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論文

Effect of local plastic component on crack opening displacement and on J-integral of a circumferential penetrated crack

町田 秀夫*; 荒川 学*; 若井 隆純

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

本研究は、Na冷却高速炉(SFR)の破断前漏えい(LBB)評価に適用可能な周方向貫通き裂の開口変位(COD)とJ積分評価に及ぼす局所塑性変形の影響について述べる。J積分とCOD評価法は一般に弾性成分と塑性成分の和として定式化され、これまでにこれら2つの成分に基づく評価式が数多く提案されている。しかしながら、厳密には、塑性成分は、局所塑性成分と大規模塑性成分とからなる。従来の評価方法の多くは、塑性成分として大規模塑性成分のみを考慮することが多い。その理由は、局所塑性成分の影響は、加工硬化の小さい材料を除いて、大規模塑性成分のそれよりはるかに小さいからである。ただ、SFR配管の候補材料の1つである改良9Cr-1Mo鋼のように、降伏応力が大きく加工硬化が小さい材料では、J積分およびCODに対する局所塑性成分の影響は無視できない。そこで、有限要素解析(FEA)結果に基づいて、J積分およびCODに対する局所塑性成分の影響を考慮した式を提案し、亀裂評価に適用しやすいようにした。計算式は、日本機械学会から発行されるSFR機器のLBB評価に関するガイドラインで採用される。

論文

ナトリウム炉機器のLBB評価に用いる貫通時き裂長さ評価法の改良

若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*

日本機械学会2018年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 5 Pages, 2018/09

ナトリウム冷却高速炉(SFR)の維持規格によれば、破断前漏えい(LBB)が成立することを条件に、供用期間中検査としての体積試験を連続漏えい監視に置き換えることができるとされている。SFR機器では内圧は小さい。基本的に、検出可能亀裂長さおよび貫通時亀裂長さが不安定限界亀裂長さよりも十分に小さければ、LBBが成立すると結論付けることができる。われわれは、管の幾何学形状,疲労亀裂進展特性,荷重条件の関数として、管の周方向亀裂と軸方向亀裂の両方の貫通時き裂長さを計算する簡略化された方法を既に提案していた。しかし、日本機械学会の規格委員会による審議の過程で、この方法についていくつかの問題が指摘された。そこで、本研究では、貫通時の亀裂長さを計算するための、改良手法について説明する。

論文

Development of a crack opening displacement assessment procedure considering change of compliance at a crack part in thin wall pipes made of modified 9Cr-1Mo steel

若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 柳原 星児*; 鈴木 良祐*; 松原 雅昭*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

本研究は、高速炉(SFR)配管のLBB評価に使用されるき裂開口変位(COD)評価法を確立するために実施した。SFR配管については、LBB成立を前提に定期検査における体積試験を連続漏えい監視に代えることが想定されている。SFR配管は改良9Cr-1Mo鋼製で、内圧が低く、薄肉大口径である。改良9Cr-1Mo鋼は、従来のオーステナイト系ステンレス鋼と比較して高強度低延性である。LBB評価では、これらを考慮して貫通き裂からの冷却材漏えい率を適切に推定しなければならない。漏えい率はCODと強く関係するので、適切なCOD評価法を確立する必要があるが、薄肉大口径の高強度低延性材料製SFR配管に適用可能なCOD評価法は未だ提案されていない。そこで本研究では、改良9Cr-1Mo鋼の薄肉大口径管に適用可能なCOD評価法を提案した。すなわち、パラメトリックな有限要素解析(FEA)で計算したCODを弾性、小規模降伏と大規模降伏の各成分に分解し、それぞれ多項式近似して与えた。さらに、周方向貫通き裂を有する改良9Cr-1Mo鋼管を用いた4点曲げ試験の結果との比較により、その適用性について検討した。その結果、CODを過大評価する場合があることが分かった。LBB評価では小さめの漏えい率を想定する方が安全側であるため、ここではLBB評価にはCODの弾性成分のみを考慮することを推奨した。

論文

Proposal of simplified J-integral evaluation method for a through wall crack in SFR pipe made of Mod.9Cr-1Mo steel

若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 菊地 浩一*

Proceedings of ASME Symposium on Elevated Temperature Applications of Materials for Fossil, Nuclear, and Petrochemical Industries, 7 Pages, 2018/04

ナトリウム冷却高速炉(SFR)のLBB評価における不安定破壊評価に適用可能な簡易J積分評価法を提案した。改良9Cr-1Mo鋼は日本のSFR配管の候補材料であるが、従来のオーステナイト系ステンレス鋼と比較して、降伏強度が高く、破壊靭性は劣る。EPRIは全断面塑性解に基づく周方向貫通亀裂のJ積分評価法を提案しているが、SFR配管の形状および改良9Cr-1Mo鋼の材料特性は、この方法の適用範囲外である。したがって、周方向貫通亀裂を有する配管について一連の弾性、弾塑性および塑性有限要素解析(FEA)を実施し、SFR配管に適用可能なJ積分評価法を開発した。FEAから得られたJ積分を、弾性、小規模降伏および大規模降伏の各成分に分解し、それぞれを配管形状、亀裂寸法、材料特性などの関数として多項式近似することで、簡便なJ積分評価法を提案したことにより、破壊力学の知識がなくてもJ積分を用いて2パラメータ法による破壊評価を行うことを可能とした。

論文

ナトリウム冷却型高速炉配管のLBB評価に対する荷重条件の提案と配管パラメータの影響

矢田 浩基; 高屋 茂; 若井 隆純; 仲井 悟; 町田 秀夫*

日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00389_1 - 17-00389_15, 2018/03

ナトリウム冷却型高速炉の供用期間中検査において、ナトリウムバウンダリを構成する機器に対して連続漏えい監視による試験が検討されている。連続漏えい監視試験は、破断前漏えい(LBB)が成立することを前提に機器の内包物の系統外への漏えいを検出設備により連続的に監視する試験である。高速炉における既往のLBB評価ではエルボ横腹部に軸方向亀裂を想定した評価が行われているが、供用期間中検査の観点からは管の周方向亀裂に対してもLBBが成立することを確認する必要がある。本研究では、高速炉配管を対象としたLBB評価条件の検討及び適用例として高速増殖原型炉「もんじゅ」のクラス1配管を対象に周方向亀裂を想定したLBB成立性の評価を行った。さらに、実機条件を参考に設定した多数のLBB評価を実施し、配管パラメータがLBB成立性に及ぼす影響を検討した。

論文

Superconductivity in repulsively interacting fermions on a diamond chain; Flat-band-induced pairing

小林 恵太*; 奥村 雅彦; 山田 進; 町田 昌彦; 青木 秀夫*

Physical Review B, 94(21), p.214501_1 - 214501_7, 2016/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:22.23(Materials Science, Multidisciplinary)

平坦バンドが超伝導性を示す可能性を探るために、平坦バンドを形成する最も単純な準一次元系の一つであるダイアモンド鎖上の斥力相互作用するフェルミオン系について調べた。厳密対角化法と密度行列繰り込み群法を用いて調べた結果、フェルミエネルギーに近い空の平坦バンドと相互作用する分散バンドが満たされる1/3フィリングよりも少しだけ小さなフィリングで、長い相関距離を持つクーパー対が有意な束縛エネルギーを持つことがわかった。さらに、この対相関関数は、ダイアモンド鎖の外側のサイトに存在するフェルミオン対によるものであることを明らかにした。また、厳密に1/3フィリングの時、系は絶縁体になり、ダイアモンド鎖の外側のサイトに存在するフェルミオンがトポロジカルに区別可能なエンタングル状態を形成していることがわかった。

論文

Determination of in-service inspection requirements for fast reactor components using System Based Code concept

高屋 茂; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 浅山 泰

Nuclear Engineering and Design, 305, p.270 - 276, 2016/08

AA2016-0006.pdf:0.51MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

著者らは、これまでの研究でシステム化規格概念を用いた供用期間中検査(ISI)要求の設定方法を提案した。提案方法は、二つの補完的な評価から成り、一つは構造健全性に着目し、もう一方は安全性に着目している。本研究では、提案手法を用いて、もんじゅのガードベッセル及び炉心支持構造のISI要求について評価した。その結果、非現実的に厳しい想定を課しても、いずれの機器も十分な信頼度を有することが示され、ISI要求の必要はないと判定された。この結果から、提案手法は、プラントの特徴を考慮した効果的で合理的なISIの実現に寄与するものと期待される。

論文

高速炉配管のLBB評価に用いる貫通時き裂長さ評価法の提案

若井 隆純; 町田 秀夫*; 佐藤 健一郎*

日本機械学会M&M2015材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), 3 Pages, 2015/11

ナトリウム冷却型高速炉の改良9Cr-1Mo鋼配管のLBB評価に適用する感通じき裂長さ評価法について述べる。実際の設計条件ではほとんどき裂は貫通しないけれども、LBB評価においては仮想的な貫通時き裂長さを求められる。一般に貫通時き裂長さは、膜・曲げ応力比で決まり、純曲げ応力の場合が最も長くなる。本研究では、軸方向および周方向の貫通時き裂長さを膜・曲げ応力比と材料特性の関数として簡易に求める方法を提案した。この方法によって、荷重条件と疲労き裂進展特性が分かれば、貫通時き裂長さを求めることができる。

論文

Development of an unstable failure analysis procedure considering change of compliance at a crack part of SFR pipes

若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*; 柳原 星児*; 鈴木 良祐*; 松原 雅昭*; 江沼 康弘

Engineering Failure Analysis, 56, p.484 - 500, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:78.54(Engineering, Mechanical)

This paper describes a failure analysis procedure used in leak before break assessment of large sodium pipes in Japan sodium cooled fast reactor made of modified 9Cr-1Mo steel. Since the steel has small thermal expansion rate and excellent high temperature strength, a simplified piping layout can be achieved. However, the fracture toughness of the steel is relatively smaller than that of the austenitic stainless steel used for many former FBR pipes. For this reason, a sophisticated LBB assessment is required for the pipes made of modified 9Cr-1Mo steel. Since the internal pressure of the pipes of JSFR is small, the thermal load caused by thermal expansion is predominant. Supposing a through wall crack in such piping system, the stiffness of the crack part will decrease with crack extension. The rational failure analysis procedure, evaluating the loading conditions at a crack part considering change of compliance of the piping system by a crack, was proposed. Using some experimental results, the validity of the analysis procedure was verified. Finally, the critical crack size was calculated for designed JSFR pipes. It was clarified that the proposed procedure was much effective to loosen LBB conditions for JSFR piping system.

論文

改良9Cr-1Mo鋼薄肉大口径配管の貫通き裂に対するJ積分評価法

若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 佐藤 健一郎*

日本機械学会2015年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 5 Pages, 2015/09

周方向き裂つき配管の不安定破壊評価に用いるJ積分評価法について述べる。JSFR配管では変位制御型負荷が支配的であるので、き裂の存在によって配管系の荷重バランスが変化する。また、薄肉大口径で、かつオーステナイト系ステンレス鋼に比べ非線形性の高い改良9Cr-1Mo鋼で製作される。J積分評価法としては、EPRIの方法があるが、JSFR配管の形状と材料特性は適用範囲から外れる。そこで、有限要素解析結果に基づいて、改良9Cr-1Mo鋼製薄肉大口径管に適用可能なJ積分評価法を開発した。

論文

高クロム鋼配管のLBB成立性を確保するための破壊靭性要求

町田 秀夫*; 若井 隆純; 佐藤 健一郎*

日本機械学会2015年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 5 Pages, 2015/09

ナトリウム炉配管では、アクセス性の悪さから、体積試験が難しい場合がある。このため、貫通前の欠陥を検出することは難しいので、破壊するより前にナトリウム漏えいを検出することが考えられている。すなわち、仮にき裂が貫通したとしても、微小な漏えいを検出することによって直ちにプラントを停止し、安全を確保するということである。そのためには、破断前漏えいが成立することを示すことが重要である。本研究では、き裂を有する高クロム鋼製配管の破壊強度に及ぼす破壊抵抗の影響について考察し、LBB評価に用いる破壊抵抗の要求について提案を行った。

論文

Determination of ISI requirements on the basis of system based code concept

高屋 茂; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 浅山 泰

Transactions of 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08

システム化規格概念に基づく新しい供用期間中検査要求の決定手順を提案した。提案手順では、構造健全性に着目した評価とプラントの安全性に着目した評価の二つを行うことを要求している。本研究では、高速増殖原型炉「もんじゅ」の原子炉容器ガードベッセルおよび炉心支持構造に同手順を適用した。提案手順により、プラントの特徴を考慮した合理的な供用期間中検査が実現できると期待される。

論文

Application of the system based code concept to the determination of in-service inspection requirements

高屋 茂; 浅山 泰; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 仲井 悟; 森下 正樹

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 1(1), p.011004_1 - 011004_9, 2015/01

システム化規格概念に基づきプラントの特徴を考慮した効果的かつ合理的なISIの実現のために、新しいISI要求の決定手法を提案した。提案手法は、構造健全性に着目した評価とプラントの安全性の観点から欠陥の検出性に着目した評価の二つからなる。なお、欠陥検出性が十分でない場合には、十分に保守的な仮定の下での構造健全性評価が要求される。また、原型炉もんじゅに対する評価を実施し、提案手法が実機への適用性を有していることを示した。

論文

Elaboration of the system based code concept; Activities in JSME and ASME, 1; Overview

浅山 泰; 宮川 高行*; 堂崎 浩二*; 神島 吉郎*; 林 正明*; 町田 秀夫*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/07

本論文は、原子力プラントの構造規格基準への適用を目指して開発が進められているシステム化規格に関する日本機械学会(JSME)および米国機械学会(ASME)における活動について述べた4件のシリーズ発表の第1報である。まず、システム化規格概念について簡潔に示した後、荷重・耐力係数設計法に基づく信頼性評価法およびJSMEで開発中の高速炉の静的機器用信頼性評価ガイドラインなど、同概念に適合するように構築されつつある構造健全性評価法について述べる。さらに、ASMEボイラーおよび圧力容器規格委員会に設置されたJSME/ASME Joint Task Group for System Based Codeにて開発中の液体金属冷却炉用の供用期間中検査規格についても述べる。本規格は、ASME規格Section XI Division 3の代替規定を定めるものである。

論文

Elaboration of the system based code concept; Activities in JSME and ASME, 2; Development of evaluation tools based on LRFD

町田 秀夫*; 浅山 泰; 渡辺 大剛*; 北条 公伸*; 林 正明*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07

本論文は、原子力プラントの構造規格基準への適用を目指して開発が進められているシステム化規格概念に関する日本機械学会(JSME)および米国機械学会(ASME)における活動について述べた4件のシリーズ発表の第2報である。本報では、高速炉の静的機器に対する構造信頼性評価法を、土木・建築分野では実用化例のある荷重・耐力係数設計法(LRFD)に基づいて開発した結果について述べる。

論文

Elaboration of the system based code concept; Activities in JSME and ASME, 3; Guidelines on structural reliability evaluation for FBR

高屋 茂; 町田 秀夫*; 神島 吉郎*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 4 Pages, 2014/07

現在、JSMEのシステム化規格検討会にて整備を進めているFBR機器の信頼性評価ガイドラインについて紹介する。ガイドラインは、「総則」、「信頼性評価」、「破損シナリオの設定」、「モデル化」及び「破損確率の評価」の5章からなる。各章の詳細を説明する。

論文

Demonstration of Leak-Before-Break in Japan sodium cooled fast reactor (JSFR) pipes

若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*; Xu, Y.*; 月森 和之

Nuclear Engineering and Design, 269, p.88 - 96, 2014/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

This paper describes the Leak-Before-Break (LBB) assessment procedure applicable to Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) pipes made of modified 9Cr-1Mo steel. For the sodium pipes of JSFR, the continuous leak monitoring will be adopted as an alternative to a volumetric test of the weld joints under conditions that satisfy LBB. Firstly, a LBB assessment flowchart eliminating uncertainty resulted from small scale leakage, such as self plugging phenomenon and influence of crack surface roughness on leak rate, was proposed. Secondly, a rational unstable fracture assessment technique, taking the compliance changing with crack extension into account, was also proposed. Thirdly, a Crack Opening Displacement (COD) assessment technique was developed, because COD assessment method applicable to JSFR pipes - thin wall and small work hardening material - had not been proposed yet. In addition, fracture toughness tests were performed using compact tension (CT) specimens to obtain the fracture toughness, JIC, and the crack growth resistance (J-R) curve at elevated temperature. Finally, by using the flowchart, proposed techniques and collected data, LBB assessment for the primary sodium pipes of JSFR was conducted. As a result, LBB aspect was successfully demonstrated with sufficient margins.

論文

Development of limit state design for fast reactor by system based code

渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 浅山 泰; 高屋 茂; 町田 秀夫*; 神島 吉郎*

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 7 Pages, 2013/07

システム化規格の革新的な概念のひとつである裕度交換を具現化するために限界状態設計法を新たに開発し、現行規格の代わりに限界状態設計法が利用可能であることを示した。本研究では、熱荷重が加わる高速炉の原子炉容器を対象とした評価を実施し、クライテリアを現行規格から限界状態に変更することによって許容応力が増加することを示した。

論文

Development of leak-before-break assessment method for Japan Sodium cooled Fast Reactor pipe, 1; Crack opening displacement assessment of thin wall pipes made of modified 9Cr-1Mo steel

若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 吉田 伸司*; 江沼 康弘

Journal of Pressure Vessel Technology, 135(1), p.011401_1 - 011401_9, 2013/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.84(Engineering, Mechanical)

ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の改良9Cr-1Mo鋼製薄肉大口径配管に対する破断前漏えい(LBB)評価に用いるき裂開口変位評価法を開発した。この方法では、き裂開口変位を、弾性域,小規模降伏域及び大規模降伏域に分けて計算する。この方法の妥当性検証を、周方向貫通き裂を有する改良9Cr-1Mo鋼薄肉管に対する高温における4点曲げ試験によって行った。その結果、LBB評価に適用可能な適切な評価方法を提案することができた。

論文

Effect of rotational stiffness evolution at crack part on critical crack size in SFR

若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*

Proceedings of 2012 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2012) (DVD-ROM), 9 Pages, 2012/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR)配管の破断前漏えい(LBB)評価のための限界き裂寸法の見積もりにおいて、き裂部の回転剛性を考慮することの有効性について研究した。改良9Cr-1Mo鋼製薄肉大口径SFR配管の限界き裂寸法評価法においては、変位制御型の熱膨張荷重が支配的であるので、き裂部の応力は剛性変化を考慮して見積もられるべきである。そこで、剛性変化を回転ばねでモデル化し、幾つかの配管モデルに対する評価を行って、効果を検討した。その結果、エルボが少ないケースでは、剛性変化を考慮することでき裂部の熱応力は有意に低減され、大きな限界き裂寸法を与えることがわかった。これにより、LBB成立の範囲がより広がることが期待できる。

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