Modeling of hardness and welding residual stress in Type 316 stainless steel components for the assessment of stress corrosion cracking

Li, S.; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.; Deng, D.*

Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/07

https://doi.org/10.1115/PVP2023-103449

In this work, a framework was proposed on the comprehensive assessment of hardness and welding residual stress in Type 316 austenitic stainless steel welded joints. Firstly, an 8-pass butt-welded joint made of Type 316 stainless steel was fabricated. Finite element analysis of the welded joint was performed to investigate hardness and welding residual stress distributions. The grain growth model was developed for the hardness prediction. The Chaboche combined isotropic-kinematic strain hardening model and time-temperature dependent annealing model were adopted. The relationships between the Vickers hardness and the uniaxial plastic strain as well as grain size were collected from published literatures. The simulation results of the grain size and accumulated equivalent plastic strain were used for the hardness prediction of the welded joint. The predicted hardness was compared with the experimental data of hardness mapping. The distribution of welding residual stress on the outer surface of the welded pipe was measured by using the X-ray diffraction method and strain gauge method, respectively. The predicted welding residual stresses were compared with the measurements. The results obtained showed that the developed numerical approach can predict the hardness and welding residual stress of Type 316 stainless steel welded joints with satisfactory accuracy. The effects of structural constraint and heat input on the hardness and welding residual stress will be investigated as further works, as described in the proposed framework.

Empirical correction factor to estimate the plastic collapse bending moment of pipes with circumferential surface flaw

Lacroix, V.*; 長谷川 邦夫; Li, Y.; 山口 義仁

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 7 Pages, 2022/07

The structural integrity assessment of pipes with circumferential surface flaw under the plastic collapse regime consists of net section collapse analysis. In recent years various researchers showed that this analysis, which has been developed based on classic beam theory, suffers from certain inaccuracies. As such, assessment purely based on net-section collapse and beam theory can reveal both conservative and unconservative results. To address those inaccuracies, in this paper authors introduced a correction factor which aims to mitigate the difference between the ASME B&PV Code Section XI equations and the experimental results. This correction factor is calculated using an empirical formula developed on the basis of a large experimental database of pipe collapse bending tests containing variety of diameter, thickness, flaw depth and flaw length values. Within this work, authors took a systematic approach to identify the most influencing factors on such a correction factor and showed that by applying this correction factor to the current solution of ASME B&PV Code Section XI, this solution becomes more accurate. This corrected approach also is in line with ASME B&PV Code Section XI Appendix C practice for axial flaw in pipes, where a semi-empirical correction factor has been considered as well.

Development of probabilistic analysis code for evaluating seismic fragility of aged pipes with wall-thinning

山口 義仁; 西田 明美; Li, Y.

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 7 Pages, 2022/07

原子力発電所おける配管減肉は重要な経年劣化事象の一つである。また近年、日本のいくつかの原子力発電所は大きな地震を経験している。そのため、長期間運転した原子力発電所を対象とした地震を起因とした確率論的リスク評価において、減肉と地震による応答応力の両方を考慮した配管系の地震フラジリティ評価が、重要となっている。本研究では、原子力機構が開発した減肉配管を対象とした破損確率解析コードPASCAL-ECに、減肉配管の地震応答応力の算出モデルや減肉配管の破壊評価法など、減肉配管の地震フラジリティを評価可能とする機能を導入した。また、整備した解析コードを用いて、地震フラジリティの評価事例を整備した。

Structure of an aqueous RbCl solution in the gigapascal pressure range by neutron diffraction combined with empirical potential structure refinement modeling

Zhang, W. Q.*; 山口 敏男*; Fang, C. H.*; 吉田 亨次*; Zhou, Y. Q.*; Zhu, F. Y.*; 町田 真一*; 服部 高典; Li, W.*

Journal of Molecular Liquids, 348, p.118080_1 - 118080_11, 2022/02

https://doi.org/10.1016/j.molliq.2021.118080

3mol/kgのRbCl水溶液におけるイオンの水和・会合と水素結合した水の構造を、298K/0.1MPa, 298K/1GPa, 523K/1GPa, 523K/4GPaにおける中性子回折と経験的ポテンシャル構造精密化モデリングにより調べた。その結果、構造パラメータは温度と圧力に依存していることがわかった。高圧・高温条件では、RbとClの第二水和層がより明確になる。第一水和層におけるRbの平均酸素配位数は、配位距離を0.290nmから0.288nmに縮めながら、常圧では6.3だったのが、4GPaでは8.9に増加した。第一水和シェルのClの平均酸素配位数は、常圧で5.9、4GPaで9.1と圧力により増加し、対応する配位距離は0.322nmから0.314nmへと減少した。Rbと中心の水分子の第一溶媒和シェルにおける水双極子の配向は圧力に敏感であるが、Clの第一溶媒和シェルにおける水双極子の配向は温度圧力によらずあまり変化しなかった。Rb-Clの隣接イオンペアの数は、温度が高くなると減少し、圧力が高くなると増加する。水分子は密に詰まっており、極限状態では水分子の四面体水素結合ネットワークはもはや存在しない。

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

https://doi.org/10.1111/ffe.13568

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。

長期間使用された原子炉配管の耐震安全性評価手法の開発

山口 義仁; Li, Y.

配管技術, 63(12), p.22 - 27, 2021/10

東京電力福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえ、原子力発電所に対する地震を起因とした確率論的リスク評価(PRA: Probabilistic Risk Assessment)やリスク情報の活用が重要となっている。地震PRAでは、安全上重要な機器や配管などの地震による損傷確率を考慮して、炉心損傷頻度などが求められる。長期間使用された配管では、経年劣化による亀裂などの発生があり得る。亀裂が発生すれば、配管の破壊強度が低減され、地震時の損傷確率が上昇することとなる。そのため、長期間運転された原子炉を対象に地震PRAを実施する際には、経年劣化が機器の損傷確率に及ぼす影響を考慮することが重要である。著者らは、経年劣化の影響に加えて、地震による亀裂進展や破壊を考慮することで、長期間使用された原子炉配管の損傷確率を算出できる解析コードを開発し、妥当性の確認を経て公開した。また、地震による損傷確率を求めるための手順や推奨される手法やモデル,技術的根拠などを取りまとめた評価要領を世界に先駆けて整備し公開した。本論文では、開発した解析コード及び評価要領について説明する。

Pilot study on seismic fragility evaluation for degraded austenitic stainless steel piping using the probabilistic fracture mechanics code PASCAL-SP

東 喜三郎*; 山口 義仁; Li, Y.

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

Seismic probabilistic risk assessment is a standard methodology to quantify the risk of earthquakes including beyond-design-basis levels. The quality of fragility analysis is one of the major factors that affect the results of seismic probabilistic risk assessments. A previous study revealed that component degradation could affect seismic fragility. In practice, inspection and maintenance programs are implemented to control an undesirable effect of the degradation such as stress corrosion cracking. However, the relation between seismic fragility of degraded component and inspection, maintenance, and mitigation models has not been thoroughly discussed so far. This study discussed the effect of inspection and maintenance on seismic fragility of austenitic stainless steel piping susceptible to stress corrosion cracking. Failure probability was calculated by using a probabilistic fracture mechanics code. The results indicated that the adverse effects of stress corrosion cracking on failure probability could be controlled at a relatively low level if inspection, maintenance, and mitigation measures were implemented properly.

経年配管を対象とした地震フラジリティ評価要領(受託研究)

山口 義仁; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; Li, Y.

JAEA-Research 2020-017, 80 Pages, 2021/02

JAEA-Research-2020-017.pdf:3.5MB

国内では、安全性向上評価に関する運用ガイドが施行されている。原子力発電所の地震に対する安全性を評価する手法の一つとして、地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)がある。この評価では、地震動の作用に対して建屋や機器が損傷する確率である地震フラジリティ、任意の地震動強さとその強さを超過する頻度との関係である地震ハザード及び事故シーケンスから炉心損傷頻度等が求められる。日本原子力学会が定める地震PRAに関する実施基準では、原子力発電所の長期運転により経年劣化事象を無視できない場合、経年劣化事象による地震応答特性の変化又は耐力の低下を考慮して機器等の地震フラジリティを評価することとなっている。この評価において、原子力発電所の長期運転による亀裂又は配管減肉の発生及び進展が確認されている経年配管を対象とする場合は、確率論的破壊力学(PFM)は有力な評価技術である。長期運転された原子力発電所を対象に地震PRAの高度化を図るために、ここで代表的な配管や部位等を対象に、経年劣化事象を考慮した地震フラジリティ評価のための要領を取りまとめた。本評価要領の目的は、破壊力学等の知見を有する地震フラジリティ評価担当者が、本評価要領を参照しながら、別途公開する亀裂を有する経年配管を対象とした地震フラジリティ評価が可能なPFM解析コードPASCAL-SP及び配管減肉を有する経年配管を対象とした地震フラジリティ評価が可能な確率論的解析コードPASCAL-ECを用いることによって、経年配管に対する地震フラジリティ評価を実施できることである。

Non-invasive imaging of radiocesium dynamics in a living animal using a positron-emitting Cs tracer

鈴井 伸郎*; 柴田 卓弥; 尹 永根*; 船木 善仁*; 栗田 圭輔; 保科 宏行*; 山口 充孝*; 藤巻 秀*; 瀬古 典明*; 渡部 浩司*; et al.

Scientific Reports (Internet), 10, p.16155_1 - 16155_9, 2020/10

https://doi.org/10.1038/s41598-020-73351-2

Visualizing the dynamics of cesium (Cs) is desirable to understand the impact of radiocesium when accidentally ingested or inhaled by humans. The positron-emitting nuclide Cs was produced using the I (, 4n) Cs reaction, which was induced by irradiation of sodium iodide with a He beam from a cyclotron. We excluded sodium ions by using a material that specifically adsorbs Cs as a purification column and successfully eluted Cs by flowing a solution of ammonium sulfate into the column. We injected the purified Cs tracer solution into living rats and the dynamics of Cs were visualized using positron emission tomography; the distributional images showed the same tendency as the results of previous studies using disruptive methods. Thus, this method is useful for the non-invasive investigation of radiocesium in a living animal.

Expansion of high temperature creep test data for failure evaluation of BWR lower head in severe accident

山口 義仁; 勝山 仁哉; 加治 芳行; 逢坂 正彦; Li, Y.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00560_1 - 19-00560_12, 2020/06

https://doi.org/10.1299/mej.19-00560

福島第一原子力発電所の事故の後、原子力機構では、廃止措置等に資するため、圧力容器下部ヘッドの貫通部、スタブ管、溶接部等を含む詳細な3次元有限要素解析モデルを用いてクリープ損傷メカニズムに基づき破損時間や場所を予測する手法の開発を進めている。また、その解析に必要な、既存のデータベースや文献にない融点近傍の高温域における引張特性やクリープ特性の取得も進めている。本研究では、圧力容器下部ヘッドを構成する低合金鋼,ニッケル合金及びオーステナイト系ステンレス鋼に対する単軸引張及びクリープ試験を実施し、既存の材料特性データベースを拡張した。特に、高温かつ長時間のクリープ特性データを非接触型伸び測定機能を有する引張試験機を用いて取得した。また、拡張されたデータベースに基づき、クリープ構成則のパラメータを求め、重大事故時における破損評価の精度向上を図った。