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論文

Improvement of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL-SP regarding stress corrosion cracking in nickel based alloy weld joint of piping system in boiling water reactor

真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 144(1), p.011506_1 - 011506_9, 2022/02

これまで、沸騰水型原子炉(BWR)配管系のニッケル合金異材溶接継手において応力腐食割れ(SCC)による亀裂の存在が報告されており、そのような溶接継手に対する構造健全性評価が重要となっている。現在、影響因子の固有の不確実さを確率分布として考慮することで亀裂を有する機器の破損確率を定量的に評価できる確率論的破壊力学(PFM)評価手法が、より合理的な構造健全性評価手法として注目されており、原子力機構では、溶接継手を含む原子炉配管系を対象としたPFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めている。本研究では、PASCAL-SPにBWRのニッケル合金異材溶接継手を対象とした解析機能を新たに導入した。また、改良したPASCAL-SPを用いて、異材溶接継手を対象に、漏えいの検知及び供用期間中検査が破損確率に及ぼす影響に関する感度解析を実施した。解析結果より、改良したPASCAL-SPは、異材溶接継手の破損確率を求め、供用期間中検査等の効果を定量的に評価できることから、構造健全性評価に有用であると結論付けた。

論文

A Novel method to uniquely determine the parameters in Gurson-Tvergaard-Needleman model

Zhang, T.; Lu, K.; 真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li Y.

Fatigue & Fracture of Engineering Materials & Structures, 44(12), p.3399 - 3415, 2021/12

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

GTNモデルは、延性金属の微細組織の力学挙動を考慮するモデルであるとともに、式が明確な物理的意味を表すことから、延性金属の破壊予測のためのアプローチとして期待されている。一方、強い相関のある8つのモデルパラメータの決定が困難なため、工学的な応用はほとんど進んでいない。本研究では、GTNモデルの物理的背景に基づいて、GTNモデルのパラメータを決定するための一連の手法を提案した。具体的には、連続体損傷力学の考え方を活用し、一軸引張試験における有効ヤング率の変化からボイドの体積分率の増加を実験的に求めることで、ボイドの生成に関する3つのパラメータの値を決定した。その他のGTNモデルのパラメータに関しては、化学組成分析、ボイドが含まれる単位セルモデルを用いた解析及び有限要素逆解析により一意に決定した。また、これらのパラメータ決定手法の妥当性を、炭素鋼STPT410の亀裂付き試験片と亀裂のない試験片の両方の破壊試験の結果と決定したパラメータを用いた数値解析結果との比較を通じて確認した。

論文

Benchmarking study on probabilistic fracture mechanics analysis codes xLPR and PASCAL-SP considering primary water stress corrosion cracking

真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li Y.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

確率論的破壊力学(PFM)解析は、様々な影響因子に固有の不確実さを確率分布として考慮し、機器の破損確率を定量的に評価できるため、原子炉機器の構造健全性評価のより合理的な手法として期待される。原子力機構(JAEA)では、加圧水型原子炉と沸騰水型原子炉の両環境における応力腐食割れや疲労等の経年劣化事象による配管の破損確率を評価可能なPFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めている。本解析コードの検証活動の一環として、米国原子力規制委員会(NRC)と米国電力研究所が共同で開発したPFM解析コードxLPRとの間でベンチマーク解析を実施した。本ベンチマーク解析は、加圧水型原子炉サージラインの異材溶接継手における加圧水型原子炉一次系水質環境中応力腐食割れに関する決定論的及び確率論的な解析から構成され、共通の解析条件の下でNRCとJAEAにより独立に実施された。本論文では、本ベンチマーク解析の条件を説明するとともに、PASCAL-SPとxLPRから得られた解析結果を示す。両解析コードから得られた結果が、決定論的解析及び確率論的解析の両方で良く一致したことから、PASCAL-SPの信頼性が向上したと結論付けた。

報告書

原子炉配管に対する確率論的破壊力学解析コードPASCAL-SP2の使用手引き及び解析手法(受託研究)

山口 義仁; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li Y.

JAEA-Data/Code 2020-021, 176 Pages, 2021/02

JAEA-Data-Code-2020-021.pdf:5.26MB

日本原子力研究開発機構では、軽水炉機器の構造健全性評価及び耐震安全性評価に関する研究の一環として、原子炉配管を対象とした確率論的破壊力学(PFM: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL-SP(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR - Stress Corrosion Cracking at Welded Joints of Piping)の開発を進めてきた。初版は2010年に公開され、その後もより実用性の高いPFM解析の実現を目的として、最新知見を踏まえて解析対象の拡充や解析手法の高度化等を実施してきた。今般、その成果を反映し、バージョン2.0として公開することとした。最新版では、解析対象の経年劣化事象として、ニッケル合金の加圧水型原子炉一次系水質環境中の応力腐食割れ、ニッケル合金の沸騰水型原子炉環境中の応力腐食割れ、二相ステンレス鋼における熱時効等を新たに加えたほか、最新の応力拡大係数解の導入や溶接残留応力の不確実さ等の評価機能の高度化を行い、より適用範囲が広く信頼性が高い配管の破損確率評価を可能とした。また、経年配管の耐震安全性評価の高度化に資することを目的に、巨大地震を想定した大きな地震応答応力に対応した亀裂進展量評価手法等を導入し、地震フラジリティ評価を可能とした。さらに、確率論的評価に係る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、これらの不確実さを考慮して配管の破損確率の信頼度を評価する機能及びモジュールを新たに整備した。本報告書は、バージョン2.0としてPASCAL-SP2の使用方法及び解析手法をまとめたものである。

論文

Probabilistic fracture mechanics benchmarking study involving the xLPR and PASCAL-SP codes; Analysis by PASCAL-SP

真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li Y.

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

原子力機構(JAEA)では、加圧水型原子炉一次冷却水環境中における応力腐食割れ(PWSCC)や疲労等の経年劣化事象による原子炉配管の破損確率を評価するために、確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL-SPを整備している。現在、本解析コードの検証のため、NRCとEPRIが共同で開発したPFM解析コードxLPRとのベンチマーク解析を実施している。本ベンチマーク解析は、両解析コードにより、共通の解析条件の下でPWSCCに関する決定論的解析及び確率論的解析を行うものであり、NRCとJAEAが自らの解析コードを用いて、それぞれ独立に解析を進めている。決定論的解析は完了しており、両解析コードから得られた結果が概ね一致することが確認された。本稿では、主として決定論的解析における解析条件及び両解析コードから得られた解析結果の詳細について示すとともに、確率論的解析について、その解析条件及びJAEAが実施したPASCAL-SPによる解析結果を示す。

論文

Improved Bayesian update method on flaw distributions reflecting non-destructive inspection result

勝山 仁哉; 宮本 裕平*; Lu, K.; 真野 晃宏; Li, Y.

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08

原子力機構では、中性子照射脆化及び加圧熱衝撃事象等の過渡事象を考慮し、原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を算出するための確率的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL4の開発を進めている。亀裂のサイズや密度等の欠陥分布は、PFM解析の破損頻度を算出する上で重要な影響因子であることがよく知られている。NUREG-2163では、非破壊検査(NDI)の結果を反映するベイズ更新手法が提案されているが、NDIにより欠陥指示がある場合にのみ適用可能である。RPVの検査結果として欠陥指示がない場合があることから、我々は以前、NDIの結果として欠陥指示がある場合とない場合の両方に適用可能な尤度関数を提案した。しかし、これらのベイズ更新手法では、両者に相関のあると考えられる亀裂のサイズと密度を独立に更新する尤度関数が適用されている。本研究では、尤度関数をさらに改善し、亀裂のサイズと密度を同時に更新できるようにした。また、その尤度関数に基づきベイズ更新及びPFM解析を行い、その有用性を示した。

論文

Influence evaluation of sampling methods of the nondestructive examination on failure probability of piping based on probabilistic fracture mechanics analysis

真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li Y.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00567_1 - 19-00567_11, 2020/06

非破壊試験(NDE)は、配管等の原子炉機器の構造健全性を確保するうえで、重要な役割を果たしている。国内の原子力発電所では、日本機械学会発電用原子力設備規格維持規格等の規則に従って、非破壊試験が配管系の溶接部に対して実施される。応力腐食割れ(SCC)が想定されない溶接部の場合、10年の検査間隔でNDEが実施され、各検査間隔における試験程度が規格等において定められている。各検査間隔でNDEを実施する溶接部を選択するためのサンプリング方式としては、一般的に2種類が挙げられる。1つ目の方式は、定点サンプリング方式であり、NDEが実施される溶接部は前の検査間隔で試験が実施された溶接部と同一である。2つ目の方式は、ランダムサンプリング方式であり、NDEが実施される溶接部は、前の検査間隔で試験が実施されなかった溶接部から選択される。これらのサンプリング方式の選択は、配管系の構造健全性を確保する上で重要と考えられる。合理的な構造健全性評価手法の1つである確率論的破壊力学(PFM)解析は、SCCや疲労等の経年劣化事象、並びにNDEを通じた溶接部における亀裂の検出及び溶接部の補修・取替を考慮して、溶接部の破損確率を定量的に計算できる。本研究では、サンプリング方式の違いが配管系の構造健全性に及ぼす影響を明らかにするため、典型的な原子力配管系を対象に、PFM解析により2つのサンプリング方式によるNDEを考慮して破損確率を評価した。その結果、非破壊試験のサンプリング方式の違いが配管系の破損確率に及ぼす影響を定量的に確認した。

論文

A New probabilistic evaluation model for weld residual stress

真野 晃宏; 勝山 仁哉; 宮本 裕平*; 山口 義仁; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 179, p.103945_1 - 103945_6, 2020/01

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

溶接残留応力(WRS)は、確率論的破壊力学(PFM)に基づく亀裂を有する配管溶接部の破損確率評価において最も重要な影響因子の一つであるとともに、大きな不確実さを有する。既存のPFM解析コードにおけるWRSの確率論的評価モデルでは、有限要素解析から得られる板厚内の複数の離散点におけるWRS値の不確実さが考慮されるが、板厚方向のWRSの分布形状が考慮されないため、板厚内におけるWRS値の相関関係や力のつり合いに関する複雑でユーザー依存の追加処理を行う必要がある。本研究では、より合理的なWRSの確率論的評価モデルとして、有限要素解析に基づくWRS解析結果をフーリエ余弦級数で表現し、WRS分布の不確実さをフーリエ余弦級数の係数の確率分布を用いて表現する確率論的評価モデルを提案した。フーリエ余弦級数の係数は、板厚内の特定位置におけるWRS値の大きさと板厚方向におけるWRSの分布形状の両方を同時に考慮して決定されるため、板厚内におけるWRS値の相関関係や力のつり合いが考慮されている。提案したWRS評価モデルは、解析コードのユーザー依存性がなく、簡単かつ合理的にWRSの不確実さを考慮できるため、PFM解析において有用であると結論した。

論文

Comparison of two-phase critical flow models for estimation of leak flow rate through cracks

渡辺 正*; 勝山 仁哉; 真野 晃宏

International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(11), p.516 - 519, 2019/10

冷却材の漏えいは冷却材喪失事故が発生する前に検出できることから、破断前漏えいの観点から、原子炉機器における貫通亀裂からの冷却材の漏えい量を精度よく推定することは安全上重要である。本研究では、2つの代表的な非均質臨界流量評価モデル(Henry-FauskeモデルとRansom-Trappモデル)を用いて、システム解析コードにより得られた2相流の臨界漏えい量の計算結果を比較した。その結果、Henry-Fauskeモデルを用いた場合、亀裂内で圧力の低下と蒸気生成が起きるため、漏えい量が大きく評価されることが分かった。これは、漏えい量は構造物の温度の影響を受けないものの、亀裂表面の粗さの影響を大きく受けること示唆した結果である。

論文

Improvement of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL-SP with regard to PWSCC

真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(3), p.031505_1 - 031505_8, 2019/07

亀裂を有する原子力構造物の健全性評価には、決定論的な破壊力学に基づく手法が用いられている。一方で、影響因子の不確実性の考慮及び構造物の破損確率の定量評価が可能であるという理由から、確率論的破壊力学(PFM)に基づく手法の実用性が期待されている。原子力機構ではこれまでに、沸騰水型原子炉水質環境中における粒界型応力腐食割れや疲労等の経年事象を考慮した原子力配管の破損確率の評価を目的として、PFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めてきた。近年国内では加圧水型原子炉一次系水質環境中応力腐食割れ(PWSCC)に起因する亀裂がニッケル合金溶接部において確認されていることを踏まえ、その構造健全性評価が重要となっている。本論文はPWSCCを考慮した一次系配管の評価を目的として、PASCAL-SPに整備した機能について示すものである。PWSCCに関連する確率論的評価モデルとして、亀裂の発生、進展、貫通亀裂からの漏えい量の評価及び非破壊検査による亀裂の検出等のモデルを整備した。また、解析コードによる応力拡大係数の計算精度の向上を図った。評価事例としてPWSCCに起因する周方向及び軸方向亀裂を有するニッケル合金溶接部を対象とした破損確率の評価を示した。加えて、非破壊検査及び漏えいの検知が破損確率に及ぼす影響を評価した。評価結果を踏まえて、改良したPASCAL-SPがPWSCCを考慮した一次系配管の破損確率評価に有用であると結論付けた。

論文

Influence evaluation of sampling methods of the non-destructive examination on failure probability of piping based on probabilistic fracture mechanics analyses

真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

国内の原子力発電所では、構造健全性の確保のため、日本機械学会維持規格等に従って配管溶接部の非破壊試験(NDE)が実施される。応力腐食割れ等の経年事象が想定されない溶接部において、一連のNDEは10年の間隔にわたって実施され、各間隔での試験程度は維持規格において要求される。試験対象の溶接線は、2つのサンプリング方式に基づいて試験程度を考慮して選択される。1つは前回の試験と同じ箇所を選択する定点サンプリングである。もう一つは、前回の試験とは異なる箇所を選択するランダムサンプリングである。NDEにおけるサンプリング方式の選択は、配管の構造健全性における重要な要素の1つと考えられる。確率論的破壊力学(PFM)解析は、構造健全性評価の合理的な手法の一つであり、NDEの影響を考慮して亀裂を有する機器の破損確率等の定量値を評価できる。本研究では、PFM解析に基づき原子炉配管の破損確率に及ぼすNDEのサンプリング方式の影響を評価し、その結果、PFM解析から得られた破損確率は、NDEのサンプリング方式を選択するための定量的な数値指標として有用であることを確認した。

論文

Development of stress intensity factors for subsurface flaws in plates subjected to polynomial stress distributions

Lu, K.; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.; 岩松 史則*

Journal of Pressure Vessel Technology, 140(3), p.031201_1 - 031201_11, 2018/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:56.85(Engineering, Mechanical)

The stress intensity factor (SIF) solutions for subsurface flaws near the free surfaces of components, which are known to be important in engineering applications, have not been provided yet. Thus, in this paper, SIF solutions for subsurface flaws near the free surfaces in flat plates were numerically investigated based on finite element analyses. The flaws with aspect ratios a/l = 0.0, 0.1, 0.2, 0.3, 0.4 and 0.5, the normalized ratios a/d = 0.0, 0.1, 0.2, 0.4, 0.6 and 0.8, and d/t = 0.01 and 0.10 were taken into account, where a is the half flaw depth, l is the flaw length, d is the distance from the center of the subsurface flaw to the nearest free surface and t is the wall thickness. Fourth-order polynomial stress distribution in the thickness direction was considered. In addition, the developed SIF solutions were incorporated into a Japanese probabilistic fracture mechanics (PFM) code, and PFM analyses were performed for a Japanese reactor pressure vessel containing a subsurface flaw near the inner surface. The PFM analysis results indicate that the obtained SIF solutions are effective in engineering applications.

論文

An Application of the probabilistic fracture mechanics code PASCAL-SP to risk informed in-service inspection for piping

真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2017/11

米国等では原子力発電所の配管系を対象として、リスク情報を活用した供用期間中検査(RI-ISI)が広く実施されている。Westinghouse Owners Groupが開発したRI-ISI手法では、配管系をセグメントに区分し、非破壊試験を考慮した配管セグメントの漏えい頻度に基づいて、試験程度を決定する。配管セグメントの漏えい頻度の評価には、試験における亀裂の検出確率を亀裂寸法によらず一定値とみなす等の仮定に基づく統計モデルが用いられている。一方で、確率論的破壊力学(PFM)解析では、現実に即した亀裂検出確率評価モデルにより、詳細に漏えい頻度を評価可能である。原子力機構では、経年事象や非破壊試験等を考慮して配管セグメントの漏えい頻度を評価可能なPFM解析コードPASCAL-SPを開発している。本研究では、PASCAL-SPを用いて、試験チームの熟練度、試験時期及び補修範囲の考え方について異なる条件の下でセグメントの漏えい頻度及び試験程度を評価した。その結果、試験程度を現実に即して柔軟に評価できることから、PASCAL-SPはRI-ISIにおける有効なツールであると結論付けた。

論文

An Estimation method of flaw distributions reflecting inspection results through Bayesian update

Lu, K.; 宮本 裕平*; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/11

近年、原子炉圧力容器(RPV)のような安全上重要機器に対する構造健全性評価において、確率論的破壊力学(PFM)に基づく手法が各国で用いられている。PFM解析では、対象となる機器の想定される欠陥を考慮して、その破損確率や破損頻度を評価する。そのため、PFMに基づきRPVの健全性評価を行う場合、欠陥分布(欠陥深さ及び密度分布)を重要な影響因子として合理的に設定する必要がある。最近、べイズ更新に基づき検査結果を欠陥分布に反映する手法が示され、検査で亀裂が見つかった場合に適用できる尤度関数が提案された。一方、RPVに対する検査の結果として欠陥指示がない可能性があるが、その場合のべイズ更新に必要な尤度関数が提案されていない。そこで、本研究では、検査により欠陥指示があった場合となかった場合の両方に適用できる尤度関数を提案した。また、提案した尤度関数を用いて、べイズ更新により検査結果を反映した欠陥分布を更新した例を示した。以上より、本研究で提案した尤度関数が、欠陥指示がない場合にも適用できることを明らかにした。

論文

Improvement of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL-SP with regard to primary water stress corrosion cracking

真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

亀裂を有する原子力構造物の健全性評価には、決定論的な破壊力学に基づく手法が用いられている。一方で、影響因子の不確実性の考慮及び構造物の破損確率の定量評価が可能であるという理由から、確率論的破壊力学(PFM)に基づく手法の実用性が期待されている。原子力機構ではこれまでに、沸騰水型原子炉水質環境中における粒界型応力腐食割れや疲労等の経年劣化事象を考慮した原子力配管系の破損確率の評価を目的として、PFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めてきた。近年国内では加圧水型原子炉一次系水質環境中応力腐食割れ(PWSCC)に起因する亀裂がニッケル合金溶接部において確認されていることから、その構造健全性評価が重要となっている。本論文は、PWSCCを考慮した一次系配管の評価を目的としたPASCAL-SPの改良について示すものである。PWSCCに関連する確率論的評価モデルとして、亀裂の発生、進展及び非破壊検査による亀裂の検出等のモデルを整備した。また、応力拡大係数の計算精度の向上を図った。評価事例としてPWSCCに起因する周方向及び軸方向亀裂を有するニッケル合金溶接部を対象とした破損確率の評価を示した。加えて、非破壊検査が破損確率に及ぼす影響を評価した。評価結果を踏まえて、改良したPASCAL-SPがPWSCCを考慮した一次系配管の破損確率評価に有用であると結論付けた。

論文

Safety design approach for external events in Japan Sodium-cooled Fast Reactor

山野 秀将; 久保 重信; 谷 明洋*; 西野 裕之; 堺 公明

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.813 - 825, 2012/06

この論文では、IAEAの深層防護の原則に従った内部事象のためのアプローチに並ぶ、JSFRの設計研究における外部事象についての安全設計アプローチについて述べる。強調される点は、設計において考慮されなければならない新しい事象分類,例,設計拡張状態(DEC)の追加である。この研究では、DEC分類は外部事象に拡張されている。耐震設計に加えて、津波,強風,異常気温のようなその他の外部事象がこの研究では検討されている。外部事象には自然災害や人的要因の災害からなる多くの種類が含まれるため、典型となる事象を選ぶための、立地,重要性,頻度による選別法を開発した。これらの事象のための設計アプローチは確率論的,統計的,決定論的基準により分類されている。

論文

Conceptual design study for the demonstration reactor of JSFR, 3; Safety design and evaluation

谷 明洋*; 島川 佳郎*; 久保 重信*; 藤村 研; 山野 秀将

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10

This paper describes the result of conceptual safety design and evaluation for the demonstration plant of Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) to obtain necessary information to decide the plant specification for further study. Major specifications except for output power and safety design concept are similar to those of the commercial JSFR. A set of safety evaluation for typical design basis events (DBEs) is mainly focused here, which was conducted for the 750 MWe design. Safety analyses for DBEs evaluation were performed on the basis of conservative assumptions using a one-dimensional flow network code with point kinetics. For representative DBEs, transient over power type events and loss of flow type events were analyzed. The long-term loss-of-offsite power event was also calculated to evaluate the natural circulation decay heat removal system. All analytical results met tentative safety criteria, thus it was confirmed the safety design concept of JSFR is feasible against DBEs.

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の機能試験結果報告(受託研究)

稲垣 嘉之; 林 光二; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.

JAERI-Tech 2003-034, 129 Pages, 2003/05

JAERI-Tech-2003-034.pdf:7.62MB

HTTR水素製造システムの中間熱交換器から下流の水素製造設備を模擬した実規模単一反応管試験装置の機能試験の結果について報告する。本試験装置は、HTTR水素製造システムの水蒸気改質器反応管1本を実寸大で模擬した装置で、熱源には原子炉の代わりに電気ヒータを用いて、HTTR水素製造システムと同じ温度・圧力の条件で試験を行うことができる。試験装置は、平成9年より設計,製作を開始し、平成13年9月に据付を完了した。平成13年10月から平成14年2月まで実施した機能試験において、各設備の性能確認を行うとともに、高温ヘリウムガスを熱源として120m$$^{3}$$N/hの水素製造を達成して、試験装置を完成させた。また、本報告では、機能試験時に発生した不具合事項とその対策についても合わせて述べる。

口頭

JSFRの安全設計検討のための外部事象の条件設定

山野 秀将; 久保 重信; 西野 裕之; 堺 公明; 谷 明洋*

no journal, , 

近年、原子力発電所の安全設計において外部事象の重要性は高まっていることから、外部事象に対して設計対策を検討する必要がある。そこで、本研究では、JSFRの安全設計を検討するうえで、外部事象の条件を設定した。本報では、スクリーニング方法,設計用想定条件の設定方法及び条件設定を報告する。

口頭

A New probabilistic evaluation model on weld residual stress

勝山 仁哉; 宮本 裕平*; 山口 義仁; 真野 晃宏; Li, Y.

no journal, , 

溶接残留応力は、配管溶接部に対する構造健全性評価における亀裂進展の駆動力であり、大きな不確実さを有する重要な因子の1つである。合理的な構造健全性評価を行うためには、その不確かさを考慮し、確率論的破壊力学(PFM)に基づき評価を行うことが重要である。既存のPFM解析コードでは、複数の有限要素解析(FEA)による結果を統計処理することにより、その不確実さが設定されているが、その処理の方法はPFM解析を実行する者に依存しており、異なる不確かさを与える要因となると考えられる。本研究では、フーリエ変換を基に新たな溶接残留応力評価モデルを開発し、構造健全性評価研究グループが整備しているPASCAL-SPに導入した。これにより、FEAで得られた複数の溶接残留応力解析の結果を直接PFM解析の入力データとして設定することで、その不確実さを自動的かつ正確に設定できるようになった。以上より、溶接残留応力の不確かさの評価手法を高度化することができた。

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