熱流束を除去するのは極めて困難である。そのため、固体壁上を流れる液膜により熱を除去する液体ダイバータ概念がオプションとして検討されている。本論文は、液体材料としてFLiBe溶融塩を採用した場合に、高熱流束を受ける自由表面液体の熱流動解析について記述した。有限要素法解析コードADINA-Fにより、45度傾けたSiC/SiC複合材第一壁上をFLiBeが厚さ10mm,初速度0.5m/s,初期温度600で流入するとして計算した。流体の上部表面には、熱流束として25~100MW/mを与えた。液膜内に水車などを設置して二次流れを生じさせることにより伝熱の向上可能性を評価するため、二次流れの効果を等価熱伝導率10kW/mKで模擬した。解析結果から、二次流れを生じさせることにより3~4倍伝熱特性が改善し、100MW/mの熱流束も除熱可能であることがわかった。さらに、液体ダイバータとして固液混相流を使用することで固相の融解熱を利用した熱除去可能性を検討した。

Thermal stress analyses in first wall subjected to high heat flux from fusion plasma

栗原 良一; 西尾 敏; 小西 哲之

Thermal Stresses 2001, p.81 - 84, 2001/00

トカマク型核融合動力炉において、プラズマから高熱流束を受けるブランケット第一壁は、照射損傷などにより亀裂が発生する可能性がある。DREAMのSiC/SiC複合材料製ブランケット第一壁に亀裂を想定して、亀裂周辺の応力状態を調べるため有限要素法解析を行った。その結果、亀裂周辺の応力は圧縮応力状態になるが、亀裂先端のごく近傍では許容応力以上の引張と圧縮の応力集中が発生した。今後、亀裂の安定性及び限界亀裂寸法を正確に評価するために、クリープによる応力緩和等を考慮した破壊力学的評価法の開発が必要である。

EDDYMULT; 複合トーラス導体系の渦電流問題を解くための計算コードシステム

中村 幸治; 小関 隆久

JAERI 1317, 310 Pages, 1989/03

JAERI-1317.pdf:7.94MB

多数のトーラス状導体および軸対称ポロイダル磁場コイル群から成る複合トーラス導体系に対する実際的な渦電流問題を解くため、有限要素回路法を応用した計算コードシステムEDDYMULTを開発した。このコードシステムを用いた計算では、対象とする複合トーラス導体系の渦電流固有モード分解、外部起電力による渦電流分布の時間追跡およびこれら電流のつくる磁場構造の3次元解析が可能である。したがって、トカマク型核融合実験装置における渦電流関連の諸問題、ポロイダル磁場コイル電源の設計、トカマク本体電磁力の設計、プラズマ位置制御の解析などに汎用的に適用することができる。 本報告書は、EDDYMULTコードシステムについて、(1)解析理論、(2)計算コードシステムの構成、(3)取り扱える問題の範囲、(5)サブルーチンの処理機能などを詳細に説明したものであり、ほんコードシステムを使用する際の手引として用いることができる。