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論文

Failure behavior analyses of piping system under dynamic seismic loading

宇田川 誠; Li, Y.; 西田 明美; 中村 いずみ*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 167, p.2 - 10, 2018/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:63.79(Engineering, Multidisciplinary)

地震荷重に対する原子炉圧力バウンダリ配管系の構造健全性の確保は重要である。本研究では、動的地震荷重条件下における配管系の耐力を明らかにすることを目的として、防災科学技術研究所で実施された三次元配管系動的加振試験を対象に、動的弾塑性有限要素解析を実施した。その結果、配管系の固有振動数、固有モード、応答加速度、エルボ開閉変位、歪履歴、破損箇所及び低サイクル疲労寿命について、解析結果は実測値と概ね一致し、本論文で示された解析手法は動的地震荷重条件下の配管系の破損挙動の評価に適用できることを確認した。

論文

Development of stress intensity factors for cracks with large aspect ratios in pipes and plates

Li, Y.; 長谷川 邦夫*; 宇田川 誠

Journal of Pressure Vessel Technology, 139(2), p.021202_1 - 021202_13, 2017/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

The stress intensity factors (SIFs) for pipes containing semi-elliptical cracks with large aspect ratios were calculated by finite element analysis. The cracks were circumferential and axial surface cracks inside the pipes. The parameters of the SIFs are crack aspect ratio, crack depth and the ratio of pipe radius to wall thickness. In comparing SIFs for plates and pipes, it can be clarified that SIFs for both plates and thin pipes with $$_{t}/R_{i}$$ $$<$$ 1/10 are almost the same, and the SIFs for plates are used as a substitute for pipes with $$_{t}/R_{i}$$ $$<$$ 1/10, where $$t$$ is the pipe wall thickness and $$R_{i}$$ is the inner radius of the pipe. This means that it is not necessary to provide SIF solutions for pipes with $$_{t}/R_{i}$$ $$<$$ 1/10, and it is suggested that number of tables for influence coefficients G values for pipes can significantly reduce.

論文

Fracture toughness evaluation of reactor pressure vessel steels by master curve method using miniature compact tension specimens

飛田 徹; 西山 裕孝; 大津 拓与; 宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051405_1 - 051405_8, 2015/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.29(Engineering, Mechanical)

ミニチュアコンパクトテンション(0.16T-CT)試験片のマスターカーブ法による破壊靭性評価への適用性を明らかにするため、0.16インチから1インチまでの板厚・形状の異なる数種類の試験片(0.16T-CT, PCCv, 0.4T-CT, 1T-CT)を用いて破壊靱性試験を行った。不純物含有量、靱性レベルが異なる5種類の原子炉圧力容器鋼に対して、0.16T-CTを用いて評価した破壊靱性参照温度($$T_{o}$$)は、1T-CTその他板厚の試験片と良い一致を示した。また、1インチ相当に補正した0.16T-CT試験片の破壊靭性値のばらつきの大きさ及び負荷速度依存性も同等であった。さらに、0.16T-CT試験片を用いて$$T_{o}$$を評価する場合の最適な試験温度に関し、シャルピー遷移温度を元にした設定法について提案を行った。

論文

Failure probability analyses for PWSCC in Ni-based alloy welds

宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 131, p.85 - 95, 2015/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Multidisciplinary)

Ni合金異材溶接部に対する確率論的破壊力学解析コードPASCAL-NPは、最新の知見を反映して開発されたものである。本解析コードは加圧水型原子炉の一次水質環境中における応力腐食割れ(PWSCC)及び沸騰水型原子炉の水質環境中におけるNi合金の応力腐食割れ(NiSCC)を対象とし、構造健全性に影響を及ぼすパラメータのばらつきを適切に考慮して機器の漏えいや破断確率を評価することができる。本報では、国内プラントである大飯3号機及び米国プラントであるデービスベッセにおける原子炉容器上蓋貫通部のPWSCCによる漏えい事象を対象として事例解析を実施した。その結果、解析コードによる漏えい確率解析結果は、実機における検査結果と概ね一致することを確認し、解析コードの信頼性と有用性を明確にした。本報ではまた、パラメトリック解析を実施し、漏えい確率に及ぼす温度及び確率変数のばらつきの影響を定量的に評価した。その結果、漏えい確率に及ぼす温度の影響が非常に大きく、PWSCCの発生可能な部位を対象とした温度低減はPWSCCの対策として非常に有効であることを明らかにした。

論文

Development of J-integral solutions for semi-elliptical circumferential cracked pipes subjected to internal pressure and bending moment

宇田川 誠; 勝山 仁哉; 山口 義仁; Li, Y.; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 9 Pages, 2015/07

J積分の解は、弾塑性破壊力学に基づくき裂進展解析や破損評価を実施する際に用いる重要な力学パラメータである。原子力発電プラントにおける配管系の構造健全性評価において、周方向半楕円き裂は最も重要なき裂形状の一つである。このき裂形状に対するJ積分の解としていくつか提案されているものの、き裂の最深点と表面点の両方においてJ積分値を算出できる解は無い。このため本研究では、まず有限要素解析により周方向半楕円き裂の最深点及び表面点のJ積分値を求め、次に実用的なJ積分値の解として簡便なJ積分算出式を整備した。最後に、弾性域における応力拡大係数解との比較や、材質の異なる場合における有限要素解析結果との比較により、J積分値算出式の精度と適用性を確認した。

論文

Effect of neutron irradiation on the mechanical properties of weld overlay cladding for reactor pressure vessel

飛田 徹; 宇田川 誠; 知見 康弘; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.61 - 68, 2014/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:56.55(Materials Science, Multidisciplinary)

原子炉圧力容器の内面には、母材の耐食性を確保するため厚さが約5mmのステンレス鋼で肉盛溶接(ステンレスオーバーレイクラッド、以下、クラッドと呼ぶ。)が施工されている。加圧熱衝撃事象時の健全性評価においては、原子炉圧力容器内面の母材または溶接金属に表面き裂を想定し、脆性破壊の発生を判定する。健全性評価の精緻化のためにクラッド部を含めた評価を検討するには、中性子照射後のクラッドの機械的特性を把握する必要がある。本研究では、クラッド材を用いて高照射量領域まで中性子照射試験を行い、破壊靱性値等の機械的性質の変化について評価を行った。クラッド材の降伏応力と引張強さは中性子照射により増加し、シャルピー遷移温度は上昇した。中性子照射による弾塑性破壊靱性値の低下は少ないことを明らかにした。

論文

Improvement of probabilistic fracture mechanics analysis code for reactor piping considering large earthquakes

山口 義仁; 勝山 仁哉; 宇田川 誠; 鬼沢 邦雄; 西山 裕孝; Li, Y.*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07

The probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL-SP is improved by introducing crack-growth evaluation methods based on J-integrals, including calculation functions of J-integral values for semi-elliptical surfaces and through-wall cracks in pipes. Using the improved PASCAL-SP, sensitivity analyses that varied parameters such as earthquake magnitude were carried out on the basis of probabilistic evaluation. Results obtained from sensitivity analyses are also presented, e.g., the effect of earthquake magnitude on failure probability. The improved PASCAL-SP makes evaluation of the failure probability of piping under large seismic loading possible.

論文

Failure probability analyses for PWSCC and NiSCC in Ni-based alloy welds

宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 10th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components (ASINCO-10), p.219 - 226, 2014/04

Ni基合金異材溶接部に対する確率論的破壊力学解析コードPASCAL-NPは、加圧水型原子炉におけるPWR一次水質環境中応力腐食割れ(PWSCC)及び沸騰水型原子炉におけるNi基合金のBWR水質環境中応力腐食割れ(NiSCC)を対象とし、構造健全性に影響を及ぼすパラメータのばらつきを適切に考慮して機器の漏えいや破断確率を評価することができる。本報では、PWSCC及びNiSCC発生までの時間を算出する機能を本解析コードに導入し、大飯3号機原子炉圧力容器上蓋貫通部におけるPWSCC損傷事例及び浜岡1号機制御棒駆動機構ハウジングにおけるNiSCC損傷事例の破損確率解析を実施した。その結果、本解析コードによる結果は実機における検査結果と概ね一致した。

報告書

Ni基合金異材溶接部に対する確率論的破壊力学解析コードPASCAL-NPの使用手引き

宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

JAEA-Data/Code 2013-013, 145 Pages, 2013/11

JAEA-Data-Code-2013-013.pdf:4.55MB

軽水炉機器の経年劣化を考慮した構造健全性評価に関する研究の一環として、Ni基合金異材溶接部に対するPFM解析コードPASCAL-NPを開発した。PASCAL-NPは、Ni基合金、ステンレス及び低合金鋼等から成る異材溶接部や、原子炉圧力上蓋貫通部及び原子炉圧力容器底部スタブチューブのような複雑形状部において、SCCに伴う漏えいや破断等の機器類の破損確率をモンテカルロ法に基づき評価するものである。経年劣化事象として、PWR一次系水質環境中応力腐食割れ(PWSCC)及びNi基合金のBWR水質環境中応力腐食割れ(NiSCC)を対象として、多様なき裂発生箇所、き裂方向を想定した解析機能を有するとともに、材料強度、き裂進展速度及び残留応力分布等のばらつきを考慮して、き裂発生及びき裂進展評価、並びに破損確率解析を実施することができる。本報告書は、解析の根拠となるデータをまとめるとともに、本解析コードの解析実行方法及び損傷事例解析結果についてまとめたものである。

論文

Assessment of residual stress due to overlay-welded cladding and structural integrity of a reactor pressure vessel

勝山 仁哉; 西川 弘之*; 宇田川 誠; 中村 光行*; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 135(5), p.051402_1 - 051402_9, 2013/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:30.27(Engineering, Mechanical)

圧力容器(RPV)の肉盛溶接部と母材部における溶接後及び溶接熱処理(PWHT)後の残留応力分布を、相変態を考慮した熱弾塑性クリープ解析を用いて評価を行った。解析結果と実測値の比較から、肉盛溶接部及び母材部内の残留応力分布の解析結果は実測値とよく一致することを見いだし、すなわち残留応力解析の精度向上のためには溶接中の相変態を考慮することが重要であることがわかった。また、求められた残留応力分布を用いて、加圧熱衝撃時のRPVに対する破壊力学解析を行い、残留応力がRPVに及ぼす影響について評価した。その結果、RPVの健全性を行う場合には、肉盛溶接とPWHTにより生じる残留応力を考慮することが重要であることを明らかにした。

論文

Fracture toughness evaluation of reactor pressure vessel steels by master curve method using Mini-CT specimens

飛田 徹; 西山 裕孝; 大津 拓与; 宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07

不純物含有量,靱性レベルが異なる5種類のA533B class1鋼について、0.16インチから1インチまでの板厚・形状の異なる数種類の試験片(0.16T-CT, PCCv, 0.4T-CT, 1T-CT)を用いて、マスターカーブ法による破壊靱性試験を行った。0.16T-CTは監視試験片の破断片から8個まで採取することができる超小型の試験片である。すべての材料について、0.16TCTを用いても1TCTその他板厚の試験片と同等の破壊靱性参照温度Toを評価することができた。また負荷速度が速いとToが高くなる傾向が見られたが、規格の負荷速度上限及び下限におけるToの差は10度程度であった。

論文

肉盛溶接による熱影響部の材質変化を考慮した原子炉圧力容器の溶接残留応力評価

西川 弘之; 勝山 仁哉; 宇田川 誠; 中村 光行; 鬼沢 邦雄

日本機械学会論文集,A, 76(770), p.56 - 64, 2010/10

原子炉圧力容器の肉盛溶接及び溶接後熱処理による溶接残留応力を評価するため、熱影響部の材質変化を考慮した熱弾塑性クリープ解析を行った。熱影響部の材質変化を考慮することで、解析で得られた応力分布は平板型試験体から実測された応力分布によく一致した。この解析手法を用いて、原子炉圧力容器形状を模擬したモデルに対して、肉盛溶接,溶接後熱処理,耐圧試験,通常運転及び加圧熱衝撃時における応力分布を算出し、肉盛溶接が圧力容器の応力分布に及ぼす影響を評価した。得られた応力分布を用いて、PTS時におけるき裂を想定した際の応力拡大係数について検討を行った。

論文

Evaluation of weld residual stress near the cladding and J-weld in reactor pressure vessel head for the assessment of PWSCC behavior

勝山 仁哉; 宇田川 誠; 西川 弘之*; 中村 光行*; 鬼沢 邦雄

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 2(2), p.50 - 64, 2010/08

溶接残留応力は、き裂の発生・成長に影響を及ぼすため、原子炉圧力容器の構造健全性を評価するにあたり最も重要な因子の1つである。圧力容器の内面は腐食を防ぐためステンレス鋼が肉盛溶接されている。上蓋貫通のJ溶接部には、溶接金属としてNi合金が用いられる。このような異材溶接部には、溶接後熱処理を施した後も残留応力が残る可能性がある。そこで本研究では、DHD法により残留応力を測定するとともに、相変態を考慮した熱弾塑性クリープ解析を実施した。解析結果と実測値の比較から、両者はおおむね一致するとともに、解析精度向上のためには相変態の考慮が重要であることを見いだした。求められた残留応力分布を用いて、確率論的破壊力学解析コードを用いて、PWSCCに対する残留応力分布及びき裂進展速度のばらつきがき裂進展に及ぼす影響を評価した。

論文

Study on PWSCC behaviors at nickel-based alloy welds based on weld residual stress analysis and probabilistic fracture mechanics

宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07

加圧水型及び沸騰水型原子炉における異材溶接部にはNi基合金が使用されており、このようなNi基合金溶接部において、1次冷却水応力腐食割れ(PWSCC)やNi基合金応力腐食割れ(NiSCC)が数多く発生している。PWSCC/NiSCCの発生及び進展の要因の一つとして、機器を製作する際に生じる溶接残留応力と、運転時の高温・高圧より生じる運転応力が挙げられる。また、PWSCC/NiSCCの発生形態は多様であり、円筒構造物の軸/周/半径方向・内/外表面、さらにはNi基合金母材のほか溶接金属にも発生する。本研究では、このような特徴を有するPWSCC/NiSCCを対象に、構造健全性に影響を及ぼす各種因子の不確かさを考慮して評価するため、確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL-NPを開発した。このPASCAL-NP及び溶接残留応力解析結果を用いて、Ni基合金母材及び溶接金属に発生したPWSCCにより漏洩に至った事例の解析を行った。き裂進展速度のばらつきがき裂貫通挙動に及ぼす影響を、決定論的解析結果との比較を通して定量的に評価した。

論文

原子炉圧力容器肉盛溶接部における溶接及び溶接後熱処理による残留応力分布評価

宇田川 誠; 勝山 仁哉; 西川 弘之; 鬼沢 邦雄

溶接学会論文集(インターネット), 28(3), p.261 - 271, 2010/07

低合金鋼製の原子炉圧力容器内面には、オーステナイト系ステンレス鋼による肉盛溶接が施されている。原子炉圧力容器の構造健全性をより精度よく評価するためには、肉盛溶接及び溶接後熱処理により生じる残留応力を評価する必要がある。肉盛溶接部は原子炉圧力容器母材部と比較し非常に薄いものの異材溶接部であるため残留応力は急激に変化しその評価は容易ではない。そこで、溶接方法の異なる肉盛溶接部試験体を製作し、溶接時の温度履歴を実測するとともに、逐次切断法及びDHD法を用いて残留応力分布を実測した。また、有限要素法に基づく熱弾塑性クリープ解析を実施し、実測データとの比較から残留応力を十分な精度で評価できることが確認できた。さらに、溶接後熱処理後における残留応力分布の主要因は溶接材と母材との線膨張係数の差に起因していることが示された。

論文

On the evaluation of PWSCC growth near J-groove welds of vessel head penetration nozzle

宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 8th International Symposium of the Japan Welding Society on Innovations in Welding and Joining for a New Era in Manufacturing (8WS) (DVD-ROM), P. 319, 2008/11

高経年化した加圧水型原子炉において、原子炉圧力容器上蓋貫通部に施されるJ溶接部近傍に一次冷却水応力腐食割れ(PWSCC)が発生している。PWSCC進展により冷却水の漏洩に至る事例も報告されており、PWSCCに対する構造健全性評価は重要である。PWSCC進展の主要因はJ溶接の際に生じる溶接残留応力である。また、PWSCC進展速度は非常に大きなばらつきを有する。そこで本研究では、J溶接部近傍に発生する残留応力を評価するため、J溶接を模擬した3次元熱弾塑性解析を実施した。また、PWSCC進展に及ぼす残留応力及びPWSCC進展速度が有するばらつきの影響について評価するため、既に公開済みの確率論的破壊力学(PFM)解析コードPASCAL-SCを改良し、PFM解析を実施した。その結果、PWSCC進展に及ぼす残留応力の影響は大きいことがわかった。また、実機におけるき裂検出事例との比較からPASCAL-SCはPWSCC進展予測に有用であることを確認した。

論文

Effects of weld-overlay cladding on the structural integrity of reactor pressure vessel during pressurized thermal shock

西川 弘之; 勝山 仁哉; 宇田川 誠; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 8th International Symposium of the Japan Welding Society on Innovations in Welding and Joining for a New Era in Manufacturing (8WS) (DVD-ROM), 83 Pages, 2008/11

原子炉圧力容器の内表面にはオーステナイトステンレス鋼が肉盛溶接される。残留応力を除去するために溶接後熱処理を施すものの、熱膨張係数の差異により、肉盛溶接部には降伏応力に近い引張残留応力が存在する。この残留応力は加圧熱衝撃(PTS)時における原子炉圧力容器の構造健全性に影響を及ぼすと考えられる。そこで本研究では、原子炉圧力容器に存在する肉盛溶接残留応力を、汎用有限要素法解析を用いた熱弾塑性クリープ解析により求めた。また、原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL2の影響関数法を用いてPTS時の応力拡大係数(K値)を算出した。肉盛溶接を考慮した場合のK値は、肉盛溶接を考慮しない場合に比べて大きいことが示された。

論文

Effects of residual stress by weld overlay cladding and PWHT on the structural integrity of RPV during PTS

宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

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

原子炉圧力容器の健全性を評価する際、容器内表面の肉盛溶接部を貫通する表面き裂を想定して破壊力学解析を行う。この解析のためには、原子炉圧力容器内面の肉盛溶接部の残留応力を考慮して、想定き裂の応力拡大係数を精度よく評価することが重要である。そこで、肉盛溶接,溶接後熱処理,耐圧試験及び運転状態を対象として、肉盛溶接部近傍の残留応力を有限要素法に基づく熱弾塑性クリープ解析により求めた。溶接後熱処理の後では、肉盛溶接部には室温で400MPa程度の高い引張応力が生じている。溶接残留応力解析結果に基づいて、加圧熱衝撃事象時における原子炉圧力容器の構造健全性に関して、表面き裂の深さや加圧熱衝撃(PTS)の種類に対する溶接残留応力の影響を評価した。

口頭

原子炉圧力容器の構造健全性に関する肉盛溶接部の残留応力解析

宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

no journal, , 

本研究では、原子炉圧力容器内面におけるステンレス鋼の肉盛溶接,溶接後熱処理及び実際の運転状態を対象として、肉盛溶接部に生じる残留応力の影響について解析的に検討する。このため、肉盛溶接試験体を製作して残留応力を実測するとともに、有限要素法を用いた熱伝導解析及び熱弾塑性クリープ解析を行い、残留応力を詳細に評価検討し、肉盛溶接部に生じる残留応力の要因やその影響について検討を行った。また、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃事象が発生した場合を想定した破壊力学に基づく健全性評価に関して、肉盛溶接部の残留応力が応力拡大係数に及ぼす影響について試解析を行った。この結果、残留応力を考慮することにより、応力拡大係数は若干高めの値を示すことが示された。このほか、残留応力の簡易解析手法についても言及する。

口頭

原子炉圧力容器肉盛溶接部の残留応力に及ぼす溶接方法及び溶接後熱処理の影響

宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

no journal, , 

原子炉圧力容器の肉盛溶接部を対象に、残留応力分布に及ぼす溶接方法及び溶接後熱処理の影響を評価するため、サブマージアーク溶接法及びエレクトロスラグ溶接法により肉盛溶接部を模擬した試験体を製作し、温度履歴,溶込み形状の違いや溶接後熱処理前後における残留応力分布の違いを実測により把握した。この結果をもとに、有限要素法に基づく残留応力解析手法を整備するため、温度履歴等の実測値との比較から伝熱解析手法の妥当性を確認するとともに、熱弾塑性クリープ解析により、ほぼ妥当な板厚内残留応力分布が得られることを確認した。

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