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勝山 仁哉; 勝又 源七郎; 鬼沢 邦雄; 渡辺 正*; 西山 裕孝
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07
本研究では、加圧熱衝撃(PTS)時の原子炉圧力容器(RPV)の荷重条件をより正確に評価するため、コールドレグ,ダウンカマー及びRPVの三次元モデルを作成し、熱水力解析及び熱構造解析を行った。これらにより、PTSに対する健全性評価で想定する軸方向き裂における周方向応力分布の時刻歴を求めた。この応力分布について、現行のRPVの健全性評価に係る国内規格の評価方法により得られる結果と比較を行った。
小坂部 和也*; 眞崎 浩一*; 勝山 仁哉; 勝又 源七郎; 鬼沢 邦雄
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/07
原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価に係る現行国内規格では、加圧熱衝撃時のRPVの健全性は、決定論的に応力拡大係数と破壊靭性値の比較により判定される。近年、様々な因子の不確かさを考慮できる合理的なRPVの構造健全性評価手法として、確率論的破壊力学(PFM)解析が注目されている。米国では、スクリーニング基準の評価のためき裂貫通頻度(TWCF)を推定するなど、PFM解析は実用化されている。本研究では、現行国内規格の保守性について検討するため、仮想的なRPVを用いて、TWCFを算出するためのPFM解析を行った。その結果、JEAC4206-2007は、現実的な条件による評価に比べて保守性を有していることが分かった。また、PTS過渡の違いが、き裂発生頻度やTWCFに及ぼす影響についても議論する。
under various selections of temperature conditions山本 真人*; 木村 晃彦*; 鬼沢 邦雄; 吉本 賢太郎*; 小川 琢矢*; 馬渕 靖宏*; Viehrig, H.-W.*; 三浦 直樹*; 曽根田 直樹*
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/07
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(微小C(T))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進め、微小C(T)の有効性を確認した。本報ではブラインド試験により試験温度の選択を各研究機関が独自に行った結果を取りまとめ、試験温度依存性を比較した。その結果、得られた参照温度には大きな相違はなく、破壊靭性評価にあたって試験温度の選択は大きな影響を及ぼさないことが確認できた。
Li, Y.; 小坂部 和也*; 勝又 源七郎; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄; 吉村 忍*
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07
近年、原子力プラントの配管系において、同一溶接線に複数の欠陥が検出されている。このため、経年配管の健全性評価においては、複数のき裂の存在やその発生を考慮することが重要となっている。確率論的破壊力学(PFM)は、原子力プラントの経年配管の健全性評価を行う上で合理的な手法であり、国内では、関連する劣化機構を考慮した2つのPFM解析コード、PASCAL-SPとPRAISE-JNESの開発・改良が行われている。本研究では、これらの信頼性や適用性を確認するため、複数き裂やその発生を考慮したベンチマーク解析を行った。き裂の数、位置、分布、並びに供用期間中検査によるき裂の検出確率等の重要な影響因子について分析を行い、両解析コードは概ね一致すると結論付けられた。
長谷川 邦夫*; Li, Y.; Bezensek, B.*; Hoang, P. H.*; Rathbun, H. J.*
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
原子力配管系にとって内圧や曲げ荷重とともにねじり荷重も重要な荷重条件であるが、ねじり荷重を含めた重畳荷重条件に作用された場合の局部減肉配管の破壊評価手法は提案されていない。この背景を踏まえ、ASME Sec. XIのワ-キンググループでは、複数の機関で異なる局部減肉の深さ、管軸方向の長さ、周方向角度及び配管口径を考慮して、極限荷重解析により局部減肉配管の破壊評価手法を検討した。その結果、ねじり荷重も含めた重畳荷重条件を考慮した等価塑性崩壊モーメントを用いた評価手法を提案するとともに、この評価手法が適用できる局部減肉の寸法範囲を明確にした。本論文は当該評価手法をASME Sec. XIに反映するために必要な技術基盤をまとめたものである。
岡島 智史; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 井上 康弘*; 渡邊 壮太*
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07
The prevention of excessive deformation by thermal ratcheting is important in the design of high-temperature components of fast breeder reactors (FBR). This includes evaluation methods for a new type of thermal ratcheting caused by a traveling temperature distribution. Igari et al. proposed a mechanism-based evaluation method to evaluate thermal ratcheting caused by temperature distributions traveling long and short distances. In this paper, we simplify the existing method and propose a screening method to prevent thermal ratcheting strain in the design of practical components. The proposed method consists of two steps to prevent the continuous accumulation of ratcheting strain. To validate the proposed method, we performed a set of elasto-plastic finite element method (FEM) analyses, with the assumption of elastic perfectly plastic material.
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。
Garcia Rodriguez, D.; 榊原 安英*
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07
高速増殖原型炉もんじゅのエルボーの高温(400
C)における面内曲げでの低サイクル疲労き裂進展の挙動を3つの段階に分けて評価した。初めに、実寸法の試験片を用いた実験の測定値を評価した。この実験は、最大応力が生じる部位に、人工的な欠陥を設け、変位制御下で行われた。次に、FEAを用い、負荷されたエルボーの実際の応力分布をシミュレーションした。最後に、FEAデータを用いてJ積分基準の確定論的疲労き裂進展を行い、その結果と実験データを比較した。
永江 勇二; 鬼澤 高志; 高屋 茂; 山下 拓哉
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07
316FR and Mod.9Cr-1Mo steels are candidates as structural materials for Japanese Sodium Fast Reactor, JSFR. The design life and operation temperature of JSFR is 60 years and 823K, respectively. Time-dependent allowable stress is essential. The evaluation of allowable stresses to 500,000 h is a considerable item. Long term strength is evaluated from a viewpoint of microstructural evaluation related to fracture mechanism. In addition, degradation after long term operation at elevated temperature is important. Aging is considered as one of the degradation. The effect of aging on short term property is analyzed. Material strength standard is also necessary for very thick tube sheets of forgings and small diameter thin walled seamless pipes, which are made of Mod.9Cr-1Mo steel in steam generators. This paper summarized currently available data and information on the above items, and shows path forward to the development of material strength standard for 60 years design in JSFR.
