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論文

Structural analysis of Japanese PWR steel containment vessel under internal pressure loading

磯崎 敏邦; 早田 邦久; 宮園 昭八郎

Nucl. Eng. Des., 126, p.387 - 393, 1991/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:41.38(Nuclear Science & Technology)

本報はシビアアクシデント解析の一環として実機PWR鋼製格納容器に内圧荷重が負荷された時の容器の応答について有限要素法コードAbiNAで解析した結果を述べたものである。内圧荷重は静荷重と動荷重の2種与え、静荷重は1MPaまで、動荷重としては、ピーク圧2MPa、荷重作用時間=10msなる三角波を与えた。計算の結果、静荷重の場合局所的降状が0.8MPaのとき機器搬入口廻りで発生することがわかった。動荷重解析では、Biggsによる簡易解析法と比較してみた。周方向変形は両者で大体一致した。

論文

Ductile crack growth analysis of surface cracked plate in tension using three-dimensional FEM

鬼沢 邦雄; 植田 脩三; 宮園 昭八郎; 吉野 道明*

Advances in Fracture and Fatigue for the 1990s, Vol. II, p.1 - 6, 1989/00

本論文は、原研において開発したEPAS-Jコードを用いて、表面き裂進展の3次元有限要素解析を実施した結果をまとめたものである。解析は、要素分割、き裂進展手法等を変えて2ケース行った。解析より得られた荷重-変位関係は両ケースとも実験値と良く一致したが、き裂進展後の荷重には多少振動が生じた。破壊力学パラメータであるJ積分は、き裂進展開始時は実験値よりやや大きめの値を示し、き裂進展後はやや小さな増加傾向を示した。

論文

Evaluation of JAERIs ductile pipe fracture test results on stainless steel and carbon steel piping

柴田 勝之; 安田 裕司*; 鬼沢 邦雄; 宮園 昭八郎

Nucl. Eng. Des., 111, p.135 - 145, 1989/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:49.62(Nuclear Science & Technology)

原研で実施している配管試験計画の一部として、これまでに、3インチ、6インチ、および12インチ口径配管の曲げ荷重下での延性破壊試験を実施した。

論文

Structural analysis of Japanese PWR steel containment under inner pressure loading

磯崎 敏邦; 早田 邦久; 宮園 昭八郎

NUREG-CP-0095, p.523 - 536, 1988/11

本報は、シビアアクシデント解析の一環として、実機PWR鋼製格納容器の内圧荷重による弾塑性変形について有限要素法を用いて解析した結果を述べたものである。著者等はすでに第3回ワークショップ、1986年5月、でBWR格納容器の構造解析結果について述べたが、本報はこの続報となるものである。

報告書

周方向貫通欠陥付3インチ口径炭素鋼配管の延性破壊挙動

中城 憲行; 柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; 川村 隆一; 大場 敏弘; 宮園 昭八郎

JAERI-M 88-130, 120 Pages, 1988/07

JAERI-M-88-130.pdf:3.45MB

軽水炉圧力バウンダリ配管の構造安全設計に漏洩先行破損(LBB)概念を適用するに当っては、配管の破壊条件やき裂開口面積等の破壊挙動を明らかにしておく必要がある。原研ではLBB研究の一環としてステンレス鋼配管およびSTS42炭素鋼配管の曲げ荷重下での破壊試験を進めている。本報告書は、小口径炭素鋼配管の破壊挙動を明らかにするため室温大気中に於いて貫通欠陥付3インチ口径STS42炭素鋼配管の4点曲げ試験を実施した結果および実断面応力基準の適用性、J-R曲線、き裂開口面積等の評価をまとめたものである。実断面応力基準の適用性について検討した結果、安全側評価となっていることが明らかとなった。

論文

Temperature increase on target due to jet impingement under BWR/PWR loss of coolant accident conditions

磯崎 敏邦; 宮園 昭八郎

Nucl. Eng. Des., 106, p.257 - 263, 1988/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

著者らはすでにBWR/PWR・LOCA条件のもとにおける、ジェット流によって生じたターゲット上の最高圧力および配管反力について報告してきた。本報は、これに引継いでターゲット上の最高温度について述べたものである。

論文

Progress and evaluation of test results on JAERIs ductile pipe fracture test program

柴田 勝之; 中城 憲行*; 鬼沢 邦雄; 宮園 昭八郎

Proc. on the 4th Japanese-German Joint Seminar on Structural Strength and NDE Programs in Nucl. Eng., p.347 - 364, 1988/00

原研では、軽水炉配管の寿命中における健全性ならびに破断前漏洩に関する実証試験の一環として配管の不安定破壊試験を実施している。この試験では、3インチ、6インチおよび12インチ口径の貫通または未貫通欠陥付きステンレス鋼配管および炭素鋼配管を供試体に使用し、4点曲げ荷重下における破壊挙動を調べている。本報では、得られた配管試験データに基づいて、実断面応力基準の適用性、き裂開口面積評価、配管の安定性評価等を検討した。

論文

サリー原子力発電所の配管破断事故

宮園 昭八郎; 植田 脩三; 柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 鬼沢 邦雄; 中城 憲行; 栗原 良一; 橋口 一生*; 加藤 潔

日本原子力学会誌, 29(11), p.952 - 969, 1987/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

本稿は、1986年12月9日発生した米国サリー2号炉配管破断事故に関連して公表された資料及び情報をもとに、研究で実施してきた配管信頼性実証試験等の経験ならびに、国内の原子力発電所における配管の検査、保守等の実績を踏まえ、この事故を調査し、検討・評価した結果をまとめたものである。

報告書

Pipe rupture test results: Cross-over leg pipe whip test under PWR LOCA conditions (RUN 5808,5809)

栗原 良一; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 加藤 六郎; 加藤 潔; 宮園 昭八郎

JAERI-M 87-135, 43 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-135.pdf:2.06MB

日本原子力研究所では、一連の配管破断試験を軽水炉の配管破断事故時の一次冷却系の安全性を実証するために実施している。

報告書

米国電力研究所コードによる漏洩率評価解析

磯崎 敏邦; 橋口 一生*; 加藤 潔; 宮園 昭八郎

JAERI-M 87-121, 32 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-121.pdf:0.81MB

米国電力研究所の漏洩解析コードを原研機FACOM-M380にマウントさせた。

報告書

軽水炉配管材の延性不安定破壊に関する研究,第3報; 炭素鋼管製中央貫通または未貫通切欠き付引張試験片の室温における破壊挙動

鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 安田 祐司; 大場 敏弘; 川村 隆一; 宮園 昭八郎

JAERI-M 87-077, 83 Pages, 1987/06

JAERI-M-87-077.pdf:5.4MB

日本原子力研究所では、LBB概念に関連して配管の破壊挙動を明らかにするために、ステンレス鋼配管及び炭素鋼配管の延性不安定性破壊実験を実施している。本報告書は、以前に行ったSTS42鋼管より採取した中央貫通切欠き付平板試験の延長として同一試験片に貫通及び未貫通切欠きを施して静的引張試験及び延性不安定破壊試験を行った結果をまとめたものである。

報告書

周方向貫通切欠きを有する3インチ口径; SUS304鋼配管の延性破壊挙動に関する研究

安田 祐司; 柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; 川村 隆一; 大場 敏弘; 宮園 昭八郎

JAERI-M 87-068, 111 Pages, 1987/05

JAERI-M-87-068.pdf:3.0MB

日本原子力研究所では、軽水炉冷却材圧力バウンダリ配管のLBBに関する試験研究を実施している。本報告書は、周方向貫通切欠きを加工したオーステナイト系ステンレスSUS304鋼3インチ口径配管を供試配管として、室温大気中で実施した4点曲げ試験により明らかになった配管の延性破壊挙動についてまとめたもである。

論文

Experimental and analytical studies of pipe whip tests under PWR LOCA conditions

栗原 良一; 植田 脩三; 宮園 昭八郎

Nucl. Eng. Des., 103, p.253 - 265, 1987/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:45.5(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所では原子炉一次冷却系配管の瞬時破断を想定して一連の配管破断試験が実施されている。BWR及びPWR・LOCA条件下でジェット放出試験ならびにパイプホイップ試験が行われた。本報は4,6及び8B口径の配管試験体を用いて,PWR・LOCA条件下で実施したパイプホイップ試験の結果をまとめたものである。

論文

Investigation and evaluation of ductile fracture behaviors in LWR piping under bending load

柴田 勝之; 安田 祐司; 鬼沢 邦雄; 宮園 昭八郎

Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol.G, p.461 - 466, 1987/00

軽水炉圧力バウレダリ配管にLBB(Leak Before Break)の考え方を適用していくには、欠陥の成長評価ならびに冷却材漏洩流量評価とともに配管の破壊条件を明らかにしておく必要がある。 そのため原研では、配管信頼性実証試験の一環として炭素鋼配管およびステンレス鋼配管を対象とした不安定破壊試験を進めてきた。本報では、これまでに実施した試験結果を基に配管の破壊挙動および破壊評価法を検討する。 試験は、6インチおよび12インチ口径SUS304ならびにSTS42配管を用いて4点曲げ試験装置により行った。 この結果を用いて、実断面応力基準、J値抵抗曲線、き裂開口面積等を検討した。

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