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柴田 晃; 北岸 茂; 渡士 克己; 松井 義典; 近江 正男; 相沢 静男; 那珂 通裕
日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.290 - 297, 2016/07
材料試験炉ホットラボの排気筒は、気体廃棄設備の一部として1970年に設置された高さ40mの自立式排気筒である。2015年、ホットラボの建家屋根の補修中に排気筒基礎部アンカーボルトの1本に減肉が確認されたため、排気筒の状況調査を実施した。また、当該調査中に、フランジプレートとアンカーボルトナット間に隙間が確認された。これを受け、安全確保のため排気筒円筒鋼板部(33m)を撤去したところ、最終的にアンカーボルト全数に減肉が確認された。原子力機構は再発防止を図るため、当該事象の原因調査を実施し、その結果、アンカーボルトの減肉は長期間に渡る水の浸入により生じ、また、フランジプレートとアンカーボルトナット間の隙間は、アンカーボルトの減肉した部位に2011年の東北地方太平洋沖地震を主要因として伸びが生じたことにより発生した事を明らかにした。
瀬口 忠男*; 田村 清俊*; 渡士 克己; 鈴木 雅秀; 島田 明彦; 杉本 雅樹; 出崎 亮; 吉川 正人; 大島 武; 工藤 久明*
JAEA-Research 2012-029, 158 Pages, 2012/12
JAEA-Research-2012-029.pdf:9.4MB
原子力発電所用ケーブルの経年劣化研究として、ケーブル絶縁材料であるエチレンプロピレンゴム(EPR),架橋ポリエチレン(XLPE),ポリ塩化ビニル(PVC),シリコーンゴム(SiR)について、劣化メカニズムの研究を実施した。実用ケーブルと同等の配合試料(実用配合)及び特定の添加剤を配合したモデル配合の試料を用いて、放射線と熱の加速劣化を行い、実用物性の測定、重量の変化、高分子の架橋・切断の分析、酸化防止剤と酸化生成物の濃度分布の測定分析を行い、解析した。
渡士 克己
日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.337 - 341, 2009/08
米国石油協会規格API-581 Jに示される炉管のクリープ破断のしやすさの評価では時間消耗則が用いられている。本報は、当該評価方法の破断しやすさの評価方法を改良して、API評価体系の枠組みの中で使用できる方法を示している。APIの規格では8種類の破損モードの損傷係数の合計値を用いて破損発生のしやすさを評価するため、炉管のクリープ破断の損傷係数も整合性を保つために標準化している。
服部 修次*; 井上 文貴*; 倉地 宏晃*; 渡士 克己; 月森 和之; 橋本 貴司; 矢田 浩基
JAEA-Research 2008-080, 45 Pages, 2009/02
JAEA-Research-2008-080.pdf:2.86MB
液体金属中のキャビテーション壊食に関する研究は、ナトリウムを冷却材とする高速増殖炉の安全性の確認、水銀を使用する核破砕中性子源ターゲット容器の問題を解決するうえで非常に重要であるが、極めて特殊なケースであるため水中に比べてほとんど研究が進展していない状況である。本研究では、まず低融点の液体金属中でキャビテーション試験を行うことができる試験装置の開発を行った。次いで、鉛・ビスマスの液体金属中とイオン交換水中で壊食試験を行い、両試験液中での壊食速度の違いについて検討し、壊食速度に及ぼす液体の影響、及び壊食速度の温度依存性について考察し、以下の成果を得た。試験温度を融点と沸点の間を百分率で定義した相対温度で壊食速度を整理したところ、相対温度が14
Cにおける鉛・ビスマス中の壊食速度はイオン交換水中に比べて約10倍、ナトリウム中では約2
5倍である。液体の相対温度が同一のとき、各種液体の壊食速度は、液体の密度及び音速を用いた評価式で整理できる。相対温度1430Cにおける壊食速度増加の温度依存性は、液体の飽和蒸気圧の増加によるものである。
榊原 安英; 磯村 和利; 山下 卓哉; 渡士 克己; 土井 基尾; 大草 享一; 田川 明広; 平原 謙司
日本保全学会第3回学術講演会要旨集, p.283 - 286, 2006/06
原子力発電所の高経年化対策の充実を図るために、原子力学会の高経年化に関するロードマップに沿って、調査研究を、長期運転プラントや研究機関等が集積化する福井県下で実施した。
服部 修次*; 伊藤 隆基*; 渡士 克己; 橋本 貴司
JNC TY4400 2005-003, 82 Pages, 2005/09
疲労については、1820年代にドイツの鉱山技師W.A.J.Albertによって初めて試験が行われてから今日まで数多くの試験・研究が実施され、多くの知見が得られてきた。その中の重要な知見の一つは、多くの鉄鋼材料において10
10
サイクル程度の応力繰返しで応力-寿命曲線(S-N曲線)に明瞭な疲労限度が現れることである。
飯井 俊行*; 渡士 克己; 土井 基尾; 橋本 貴司
JNC TY4400 2004-001, 90 Pages, 2004/03
JNC-TY4400-2004-001.pdf:10.67MB
本研究では平成12年度の同名研究で得られた成果をもとに、平成13-15年度の3年間の予定でFBRプラントの維持規格立案に向け具体的展開を図るべく、クリープ域にて想定すべきき裂の健全性評価手法の調査・開発および熱応力下疲労き裂進展挙動の評価(特に、評価不要欠陥選定の基礎となる低荷重域のき裂進展データ取得)を実施し、き裂進展評価手法の高度化を進めた。具体的な成果は次の通りである。(1)亀甲状欠陥の強度評価手法の開発モデル化した亀甲状き裂の強度評価を行う場合に、軸方向複数き裂、周方向複数き裂各々が独立に存在する場合と近似的に考えてよいことを破面調査により確認した。その後現状にて解が存在しない周方向複数き裂の軸対称曲げ荷重条件下内表面環状き裂K値解の簡易評価法を開発し、その妥当性を確認した。(2)クリープ疲労き裂進展評価手法の高度化 仏国規格A16、JNC作成欠陥評価指針の比較を行った。その結果、現在提案されている簡易クリープ疲労き裂進展評価手法の基本的な考え方には大差がなく、K値を用いて断塑性破壊力学パラメータを推定し、これによりき裂進展評価を行うものであることが確認できた。この方向については今後とも変わることがないと考えられる。そこで昨今の計算機能力の飛躍的な向上を背景に、任意構造中のき裂に対するK値を容易に評価可能とする「目標K値精度を指定しうる三次元き裂進展評価手法の高度化を提案した。(3)熱応力下疲労き裂進展挙動の評価 熱応力対策が十分に施されたFBRプラントを念頭におき、熱応力下疲労き裂進展挙動を精度よく推定するため、S55C,SUS304,HT60,SS400, 2.25Cr-1Mo, SUS316, SUS321, T91, Inconel718の低荷重域の疲労き裂進展データを取得した。今回得られたデータをASME pressure vessel code Sec.XI, JSME軽水炉プラント維持規格中の疲労き裂進展評価線図と比較した結果、今回のデータはS55C,HT60を除きこの線図の上限にほぼ対応していることが確認できた。またKmax増により⊿Kthが漸減する材料を予測する手法を提案し、その有用性を確認した。
飯井 俊行*; 渡士 克己; 土井 基尾; 橋本 貴司
JNC TY4400 2003-002, 63 Pages, 2003/03
JNC-TY4400-2003-002.pdf:3.95MB
今年度は昨年度に引き続きFBRプラントの維持規格立案に向け具体的展開を図るべく、クリープ域にて想定すべきき裂の健全性評価手法の調査・開発および熱応力下疲労き裂進展挙動の評価(特に評価不要欠陥選定の基礎となる低荷重域のき裂進展データ取得)を実施し、き裂進展評価手法の高度化を進めた。具体的な成果は次の通りである。(1)亀甲状欠陥の強度評価手法の開発 本年度はモデル化した亀甲状き裂が軸方向複数き裂、周方向複数き裂各々が独立に存在する場合と同じと考えてよいことを破面調査により確認し、その後現状にて解が存在しない周方向複数き裂の軸対称曲げ荷重条件下内表面環状き裂のK値解の簡易評価法を開発し、その妥当性を有限要素解析結果を用いて評価した数値解と比較することにより確認した。(2)クリープ疲労き裂進展評価手法の高度化 本年度は仏国規格A16(3RD DRAFT, 12/31/1995版)解説書を入手できたので、この全訳(ドラフト)を作成し、この内容をもとにA16とJNC作成欠陥評価指針(案)の比較を行った。(3)熱応力下疲労き裂進展挙動の評価 熱応力対策が十分に施されたFBRプラントを念頭におき、熱応力下疲労き裂進展挙動を精度よく推定するため、昨年度に引き続き低荷重域の疲労き裂進展データを取得した。き裂閉口が生じない結果、疲労き裂進展抵抗の上限値に近いデータが得られることを期待し、ASTM E467に準じKMAX=一定試験法により実験を行った。得られたデータをJSME軽水炉プラント維持規格の評価線図(大気中)と比較した結果、今年度のデータも昨年度同様この線図の上限にほぼ対応していることが確認できた。ただしS55C,SS400材についてはデータを精査した結果、一部のデータがJSME評価線図(大気中)と比較した結果、今年度のデータも昨年度同様この線図の上限にほぼ対応していることが確認できた。ただしS55C,SS400材についてはデータを精査した結果、一部のデータがJSME評価線図を超える場合があることがわかった。JSME評価線図は元来原子力プラントに使用されている材料を対象としているために直ちに問題となることは無いが、この評価線図の安全裕度については今後検討していく必要があると考える。また本年度は時間を要する低荷重域疲労き裂進展データの取得を促進すべく、高温試験にも対応可能な大容量高速
田邉 宏暁; 土井 基尾; 渡士 克己
サイクル機構技報, (13), p.13 - 22, 2001/12
原子力プラントの安全且つ安定な運転を維持するために、機器の保全管理を目的とした補助的なシステムとして、プラント運転によって得られる温度等の計測値を用いて運用開始の初期から機器に発生する応力の履歴と、これによるクリープ疲労損傷を計算する「構造健全性診断システム」を高速増殖原型炉「もんじゅ」の主要機器を対象として開発した。
渡士 克己
JNC TN4410 2003-008, 62 Pages, 2001/04
JNC-TN4410-2003-008.pdf:2.65MB
国際技術センターでは、平成13年5月より、本社人材開発課と連携して、入社23年目の職員ならびに協力会社社員を対象にFBR基礎講座を実施し、FBRに係る基本的、一般的な事柄を教示してきた。このFBR基礎講座の成果を外部機関にも公開し、当該機関の機能の充実に資するべく、公開資料化しようという動きが出てきた。これを受けて、このほど、FBR基礎講座の一項目である「FBRの構造健全性」の内容を公開資料として纏め、総務省消防庁危険物保安室の職員に教示する。
渡士 克己; 青砥 紀身; 青木 昌典; 小峯 龍司; 伊藤 卓志; 長谷部 慎一; 加藤 章一; 小井 衛; 和田 雄作
PNC TN9410 93-142, 120 Pages, 1993/06
「高速炉構造用316」(略称316FR)は、クリープ疲労強度の向上を目指して、従来高速炉に用いられてきたSUS316の化学成分をベースに開発した高速炉の構造材料である。本報は、これまでに実施してきた研究開発結果を、316FRの材料強度基準(案)並びに特性の説明として取りまとめたものである。本報に示す材料強度基準(案)は、「高速原型炉高温構造設計指針材料強度基準等」に規定された全項目を含むとともに、書式についても整合性を有している。また、「高速原型炉第1種機器の高温構造設計指針」に規定される項目のうち、鋼種毎に定められる「1次及び2次応力に関する緩和クリープ損傷係数」並びに「ピーク応力に関する緩和クリープ損傷係数」も、本材料強度基準等(案)に含まれる。
梅田 寿雄; 田中 信之; 渡士 克己; 菊池 政之; 岩田 耕司
Nuclear Engineering and Design, 140, p.349 - 372, 1993/06
高速炉機器のいくつかの典型的な構造部位を模擬した,SUS304鋼製容器型構造供試体の熱過渡強度試験で得られたクリ-プ疲労破損デ-タを基に,形状不連続部および溶接継手部に対する非弾性解析の簡易適用法の検討,非弾性ひずみ集中係数の詳細分析,各種強度評価法の適用性検討ならびに破壊力学に基づくき裂進展解析を実施した結果について述べている。
渡士 克己; 野中 勇*; 金子 秀明*; 佐藤 恭*; 山下 満男*; 朝田 泰英*
Nuclear Engineering and Design, 139(3), p.293 - 298, 1993/03
被引用回数：2 パーセンタイル：29.79(Nuclear Science & Technology)平面上の表面き裂のクリープ疲労下での進展挙動を明らかにするために、一連の実験を行った。その結果、表面き裂の前縁形状を計測するためビーチマーク法と電気ポテンシャル法を併用することが有効であることがわかった。また、き裂前縁形状は、負荷モードに影響を受けることがわかった。き裂進展速度を整理するための破壊力学パラメータを簡易的に求める方法を提案し、その有効性を確認した。
渡士 克己; 高橋 浩之*; 土井 博昭*; 朝田 泰英*
Nuclear Engineering and Design, 139, 283 Pages, 1993/00
被引用回数：9 パーセンタイル：66.93(Nuclear Science & Technology)本発表は溶接協会に委託し原子力委員会FCCII小委員会において実施した研究成果の一部をとりまとめたものである。本論文で対象とした試験は以下の3ケースである。 1)4点曲げ荷重下の表面き裂付き配管 2)片持ち曲げ荷重下の表面き裂付き配管 3)曲げ荷重下の表面き裂付きエルボこれらの試験により表面き裂の計測方法が確立されると共に、アスペクト比の変化等、表面き裂の挙動の予測がなされた。
若井 隆純; 町田 秀夫; 渡士 克己; 木曽原 直之; 小井 衛
動燃技報, (84), p.41 - 44, 1992/12
確立論的構造信頼性評価法を開発し、2重管SG伝熱管の構造健全性評価への適用を試みている。この方法は、過去のSG破損事例に基づいて帰納的に機器の破損頻度を評価する統計的破損率推定法と、種々の破損モードに対する破損確立を、破損メカニズムを数字モデルに置き換えることによって演繹的に評価する確立論的構造健全性評価法からなる。本小論では後者の方法を用いて、2重管SG伝熱管のき裂発生確立を評価するとともに、クリープ疲労き裂進展過程を解析し、種々のパラメータが伝熱管の破損に及ぼす影響を調べた結果を示す。
笠原 直人; 渡士 克己; 岩田 耕司
PNC TN9410 92-150, 275 Pages, 1992/06
熱応力解析を行うための熱的境界条件設定法と、構造物の非弾性挙動予測法を開発するための基礎データを得ることを目的として、構造物強度確性試験装置TTSにより試験を行った熱応力緩和構造モデル(2)試供体の構造解析を行った。解析コードは汎用非線形構造解析システムFINASを使用し、非定常温度解析により熱過渡時の構造物の温度分布を計算し、得られた温度分布を荷重条件として熱弾性解析を実施した。また、熱的境界条件設定法の熱応力への影響感度を調べるために、設計解析で通常用いられる熱流動解析により設定した境界条件と、実験値による境界条件との間で算出応力の差を調べた。ここで実験値による境界条件とは、供試体内表面に取り付けた熱電対の温度変化を流体温度変化として解析モデルに与え外表面の温度応答が計測値と一致するように伝達係数を設定することにより得た、実際の温度分布に近い温度解析結果を与える熱的境界条件のことである。次に弾性解析結果を用いて構造物のクリープ疲労強度評価を行い破損データとの比較検討を行うことにより、弾性解析ベースの強度評価法の問題点を摘出した。解析結果は他の供試体のものとの比較が有効であるため、構造物強度データベースへの登録を行った。本解析を通して構造解析に対する以下の留意事項が明らかになった。(1)大型構造物の解析で通常使用される部分モデルは応力に加え温度に対する端部効果を考慮し、ピーク応力発生時点が著しく異なる部位を同一モデルに含めないようにする必要がある。(2)緩やかな熱過渡条件の場合には、対流の可能性のある外気やスタグナントNaにおける境界条件の不確定性が応力におよぼす影響が無視できず、本解析の範囲では最大25%の誤差があった。構造不連続部の非弾性挙動予測法開発のための知見として以下の結果が得られた。(3)胴板接合部と上部スカート分岐R部では、破損形態に大きな差異があるのに対し、弾性解析に基づいた従来の評価法ではクリープ疲労損傷値が同レベルであることから、非弾性挙動の影響が大きい部位であると考えられる。(4)多孔板については、従来から認識されていたリム・リガメント境界におけるき裂発生の他に、孔間貫通き裂のように弾性解析による予測が現状では困難な破損モードが存在する。
古橋 一郎*; 渡士 克己
PNC TN9410 91-035, 110 Pages, 1991/01
FBR構造物の信頼性評価のために確率論的破壊力学解析コードCANIS-Pを開発した。CANIS-Pは以下の機能を有する。一個の半楕円状表面初期き裂を有する構造物の破損確率を計算する。平板および周方向または軸方向のき裂を有する円筒を取り扱う。初期き裂の深さと形状および材料特性の統計的な分布が考慮できる。破損クライテリアは幾何学条件、正味応力条件、脆性破壊条件、ティアリング不安定条件が使用できる。
KまたはJによる疲労き裂進展計算。K、弾性Jは内蔵K値解を用いて計算される。弾塑性Jは参照応力を用いた簡易法により計算される。クリープJ積分範囲JCを用いたクリープき裂進展計算。JCは参照応力を用いた簡易法により計算される。耐圧試験、PSI、ISI、漏洩検出および地震を考慮できる。内部流体の貫通き裂からの漏洩率が計算できる。PWR条件の簡易式、あるいは弾塑性開口面積とベルヌイの式を使用することができる。CANIS-Pを用いることにより以下の成果が期待される。構造物の信頼性評価(あるいは破損確率評価)、破損確率に影響を与える主要パラメータの摘出、経済性と信頼性を考慮した最適設計への反応。本報告書はCANIS-Pの物理/数学モデル、確率/統計モデル、使用マニュアルおよび解析例を記したものである。
渡士 克己; 古橋 一郎*; 佐々木 敏彦*
PNC TN9410 91-034, 125 Pages, 1991/01
繰返しCold Transientの熱過渡条件で得られた疲労き裂進展試験の解析を行って、最近開発した安定き裂進展評価手法の、有効性を検証した結果をまとめたものである。内面に軸対称の環状初期スリットを設けたSUS304製円筒供試体のき裂進展試験を、空気冷却熱過渡試験装置(略称ATTF)を用いて行った。試験体は2体であって、合計5本の深さ1mm3mmの初期スリットが、初期650C に均等加熱後エアーブローによるCold Transientを周期約30分で、一体目は3,000サイクル 、二体目は10,000サイクル加えることによって、き裂深さがそれぞれ14mmおよび22mmを超えるまでの試験を行った。き裂進展速度は破面解体検査後のストライエーション間隔の計測によった。安定き裂進展評価手法として詳細解析法と簡易法の2種類を準備している。この試験体については2種類の解析・進展計算を実施し、手法の有効性を検討した。詳細解析法では、環状き裂は深さの異なる5ケースの弾塑性破壊力学計算を実施し、疲労J積分範囲Jfを求めて、進展速度と進展挙動の試験結果との対応を検討した。簡易解析法では、同一の5ケースの弾性破壊力学計算を実施し、この結果と比較することによって過渡熱応力用の応力拡大係数のデータベースの妥当性を検証するとともに、塑性補正を考慮した疲労J積分範囲JEPを用いて算出したき裂安定進展挙動と試験結果を比較し、このようなき裂進展挙動に適用できる手法を作成した。これらの結果は次のように要約できる。1)詳細解析法は、繰返しCold Transientを受ける軸対称き裂の安定進展挙動を予測出来る。2)簡易解析法は、詳細解析法と同程度の精度でき裂の安定進展挙動を予測出来る。本研究をもって、熱疲労安定き裂進展試験研究の試験の大部分が終了し、過去の配管熱過渡試験装置で得られている2インチ口径配管データの追加解析を実施することによって、検証データを数ケース増やして熱疲労安定き裂進展試験研究が完了する。
笠原 直人; 渡士 克己; 岩田 耕司
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, 0 Pages, 1991/00
高速炉特有の荷重である熱応力による構造物強度試験データを主体に強度データを蓄積し高速炉用構造設計基準の基礎となる強度評価法(クリープ疲労損傷等)開発支援を行うため構造物強度データベースSTAR(Structural Test and Analysis Database for Reliable Design)を開発した。 STARは通常のデータベース管理機能に加え,以下の3つの特徴を有する。 1)試験体形状,発生き裂分布,試験条件および構造解析結果等,計算機上の取扱いが異なるデータを同時に処理できる。 2)各種強度評価プログラムとデータベースを容易に連結可能である。 3)強度評価法の精度分布を行うため,試験データ(き裂)と損傷予測値の構造物表面に沿った分布の比較と,統計処理による相関値を調べる機能を有す
田中 信之; 渡士 克己; 梅田 寿雄; 菊池 政之; 岩田 耕司
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
容器各種構造の熱クリープ疲労寿命予測法の精度向上を目的として、SUS304製容器(直径1m,高さ2.5m,板厚30mm)にナトリウムを用いてHot TransientとCold Transientを1サイクル2時間で、1300回繰り返し与える試験を行った。試験後の供試体解体検査にて、強度試験対象部であるノズル構造、スカート構造、円筒溶接部、熱応力緩和型内部構造に、熱クリープ疲労亀裂を観察した。これに対する強度評価として、上記供試体の伝熱解析、弾性・非弾性熱応力解析を行い、これらによるクリープ疲労損傷度評価を実施した。その結果、従来著者らが示してる熱クリープ疲労寿命予測法により算出した損傷値は、供試体の亀裂発生状況と良く対応することが分かった。さらに、溶接継ぎ手部の強度評価に関して、形状および材質の不連続の影響を把握し、予測寿命の精度向上を計った。
