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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.
浅山 泰; 高正 英樹*; 加藤 猛彦*
Journal of Pressure Vessel Technology, 131(1), p.011402_1 - 011402_9, 2009/02
被引用回数：9 パーセンタイル：42.76(Engineering, Mechanical)高速増殖炉のような新型炉の開発にあたっては、リスクベース技術を供用期間中検査にとどまらず、プラントのライフサイクルを見渡したうえで機器や系統の設計に適用してゆく必要がある。そのためには、運転経験が蓄積されていなくても機器の破損確率を評価できる解析的方法を開発する必要がある。このような方法は実際の破損メカニズムを踏まえたものである必要がある。このために、疲労破損について、確率論的構造健全性評価法を開発した。本方法は確率論的破壊力学手法の拡張であるが、き裂の発生,進展に加えて、任意のサイクルにおけるき裂深さの分布を評価することができる。本方法を検証するために熱疲労を受けた構造物のき裂深さ分布を評価したところ、良好な精度で評価できた。この事実はいままで不可能と考えられていた、確率論的破壊力学手法を実験的に検証する可能性を示すものである。本方法は将来的に原子力機器の供用期間中検査の最適化のみならず設計時の安全係数の最適化等にも適用できると考えられる。
加藤 猛彦*; 浅山 泰
JNC TN9400 2003-102, 145 Pages, 2004/01
JNC-TN9400-2003-102.pdf:3.74MB
クリープ疲労破損プログラム「REAL-P Ver.1.0」(以下REAL-Pと称する)は、材料強度評価を行うREAL-A及びREAL-Dを含むMSS-REALシステムのプログラムの一つで、現在開発を進めているシステム化規格の体系の中で確率論の導入が必要になったことにより開発されたプログラムである。本書は、REAL-Pの理論的な側面とプログラミング等の技術的仕様について解説したもので、特にモンテカルロ法をはじめ確率論的破壊力学(PFM)については本プログラムの根幹となすもので詳細に記述した。
加藤 猛彦*; 浅山 泰
JNC TN9520 2003-002, 137 Pages, 2003/06
JNC-TN9520-2003-002.pdf:10.35MB
MSS-REALは、REAL-A&D(旧SMAT-A&D)とREAL-Pからなるプログラム群で、材料データの統計処理及び特性式の定式化に加え、それらの統計テータに基づく構造機器の信頼性評価(確率論的強度評価)を行うことができます。高速増殖炉の信頼性及び健全性評価において、構造材料に開する強度評価や設計評価重要な研究項目の一つです。それらの研究は多枝に渡り、新材料の研究から材料強度基準の作成など、材料の基本特性をベースにあらゆる角度から検討が加えられ今日に至っています。MSS-REALは、それら構造材料関する多様な評価を支援するため、現在表計算ソフトとして最も普及しているMSEXCEL用に開発したソフトウェアです。REAL-A&Dは、材料データの統計処理および定式化等を行うもので、既に多くのユーザーに使用され改良重ね今日に至っています。REAL-Pは、今回新たに開発したソフトウェアで、内圧及び熱過渡を受ける原子炉機器において、防止すべき主要な破損モードであるクリーフ疲労と延性破断を取り上げ、破損の要因となるき裂の発生や溶接部等の初期欠陥からのき裂進展をシミュレートし確率論的に破損評価するものです。その過程で、材料強度のみならず、検査や製造技術に係わる因子も考慮します。 REAL-Pは、従来の構造設計の信頼性・安全性・経済性をより向上させるべく開発中の新たな高温構造設計体系「システム化規格」の実用化のための必要性に基づき開発したものです。REAL-Pは、「システム化規格」の開発に大きく反映されるばかりでなく、実用炉の設計研究においても有力なツールとして活用されることが期待できます。このようにMSS-REALは、構造機器の材料強度評価や健全性及び信頼性評価を行う上で強力なツールと成り得るでしょう。
加藤 猛彦*; 浅山 泰
JNC TN9520 2002-001, 58 Pages, 2002/05
JNC-TN9520-2002-001.pdf:11.97MB
SMAT-A&T for Windows(以下SMAT-A&T)は、材料強度基準に用いられた各種材料特定式について材料定数の回帰処理及び新材料の設定を行うSMAT-A&Tと、基本材料及びSMAT-A&Tで定義した材料特性について材料強度評価や寿命評価等を行うSMAT-Dの二つのプログラムから構成されている。実行プログラムは、マイクロソフト社の表計算ソフトEXCELに実装されているVBA(Visual Basic for Application)で作成されたアドインとして登録可能なツールである。ユーザーは、EXCELの「ツール」メニューから選択し、ワークシート上で直接操作するため,あたかもEXCELLの機能の一部のように操作することが可能となっている。SMAT-A及びSMAT-Dの主な機能を以下に示す。 SMAT-Aの機能: 1)基本材料特性式回帰処理 高速原型炉用材料強度基準等(以下 DBS)及び高速増殖実証炉用材料強度基準等(以下 DDS)で用いられた材料特性式を基本とし、ワークシート上から必要なデータを読み込み回帰処理を行う。処理結果は、必要に応じて回帰結果保存データファイルに保存される。2)回帰結果処理機能 回帰結果保存データファイルより、いつでも必要な時に回帰結果を出力する。データと回帰結果のオーバープロットを自動(マクロ)で作図する機能も付加している。3)新材料特性の設定 SMAT-Dで強度評価を行うための材料特性式を設定する。材料パラメータは、手動による設定や回帰結果保存データ及び基本材料の材料特性式より選択することが可能である。SMAT-Dの機能 1)材料強度特性値出力 任意の条件に対し、グラフ作成用としてワークシート上に各種材料特性値を出力する。2)材料強度基準値出力 グラフ作成用としてワークシート上に各種材料基準値を出力する。3)材料強度評価 EXCELのワークシート上の材料データを基に強度評価の計算を行う。4)材料強度特性値出力(画面出力) 任意の条件に対し、画面上に各種材料特性値が出力される。
浅山 泰; 加藤 猛彦*
JNC TN9400 2002-014, 48 Pages, 2002/04
JNC-TN9400-2002-014.pdf:1.23MB
高速増殖炉(FBR)の実用化のためには、 その信頼性・安全性をさらに向上させながら、経済性を、将来の軽水炉をも凌駕するレベルまで高める必要がある。このために著者らは、平成12年度から、システム化規格の開発を実施している。本報では、システム化規格の根幹をなす概念である裕度交換について、破損確率の評価値をベースとする方法を提案した上で、例題を用いた具体的・定量的な検討を行った。 FBRの原子炉容器が、鍛造リングで製作され供用期間中検査(ISI)を受けない場合と、板材の縦溶接により製作される代わりにISIを受ける場合の 2例を想定し、それぞれについて、熱疲労き裂ま発生、進展を考慮して、破損確率を算出した。その上で、算出された破損確率に基づき、裕度交換の可能性を検討した。この結果に基づき、システム化規格の中で裕度交換を行う方法として、破損確率の算出という手続きを必要としないより簡易な方法である、設計係数を用いる方法(設計係数法)を提案した。この方法は、例えば疲労の場合、現状ではひずみ範囲に対して2、 繰り返し数に対して20の安全率が設けられているが、目標信頼度および技術的選択肢の組み合わせに対応する形で、一律ではない複数の設計係数を新たに設定するものである。本報では、例題検討に基づき、疲労に対してシステム化規格で設定すべき設計係数の値を具体的に試算した。以上により、破損確率の評価に基づく裕度交換および設計係数法がシステム化規格に適用できる見通しを示した。最後に、これらに関する今後の開発課題を示した。
加藤 猛彦*; 浅山 泰
JNC TN9400 2000-047, 114 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-047.pdf:8.25MB
溶接時に生じる残留応力を、汎用有限要素コードにより予測することができれば、FBRプラントの強度評価、余寿命評価の信頼性の向上に大きく寄与することができる。本研究では、FINASを用いて残留応力解析を行う手法を検討した。まず、簡易モデルを用いてパラメータを振って予備解析を行い、基本的な手法を提案した。本手法の要点は以下の通りである。(1)熱伝導解析は、予め層数分のモデルを作成しておき、順次データを受け渡す。(2)母材および溶接金属の構成則は多直線近似を用い、硬化則は等方硬化則とする。(3)金属の溶融状態は、応力が発生しないようにユーザサブルーチンで制御する。(4)入熱時の溶接金属の線膨張率は、零と置く。次に、本手法を用いて、狭開先TIG溶接を想定した5層の平板突合せ継手および管の突合せ継手の残留応力を予測し、既往研究結果と比較した。両者は良く一致し、本提案手法の妥当性を確認することができた。
月森 和之; 加藤 猛彦*; 古橋 一郎*; 岩田 耕司; 赤津 実
JNC TN9400 99-056, 62 Pages, 1999/06
ナトリウムを冷却材とする高速増殖炉では、床ライナはナトリウム漏えい事故時に漏えいナトリウムと床コンクリートとの直接接触を防止する機能を有し、事故の拡大防止の観点から重要な構造である。したがって、ナトリウム漏えい事故時にはその終息に到るまでライナの機能が維持されなければならない。ナトリウム漏えい時のライナの温度は、初期段階で漏えいナトリウムと接する領域を中心に急速に上昇する。一方、腐食によるライナの減肉については溶融塩型腐食を想定した厳しい減肉速度に従うとしても、ライナの温度上昇によりかなり遅れて進行する。このため、ライナに生じるひずみの最大値はこの初期段階に生じることになる。したがって、ひずみの解析評価において、最終的に到達する減肉量を最初から仮定したモデル化を用いるとひずみの最大値を過大に評価することになる。そこで、現象面から実態に合った解析を実現するためにライナの減肉の進行過程をモデル化する方法を検討した。具体的には、擬似的なクリープによる応力緩和と剛性の低減により減肉部分の応力を解放する方法をとった。さらに、この方法をFINASに適用して事例計算を行うことにより、その妥当性を検証した。
木村 英隆; 菅谷 全*; 加藤 猛彦*; 川崎 弘嗣; 青砥 紀身; 和田 雄作
PNC TN9450 91-003, 28 Pages, 1991/03
高速炉構造用SUS316の高温強度特性やNa環境効果および中性子線照射効果等の試験が進展している。この結果,本鋼は優れた各種特性を有することが確認されてきており現在実証炉以降の炉容器,配管,中間熱交換器等の構造材料として採用される方向で作業が進んでいる。今後,本鋼を採用したプラントの検討や実際の設計では,本鋼のクリープ破断式とクリープひずみ式,および材料の損傷等を見積もるのに用いる材料評価法が必要となる。現在これらの特性式や評価法の策定に関して検討が行われており,暫定基準が策定されてきている。本報告では,今後必要となる本鋼の特性式や評価法の再検討・再策定に資するように,昨年クリープ破断式とクリープひずみ式の暫定基準策定に用いたクリープ破断データと,現在までに入手できた高温疲労およびクリープ疲労試験データをまとめた。
加藤 猛彦*; 浅山 泰
no journal, ,
原子力プラントの機器や配管を対象として、ライフサイクルを通じた一貫した健全性評価に基づく設計を実現するために、材料強度・構造信頼性評価システム「MSS-REAL」を開発した。
