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論文

Observation and evaluation of plastic collapse for double-notch pipe

鈴木良祐*; 松原雅昭*; 坂本賢治*; 鈴木将人*; 白石泰祐*; 柳原星児*; 伊沢悟*; 若井隆純

Experimental Techniques, 40(1), p.253 - 260, 2016/09

https://doi.org/10.1007/s40799-016-0030-z

被引用回数：0 パーセンタイル：0.03(Engineering, Mechanical)

軸方向に垂直な2つの90度貫通切欠きを持つオーステナイト系ステンレス鋼管の塑性崩壊挙動と強度を調べた。様々なノッチ間距離で二つのノッチ試験片を光塑性フィルムで覆った。試験片には、軸方向の引張荷重と曲げ荷重を任意に組み合わせた荷重を加えた。塑性崩壊挙動を調査するために、試験中に光塑性フリンジパターンの変化が観察された。塑性崩壊強度は、弾完全塑性体に基づくモデルを用いて評価した。実験的な塑性崩壊点での光塑性フリンジパターンは荷重履歴によって異なった。このことから、塑性崩壊挙動は荷重履歴に依存することがわかった。一方、塑性崩壊強度はノッチ間距離にはほとんど依存しなかった。実験的な塑性崩壊は、いくつかの純引張荷重試験でのみ理論塑性点に達する前に発生した。したがって、この研究で使用された弾完全塑性体に基づくモデル解析は、純粋な引張荷重を受けるステンレス鋼管の塑性崩壊には非保守的な推定を与える可能性がある。

論文

軸力と曲げを受ける切欠付ステンレス配管の塑性崩壊強度及び最大荷重評価

柳原星児*; 松原雅昭*; 鈴木良祐*; 鈴木将人*; 白石太祐*; 坂本賢治*; 若井隆純

日本機械学会M&M2012材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2012/09

The fracture assessment of independent multiple flaws is not developed in the piping for nuclear power in the Japan Society of Mechanical Engineers maintenance standard. In the maintenance standard, an enough examination is not performed about the influence that the load history of the axial tension due to inner pressure and the bending such as the earthquake affects on collapse strength of the piping. This study clarified that the effect of multiple flaws affected on the plastic collapse strength of the stainless steel piping that loaded axial tension and bending independently, and proposed the maximum load evaluation method. Conclusions are as follows: (1) Multiple flaws on piping can be evaluated by the plastic collapse theory of the single flaw, and the flaw can be simplified, and a conservative evaluation of piping be done. (2) The maximum stress can be calculated from the flaw size and mechanical properties of piping and piping size.

論文

軸力と曲げを受ける周方向複数切欠を有するSUS304鋼配管の塑性崩壊強度

白石太祐*; 松原雅昭*; 鈴木良祐*; 鈴木将人*; 柳原星児*; 坂本賢治*; 若井隆純

日本機械学会M&M2012材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), 3 Pages, 2012/09

The aim of this study is to investigate the effect of notch interval on plastic collapse strength of the type 304 stainless steel piping and simplify the flaw assessment method of type 304 stainless steel piping subjected to combined tension and bending. Typical loads applied to type 304 stainless steel piping are axial tension due to internal pressure and bending load caused by external forces. Two 90 degree through-wall notches were machined perpendicular to the axial direction of the pipe with interval, $_{rm N}$ , from 1 to 28 mm. The experimental plastic collapse strength of the specimens with single notch and two notches were higher than the theoretical ones of the single notched pipe assumed elastic perfectly plastic body. Therefore, it was clarified that the plastic collapse strengths of type 304 stainless steel pipes with two notches perpendicular to the pipe axis can be evaluated safely using the theoretical ones of the single notched pipe assumed elastic perfectly plastic body.

論文

Collapse strength of multiple notched pipes under combined load

白石太祐*; 松原雅昭*; 鈴木良祐*; 鈴木将人*; 若井隆純; 坂本賢治*

Proceedings of 5th International Workshop New Methods of Damage and Failure Analysis of Structural Parts (CD-ROM), 6 Pages, 2012/09

The aim of this study is to investigate the effect of notch interval on plastic collapse strength of the type 304 stainless steel piping and simplify the flaw assessment method of type 304 stainless steel piping subjected to combined tension and bending. Typical loads applied to type 304 stainless steel piping are axial tension due to internal pressure and bending load caused by external forces. The plastic collapse strengths of the notched specimen subjected to arbitrary combined axial tension and bending loads were evaluated. Two 90 degree through-wall notches were machined perpendicular to the pipe axis with interval from 1 to 28 mm. It was clarified that the plastic collapse strengths of type 304 stainless steel pipes with two notches perpendicular to the pipe axis can be evaluated safely using the theoretical plastic collapse strength of the pipe with single notch assuming elastic perfectly plastic body.

論文

軸力と曲げを受けるステンレス配管の塑性崩壊強度に関する研究

松原雅昭*; 林達也*; 鈴木将人*; 白石太祐*; 坂本賢治*; 若井隆純

日本機械学会M&M2011材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2011/07

本研究では、原子力設備の安全性向上に寄与するため、複数欠陥がステンレス鋼管の塑性崩壊強度に及ぼす影響について調べた。複数欠陥を有する配管の塑性崩壊荷重を知ることは重要である。そこで、簡単のために、複数欠陥を単一欠陥でモデル化することを目的として、単一及び複数の欠陥を有する管に対して、引張及び曲げ荷重が重畳する実験を行った。その結果、(1)複数欠陥を単一欠陥にモデル化することにより保守的に評価可能であることがわかった、(2)いずれの荷重条件においても、並列欠陥は単一欠陥に置き換えて考えることが可能であることがわかった。

論文

Distinct structural requirements for interleukin-4 (IL-4) and IL-13 binding to the shared IL-13 receptor facilitate cellular tuning of cytokine responsiveness

伊藤栄近*; 鈴木章一*; 金地佐千子*; 白石裕士*; 太田昭一郎*; 有馬和彦*; 田中剛*; 玉田太郎; 本庄栄二郎*; Garcia, K. C.*; et al.

Journal of Biological Chemistry, 284(36), p.24289 - 24296, 2009/09

https://doi.org/10.1074/jbc.M109.007286

被引用回数：24 パーセンタイル：45.24(Biochemistry & Molecular Biology)

IL-4とIL-13はともにIL-4受容体鎖とIL-13受容体-1鎖(IL-13R1)を共通の受容体として結合する。しかしながら、これらリガンドタンパク質の受容体結合様式には違いがあり、この違いがリガンド特異的な機能の発現をつかさどっている。われわれはこれまでにIL-13R1のIg様ドメイン(D1ドメイン)がIL-13結合に特異的かつ必要不可欠な領域であることを見いだした。しかしながら、受容体D1ドメイン中のどのアミノ酸がIL-13の特異的な結合に関与しているか、さらにはD1ドメインがIL-13とIL-4をどのように識別しているかはいまだ不明のままであった。これらの疑問を解決するために、本研究では、D1ドメインへの変異体解析を構造情報を利用することにより実施した。結晶構造中においてIL-13結合に関与しているC'ストランド中のLys76, Lys77, Ile78、及び結合部位に近接したTrp65, Ala79への変異導入はIL-13結合を顕著に低下させた。よって、これらのアミノ酸がIL-13結合部位を構成していることが明らかになった。また、他のストランド中のVal35, Leu38, Val42への変異導入もIL-13の結合低下をもたらした。これはこれらの変異導入がD1ドメインの構造安定性を低下させたことに起因すると推察された。さらに、上記の変異導入のいずれもIL-4結合には影響を及ぼさなかった。これらの結果から、Lys76, Lys77, Ile78から構成される疎水的な領域がIL-13特異的な認識部位として機能し、IL-4との識別を可能にしていると考えられた。

論文

高ベータの敵; 抵抗性壁モード

武智学; 松永剛; 白石淳也; 徳田伸二; 飛田健次

プラズマ・核融合学会誌, 85(4), p.147 - 162, 2009/04

http://ci.nii.ac.jp/naid/110007227637

トカマク型核融合炉の定常化にとって高ベータ化は必須である。この高ベータ化には最終的にはMHD不安定性の一種である"抵抗性壁モード"が最終的な障害となる。逆転磁場ピンチに至っては抵抗性壁モードによって寿命が決まってしまう。この十年、閉じ込め改善や加熱装置の進展により高ベータ化の敵、抵抗性壁モードを実際に安定化する研究が始まった。抵抗性壁モードを安定化する手法には"プラズマ回転"と"磁場のフィードバック制御"がある。抵抗性壁モードの物理的な性質やこれらの安定化の物理機構の説明をできるだけ平易に行い、これをもとにこれまでの実験的,理論的研究の進展の説明を行った。さらに問題点や今後の研究の方針について述べた。

論文

Comprehensive cost estimation method for decommissioning

工藤健治; 川妻伸二; 林道寛; 渡部晃三; 富居博行; 白石邦生; 八木直人; 福島正; 財津知久

Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/07

2001年12月の閣議決定にしたがい、2005年10月1日、日本原子力研究所(以下、原研)と核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は統合し、新たに日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)となった。この新しい法人は、総合的な原子力研究開発法人であり、政府関連法人の中で最も大きな法人となった。法人の主要な業務は、原子力の基礎研究開発、核燃料サイクル研究開発、自らの原子力施設の廃止措置及び放射性廃棄物処理・処分にかかわる技術開発、安全と核不拡散に関する寄与、などである。原子力機構には、JRR-2や常陽などの試験研究炉、ふげんやもんじゅなどの研究開発段階炉、人形峠ウラン濃縮原型施設や東海MOX燃料製造施設や東海再処理施設などの核燃料サイクル施設、その他JRTFやFMFなどのホットラボ施設がある。二法人統合準備の一環として、原研とサイクル機構は、これまでの施設解体や改修工事などの実績をもとに、総合的な廃止措置費用評価手法を共同で開発した。また、費用評価試算にあたっては、評価項目を増加する等により信頼性の向上を図った。本評価手法を用いた原研とサイクル機構における廃止措置費用の総計は、約6,000億円(約50億$)と試算した。

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