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若井 隆純; 鬼澤 高志; 加藤 猛彦*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07
This paper proposes provisional welded joint strength reduction factors (WJSRF) of Modified 9Cr-1Mo steel applicable to the structural designing of "Japan sodium cooled fast reactor (JSFR)". JSME published a revised version of the elevated temperature design code in last year. Modified 9Cr-1Mo steel was officially registered in the code as a new structural material for sodium cooled fast reactors. The creep strength curve for the base metal of the steel was standardized by employing stress range partitioning method, same as for the welded joint. However, second order equation of logarithm stress was applied in the analysis for the base metal. In addition, the creep rupture data obtained at 700
C were included in the database and data ruptured in very short term, i.e. smaller than 100 hours, were excluded from the analysis. Thus, there are some differences between the procedures to determine the creep strength curves for base metal and welded joint made of Modified 9Cr-1Mo steel. This paper discusses the most feasible procedure to determine the creep strength curve of the welded joint of the steel by performing some case studies to focus on physical adequacy and usability. Then, the strength reduction factors are provisionally proposed based on the design creep rupture stress intensities. In addition, the design of JSFR pipes were reviewed taking the proposed WJSRF into account.
山口 義仁; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07
本研究では、巨大地震を模擬した試験と解析を実施し、疲労き裂進展挙動に及ぼす過大な引張及び圧縮荷重の影響を評価した。過大な単波の引張及び圧縮荷重を含む疲労き裂進展試験により、き裂先端が過大引張荷重で鈍化した場合それにつづく圧縮荷重の大きさによって、き裂進展速度に及ぼす過大荷重の影響が異なり、き裂が閉口するほどの圧縮荷重が負荷された場合には、き裂進展が加速することを確認した。一方、圧縮荷重が負荷されない場合には、き裂進展が遅延することを確認した。FEM解析では、き裂鈍化、き裂前縁の塑性域の大きさ及び応力分布を、各荷重負荷条件で評価した。その結果、き裂先端が過大引張荷重により鈍化し、その後圧縮荷重を受けた場合には、引張の応力分布がき裂先端前縁に発生することを明らかにした。以上により、過大荷重の影響を考慮したき裂進展評価手法を、き裂鈍化とき裂先端前縁の応力分布に着目して提案した。提案したき裂進展評価手法によるき裂進展予測結果は、試験で得られたき裂進展結果とほぼ一致した。
廣田 貴俊*; 平野 隆*; 鬼沢 邦雄
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 7 Pages, 2013/07
破壊靭性マスターカーブ法は、原子炉圧力容器に使用される鋼材の破壊靭性を精度よく統計的に評価するために有効な方法である。国内では、JEAC4216-2011としてマスターカーブ法に対する参照温度(To)評価の規格が制定されている。この規格は、米国ASTM E1921をもとに、国産圧力容器鋼材への適用性の検討結果等をもとに策定された。本研究では、国産鋼材の破壊靭性データベースを用いて、このJEAC4216により求めたToをもとに、平面ひずみ破壊靭性K
曲線及び参照破壊靭性K
曲線を推定する代替参照温度RT
を検討した。この際、従来の関連温度RT
に基づく破壊靭性曲線と等価な安全裕度を有するように統計処理を行った。結果として、RTとして、Toに係数C
及びマージンを加える式を開発した。本式は、原子炉圧力容器の健全性評価を規定するJEAC4206の改定に向けて提案される予定である。
永江 勇二; 高屋 茂; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07
The most important failure mode to be prevented in the design is creep-fatigue at elevated temperatures in fast reactors. 316FR stainless steel is a candidate material for the reactor vessel and internal structures. Development of the procedure for evaluating creep-fatigue life is essential. The method for evaluating creep-fatigue life implemented in the Japan Society Mechanical Engineers code is based on the time fraction rule for austenitic stainless steel such as SUS304. Necessary equations such as fatigue curve and creep rupture curve for calculation of creep-fatigue life are evaluated, and the predicted creep-fatigue life by using the time fraction rule in 316FR stainless steel is compared with experimental data. The longest time to failure is about 100,000 h for evaluating creep-fatigue life. Fatigue curve, creep rupture curve, stress-strain curve and creep strain curve are provided for calculating creep-fatigue life. The creep-fatigue life is predicted within a factor of 2 even the test condition of the longest time to failure. Furthermore, comparison with the ductility exhaustion method was done to investigate the conservatism of the proposed method. Finally, the procedure based on the time fraction rule for evaluation of creep-fatigue life is proposed in 316FR stainless steel.
永江 勇二; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 7 Pages, 2013/07
316FR stainless steel is to be used for a reactor vessel and internals for fast reactors, which the design life is 60 years and the operating temperature is 823 K. This paper describes an extrapolation approach by fracture energy for creep strength of allowable stress in time-dependent regime. Change in fracture energy is assumed to be expressed as a power-law function of time to failure and energy density rate. The energy density rate is calculated using initial stress, rupture elongation and time to rupture. It is important to evaluate a change in rupture elongation for extrapolation of creep-strength at 823 K. Time to rupture at 823 K is estimated and extrapolated based on the fracture energy approach. This paper shows the validity of extending to 60 years design using Larson-Miller parameter, compared with the estimation by the fracture energy approach.
飛田 徹; 西山 裕孝; 大津 拓与; 宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07
不純物含有量,靱性レベルが異なる5種類のA533B class1鋼について、0.16インチから1インチまでの板厚・形状の異なる数種類の試験片(0.16T-CT, PCCv, 0.4T-CT, 1T-CT)を用いて、マスターカーブ法による破壊靱性試験を行った。0.16T-CTは監視試験片の破断片から8個まで採取することができる超小型の試験片である。すべての材料について、0.16TCTを用いても1TCTその他板厚の試験片と同等の破壊靱性参照温度Toを評価することができた。また負荷速度が速いとToが高くなる傾向が見られたが、規格の負荷速度上限及び下限におけるToの差は10度程度であった。
山本 真人*; 鬼沢 邦雄; 吉本 賢太郎*; 小川 琢矢*; 馬渕 靖宏*; 三浦 直樹*
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07
破壊靭性評価のためのマスターカーブ法は、最近試験規格として標準化され、原子炉圧力容器の信頼性を確保するための強力なツールであると期待されている。現行の監視試験において、マスターカーブ法のためのデータを得るためには、シャルピー試験片の試験後の半片から採取可能な小型の試験片の活用が重要である。著者らは、4mm厚のミニチュア破壊靭性試験片(ミニCT)によるマスターカーブ法の適用性を検証するため、典型的な日本の原子炉圧力容器鋼を用いて、国内の学界,産業界や研究機関の参加を得てラウンドロビン試験を開始した。試験機の影響及び試験手順を検討した第1報に引き続き、本報では試験データを拡充するとともに、負荷速度の影響を評価した。得られた結果に基づき、塑性変形を考慮した負荷速度の定義や結果の相違を検討した結果、ミニCTによる破壊靭性参照温度
には負荷速度は大きな影響を及ぼさないことが確認された。
安藤 勝訓; 渡邊 壮太*; 菊地 浩一*; 大谷 知未*; 佐藤 健一郎*; 月森 和之; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 11 Pages, 2013/07
日本機械学会 発電用設備規格 設計・建設規格 第II編 高速炉規格の2012年版では新たに316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼が新材料として登録された。本件ではこれらの新材料を高速炉規格で定められている各種規程に適用した場合の設計裕度について評価した結果をまとめたものである。
渡壁 智祥; 金子 尚昭*; 相田 重一*; 大谷 章仁*; 森泉 真*; 月森 和之; 北村 誠司
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07
現行の配管耐震解析に多入力解析を適用することで配管強度評価の合理化が期待できる。本件では、3点支持配管供試体及び3振動台を用いた加振試験を実施し、多入力を受ける配管の実挙動について調査した結果をまとめたものである。
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 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 9 Pages, 2013/07
現行の配管耐震解析に多入力解析を適用することで配管強度評価の合理化が期待できる。本件では、3振動台を用いた加振試験から得た多入力を受ける配管の実挙動を解析で模擬し、解析による評価手法について検証した。
高屋 茂; 永江 勇二; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 10 Pages, 2013/07
日本機械学会設計・建設規格
第2編 高速炉規格
2012年版で新しく登録された改良9Cr-1Mo鋼に関するクリープ疲労評価法について説明する。本評価法は、マイナー則及び時間消費則に基づいて疲労損傷及びクリープ損傷を評価し、キャンベル型の線形損傷則に基づき寿命を評価する。材料試験データに基づく検討から、本評価法は、初期応力の設定と緩和応力評価に余裕を見込んだ場合、寿命を保守的に評価でき、かつその保守性は試験時間とともに増加することが示された。さらに、予測精度が高いと考えられている改良延性消耗則と比較しても、長時間保持の場合の寿命を保守的に評価することが示された。これらの結果から、本評価法が設計評価法としての保守性を有することを明らかにした。
高屋 茂; 渡辺 大剛*; 横井 忍*; 神島 吉郎*; 栗坂 健一; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07
システム化規格概念に基づき、高速炉原子炉容器の地震による座屈に対する最少許容板厚に関して検討した。システム化規格の主なコンセプトの一つは裕度の最適化である。このコンセプトを実現するために、信頼性設計手法を用いた評価を行うとともに、原子力施設の安全目標から原子炉容器の地震による座屈に対する目標信頼度を導出し、信頼性設計手法に必要な確率分布等の入力データを整備した。また、地震荷重の大きさの不確定性を考慮するために、地震ハザードを考慮した。目標信頼度を満足する板厚を評価した結果、従来の決定論的手法に比べ、最少許容板厚を小さくできることを明らかにした。
鬼澤 高志; 永江 勇二; 高屋 茂; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07
This paper describes the material strength standard of Modified 9Cr-1Mo (ASME Gr.91) steel in the design code for fast reactors of 2012 edition published by the Japan Society of Mechanical Engineers. Modified 9Cr-1Mo is to be used for primary and secondary coolant circuits, including intermediate heat exchangers and steam generators for the Japan Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR). Application of Modified 9Cr-1Mo to JSFR needs the material strength standard. Therefore, the authors developed the material strength standard. This paper describes the contents of the material strength standard.
鬼澤 高志; 永江 勇二; 高屋 茂; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07
This paper describes the material strength standard of 316FR stainless steel in the design code for fast reactors of 2012 edition published by the Japan Society of Mechanical Engineers. 316FR stainless steel is to be used for a reactor vessel and internals for the Japan Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR). Application of 316FR stainless steel to JSFR needs the material strength standard. Therefore, the authors developed the material strength standard. This paper describes the contents of the material strength standard.
渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 浅山 泰; 高屋 茂; 町田 秀夫*; 神島 吉郎*
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 7 Pages, 2013/07
システム化規格の革新的な概念のひとつである裕度交換を具現化するために限界状態設計法を新たに開発し、現行規格の代わりに限界状態設計法が利用可能であることを示した。本研究では、熱荷重が加わる高速炉の原子炉容器を対象とした評価を実施し、クライテリアを現行規格から限界状態に変更することによって許容応力が増加することを示した。
