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山野 秀将; 二神 敏; 安藤 勝訓
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
本研究では、多目的有限要素解析コードFINAS/STARを用いて、ループ型ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器の詳細構造解析を実施し、超高温時における変形挙動を理解するとともに、破損への影響を緩和するのに注目すべき部位を同定することを目的としている。解析では、減圧を仮定し、原子炉容器を通常運転状態からナトリウム沸点まで20時間かけて加熱させた。本解析により、発生応力は有意ではなく、破損判定基準を十分に下回ることが示された。構造破損緩和の観点で、原子炉容器上部銅が重要な部位として同定された。原子炉容器は最終的には16cmも下方に変形するも、破損には至らなかった。この効果は長期にわたり原子炉容器ナトリウム液位を維持することができ、それにより、原子炉容器のレジリエンス向上につながる。
岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 岡島 智史
Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/07
高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げ、およびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、オーステナイト系鋼の円筒試験体に対して水平荷重に加えて繰返し鉛直荷重を負荷する条件等を付した座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。また、有限要素法解析により2.25Cr-1Mo鋼や550度を超える温度における適用性についても検証した。
二神 敏; 安藤 勝訓; 山野 秀将
Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 9 Pages, 2022/07
To enhance resilience of next-generation nuclear structures, it is necessary to develop design methodology that mitigates impacts of failure caused by extremely high temperature conditions which might lead to a severe accident. In this study, three-dimensional structural analysis of a loop-type sodium-cooled fast reactor (SFR) Monju has been conducted to understand its deformation behavior and to identify the areas which should be focused to mitigate impacts of failure. A postulated event sequence was a protected loss of heat sink (PLOHS) event, which may cause all decay heat removal systems to lose their functions immediately after reactor shutdown. This analysis suggests that no discontinuous section of RV lower panel is recommended to restrain the fracture of RV lower panel in order to enhance the RV resilience.
安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 高野 雅仁*
Journal of Pressure Vessel Technology, 143(6), p.061505_1 - 061505_9, 2021/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Engineering, Mechanical)本研究では、改良9Cr-1Mo鋼製の多孔板試験体の疲労及びクリープ疲労試験の行い、その結果を用いて種々の構造物の疲労およびクリープ疲労寿命の評価方法を比較・検証を行った。具体的には、多孔板試験体の試験では550
Cにおいて機械的繰り返し荷重を加え、孔の表面における亀裂の発生と伝播を観察するとともに、一連の有限要素解析に基づいて、種々の破損寿命評価方法により破損繰返し数を予測して、試験結果と予測結果の比較検証を行た。
安藤 勝訓; 豊田 晃大; 橋立 竜太; 鬼澤 高志
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 10 Pages, 2021/07
米国の原子力用の高温規格であるASME Boiler and Pressure Vessel Code (ASME BPVC) Section III, Division 5は、2019年版まで改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の設計疲労曲線は540Cのみであった。このために、ASME Section IIIのクリープ疲労およびクリープ考慮不要要件に関するワーキンググループ(WG-CFNC)では、日本機械学会で規格化された改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の温度依存設計疲労曲線を組み込むための活動を実施してきた。その結果、ASME BPVCの2021年版より日本機械学会の最適疲労破損式に基づいた温度依存の設計疲労曲線が提供されることとなった。本研究では日本機械学会で規格化されたこの最適疲労破損式の特徴を明らかにするために、データベースに保存されている305個のデータを分析し、データベースの詳細と最適疲労破損式の関係ならびに統計処理の結果に基づく破損確率(95%と99%の信頼限界値)について示した。また、日本で得られている温度変動下ならびにナトリウム環境下での疲労およびクリープ疲労試験の結果についても、高温条件でのクリープ疲労損傷評価を検討するために示した。
岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 宮崎 真之
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07
高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げ、およびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、新しい材料(改良9Cr-1Mo鋼)の円筒試験体に対して水平荷重に加えて繰返し鉛直荷重を負荷する条件等を付した座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。また、有限要素法解析により座屈荷重に対する溶接残留応力の影響はほとんどないことを検証した。
岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 宮崎 真之
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08
高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げおよびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、新しい材料(改良9Cr-1Mo鋼)に対して一連の座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。また、弾塑性座屈解析で評価された座屈挙動に関して、応力-ひずみ関係と試験容器の初期不整を考慮することにより、各試験結果を適切にシミュレーションできることを示した。
Cr-1Mo and Mod.9Cr-1Mo steel at elevated temperature design安藤 勝訓; 岡島 智史; 芋生 和道*
Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/07
高温設計における座屈に対する必要な厚さの評価のため、2種類のフェライト鋼(2 Cr-1MoおよびMod.9Cr-1Mo鋼)の外圧チャートを開発した。本提案においては、日本機械学会の高速炉規格で提供されている機械的および物理的特性を使用して、ASME BPVCに記載されているガイドラインに基づいて、各材料の外圧チャートを作成した。この外圧チャートの提案により、これまで実施されていた150Cを上回る温度では、これらの鋼種について、代替的に他の材料の外圧チャートを使用して評価しなくてはならなかったことと、代替しても480Cを超えた場合には外圧チャートによる評価ができないことの二つの問題が解決される。
矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 9 Pages, 2018/07
原子力発電所の格納容器(CV)は、放射性物質の放出を防止するための重要な構造であるが、格納容器の耐圧限界は明らかにされていない。本研究では、CVバウンダリの一部を構成する機器である鏡板構造に着目し、重大事故時を想定した鏡板の耐圧限界評価法を開発するために、中高面に圧力をかけた鏡板の耐圧試験と有限要素解析を実施した。相対的に薄板の鏡板を用いた試験において、座屈後に局部変形集中を伴う非軸対称変形が観察され、他の試験よりも有意に低い圧力で破損が生じた。試験で見られた非軸対称変形を検討するために、詳細な3次元ソリッドモデルを用いた解析、さらに、均一な板厚を有するモデルまたは局所的な薄肉部を有するモデルを用いた解析を実施し、座屈後変形挙動の発生要因について検討した。
大谷 章仁*; 甲斐 聡流*; 金子 尚昭*; 渡壁 智祥; 安藤 勝訓; 月森 和之*
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07
本論文は、日本機械学会において策定中の事例規格を実機配管に適用した結果を報告するものである。ここでは、高速炉もんじゅの2次系配管を実機配管の代表例として選定した。事例規格に定める手法により配管系の弾塑性時刻歴解析を行い、配管の強度評価を実施した。その結果、事例規格による評価は配管系の耐震強度を左右する疲労強度の観点で、現行規格の手法よりも合理的な評価が可能であることを確認した。
月森 和之*; 矢田 浩基; 安藤 勝訓; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 12th International Conference on Asian Structure Integrity of Nuclear Components (ASINCO-12) (CD-ROM), p.105 - 121, 2018/04
高速炉プラントにおいて、鏡板構造は格納容器バウンダリの一部を構成することから、重大事故時にそのバウンダリ機能が維持されるか否かは重要な問題である。また、格納容器からの核分裂生成物の放出量を推定するためには、バウンダリ機能喪失後の貫通亀裂からの漏えい率を評価することも重要である。著者らは、中高面に圧力を受ける鏡板の耐圧試験を実施し、座屈やその後の挙動、さらには亀裂が貫通に至るまでの試験を実施した。本稿では、バウンダリ機能喪失後の鏡板を用いて、種々の圧力条件下で漏えい率試験を実施し、貫通亀裂長さと圧力条件に関連する漏えい率の傾向を検討した。また、試験で観察された3次元変形挙動や貫通亀裂長さに影響する可能性のある鏡板の詳細な3次元形状に基づく解析を行うため、板厚分布のモデリングを検討した。
安藤 勝訓; 高屋 茂
Nuclear Engineering and Design, 323, p.463 - 473, 2017/11
被引用回数：2 パーセンタイル：22.85(Nuclear Science & Technology)本研究では、有限要素法解析に基づいて改良9Cr-1Mo鋼溶接継手のクリープ疲労評価法を提案した。溶接継手における冶金的構造不連続を考慮するために母材、溶金、熱影響部の3要素からなる解析モデルにより有限要素法解析を実施した。既存のクリープ疲労試験の結果と提案した評価手法による予測破損寿命を比較した結果、提案した評価手法は破損繰返し数をファクター3で予測できることが示された。
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(6), p.061201_1 - 061201_12, 2017/08
被引用回数：1 パーセンタイル：8.45(Engineering, Mechanical)本研究では、内圧の影響を受けたベローズ構造の到達圧力の評価方法を開発するために、ベローズ構造の破壊試験と有限要素解析(FEA)を行った。一連の試験により破壊モードを実証し、3種類の破壊モードを確認した。試験中の座屈および変形挙動をシミュレートするために、陰解法および陽解法による解析を実施し、試験結果と比較した。
月森 和之; 安藤 勝訓; 矢田 浩基; 一宮 正和*; 安濃田 良成*; 荒川 学*
Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08
2層ベローズは層間の摩擦の影響があるため、解析上の取り扱いが1層ベローズよりも難しい。本研究では、2層ベローズと1層ベローズに対する内圧をパラメータとしたバネ定数試験を実施し、2層ベローズのバネ定数は、内圧によらず1層ベローズのほぼ2倍であることを実験的に明らかにした。また、2層と1層のベローズ両方でインプレーン座屈が観察された。両者の変形挙動は類似していたが、2層ベローズの座屈圧力は1層ベローズのほぼ2倍であった。これらは層間の摩擦を無視できることを意味しており、2層ベローズの解析においては半分の圧力負荷の1層ベローズに置き換えることができることを明らかにした。
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 11 Pages, 2017/07
本研究では、設計基準を超えた状況におけるベローズ構造の限界圧力評価法を開発するためベローズ構造の耐圧破壊試験と有限要素解析を行った。内圧試験は、室温下でベローズ試験体に加圧された水を供給することにより行い、漏えいが観察されるまで加圧した。ガードパイプ付き0.5mm厚ベローズ試験体の最大圧力はガードパイプなしの試験体の最大圧力よりも大きく、ベローズ構造が大きく膨らみ延性破損が観察された。一方、0.5mm厚のガードパイプなしの試験体では、ベローズの初期設定条件にかかわらず、局部破損が確認された。1.0mmの厚さのベローズ試験体では、1層および2層ベローズの両方で延性破損が観察された。すべての試験で得られた最大圧力は、EJMA標準によるインプレーン不安定性に基づく設計圧力の制限の推定結果より約10倍大きかった。しかし、試験で確認された3つの破壊モードは、複雑な変形挙動を伴うため通常の有限要素法解析で模擬することは難しくため、いくつかの限界圧力の評価手順を適用し試験結果の対比を整理した。
矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
FBRの1次冷却材と2次冷却材とのバウンダリを構成する中間熱交換器の鏡板は、重大事故シナリオの検討において重要な部位である。本研究では、重大事故シナリオの検討に資する鏡板の限界圧力評価法を開発するために、2種類の鏡板に対して、中高面に圧力を負荷した限界圧力試験及びFEA解析を行った。その結果、中高面に圧力を受ける鏡板の破損モードは、変形による鏡板端部での曲げ及び曲げ戻し挙動によって引き起こされる周方向の板厚貫通亀裂であることが明らかとなった。
若井 隆純; 小林 澄男; 加藤 章一; 安藤 勝訓; 高正 英樹*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
異材溶接継手構造モデルに対する熱疲労試験について述べる。JSFR設計においては、IHXとSGにフェライト-オーステナイト異材溶接継手が発生する。JSFRの機器では、クリープ疲労が最も重要な破損様式であるが、異材溶接技手に対するクリープ疲労強度評価法は確立されていない。評価法を開発し検証するためには、構造物試験が必要である。そこで、周方向に改良9Cr-1Mo鋼-SUS304の異材溶接継手を有する厚肉円筒に対する熱疲労試験を行った。これらの鋼種の熱膨張係数は大きく異なることから、中間にNi基合金がバタリング溶接された。試験後の解体検査で、SUS304側熱影響部と改良9Cr-1Mo鋼側熱影響部に深いき裂が観察された。SUS304母材表面には亀甲状のき裂が多数見られた。有限要素解析に基づく疲労損傷評価の結果、最大の疲労損傷はSUS304側熱影響部に発生すると評価された。また、SUS304母材部の疲労損傷も大きく評価された。これらの評価結果は、実験結果とよく一致する。しかし、改良9Cr-1Mo鋼側熱影響は、比較的小さい疲労損傷と評価されたにもかかわらず、深いき裂が観察された。この原因を究明するため、数値解析と金属組織観察を実施した。
安藤 勝訓; 高屋 茂
Nuclear Engineering and Design, 310, p.217 - 230, 2016/12
被引用回数：1 パーセンタイル：12.01(Nuclear Science & Technology)本研究では有限要素法解析と溶接継手を有する板曲げ試験に基づき改良9Cr-1Mo鋼溶接継手のクリープ疲労評価法を提案する。溶接継手における冶金的構造不連続を考慮した有限要素法解析を実施しひずみ集中および再配分について評価した。非弾性解析では、母材、溶接金属および母材の熱影響部を考慮した解析を実施して、冶金的構造不連続による弾性追従について評価を実施した。このようにして得られた弾性追従係数に基づいて簡易評価法を提案した。
岡島 智史; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 井上 康弘*; 渡邊 壮太*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(5), p.051204_1 - 051204_6, 2016/10
被引用回数：2 パーセンタイル：14.92(Engineering, Mechanical)In this paper, we simplify the existing method and propose a screening method to prevent thermal ratcheting strain in the design of practical components. The proposed method consists of two steps to prevent the continuous accumulation of ratcheting strain. The first step is to determine whether all points through the wall thickness are in the plastic state. The second step is to determine whether the accumulation of the plastic strain saturates. To validate the proposed method, we performed a set of elastoplastic finite element method (FEM) analyses, with the assumption of elastic perfectly plastic material. Not only did we investigate about the effect of the axial length of the area with full section yield state but also we investigated about effects of spatial distribution of temperature, existence of primary stress, and radius thickness ratio.
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07
本件では、高速炉の原子炉格納容器バウンダリを構成する部位のうち薄肉であり相対的に限界圧力が小さいと考えられる原子炉格納容器貫通部配管ベローズおよび冷却材ガスバウンダリの中で薄肉であり相対的に限界圧力が小さいと考えられる中間熱交換器のカバーガスバウンダリベローズについて破損様式の検証と限界圧力の評価法の開発を目的とした試験および解析を実施した。
