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論文

Stress intensity factor solutions for surface cracks with large aspect ratios in cylinders and plates

Zhang, T.; Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 189, p.104262_1 - 104262_12, 2021/02

In recent years, a large number of surface cracks caused by stress corrosion cracking (SCC) have been reported in dissimilar metal welds of light water reactors. For some of these cracks, the depth (a) is greater than the half-length ($$l/2$$). Upon the detection of cracks, the integrity of cracked components should be assessed in accordance with the fitness-for-service (FFS) codes such as the ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section XI or JSME code of Rules on Fitness-for-Service for Nuclear Power Plants. Current FFS codes provide SIF solutions of surface cracks with small aspect ratios (i.e. $$a/l$$ $$leq$$ 0.5) only. For the integrity assessment of components with surface cracks of large aspect ratios (i.e. $$a/l$$ $$>$$ 0.5), it is necessary to develop the SIF solutions for those cracks. This study calculates the SIF solutions of surface cracks with aspect ratios of 0.5 $$leq$$ $$a/l$$ $$leq$$ 4 in both cylinders and plates by characterizing the cracks as rectangular shaped ones. Finite element simulations are performed to develop the database of SIF solutions for rectangular shaped surface cracks subjected to a 4th order polynomial stress distribution. Additionally, the universal weight function method (UWFM) in calculating the SIF solutions of rectangular shaped surface cracks with large aspect ratios is investigated. Example SIF calculations for rectangular shaped surface cracks subject to residual stress were conducted using the UWFM. The SIF solutions calculated by the UWFM are compared with those from the finite element simulations to show the effectiveness of the UWFM.

論文

富岳およびSummitにおける核融合プラズマ流体解析の高速化

井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; Ali, Y.*; 今村 俊幸*

第34回数値流体力学シンポジウム講演論文集(インターネット), 6 Pages, 2020/12

ジャイロ運動論的トロイダル5次元full-fオイラーコードGT5Dにおける半陰解法差分計算用に新しいFP16(半精度)前処理付き省通信クリロフソルバを開発した。このソルバでは、大域的集団通信のボトルネックを省通信クリロフ部分空間法によって解決し、さらに収束特性を向上するFP16前処理によって袖通信を削減した。FP16前処理は演算子の物理特性に基づいて設計し、A64FXで新たにサポートされたFP16SIMD処理を用いた実装した。このソルバをGPUにも移植し、約1,000億格子のITER規模計算の性能を富岳(A64FX)とSummit(V100)で測定した。従来の非省通信型ソルバに比べて、新しいソルバはGT5Dを$$2 sim3$$倍加速し、富岳とSummitの両方で5,760CPU/GPUまで良好な強スケーリングが得られた。

論文

Acceleration of fusion plasma turbulence simulations using the mixed-precision communication-avoiding Krylov method

井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; Ali, Y.*; 今村 俊幸*

Proceedings of International Conference on High Performance Computing, Networking, Storage, and Analysis (SC 2020) (Internet), p.1318 - 1330, 2020/11

5次元ジャイロ運動論モデルに基づく次世代核融合実験炉ITERのマルチスケールfull-$$f$$シミュレーションは核融合科学において最も計算コストが大きい問題の一つである。本研究では、新しい混合精度省通信クリロフ法を用いてジャイロ運動論的トロイダル5次元オイラーコードGT5Dを高速化した。演算加速環境における大域的集団通信のボトルネックを省通信クリロフ法によって解決した。これに加えて、A64FXにおいて新たにサポートされたFP16SIMD演算を用いて設計された新しいFP16前処理により、反復(袖通信)の回数と計算コストの両方を削減した。富岳とSummitにおける1,440CPU/GPUを用いた1,000億格子のITER規模シミュレーションに対して、提案手法の処理性能は従来の非省通信クリロフ法に比べてそれぞれ2.8倍, 1.9倍高速化され、5,760CPU/GPUまで良好な強スケーリングを示した。

論文

Plasticity correction on stress intensity factor evaluation for underclad cracks in reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(5), p.051501_1 - 051501_10, 2020/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

Structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) is essential for the safe operation of nuclear power plants. For RPVs in pressurized water reactors (PWRs), the assessment should be performed by considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. To assess the structural integrity of an RPV, a traditional method is usually employed by comparing fracture toughness of the RPV material with the stress intensity factor ($$K_{rm I}$$) of a crack postulated near the RPV inner surface. When an underclad crack (i.e., a crack beneath the cladding of an RPV) is postulated, $$K_{rm I}$$ of this crack can be increased owing to the plasticity effect of cladding. This is because the yield stress of cladding is lower than that of base metal and the cladding may yield earlier than base metal. In this paper, detailed three-dimensional (3D) finite element analyses (FEAs) were performed in consideration of the plasticity effect of cladding for underclad cracks postulated in Japanese RPVs. Based on the 3D FEA results, a plasticity correction method was proposed on $$K_{rm I}$$ calculations of underclad cracks. In addition, the effects of RPV geometries and loading conditions were investigated using the proposed plasticity correction method. Moreover, the applicability of the proposed method to the case which considers the hardening effect of materials after neutron irradiation was also investigated. All of these results indicate that the proposed plasticity correction method can be used for $$K_{rm I}$$ calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.

論文

Distance-selected topochemical dehydro-diels-alder reaction of 1,4-Diphenylbutadiyne toward crystalline graphitic nanoribbons

Zhang, P.*; Tang, X.*; Wang, Y.*; Wang, X.*; Gao, D.*; Li, Y.*; Zheng, H.*; Wang, Y.*; Wang, X.*; Fu, R.*; et al.

Journal of the American Chemical Society, 142(41), p.17662 - 17669, 2020/10

 被引用回数:0

固体トポケミカル重合(SSTP)は機能的な結晶性高分子材料を合成するための有望な方法であるが、溶液中で起こるさまざまな反応とは対照的に、非常に限られたタイプのSSTP反応しか報告されていない。ディールス・アルダー(DA)および脱水素-DA(DDA)反応は、溶液中で六員環を作るための教科書的反応であるが、固相合成ではほとんど見られない。本研究では、固体の1,4-ジフェニルブタジイン(DPB)を10-20GPaに加圧することで、フェニル基がジエノフィルとして、DDA反応することを複数の最先端の手法を用いて明らかにした。臨界圧力での結晶構造は、この反応が「距離選択的」であることを示している。つまり、フェニルとフェニルエチニル間の距離3.2${AA}$は、DDA反応は起こせるが、他のDDAや1,4-付加反応で結合を形成するには長すぎる。回収された試料は結晶性の肘掛け椅子型のグラファイトナノリボンであるため、今回の研究結果は、原子スケールの制御で結晶質炭素材料を合成するための新しい道を開く。

論文

Communication-avoiding Krylov solvers for extreme scale nuclear CFD simulations

井戸村 泰宏; 伊奈 拓也*; Ali, Y.*; 今村 俊幸*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.225 - 230, 2020/10

ジャイロ運動論的トロイダル5次元オイラーコードGT5Dにおける半陰解法差分ソルバ向けに新しいFP16(半精度)前処理付き省通信型クリロフソルバを開発した。このソルバでは、大域的集団通信のボトルネックを省通信型クリロフ部分空間法を用いて解決し、FP16前処理を用いて収束特性を改善することで袖通信の回数を削減した。FP16前処理は演算子の物理特性に基づいて設計され、A64FXにおいて新たにサポートされたFP16SIMD演算を用いて実装された。本ソルバは富岳(A64FX)とSummit(V100)に移植され、JAEA-ICEX(Haswell)に比べてそれぞれ$$sim$$63倍, $$sim$$29倍のソケットあたり性能の向上を達成した。

論文

GPU-acceleration of locally mesh allocated two phase flow solver for nuclear reactors

小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; Ali, Y.*; 山下 晋; 下川辺 隆史*; 青木 尊之*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.210 - 215, 2020/10

本研究では、ブロック型局所細分化(AMR)法に基づくPoisson解法のGPU高速化を実施した。ブロック型AMR法はGPUに適したデータ構造であり、複雑な構造物で構成された原子炉等の解析に必須な解析手法である。これに、最新の前処理手法であるマルチグリッド(MG)法を共役勾配(CG)法へと組み合わせることで、計算の高速化を実現した。MG-CG法を構成する計算カーネルをGPUスーパーコンピュータであるTSUBAME3.0上にて測定した結果、ベクトル-ベクトル和、行列-ベクトル積、およびドット積の帯域幅は、ピークパフォーマンスの約60%となり、良好なパフォーマンスを実現した。更に、MG法の前処理手法として、3段のVサイクル法および各段に対してRed-Black SOR法を適用した手法を用いて、$$453.0times10^6$$格子点の大規模問題の解析を実施した結果、元の前処理付きCG法と比較して、反復回数を30%未満に削減すると共に、2.5倍の計算の高速化を達成した。

報告書

PASCAL信頼性向上ワーキンググループ活動報告; 平成28及び29年度

Li, Y.; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 山本 真人*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 宮本 裕平*

JAEA-Review 2020-011, 130 Pages, 2020/09

JAEA-Review-2020-011.pdf:9.31MB

日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)では、原子炉圧力容器(Reactor Pressure Vessel、以下「RPV」という。)の構造健全性評価手法の高度化を目的として、加圧熱衝撃等の過渡事象が発生した場合のRPVの破損確率や破損頻度を評価する確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発し、最新知見に基づきその機能の高度化を進めてきた。RPVの構造健全性評価において確率論的手法の活用が期待される中で、RPVの健全性評価に係る取組みを促進するためには、複数の機関によりPASCALの機能確認を実施し、その確認過程や確認結果を取りまとめておくことにより、コードの信頼性を向上させることが不可欠である。こうした背景を踏まえ、原子力機構では開発機関以外の当該分野に関する専門家の下で、本コードの信頼性を向上させることを目的として、PASCAL信頼性向上ワーキンググループを設立し、PASCALのソースコードレベルの確認を含む機能確認を行ってきた。本報は、PASCAL信頼性向上ワーキンググループの平成28及び29年度における活動内容及び活動結果についてまとめたものである。

論文

Fatigue crack growth for ferritic steel under negative stress ratio

山口 義仁; 長谷川 邦夫; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(4), p.041507_1 - 041507_6, 2020/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

疲労亀裂進展中における亀裂の開閉口は、亀裂進展速度の評価において重要な現象である。ASME Code Section XIのAppendix A-4300は、負の応力比におけるフェライト鋼の疲労亀裂進展速度を算出する式について、負荷の大きさに応じて二つ提示している。一つは、負荷が小さい場合に、亀裂の閉口を考慮する式である。もう一つは、負荷が大きい場合に、亀裂の閉口を考慮しない式である。本研究では、フェライト鋼に対して、負荷の大きさを徐々に変えながら疲労亀裂進展試験を実施し、負荷の大きさが亀裂閉口に及ぼす影響を調査した。その結果、Appendix A-4300における疲労亀裂進展速度算出式を切り替える負荷の大きさと比較して、より小さい負荷で亀裂が閉口することを明らかにした。

論文

Analytical study of perforation damage to reinforced concrete slabs subjected to oblique impact by projectiles with different nose shapes

Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。われわれはこれまでに、既往実験結果との比較により解析手法の妥当性を確認するとともに、妥当性が確認された解析手法を用いて、先端形状が平坦型の飛翔体の衝突を受ける板構造の局部損傷評価について衝突角度に着目して検討してきた。本研究では、飛翔体の先端形状の違いが板構造の局部損傷評価に与える影響を評価することを目的とし、上記解析手法を用いて先端形状が半球型の飛翔体による板構造を対象とした斜め衝突の場合の解析を実施した。本論文では、剛飛翔体の先端形状の違いによる鉄筋コンクリート板構造の貫通損傷への影響評価について得られた知見を報告する。

論文

Analytical study on dynamic response of reinforced concrete structure with internal equipment subjected to projectile impact

奥田 幸彦; Kang, Z.; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08

原子炉建屋に飛翔体が衝突した場合、衝突時に発生する応力波は衝突を受けた壁から建屋内へと伝播する。この応力波は建屋内において高振動数を含む振動を励起する可能性があり、安全上重要な内包機器への影響評価が課題となっている。OECD/NEAにおいても、飛翔体衝突による原子力施設への影響評価を目的としたベンチマーク解析プロジェクト(OECD/NEA IRISプロジェクト)を立ち上げ、そのフェーズ3として建屋内包機器への影響評価に取り組んでいる。このIRISプロジェクトのフェーズ3に参加し、原子炉建屋及び内包機器を模擬した構造物への飛翔体衝突試験の結果を対象に再現解析を実施した。具体的には、鉄筋コンクリート(RC)構造である原子炉建屋内の応力波伝播及び建屋内包機器への影響評価に資する数値解析手法を整備し、解析結果と試験結果との比較により解析手法の妥当性を確認した。本論文では、飛翔体衝突による建屋内包機器の応答への影響評価に係る解析的検討結果について報告する。

論文

Local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by projectiles; Outline of impact test

西田 明美; Kang, Z.; 奥田 幸彦; 坪田 張二; Li, Y.

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。これまでに、既往試験結果との比較により解析手法の妥当性を確認するとともに、飛翔体衝突を受けるRC板構造の局部損傷評価について、特に衝突角度に着目して解析的検討を行ってきた。本研究では、衝突角度を含む様々な条件に対する飛翔体衝突試験を実施し、解析手法の妥当性を確認することを目的とする。本論文では、垂直及び斜め衝突を受けるRC板構造の局部損傷に関わる試験の概要を述べる。

論文

Probabilistic fracture mechanics benchmarking study involving the xLPR and PASCAL-SP codes; Analysis by PASCAL-SP

真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

原子力機構(JAEA)では、加圧水型原子炉一次冷却水環境中における応力腐食割れ(PWSCC)や疲労等の経年劣化事象による原子炉配管の破損確率を評価するために、確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL-SPを整備している。現在、本解析コードの検証のため、NRCとEPRIが共同で開発したPFM解析コードxLPRとのベンチマーク解析を実施している。本ベンチマーク解析は、両解析コードにより、共通の解析条件の下でPWSCCに関する決定論的解析及び確率論的解析を行うものであり、NRCとJAEAが自らの解析コードを用いて、それぞれ独立に解析を進めている。決定論的解析は完了しており、両解析コードから得られた結果が概ね一致することが確認された。本稿では、主として決定論的解析における解析条件及び両解析コードから得られた解析結果の詳細について示すとともに、確率論的解析について、その解析条件及びJAEAが実施したPASCAL-SPによる解析結果を示す。

論文

Extension of PASCAL4 code for probabilistic fracture mechanics analysis of reactor pressure vessel in boiling water reactor

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08

In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code, PASCAL4, for probabilistic evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) in pressurized water reactors (PWRs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. Besides severe PTS events, however, transients associated with normal operations, such as the cooldown and heatup transients associated with reactor shutdown and startup, respectively, should also be considered in the integrity assessment of RPVs in both PWRs and boiling water reactors (BWRs). With regard to a heatup transient, because temperature is at its minimum, and tensile stress at its maximum on the RPV outer surface, outer surface crack and embedded crack near the RPV outer surface should be taken into account. To extend the applicability of PASCAL4, we improved the code to include analysis functions for these cracks. The improved PASCAL4 can be used to run PFM analyses of RPVs subjected to both cooldown (including PTS) and heatup transients. In this paper, improvements made to PASCAL4 are firstly described, including the incorporated stress intensity factor solutions and the corresponding calculation methods for vessel outer surface crack and embedded crack near the outer surface. Using the improved PASCAL4, PFM analysis examples for a Japanese BWR-type model RPV subjected to thermal transients including a low temperature overpressure event and a heatup transient are presented.

論文

Improved Bayesian update method on flaw distributions reflecting non-destructive inspection result

勝山 仁哉; 宮本 裕平*; Lu, K.; 真野 晃宏; Li, Y.

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08

原子力機構では、中性子照射脆化及び加圧熱衝撃事象等の過渡事象を考慮し、原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を算出するための確率的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL4の開発を進めている。亀裂のサイズや密度等の欠陥分布は、PFM解析の破損頻度を算出する上で重要な影響因子であることがよく知られている。NUREG-2163では、非破壊検査(NDI)の結果を反映するベイズ更新手法が提案されているが、NDIにより欠陥指示がある場合にのみ適用可能である。RPVの検査結果として欠陥指示がない場合があることから、我々は以前、NDIの結果として欠陥指示がある場合とない場合の両方に適用可能な尤度関数を提案した。しかし、これらのベイズ更新手法では、両者に相関のあると考えられる亀裂のサイズと密度を独立に更新する尤度関数が適用されている。本研究では、尤度関数をさらに改善し、亀裂のサイズと密度を同時に更新できるようにした。また、その尤度関数に基づきベイズ更新及びPFM解析を行い、その有用性を示した。

論文

Allowable external flaws and acceptance standards for high toughness ductile pipes subjected to bending moment and internal pressure

長谷川 邦夫; Li, Y.; Lacroix, V.*; Mares, V.*

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

正味応力概念を基に新たに精度の高いModified Limit Load Criteriaを用いて、周方向に欠陥を有する高靭性配管の破壊応力を求める式を開発した。一方、ASME Code Section XIで規定されているLimit Load Criteriaでも破壊応力が求められる。両式による破壊応力の比較の結果、ASME Codeによる外表面欠陥に対してASME Codeでは常に大きく、ASME Codeは非安全側であることを見出している。ASME Codeには評価不要欠陥基準が規定されており、これをModified Limit Load Criteriaで検討した。評価不要欠陥基準は許容される欠陥深さが小さいことから、両手法による差は極めて小さく、現行のASME Code Section XIの評価不要欠陥基準を外表面欠陥に適用しても問題ないことを見出した。

論文

The Joint evaluated fission and fusion nuclear data library, JEFF-3.3

Plompen, A. J. M.*; Cabellos, O.*; De Saint Jean, C.*; Fleming, M.*; Algora, A.*; Angelone, M.*; Archier, P.*; Bauge, E.*; Bersillon, O.*; Blokhin, A.*; et al.

European Physical Journal A, 56(7), p.181_1 - 181_108, 2020/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:8.7(Physics, Nuclear)

本論文では、核分裂と核融合のための統合評価済み核データファイルのバージョン3.3(JEFF-3.3)について説明する。中性子との反応が重要な核種の$$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{23}$$Na, $$^{59}$$Ni, Cr, Cu, Zr, Cd, Hf, Au, Pb, Biについて、新しい核データ評価結果を示す。JEFF-3.3には、核分裂収率, 即発核分裂スペクトル, 核分裂平均中性子発生数の新しいデータが含まれる。更に、放射崩壊, 熱中性子散乱, ガンマ線放出, 中性子による放射化, 遅発中性子, 照射損傷に関する新しいデータも含まれている。JEFF-3.3は、TENDLプロジェクトのファイルで補完しており、光子, 陽子, 重陽子, 三重陽子, $$^{3}$$He核, アルファ粒子による反応ライブラリについては、TENDL-2017から採用した。また、不確かさの定量化に対する要求の高まりから、多くの共分散データが新しく追加された。JEFF-3.3を用いた解析の結果と臨界性, 遅発中性子割合, 遮蔽, 崩壊熱に対するベンチマーク実験の結果を比較することにより、JEFF-3.3は幅広い原子核技術の応用分野、特に原子力エネルギーの分野において優れた性能を持っていることが分かった。

論文

Population of a low-spin positive-parity band from high-spin intruder states in $$^{177}$$Au; The Two-state mixing effect

Venhart, M.*; Balogh, M.*; Herz$'a$$v{n}$, A.*; Wood, J. L.*; Ali, F. A.*; Joss, D. T.*; Andreyev, A. N.; Auranen, K.*; Carroll, R. J.*; Drummond, M. C.*; et al.

Physics Letters B, 806, p.135488_1 - 135488_6, 2020/07

The extremely neutron-deficient isotopes $$^{177,179}$$Au were studied by means of in-beam $$gamma$$-ray spectroscopy. Specific tagging techniques, $$alpha$$-decay tagging in $$^{177}$$Au and isomer tagging in $$^{179}$$Au, were used for these studies. Feeding of positive-parity, nearly spherical states, which are associated with 2$$d_{3/2}$$ and 3$$s_{1/2}$$ proton-hole configurations, from the 1$$i_{13/2}$$ proton-intruder configuration was observed in $$^{177}$$Au. Such a decay path has no precedent in odd-Au isotopes and it is explained by the effect of mixing of wave functions of the initial state.

論文

ブロック型適合細分化格子でのPoisson解法のGPU高速化

小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; Ali, Y.*; 下川辺 隆史*; 青木 尊之*

第25回計算工学講演会論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2020/06

原子力機構では3次元多相流体解析手法としてJUPITERを開発している。本研究では、JUPITERの圧力Poisson方程式解法として、適合細分化格子(AMR)を用いたマルチグリッド前提条件付き共役勾配法(P-CG)を開発した。計算の高速化として、全ての計算カーネルはCUDAを用いて実装すると共に、GPUスーパーコンピュータ上にて高い性能を発揮する様に最適化した。開発したマルチグリッド圧力Poisson解法は、オリジナルのP-CG法と比較して約1/7の反復回数で収束することが確認された。また、TSUBAME3.0上で8から216GPUまでの強スケーリング性能測定により、更なる3倍の高速化が達成された。

論文

Application scope of limit load criterion for ductile material pipes with circumferentially external cracks

長谷川 邦夫; Li, Y.; Lacroix, V.*; Mares, V.*

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(3), p.031506_1 - 031506_7, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

周方向に亀裂を有する管の曲げによる塑性崩壊応力はASME Section XI規格のAppendix Cで用意されている極限荷重評価法で推定される。この推定式は管の内外表面の亀裂に適用される。しかし、近年著者らが開発した精度の高い式によると、管の外表面にある亀裂の管は、塑性崩壊応力は小さく、Appendix Cの式を用いると非安全側になることを報告してきた。本報はこの精度の高い式を用いてAppendix Cの式の適用限界を明らかにした。

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