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矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 9 Pages, 2018/07
原子力発電所の格納容器(CV)は、放射性物質の放出を防止するための重要な構造であるが、格納容器の耐圧限界は明らかにされていない。本研究では、CVバウンダリの一部を構成する機器である鏡板構造に着目し、重大事故時を想定した鏡板の耐圧限界評価法を開発するために、中高面に圧力をかけた鏡板の耐圧試験と有限要素解析を実施した。相対的に薄板の鏡板を用いた試験において、座屈後に局部変形集中を伴う非軸対称変形が観察され、他の試験よりも有意に低い圧力で破損が生じた。試験で見られた非軸対称変形を検討するために、詳細な3次元ソリッドモデルを用いた解析、さらに、均一な板厚を有するモデルまたは局所的な薄肉部を有するモデルを用いた解析を実施し、座屈後変形挙動の発生要因について検討した。
大谷 章仁*; 甲斐 聡流*; 金子 尚昭*; 渡壁 智祥; 安藤 勝訓; 月森 和之*
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07
本論文は、日本機械学会において策定中の事例規格を実機配管に適用した結果を報告するものである。ここでは、高速炉もんじゅの2次系配管を実機配管の代表例として選定した。事例規格に定める手法により配管系の弾塑性時刻歴解析を行い、配管の強度評価を実施した。その結果、事例規格による評価は配管系の耐震強度を左右する疲労強度の観点で、現行規格の手法よりも合理的な評価が可能であることを確認した。
月森 和之*; 矢田 浩基; 安藤 勝訓; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 12th International Conference on Asian Structure Integrity of Nuclear Components (ASINCO-12) (CD-ROM), p.105 - 121, 2018/04
高速炉プラントにおいて、鏡板構造は格納容器バウンダリの一部を構成することから、重大事故時にそのバウンダリ機能が維持されるか否かは重要な問題である。また、格納容器からの核分裂生成物の放出量を推定するためには、バウンダリ機能喪失後の貫通亀裂からの漏えい率を評価することも重要である。著者らは、中高面に圧力を受ける鏡板の耐圧試験を実施し、座屈やその後の挙動、さらには亀裂が貫通に至るまでの試験を実施した。本稿では、バウンダリ機能喪失後の鏡板を用いて、種々の圧力条件下で漏えい率試験を実施し、貫通亀裂長さと圧力条件に関連する漏えい率の傾向を検討した。また、試験で観察された3次元変形挙動や貫通亀裂長さに影響する可能性のある鏡板の詳細な3次元形状に基づく解析を行うため、板厚分布のモデリングを検討した。
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(6), p.061201_1 - 061201_12, 2017/08
被引用回数：1 パーセンタイル：7.39(Engineering, Mechanical)本研究では、内圧の影響を受けたベローズ構造の到達圧力の評価方法を開発するために、ベローズ構造の破壊試験と有限要素解析(FEA)を行った。一連の試験により破壊モードを実証し、3種類の破壊モードを確認した。試験中の座屈および変形挙動をシミュレートするために、陰解法および陽解法による解析を実施し、試験結果と比較した。
月森 和之; 安藤 勝訓; 矢田 浩基; 一宮 正和*; 安濃田 良成*; 荒川 学*
Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08
2層ベローズは層間の摩擦の影響があるため、解析上の取り扱いが1層ベローズよりも難しい。本研究では、2層ベローズと1層ベローズに対する内圧をパラメータとしたバネ定数試験を実施し、2層ベローズのバネ定数は、内圧によらず1層ベローズのほぼ2倍であることを実験的に明らかにした。また、2層と1層のベローズ両方でインプレーン座屈が観察された。両者の変形挙動は類似していたが、2層ベローズの座屈圧力は1層ベローズのほぼ2倍であった。これらは層間の摩擦を無視できることを意味しており、2層ベローズの解析においては半分の圧力負荷の1層ベローズに置き換えることができることを明らかにした。
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 11 Pages, 2017/07
本研究では、設計基準を超えた状況におけるベローズ構造の限界圧力評価法を開発するためベローズ構造の耐圧破壊試験と有限要素解析を行った。内圧試験は、室温下でベローズ試験体に加圧された水を供給することにより行い、漏えいが観察されるまで加圧した。ガードパイプ付き0.5mm厚ベローズ試験体の最大圧力はガードパイプなしの試験体の最大圧力よりも大きく、ベローズ構造が大きく膨らみ延性破損が観察された。一方、0.5mm厚のガードパイプなしの試験体では、ベローズの初期設定条件にかかわらず、局部破損が確認された。1.0mmの厚さのベローズ試験体では、1層および2層ベローズの両方で延性破損が観察された。すべての試験で得られた最大圧力は、EJMA標準によるインプレーン不安定性に基づく設計圧力の制限の推定結果より約10倍大きかった。しかし、試験で確認された3つの破壊モードは、複雑な変形挙動を伴うため通常の有限要素法解析で模擬することは難しくため、いくつかの限界圧力の評価手順を適用し試験結果の対比を整理した。
矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
FBRの1次冷却材と2次冷却材とのバウンダリを構成する中間熱交換器の鏡板は、重大事故シナリオの検討において重要な部位である。本研究では、重大事故シナリオの検討に資する鏡板の限界圧力評価法を開発するために、2種類の鏡板に対して、中高面に圧力を負荷した限界圧力試験及びFEA解析を行った。その結果、中高面に圧力を受ける鏡板の破損モードは、変形による鏡板端部での曲げ及び曲げ戻し挙動によって引き起こされる周方向の板厚貫通亀裂であることが明らかとなった。
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07
本件では、高速炉の原子炉格納容器バウンダリを構成する部位のうち薄肉であり相対的に限界圧力が小さいと考えられる原子炉格納容器貫通部配管ベローズおよび冷却材ガスバウンダリの中で薄肉であり相対的に限界圧力が小さいと考えられる中間熱交換器のカバーガスバウンダリベローズについて破損様式の検証と限界圧力の評価法の開発を目的とした試験および解析を実施した。
矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 7 Pages, 2016/07
高速炉の原子炉格納容器バウンダリを構成する部位のうち、相対的に限界圧力が小さいと考えられる中間熱交換器下部鏡板を対象として、鏡板中高面に設計圧力を超える圧力が作用した場合の破損様式の検討と限界圧力の評価法の開発を目的とした試験及び解析を実施した。
渡壁 智祥; 月森 和之; 大谷 章仁*; 森泉 真; 金子 尚昭*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(3), p.16-00054_1 - 16-00054_11, 2016/06
配管の耐震健全性を評価するために配管の破損様式や終局強度を把握することは重要である。軽水炉用厚肉配管の破損試験はこれまでに複数実施されている。その結果から、厚肉配管の耐震設計では、低サイクル疲労破壊を破損様式として想定するべきであるとの結論に至っている。一方、高速炉は軽水炉と比べて相対的に薄肉構造であり、薄肉配管の破損様式を明らかにするためには軽水炉配管の試験結果だけでは十分でない。したがって、本研究では、薄肉ティの破損様式及び終局強度の調査を行った。
渡壁 智祥; 月森 和之; 北村 誠司; 森下 正樹
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(2), p.021801_1 - 021801_10, 2016/04
被引用回数：7 パーセンタイル：35.8(Engineering, Mechanical)配管の終局強度や破損様式を把握することは、設計評価の信頼性及び合理化の観点から重要である。軽水炉で使用される外径/板厚比が比較的小さい厚肉配管については、破損様式が疲労破壊であることが過去の検討によって示されてきたが、外径/板厚比が比較的大きい高速炉用薄肉配管の破壊試験データはほとんどない。本研究では、高速炉で用いられる薄肉配管の破損様式を把握するために実施した動的破壊試験結果について報告する。結果から、地震荷重下での薄肉配管の破損様式は疲労であることを示し、現行の配管設計評価には、大きな余裕が含まれていることを確認した。
月森 和之; 安藤 勝訓; 矢田 浩基
Transactions of 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08
耐圧性と柔軟性を兼ね備えた多層ベローズは広く利用されている。しかしながら、層間の摩擦による不確定性のため、単層のベローズに比べて、その挙動の解析的な扱いが難しい。本研究では、多層ベローズの強度評価について検討し、層間の摩擦の影響について、例として2層ベローズを取り上げて、簡易モデル及び詳細FEM解析により、塑性域まで含めて分析、評価した。主に次の結果を得た。(1)摩擦が無いと仮定した場合、塑性域に及ぶまで2層ベローズを構成する1層分のベローズのモデルを利用して、2層ベローズの挙動を良好に近似できる。この場合、数値解析にかかる負担は大幅に低減できる。(2)摩擦の影響は、現実的な摩擦係数の範囲では比較的小さい。したがって、摩擦の影響を無視しても実際的な挙動を捉えることができる。(3)圧力に対する多層ベローズの強度、すなわちベローズ固有の座屈挙動については、内圧による層間の面圧の上昇を考えると、若干保守側に評価される。このような観点から、摩擦を無視した評価は設計上合理的と言える。
渡壁 智祥; 月森 和之; 大谷 章仁*; 森泉 真; 金子 尚昭*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
It is important to investigate failure mode and ultimate strength of piping components in order to evaluate seismic integrity of piping. Many failure tests of a thick wall and a high pressure piping for Light Water Reactors (LWRs) have been conducted, and the results suggest that the failure mode which should be considered in the design of a thick wall piping for LWRs under seismic loading is low cycle fatigue. On the other hands, the piping in Sodium cooled Fast Reactors (SFRs) is a thin wall configuration compared to the piping in LWRs. Failure tests of a thin wall piping is necessary because the past failure tests for the piping in LWRs are not enough to discuss failure behavior of a thin wall piping. This present work investigated the failure mode and the ultimate strength of a thin wall tees, the critical parts in seismic evaluation of the actual piping of SFRs.
渡壁 智祥; Jin, C.*; 臼井 嘉哉*; 酒井 新吉*; 若井 隆純; 大鹿 順司*; 月森 和之
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
For the purpose of confirming failure modes and safety margin, some studies on the ultimate strength of thin-walled piping components for Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) under extreme loading conditions such as large earthquakes have been reported these several years. Nonlinear finite element analysis has been applied in these studies to simulate buckling and yielding with large deformation, whose accuracy is dependent on the element type, the mesh size, the elasto-plastic model and so on. It is important to check the validation of a finite element model for nonlinear analysis especially under extreme loading conditions. This paper presents static and dynamic analyses of a thin-walled elbow with large deformation under large seismic loading, and discusses the validation of the FEA models comparing with experimental results.
渡壁 智祥; 月森 和之; 大谷 章仁*; 森泉 真; 金子 尚昭*
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07
原子炉の耐震安全性の観点から配管の終局的な強度を把握することは重要である。設計地震荷重を超える過酷な入力条件下での高速炉用薄肉ティ配管の破損様式及び終局強度を試験により検証した結果について報告する。
甲斐 聡流*; 渡壁 智祥; 金子 尚昭*; 都知木 邦裕*; 森泉 真; 月森 和之
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
原子力プラントの配管は複数の支持点を有することから、地震時には多点入力挙動を示す。本報では、弾塑性域における配管の多点入力解析手法の妥当性について試験結果との比較により検証した結果について報告する。
浅山 泰; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 岡島 智史; 永江 勇二; 高屋 茂; 鬼澤 高志; 月森 和之; 森下 正樹
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07
本報は、JSFRの構造規格基準開発に係る活動を概観したものである。ナトリウム冷却型高速炉の特徴を最大限に生かすために、設計
維持において必要となる一連の規格、すなわち、溶接規格、維持規格、破断前漏えい(LBB)評価規格、静的機器構造信頼性評価ガイドラインをシステム化規格概念に基づき体系的に開発している。これらの規格を日本機械学会規格として2016年を目途に発刊することを目指している。
月森 和之; 岩田 耕司*; 川崎 信史*; 岡島 智史; 矢田 浩基; 笠原 直人*
Nuclear Engineering and Design, 269, p.23 - 32, 2014/04
被引用回数：1 パーセンタイル：8.88(Nuclear Science & Technology)高速増殖炉実用化のためのR&D、すなわちFaCT(Fast reactor Cycle Technology development)が日本において進められている。そのR&D項目の一つとして、従来設計で熱荷重低減のために原子炉容器の内側に取り付けられていた炉壁保護構造を取り去って、コンパクトな原子炉容器を実現する課題がある。最も重要なことは、起動,停止を繰り返すたびに上下する液面近傍の原子炉容器に累積する非弾性ひずみ量の評価である。本研究の目的は、このような複雑な非弾性挙動を精度よく評価できる合理的な構成モデルを開発し、これに基づく設計ガイドを用意することである。われわれは、高精度塑性構成モデル及び簡便な塑性構成モデルを開発し、系統的な試験を実施し、その結果に基づいてこれらモデルの有効性を示した。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*; Xu, Y.*; 月森 和之
Nuclear Engineering and Design, 269, p.88 - 96, 2014/04
被引用回数：12 パーセンタイル：67.4(Nuclear Science & Technology)This paper describes the Leak-Before-Break (LBB) assessment procedure applicable to Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) pipes made of modified 9Cr-1Mo steel. For the sodium pipes of JSFR, the continuous leak monitoring will be adopted as an alternative to a volumetric test of the weld joints under conditions that satisfy LBB. Firstly, a LBB assessment flowchart eliminating uncertainty resulted from small scale leakage, such as self plugging phenomenon and influence of crack surface roughness on leak rate, was proposed. Secondly, a rational unstable fracture assessment technique, taking the compliance changing with crack extension into account, was also proposed. Thirdly, a Crack Opening Displacement (COD) assessment technique was developed, because COD assessment method applicable to JSFR pipes - thin wall and small work hardening material - had not been proposed yet. In addition, fracture toughness tests were performed using compact tension (CT) specimens to obtain the fracture toughness, JIC, and the crack growth resistance (J-R) curve at elevated temperature. Finally, by using the flowchart, proposed techniques and collected data, LBB assessment for the primary sodium pipes of JSFR was conducted. As a result, LBB aspect was successfully demonstrated with sufficient margins.
渡壁 智祥; 金子 尚昭*; 相田 重一*; 大谷 章仁*; 月森 和之; 森泉 真; 北村 誠司
Dynamics and Design Conference 2013(D&D 2013)講演論文集(USB Flash Drive), 8 Pages, 2013/08
配管系の地震応答解析を実際の振動応答挙動に近いものとするためには、多点入力解析を取り入れる必要がある。多点入力解析手法に関する理論的検討は過去に複数実施されているものの、解析手法の妥当性について配管実挙動と比較したものは少なく、十分な検討がなされているとは言えない。そこで、本研究では、多点入力解析法の妥当性及び適用性を検証することを目的とし、本報では、複数の支持点を有する3次元配管モデルを用いた多点入力加振試験を実施した。
