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論文

Experimental study on local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by projectiles

奥田 幸彦; 西田 明美; Kang, Z.; 坪田 張二; Li, Y.

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021801_1 - 021801_12, 2023/04

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。本研究では、現実的な衝突条件(柔飛翔体,斜め衝突)を含む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、柔飛翔体及び剛飛翔体の垂直及び斜め衝突を受けるRC板構造の局部損傷試験について、試験条件,試験装置,試験結果及び得られた知見を示す。

報告書

国内軽水型原子炉圧力容器を対象とした確率論的破壊力学に基づく健全性評価に関する標準的解析要領

Lu, K.; 勝山 仁哉; 高見澤 悠; Li, Y.

JAEA-Research 2022-012, 39 Pages, 2023/02

JAEA-Research-2022-012.pdf:1.72MB

供用年数の増加に伴い、発電用軽水型原子炉圧力容器(RPV)では炉心からの中性子照射により破壊靭性が低下する、いわゆる中性子照射脆化が生じる。国内では、RPVの非延性破壊を防止するため、この中性子照射脆化や、健全性評価上最も厳しい事象の1つである加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮して、日本電気協会規程等に基づく決定論的手法により健全性評価が行われている。一方、欧米においては、近年確率論的手法の規制への導入が進んでいる。例えば米国では、PTS評価において、確率論的手法に基づく関連温度に関するスクリーニング基準が規定されており、またそのスクリーニング基準を満足しない場合には確率論的手法に基づく亀裂貫通頻度(TWCF)を指標とした評価の実施が認められている。また、供用期間中検査の試験程度や検査間隔の緩和の検討等にも確率論的手法が適用されている。ここで、確率論的手法とは具体的には確率論的破壊力学(PFM)に基づく健全性評価手法であり、長期供用に伴う機器の経年劣化に関連する様々な因子の不確実さ等を考慮して、合理的に機器の破損確率や破損頻度等を算出できる方法である。こうした背景を踏まえ、国内のRPVに対するPFMに基づく健全性評価の実施を念頭に、国内外の最新知見や専門家の意見等を反映するとともに、主として加圧水型原子炉のRPVを対象に開発が進められたPFM解析コードPASCALの整備、及びPASCALによる感度解析等により得られた知見を取りまとめて、2017年に標準的解析要領を整備し、JAEA-Research2016-022として公開した。この標準的解析要領では、破壊力学に関する知識を有する解析担当者がこれを参照することでPFM解析を実施し、TWCF等の確率論的数値指標を算出できることを目的としている。2017年以降、PFMに基づく健全性評価の更なる実用化に向けて、日本原子力研究開発機構において、沸騰水型原子炉のRPVに対するPFM解析を可能にするため、PASCALの機能を拡充するとともに、標準的解析要領の充実化を図った。本報告はその成果をまとめたものである。本報告は、以下の5つの章で構成される。まず第1章で、本報告の背景及び概要について述べる。次に第2章で、標準的解析要領の枠組みと対象範囲について述べた後、第3章にて標準的解析要領の詳細について記述する。PASCALに対する信頼性確認事例についても同章で記す。第4章では、標準的解析要領を満足し、国内の現状の代表的事例として適切と考えられる手法

報告書

原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL5の使用手引き及び解析手法

高見澤 悠; Lu, K.; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li, Y.

JAEA-Data/Code 2022-006, 221 Pages, 2023/02

JAEA-Data-Code-2022-006.pdf:4.79MB

原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)は原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する重要機器の1つであり、中性子照射等に伴う高経年化を考慮した構造健全性確保が極めて重要である。国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(JAEA: Japan Atomic Energy Agency)では、RPVの構造健全性評価に関する研究の一環として、確率論的破壊力学(PFM: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めている。本コードは、加圧水型軽水炉(PWR: Pressurized Water Reactor)及び沸騰水型軽水炉(BWR: Boiling Water Reactor)を対象に、影響因子が持つ不確実さを考慮し、加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)事象や低温過圧事象(LTOP: Low-Temperature Over Pressure)等の過渡によるRPVの炉心領域部の破損確率や破損頻度を求めるものである。破壊力学や確率論的計算手法等に関する最新知見や国内RPVに適した評価手法・評価モデルを踏まえ、新規解析機能の導入を進めるとともに、系統的なコード検証活動を通じて信頼性向上を図ってきた。平成12年度に公開したPASCALでは、PWRのPTS事象を対象に、RPVの破損確率を解析する基本的な枠組みを整備した。平成18年度に公開したPASCAL2では、内部亀裂の評価手法や様々な非破壊検査による亀裂の検出性に関する評価モデル等を導入し、過渡事象データベースを整備した。平成22年度に公開したPASCAL3では、肉盛溶接クラッド部に着目して、亀裂の評価機能等を改良した。平成29年度に公開したPASCAL4では、応力拡大係数解や破壊靭性の不確実さを考慮した評価モデル等の改良により解析機能の高度化を図るとともに、影響因子の不確実さを認識論的不確実さと偶然的不確実さに分類し、不確実さを考慮した信頼度評価機能等を整備した。平成30年度以降は、これまでPWRのPTS事象を対象としたRPV内面側亀裂の評価機能に加えて、BWRの起動事象、LTOP事象等を想定したRPV外面側亀裂の評価機能等の整備を進めてきた。これらの機能整備を踏まえ、国内PWR及びBWRのRPVを対象とした確率論的健全性評価に資する解析コードとして、PASCAL5へとバージョンアップした。PASCAL5はPFM解析モジュールであるPASCAL-RV、PASCAL-RVの入力データの生成やRPV炉心領域部を対象とした破損頻度の算出を行うモジュールであるPASCAL-Manager、付録として附属する簡易的な熱応力解析を

論文

Fatigue crack non-propagation behavior of a gradient steel structure from induction hardened railway axles

Zhang, H.*; Wu, S. C.*; Ao, N.*; Zhang, J. W.*; Li, H.*; Zhou, L.*; 徐 平光; Su, Y. H.

International Journal of Fatigue, 166, p.107296_1 - 107296_11, 2023/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.03(Engineering, Mechanical)

Abnormal damages in railway axles can lead to a significant hazard to running safety and reliability. To this end, a surface treatment was selected to effectively inhibit fatigue crack initiation and growth. In this study, a single edge notch bending fatigue test campaign with artificial notches was conducted to elucidate the fatigue crack non-propagation behavior in railway S38C axles subjected to an induction hardening process. The fatigue cracking behavior in the gradient structure was revealed by optical microscopy, electron backscatter diffraction, and fractography. The microhardness distribution was measured using a Vickers tester. The obtained results show that the microhardness of the strengthening layer is nearly triple that of the matrix. Owing to the gradient microstructures and hardness, as well as compressive residual stress, the fatigue long crack propagates faster once it passes through the hardened zone (approximately 2.0 mm in the radial depth). Thereafter, local retarding (including deflection, branching, and blunting) of the long crack occurs because of the relatively coarse ferrite and pearlite in the transition region and matrix. Totally, this fatigue cracking resistance is reasonably believed to be due to the gradient microstructure and residual stress. These findings help to tailor a suitable detection strategy for maximum defects or cracks in railway axles.

論文

Uncertainty quantification of seismic response of nuclear reactor building using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 高田 毅士

Earthquake Engineering and Resilience (Internet), 1(4), p.427 - 439, 2022/12

本研究では、原子力施設の確率論的地震リスク評価の信頼性向上に資するため、原子炉建屋の地震フラジリティ評価における認識論的不確実さの定量化を目的としている。従来、原子炉建屋の地震フラジリティ評価では、簡易な質点系モデルが用いられているが、より現実的な応答との違いを把握するため、原子炉建屋の3次元詳細モデルによる地震応答解析を実施し、得られた建屋の壁および床の応答を現実的応答と仮定して、質点系モデルの認識論的不確実さとして評価を試みた。得られた認識論的不確実さ結果は、上層階程大きくなる傾向があり、重要機器が設置される地下階では、地下3階で0.1程度、地下1階で0.2$$sim$$0.35程度であった。この認識論的不確実さを従来の質点系モデルに反映することにより、3次元効果を考慮したより現実的なフラジリティ評価が期待される。

論文

Closed-form stress intensity factor solutions for circumferential and axial surface cracks with large aspect ratios in pipes

東 喜三郎*; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 144(6), p.061303_1 - 061303_13, 2022/12

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

In this paper, we investigate the influence of the stress intensity factor at the maximum point for a circumferential crack and an axial crack with a large aspect ratio in a cylinder. First, we obtained the influence coefficients Gi for the stress intensity factor at the surface point, the deepest point, and the maximum point by finite element analysis, and developed a series of closed-form Gi solutions. Then, we proposed methods for evaluating the stress intensity factor for a crack with a large aspect ratio in a manner that characterizes the influence of the solutions at the maximum point.

論文

Stability of allowable flaw angles for high toughness ductile pipes subjected to bending stress in the ASME Code Section XI

長谷川 邦夫; Strnadel, B.*; Li, Y.; Lacroix, V.*

Journal of Pressure Vessel Technology, 144(6), p.061202_1 - 061202_6, 2022/12

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

配管の肉厚が薄いとき、未貫通亀裂は貫通亀裂になりやすく、冷却材の漏洩の可能性が高まる。ASME Code Section XIでは、薄肉配管に対して貫通亀裂の最終許容角度が定められている。この最終許容角度は、もし未貫通亀裂が貫通亀裂になったとき、塑性崩壊しないように設けられている。この安定性を保つために貫通亀裂の塑性崩壊応力が許容応力と組み合わされている。しかしながら、薄肉配管の貫通亀裂の最終許容角度が求められない。この論文は貫通亀裂の塑性崩壊応力と未貫通亀裂の許容応力を比較する。これらの応力の比較により、貫通亀裂の最終許容応力式を導いた。この角度を、厳密解として表すとともに、オプションとして種々な運転状態における近似解で表すことができた。

論文

New $$K$$ isomers in $$^{248}$$Cf

Orlandi, R.; 牧井 宏之; 西尾 勝久; 廣瀬 健太郎; 浅井 雅人; 塚田 和明; 佐藤 哲也; 伊藤 由太; 洲嵜 ふみ; 永目 諭一郎*; et al.

Physical Review C, 106(6), p.064301_1 - 064301_11, 2022/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Physics, Nuclear)

The nuclear structure of $$^{248}$$Cf produced by the $$^{18}$$O+$$^{249}$$Cf multinucleon transfer reaction was investigated using $$gamma$$-ray spectroscopy. Analysis of the $$gamma$$-ray spectrum of $$^{248}$$Cf revealed the presence of multiple long-lived (isomeric) excited states at low excitation energies. The energies and half-lives of the isomers contain information on the proton and neutron orbits in the heavy-element region and the deformation of atomic nuclei, and are important data to predict the properties of nuclei in the "island of stability".

論文

"Southwestern" boundary of the $$N = 40$$ island of inversion; First study of low-lying bound excited states in $$^{59}$$V and $$^{61}$$V

Elekes, Z.*; Juh$'a$sz, M. M.*; Sohler, D.*; Sieja, K.*; 吉田 数貴; 緒方 一介*; Doornenbal, P.*; Obertelli, A.*; Achouri, N. L.*; 馬場 秀忠*; et al.

Physical Review C, 106(6), p.064321_1 - 064321_10, 2022/12

 被引用回数:0

$$^{59}$$Vと$$^{61}$$Vの低励起準位構造を初めて探索した。$$^{61}$$Vについては中性子ノックアウト反応と陽子非弾性散乱が、$$^{59}$$Vについては中性子ノックアウト反応データが得られた。$$^{59}$$Vについては4つ、$$^{61}$$Vについては5つの新たな遷移が確認された。Lenzi-Nowacki-Poves-Sieja (LNPS)相互作用に基づく殻模型計算との比較によって、それぞれの同位体について確認されたガンマ線のうち3つが、first 11/2$$^{-}$$状態とfirst 9/2$$^{-}$$状態からの崩壊と決定された。$$^{61}$$Vについては、($$p$$,$$p'$$)非弾性散乱断面積は四重極変形と十六重極変形を想定したチャネル結合法により解析されたが、十六重極変形の影響により、明確に反転の島に属するとは決定できなかった。

論文

Extended $$p_{3/2}$$ neutron orbital and the $$N = 32$$ shell closure in $$^{52}$$Ca

Enciu, M.*; Liu, H. N.*; Obertelli, A.*; Doornenbal, P.*; Nowacki, F.*; 緒方 一介*; Poves, A.*; 吉田 数貴; Achouri, N. L.*; 馬場 秀忠*; et al.

Physical Review Letters, 129(26), p.262501_1 - 262501_7, 2022/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Physics, Multidisciplinary)

$$sim$$230MeV/nucleonでの$$^{52}$$Caからの中性子ノックアウト反応が$$gamma$$線分光と行われ、$$1f_{7/2}$$$$2p_{3/2}$$軌道からの中性子ノックアウト反応の運動量分布が測定された。断面積は$$N=32$$の閉殻と整合し、Ca同位体での$$N=28$$$$N=34$$閉殻と同程度に強い閉殻であることが確認された。運動量分布の分析から$$1_{f7/2}$$$$2p_{3/2}$$軌道の平均二乗根半径の差は0.61(23)fmと決定され、これはmodified-shell-modelによる予言の0.7fmと整合した。これは、中性子過剰なCa同位体での$$2p_{3/2}$$軌道半径が大きいことが、中性子数にしたがって線形的に荷電半径が増える意外な現象の原因であることを示唆している。

論文

Improvement of the return mapping algorithm based on the implicit function theorem with application to ductile fracture analysis using the GTN model

真野 晃宏; 今井 隆太*; 宮本 裕平*; Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 199, p.104700_1 - 104700_13, 2022/10

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

有限要素法に基づく弾塑性解析は、金属材料の非線形挙動の再現に広く用いられる。この弾塑性解析を陰解法により実施する場合、応力値は通常リターンマッピングアルゴリズムを通じて時間増分ごとに更新される。一方、延性破壊等の複雑な挙動の解析では、リターンマッピングアルゴリズムに係る連立方程式の数が多くなり、収束解を得ることが困難となる場合がある。そのため、本論文では、連立方程式の数の削減を通じて陰解法による安定的な非線形解析を実現することを目的として、陰関数定理に基づき連立方程式の数を削減する一般的な手法を提案した。また、提案手法を、延性破壊解析に用いられるGurson-Tvergaard-Needleman(GTN)モデルに適用し、弾塑性解析を実施した。その結果、解析により、延性破壊に係る実験結果が再現できることを確認した。以上を踏まえ、提案手法は、金属材料の延性破壊解析に有用であると結論付けた。

論文

Recent improvements of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL for reactor pressure vessels

Lu, K.; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 199, p.104706_1 - 104706_13, 2022/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:65.32(Engineering, Multidisciplinary)

A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed in Japan for probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) in pressurized water reactors (PWRs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. To strengthen the practical applications of PFM methodology in Japan, PASCAL has been upgraded to a new version, PASCAL5, which enables PFM analyses of RPVs in both PWRs and boiling water reactors (BWRs) subjected to a broad range of transients, including PTS and normal operational transients. In this paper, the recent improvements in PASCAL5 are described such as the incorporated stress intensity factor solutions and corresponding calculation methods for external surface cracks and embedded cracks near the RPV outer surface. In addition, the analysis conditions and evaluation models recommended for PFM analyses of Japanese RPVs in BWRs are investigated. Finally, PFM analysis examples for core region of a Japanese BWR-type model RPV subjected to two transients (i.e., low-temperature over pressure and heat-up transients) are presented using PASCAL5.

論文

Allowable cracks related to penetration for part-through cracks in pipes subjected to bending stresses

長谷川 邦夫; Li, Y.; Strnadel, B.*; Udyawar, A.*

Journal of Pressure Vessel Technology, 144(5), p.051305_1 - 051305_6, 2022/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:61.31(Engineering, Mechanical)

周方向未貫通亀裂を有し曲げ応力を受ける配管の塑性崩壊応力はASME Code Section XIに用意された極限荷重評価法で推定される。極限荷重評価法を使って許容亀裂深さが決定され、ASME Code Section XIでは各運転状態における許容欠陥深さが表で用意されている。一方、未貫通亀裂が貫通するときの応力は局所近似極限荷重評価法で推定される。これらの評価法を用いて未貫通亀裂を有する配管の許容欠陥深さを検討した。これらの2つの評価法から各運転状態における許容欠陥深さを比較したところ、局所近似極限荷重評価法から得られる許容欠陥深さは、ほとんどの場合極限荷重評価法からえられる許容欠陥深さより小さいことが明らかになった。ASME Code Section XIで与えられる許容欠陥深さは亀裂の貫通に対して非安全であることが分かった。

論文

Local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by projectiles; Numerical analysis on test results

Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 9 Pages, 2022/08

飛翔体の衝突に伴う原子炉建屋外壁等の鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、その破損様式に応じて多くの評価式が提案されている。しかしながら、これらの評価式は衝突によって変形しない剛飛翔体を対象とする垂直衝突の試験から導かれた実験式がほとんどである。本研究では、現実的な飛翔体衝突で考慮すべき飛翔体の柔性及び斜め衝突を考慮した局部損傷評価手法を整備することを目的とする。具体的には、RC板構造の局部損傷のうち貫入破壊に着目し、飛翔体の柔性及び斜め衝突の影響因子が局部損傷へ与える影響を検討した。本論文では、試験結果と解析結果の比較により、飛翔体の柔性や衝突角度を考慮した場合の局部損傷評価手法における解析パラメータの設定方法に係る検討及び妥当性確認を実施し、得られた知見について報告する。

論文

Analytical study for low ground contact ratio of buildings due to the basemat uplift using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 6 Pages, 2022/08

原子力施設における建物の耐震評価において、地震時の転倒モーメントによって建物の基礎底面が地盤から部分的に浮上る現象は、建物自体の耐力や構造安全性に関わる問題だけではなく、建物内に設置される機器類の応答に影響を及ぼすため、非常に重要な問題である。一方、建物の基礎浮上りによる基礎底面と地盤との間の接地率が小さくなる場合の建物の地震時挙動については、実験や解析的検討が十分とはいいがたい。そこで、本研究では、建物の基礎浮上りに係る既往実験を対象とし、3次元詳細解析モデルを用いたシミュレーション解析を行い、解析手法の妥当性について確認した。解析コードによる結果の違いを確認するために、3つの解析コード(E-FrontISTR, FINAS/STAR, TDAPIII)を用いて同じ条件で解析を実施し、得られた結果を比較した。解析結果については、低接地率状態となる試験体底面の付着力の違いによる建物の応答への影響、解析手法の精度等について考察した。また、建物の応答に係る解析結果への影響が大きいと判断された解析パラメータについては、感度解析により解析結果への影響を具体的に確認した。本論文では、これらの検討を通して得られた知見について述べる。

論文

Empirical correction factor to estimate the plastic collapse bending moment of pipes with circumferential surface flaw

Lacroix, V.*; 長谷川 邦夫; Li, Y.; 山口 義仁

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 7 Pages, 2022/07

The structural integrity assessment of pipes with circumferential surface flaw under the plastic collapse regime consists of net section collapse analysis. In recent years various researchers showed that this analysis, which has been developed based on classic beam theory, suffers from certain inaccuracies. As such, assessment purely based on net-section collapse and beam theory can reveal both conservative and unconservative results. To address those inaccuracies, in this paper authors introduced a correction factor which aims to mitigate the difference between the ASME B&PV Code Section XI equations and the experimental results. This correction factor is calculated using an empirical formula developed on the basis of a large experimental database of pipe collapse bending tests containing variety of diameter, thickness, flaw depth and flaw length values. Within this work, authors took a systematic approach to identify the most influencing factors on such a correction factor and showed that by applying this correction factor to the current solution of ASME B&PV Code Section XI, this solution becomes more accurate. This corrected approach also is in line with ASME B&PV Code Section XI Appendix C practice for axial flaw in pipes, where a semi-empirical correction factor has been considered as well.

論文

Failure bending stresses for small diameter thick-wall pipes

山口 義仁; 長谷川 邦夫; Li, Y.; Lacroix, V.*

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 4 Pages, 2022/07

Four-point bending tests without internal pressure were performed for Type 304 stainless steel pipes with circumferential flaws at room temperature. The specimens are 1-inch diameter (33.7 mm) Schedule 160 pipes (6.3 mm wall thickness). The flaws were part-through flaws located at the pipe external side. The flaw angles are from 120$$^{circ}$$ to 240$$^{circ}$$, and the flaw depths are two cases of 50% and 75% of the wall thickness. Plastic collapse stresses obtained from experiments were compared with those calculated using Limit Load Criteria from Appendix C of the American Society of Mechanical Engineers Code Section XI. Limit Load Criteria were developed using flow stress at flawed section of the pipe. The plastic collapse stress test results were larger than those of the calculation results. For flaws with flaw depths less than 50% of the wall thickness, the experimental stresses were significantly large. The Limit Load Criteria given by Section XI provide conservative collapse stresses and could be improved.

論文

Development of probabilistic analysis code for evaluating seismic fragility of aged pipes with wall-thinning

山口 義仁; 西田 明美; Li, Y.

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 7 Pages, 2022/07

原子力発電所おける配管減肉は重要な経年劣化事象の一つである。また近年、日本のいくつかの原子力発電所は大きな地震を経験している。そのため、長期間運転した原子力発電所を対象とした地震を起因とした確率論的リスク評価において、減肉と地震による応答応力の両方を考慮した配管系の地震フラジリティ評価が、重要となっている。本研究では、原子力機構が開発した減肉配管を対象とした破損確率解析コードPASCAL-ECに、減肉配管の地震応答応力の算出モデルや減肉配管の破壊評価法など、減肉配管の地震フラジリティを評価可能とする機能を導入した。また、整備した解析コードを用いて、地震フラジリティの評価事例を整備した。

論文

Failure estimation methods for steam generator tubes with wall-thinning or crack

山口 義仁; 真野 晃宏; Li, Y.

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/07

蒸気発生器(SG)伝熱管は、加圧水型原子炉の重要な機器の一つである。SG伝熱管では、減肉や応力腐食割れなどの検出が報告されている。SG伝熱管の構造健全性を評価するためには、一次冷却系からの内圧と二次冷却系からの外圧の両方を考慮して破裂による破壊を評価する必要がある。そこで、様々な機関においてSG伝熱管を対象とした破裂試験が実施され、それに基づき破壊評価法が提案されている。本研究では、減肉又は亀裂を有するSG伝熱管を対象に、既存の破裂試験データを調査し、それを踏まえて、亀裂又は局所的な減肉を有するSG伝熱管に適した破壊評価法を新たに提案した。また、これらの破壊評価法の適用性を、予測結果と実機SG伝熱管の破裂試験データを比較することにより確認した。

論文

Study on influence evaluation of internal equipment installed in structure subjected to projectile impact

奥田 幸彦; Kang, Z.; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 10 Pages, 2022/07

原子力施設の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成分を含む振動を励起する可能性があり、安全上重要な機器への影響を評価することが課題となっている。そこで本研究では、建屋内包機器への影響評価に資するため、建屋における応力波伝播や建屋内包機器の衝撃応答に係るデータの取得及び建屋と機器の連成を考慮した衝撃応答解析手法の整備を目的とする。本論文では、建屋を模擬した鉄筋コンクリート(RC)箱型構造の内壁に機器を模擬した梁状構造物(機器模擬体)を設置し、航空機を模擬した飛翔体をRC箱型構造に垂直に衝突させる飛翔体衝突試験を実施し、RC箱型構造の損傷状態並びに試験体各部の加速度やひずみ等を分析・評価することで衝撃応答特性を調査する。

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