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論文

Proposal of a new subsurface-to-surface flaw transformation rule for fatigue crack growth analyses

Lacroix, V.*; Bouydo, A.*; 勝又 源七郎*; Li, Y.; 長谷川 邦夫

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

This paper summarizes the steps leading to the improvement of the ASME Code Section XI subsurface-to-surface proximity rule. Based on fatigue crack growth calculations and refined investigations, the paper proposes a new limit value for the surface proximity factor. As a result, a proposal for modification of the ASME Code Section XI, Appendix C is provided. The paper is used for the technical basis of this proposal.

論文

Introduction of subsurface proximity criteria in the world and stress intensity factors for transformed surface flaws

長谷川 邦夫; Li, Y.; 勝又 源七郎*; Dulieu, P.*; Lacroix, V.*

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07

検出された内部欠陥が、機器の表面近傍にあるとき、応力拡大係数が大きくなる。このリガメントからの破壊を防ぐために維持規格では内部欠陥の接近性のルールがある。このルールによれば、内部欠陥を、内部欠陥のままにして破壊評価を扱うか、表面欠陥に置き換えて破壊評価を行う。表面欠陥に置き換えた場合、亀裂先端の応力拡大係数は増大する。この接近性のルールの考え方は世界各国の維持規格で同じであるが、具体的なクライテリアは異なる。そこで、世界各国の接近性クライテリアの紹介をするとともに、ASME規格で用いられるクライテリアをベースにして応力拡大係数を比較する。

論文

Verification of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL

Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一*; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

原子力機構では確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発している。本研究では、産業界、大学及び研究所で構成するワーキンググループを設置し、解析コードの確率変数、解析機能及び解析フローに関する検証を実施した。一年の活動を通じて、PASCALの信頼性が確認された。

論文

Effect of interaction of embedded crack and free surface on remaining fatigue life

勝又 源七郎*; Lacroix, V.*; Li, Y.

AIMS Materials Science, 3(4), p.1748 - 1758, 2016/12

This paper focuses on the interaction between an embedded crack and a free surface of a component as well as on its effects on the remaining fatigue lives of embedded cracks using the proximity rules provided by the FFS codes. It is shown that the remaining fatigue lives for the embedded cracks strongly depend on the crack aspect ratio and location from the component free surface. In addition, it can be said that the proximity criteria defined by the API and RSE-M codes give overly conservative remaining lives. On the contrary, WES and AME codes always give long remaining lives and non-conservative estimations. When the crack aspect ratio is small, ASME code gives non-conservative estimation.

論文

Remaining lives of fatigue crack growths for pipes with subsurface flaws and subsurface-to-surface flaw proximity rules

勝又 源七郎*; Li, Y.; 長谷川 邦夫*; Lacroix, V.*

Journal of Pressure Vessel Technology, 138(5), p.051402_1 - 051402_5, 2016/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.86(Engineering, Mechanical)

日本及び米国の維持規格では、機器の自由表面近傍にある内部欠陥を表面欠陥に置き換える接近性ルールがある。本論文では配管の内表面近傍に存在する内部欠陥を対象にして、従来の規格にある接近性ルールと、著者らが新たに提案した接近性ルールを用いて、疲労亀裂進展による疲労余寿命を求めた。その結果、欠陥の形状や寸法によっては現行規格に含まれている接近性ルールは非保守的となる場合があり、われわれが提案した接近性ルールが有効なものであることが分かった。

論文

Development of stress intensity factors for surface cracks with large aspect ratio in plates

Li, Y.; 長谷川 邦夫; 勝又 源七郎; 小坂部 和也*; 岡田 裕*

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051207_1 - 051207_8, 2015/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.55(Engineering, Mechanical)

近年、原子力発電所で確認されたき裂の多くは、その長さの半分よりも深さが大きい高アスペクト比表面き裂である。供用期間中検査でき裂が確認された場合は、日本機械学会の維持規格等を用いてき裂を有する設備の健全性を評価する必要があるが、現状の維持規格には高アスペクト比き裂に対する応力拡大係数の解が整備されていない。本研究では、き裂を有する構造物の健全性を評価することを目的に、平板中に存在する高アスペクト比表面半楕円き裂の応力拡大係数を有限要素解析により提案した。提案解の一部について比較可能な既存解とよく一致したことから、本提案解の有効性及び実用性を明確にした。

論文

Development of probabilistic evaluation models of fracture toughness K$$_{Ic}$$ and K$$_{Ia}$$ for Japanese RPV steels

勝山 仁哉; 勝又 源七郎; 鬼沢 邦雄; 小坂部 和也*; 吉本 賢太郎*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 9 Pages, 2015/07

確率論的破壊力学(PFM)解析を国内の原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価に適用するため、PFM解析コードPASCAL3の開発を進めている。本研究では、健全性評価に関連する影響因子の中で最も大きなばらつきを有する破壊靭性K$$_{Ic}$$とK$$_{Ia}$$について、国内RPV鋼材のデータベースに基づく確率論的評価モデルについて述べる。K$$_{Ic}$$及びK$$_{Ia}$$の確率論的評価モデルを構築するにあたっては、収集したデータの有効性を確認して、それらのデータベース化を行った後、それぞれワイブル分布及び対数正規分布に基づきモデル化した。構築したモデルの有用性を確認するため、国内規格における下限包絡曲線及び米国のモデルとの比較を行った。その結果、本研究で構築したモデルの5%下限が国内規格の下限包絡曲線に相当していることが示された。また、米国のモデルと比較して、K$$_{Ic}$$については本モデルが高く、逆にK$$_{Ia}$$は低いことが示された。

論文

Study on application of PFM analysis method to Japanese code for RPV integrity assessment under PTS events

小坂部 和也*; 眞崎 浩一*; 勝山 仁哉; 勝又 源七郎; 鬼沢 邦雄; 吉村 忍*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 8 Pages, 2015/07

圧力バウンダリ機器の定量的な構造健全性評価において、パラメータの不確実性を合理的に取り扱う確率論的破壊力学(PFM)解析手法は、有効な手段である。この観点から米国では、原子炉圧力容器(RPV)の加圧熱衝撃(PTS)事象に対する破壊靭性の規制基準として、確率論的手法に基づくき裂貫通頻度(TWCF)評価が取り入れられている。また、原子力機構ではPFM解析を国内RPVの健全性評価に適用することを目的に、PFM解析コードPASCAL3を用いたTWCF算出のための入力データ、および解析手法の整備を進めている。本論文では、これらの入力データ、解析手法、PASCAL3の信頼性確認、およびPASCAL3を用いたPFMの標準解析要領を説明するとともに、PASCAL3を用いたモデルRPVのTWCF評価事例について示す。

論文

Fatigue crack growth calculations for pipes considering subsurface to surface flaw proximity rules

勝又 源七郎; Li, Y.; 長谷川 邦夫; Lacroix, V.*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 6 Pages, 2015/07

日本及び米国の維持規格では、機器の自由表面近傍にある内部欠陥について表面欠陥に置き換える接近性ルールがある。本論文では管に内部欠陥を仮定し、従来の規格にある接近性ルールと、新たに提案した接近性ルールを用いて、疲労による余寿命を求めた。その結果、き裂形状によっては現行規格に含まれている接近性ルールは極めて非保守的であることが分かった。

論文

Study on structural integrity assessment of reactor pressure vessel based on three-dimensional thermal-hydraulics and structural analyses

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。

論文

Estimation of through-wall cracking frequency of RPV under PTS events using PFM analysis method for identifying conservatism included in current Japanese code

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。

論文

Benchmark analysis on probabilistic fracture mechanics analysis codes concerning multiple cracks and crack initiation in aged piping of nuclear power plants

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。

口頭

高経年化技術評価の高度化-原子炉圧力容器の健全性評価-

勝又 源七郎; 眞崎 浩一*; 小坂部 和也*; 西川 弘之*; 勝山 仁哉; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

no journal, , 

原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性を保証することは、原子力発電所の安全な長期供用を維持するために重要な課題の一つである。原子力機構はこのRPVの構造健全性評価手法の高度化について研究を進めており、健全性評価において想定すべき荷重条件、き裂伝播停止靱性、その他の高経年化にかかわる評価法についての調査や、炉心領域部以外の部位に対する評価法の調査、さらに健全性評価に対する確率論的評価手法の適用性の確認及び標準化に向けた検討を行っている。本稿では、これらの調査研究について平成24年度に得られた成果の概要を示す。

口頭

構造健全性評価研究グループの研究概要

勝山 仁哉; 西山 裕孝; 宇田川 誠; 山口 義仁; 勝又 源七郎

no journal, , 

安全研究センター構造健全性評価研究グループの研究の概要を発表する。具体的には、巨大地震による配管のき裂進展を考慮した確率論的評価手法の研究及び原子炉圧力容器の健全性評価方法の高度化に関する研究を紹介する。

口頭

加圧熱衝撃時における原子炉圧力容器のき裂貫通頻度に対する過渡事象及び欠陥密度の影響

眞崎 浩一*; 小坂部 和也*; 勝山 仁哉; 勝又 源七郎; 鬼沢 邦雄

no journal, , 

原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価方法について、国内外の最新知見に基づく従来方法の再確認を行うとともに、システム安全の評価に資する確率論的評価も視野に入れた健全性評価方法の高度化を目的とした「高経年化技術評価高度化事業」を原子力規制庁からの受託事業として進めている。本報告では「平成25年度高経年化技術評価高度化事業」における国内規制基準への確率論的破壊力学(PFM)解析の適用性検討で得られた成果の一部として、米国におけるき裂貫通頻度(TWCF)の評価手法に基づき、PFM解析コードPASCAL3により得られるTWCFに対する過渡事象及び欠陥密度の影響について報告する。

口頭

三次元熱流動解析による加圧熱衝撃時の温度条件の検討

勝又 源七郎; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄; 西山 裕孝; Li, Y.

no journal, , 

近年、実験や数値流体力学(CFD)による熱流動解析により、コールドレグ内の低温水の広がりが3次元的であることが示されており、RPVの構造側への影響についても冷却水の流動状況を考慮した詳細な検討が望まれている。本報告では、原子力規制庁から受託した「平成25年度高経年化技術評価高度化事業」の成果の一部として、三次元熱流動解析により評価した、非常用炉心冷却系から注入される低温水の流動条件がダウンカマーにおける温度分布等に与える影響について報告する。

口頭

原子炉圧力容器の健全性評価手法の高度化について

宇野 隼平; 勝山 仁哉; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一*; 小坂部 和也*; Li, Y.

no journal, , 

原子炉圧力容器(RPV)は原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する重要な機器であり、その構造健全性の確保は原子力発電所の安全な長期供用を維持するために最重要である。原子力機構は、このRPVの構造健全性評価手法の高度化について研究を進めており、健全性評価において想定すべき荷重条件、き裂伝播停止靱性、炉心領域部以外の部位に対する評価法の調査、さらに供用状態C及びDにおける炉心領域部の健全性評価に対する確率論的評価手法の適用性の確認及び標準化に向けた検討を行っている。本稿では、これらの調査研究について平成26年度までに得られた成果の概要を示す。

口頭

確率論的破壊力学解析における認識論的不確実さを考慮した破損確率評価

小坂部 和也*; 眞崎 浩一; 宮本 裕平*; 勝又 源七郎*; 勝山 仁哉

no journal, , 

確率論的破壊力学(Probabilistic Fracture Mechanics, PFM)は、様々な不確かさを考慮することにより、機器・構造物の健全性を破損確率等の数値指標を用いて定量評価する手法である。近年、PFMによる評価の合理化を目的に、信頼度を考慮した解析手法が検討されている。本発表では、原子力構造機器を対象として、信頼度を考慮したPFM解析における認識論的不確実さと偶然的不確実さの取り扱いに関して主に海外の検討状況について述べる。

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