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岡島 智史*; 本田 圭*; 酒井 信介*; 泉 聡志*; 大石 邦央*; 笠原 直人
日本機械学会M&M2007材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.262 - 263, 2007/10
温度の異なる流体が合流する配管部位において、不規則流体温度ゆらぎによる高サイクル熱疲労損傷の発生が知られており、設計段階での対策が要求される。笠原らは本現象に対して、パワースペクトル密度(PSD)に基づく損傷評価手法を提案している。しかし本手法は、熱応力PSDより疲労損傷量評価を行う段階において、応力時刻暦のシミュレーション等の複雑な手順を含むため、設計現場での実用には困難を伴う。本研究では、熱応力PSDからの疲労損傷評価手順を簡略化した、現場で実用可能な熱疲労損傷簡易評価指針の提案を行う。
酒井 信介*; 本田 圭*; 岡島 智史*; 泉 聡志*; 笠原 直人
Proceedings of 2007 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference/8th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (PVP 2007/CREEP-8) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/07
原子力プラントの高低温流体の合流部では、サーマルストライピング現象による疲労損傷に対する健全性の評価が求められる。笠原らは、本現象によって配管壁面に発生する、熱応力のパワースペクトル密度(PSD)を評価する手法を提案している。評価された応力PSDから、応力変動のシミュレーションとレインフロー法による応力振幅の計数を行うことで、疲労損傷量の評価が可能である。しかしこの手順は、設計時にパラメータスタディを行うためには計算負荷が大きく、より簡便な評価手法が求められている。そこで、応力PSDの統計的特徴量から疲労損傷量を簡易評価する手法として有望な、損傷量近似値及び上下限値を評価可能なLCC法を取り上げ、本現象への適用性を調査し、それに基づき本現象に適した簡易評価手法を開発した。
岡島 智史*; 酒井 信介*; 泉 聡志*; 笠原 直人
日本材料学会第21回材料・構造信頼性シンポジウム講演論文集, p.132 - 137, 2005/12
不規則流体温度ゆらぎによる熱疲労損傷を、設計時に簡便に評価する手法が期待されている。本研究では、応力パワースペクトル密度の特徴量を用いて疲労損傷を直接評価する既存の手法を取り上げ、不規則流体温度ゆらぎによる疲労損傷評価に対する本手法の適用限界を、多様な設計条件の下で検討する。
岡島 智史*; 酒井 信介*; 泉 聡志*; 笠原 直人
no journal, ,
設計段階でサーマルストライピング荷重による損傷を評価する場合、レインフロー法を利用した評価は負担が大きい。本研究は、パワースペクトル密度の統計的特徴量より疲労損傷量を簡易評価する手法として、Tovoが提案した手法を取り上げ、サーマルストライピング現象への適用性を調査し、簡便な設計指針構築の可能性を検討した。
本田 圭*; 酒井 信介*; 泉 聡志*; 岡島 智史*; 笠原 直人
no journal, ,
不規則流体温度ゆらぎによる疲労損傷評価を簡便なものとするため、応力PSDの特徴量から疲労損傷の近似値及び上限を直接評価する手法としてlevel crossing計数法を用い、level crossing計数法で評価した疲労損傷量(以下、LCC法損傷量)がRFC法損傷量に対してどれだけ安全側に損傷量を評価しているのかを示す数値(以下、D(LCC)/D(RFC))を応力PSDの特徴量からまとめ、実際に現場で適用可能となる実用的手法を提案した。
中村 聡志; 木村 崇弘; 伴 康俊; 松村 達郎; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 津幡 靖宏; 林 博和
no journal, ,
原子力機構では高レベル放射性廃液中のマイナーアクチノイド(MA)を分離し、加速器駆動システム(ADS)により核変換する研究開発を行っている。ADSの炉心設計において、核特性の評価が重要であるが、ADSに対するベンチマーク計算では、核特性を正しく評価できず、炉心設計の合理化が不十分である。これは、ADSで検討されている燃料中のアクチノイド元素のうち半分以上を占めるMAの積分データの実験値が不足しているためである。そこで、当ディビジョンでは、MA試料を核分裂計数管中に組み込み、MAの積分実験データを取得することを検討している。MA試料量の不確かさは積分実験データの不確かさに影響するため、正確に定量することが必要とされている。本発表では、核分裂計数管用MA試料の作製方法及び定量方法について紹介する。