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長谷川 邦夫; 山口 義仁; Udyawar, A.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 147(3), p.034501_1 - 034501_7, 2025/06
Fatigue crack growth thresholds and reference fatigue crack growth rate da/dN curves for ferritic steels in air environment are provided in Appendix Y of the ASME Code Section XI. Therein, the thresholds and da/dN are expressed as a function of stress ratio R; however, the R is not explicit, when R is negative. The thresholds are given as constant values for negative R. In addition, the ASME provides two equations for da/dN under negative R; however, the boundary between the two equations is not technically known. Thus, the dependency of negative R on da/dN is not well understood. Herein, revised threshold values for negative R are provided based on experimental data, and a new boundary between the two equations for da/dN is defined using crack opening behavior and the R dependency of da/dN based on a literature survey.
for negative stress ratios R based on trend in experimental data for fatigue crack growth rates of austenitic stainless steels for ASME code Section XI Negyesi, M.*; 山口 義仁; 長谷川 邦夫; Lacroix, V.*; Morley, A.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 147(2), p.021201_1 - 021201_7, 2025/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Mechanical)Fatigue crack growth rates for stainless steels in air environment are provided by the ASME Code Section XI. When the stress ratio R is positive from 0 to 1, the scaling parameter SR increases with the increasing ratio R, and the crack growth rates increase with the increasing stress ratio R. When R is less than 0, the parameter SR=1. Hence, fatigue crack growth rates under negative R ratios are independent of stress ratios R according to the ASME Code Section XI. However, from the literature survey, experimental data reveal that the fatigue crack growth rates decreases with decreasing R ratios below zero. The objective of this paper is to assess fatigue crack growth rates under such negative stress ratios for stainless steels in air environment. An equation determined from trends in experimental data surveyed in this study is proposed for negative stress R ratios to calculate the parameter SR for the ASME Code Section XI.
Li, S.; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 8 Pages, 2024/07
Flaws due to stress corrosion cracking (SCC) were recently detected in welded joints of austenitic stainless steel piping lines in pressurized water reactors. Welding-induced high hardness and tensile residual stress are known as one of the main factors affecting SCC. In this work, thermal-elastic-plastic coupled three-dimensional finite element analyses were performed to investigate the distributions of welding residual stress and hardness in butt-welded joints of Type 316 stainless steel. Different heat inputs were applied to the pipe welds, including normal heat input, high heat input and very high heat input. Two different constraint conditions were considered for the welded joints, i.e., both ends free or clamped, the latter indicating that the welded joint is constrained by the surrounding piping system. Simulation results were compared with experimental data such as welding thermal cycle, axial shrinkage and residual stress for validation. The effects of heat input and constraint condition on the welding residual stress and hardness at different sections of the welded joints including the weld start/end location were discussed in detail.
下平 昌樹; 山口 義仁; 岩田 景子; 勝山 仁哉; 知見 康弘
Proceedings of ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/07
日本電気協会規格(JEAC)4206では、加圧熱衝撃事象時の原子炉圧力容器(RPV)の非延性破壊を防止するため、材料の破壊靭性が亀裂先端に生じる応力拡大係数を上回ることが要求されている。破壊靭性は、通常板幅に対して深い亀裂を有するコンパクトテンション(C(T))試験片を用いて評価されるのに対して、応力拡大係数はRPVの板厚に対して浅いステンレスオーバーレイクラッド(クラッド)下亀裂を想定して算出される。さらに、破壊靭性試験は単軸荷重によって行われるのに対して、RPVの想定亀裂には熱応力及び内圧による二軸の荷重が負荷される。このような亀裂深さやクラッドの有無、荷重負荷条件の違いは、亀裂先端の塑性拘束状態を変化させ、破壊靭性値評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、現行のRPVの構造健全性評価手法の保守性を定量的に評価するため、クラッド下亀裂を有する大型試験体を用いた多軸破壊試験を計画している。本報告では、多軸破壊試験の実施に向けた試験体形状や荷重負荷方法の検討内容及び当該試験の参照データとなる予備試験結果について報告する。予備試験では、亀裂の深さや形状を変えた試験体を用いた破壊試験を行い、浅い亀裂を有する試験体ではC(T)試験片に比べて破壊靭性値が高めに評価されることを示した。さらに、亀裂先端の拘束状態に依存せずに破壊靭性値を予測可能なローカルアプローチを用いて多軸試験体で得られる破壊靭性値の予測を行った。その結果、多軸試験体で得られる破壊靭性値は、JEAC4206に基づいて設定される破壊靭性遷移曲線に対して、十分な裕度を有することを示した。
河 侑成; 山口 義仁; 長谷川 邦夫; Negyesi, M.*
Proceedings of ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 6 Pages, 2024/07
If a flaw in a high-toughness ductile pipe of a power plant is detected during periodic in-service inspection, stress applied at the flaw location of the pipe is compared with an allowable stress. When the applied stress is less than the allowable stress, the plant can operate continuously for a certain evaluation period in accordance with ASME Code Section XI. The flow stress given by the average of yield strength and ultimate tensile strength is an important material parameter for allowable stress. Recently, many fitness-for-service codes and technical reports have adopted conversions from hardness measurement values to yield strength and ultimate tensile strength. In this paper, we introduced the flow stress obtained from converted tensile properties from Vickers hardness using the presented equations for austenitic stainless steel. The allowable stress estimated by the Vickers hardness was compared with the allowable stress determined by actual tensile properties. As a result, the flow stress converted from hardness was about 1.48 times larger than that obtained by actual flow stress. The allowable flaw sizes calculated by the flow stress converted from hardness gave an appropriate indication when the allowable or applied stress was very low. However, the flow stress converted from hardness gave unconservative allowable stress, when the applied stress was large.
Negyesi, M.*; 山口 義仁; 長谷川 邦夫; Lacroix, V.*; Morley, A.*
Proceedings of ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 8 Pages, 2024/07
Fatigue crack growth rates da/dN for stainless steels in air environment are provided by the ASME Code Section XI. The fatigue crack growth rates are given by da/dN = C
(
K)
, where C is the fatigue crack growth rate coefficient, n is the fatigue crack growth rate exponent and K is the stress intensity factor range. The coefficient C contains a temperature parameter S
, and a scaling parameter, S
, which is a function of the stress ratio R. When the stress ratio R is positive from 0 to 1, the parameter S increases with increasing the ratio R, and da/dN increases with increasing stress ratio R. When R is less than 0, the parameter is given by S = 1.0. Accordingly, fatigue crack growth rates under negative stress ratio are always constant, independent of stress ratios. This means that a cyclic stress state with a minimum that is compressive is considered to cause the same degree of crack growth as one with the same range but a zero minimum. However, from the results of literature survey, experimental data reveal that the fatigue crack growth rates decrease with decreasing R ratios below zero, i.e. negative stress ratios. The objective of this paper is to assess fatigue crack growth rates under such negative stress ratios for stainless steels in air environment. An equation determined from trends in experimental data is proposed for negative R ratios for calculating the parameter S for the ASME Code Section XI, Appendix Y, based on the literature surveyed in this study.
山口 義仁; 真野 晃宏; Li, Y.
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03
加圧水型原子炉の重要機器の構成要素である蒸気発生器(SG)伝熱管では、経年劣化による局部減肉が報告されている。確率論的リスク評価やリスク情報を活用した意思決定に資するため、減肉の存在が確認された場合の伝熱管の破損確率の増加を評価する必要がある。また、SG伝熱管の破損確率を計算するためには、減肉を有する伝熱管の破裂圧力を評価する手法が必要である。本研究では、国内及び米国の破裂試験結果に基づき、減肉を有するSG伝熱管を対象とした既存の破裂圧力評価手法を改良し、精度の向上を図った。また、改良した破裂圧力評価手法を用いて減肉寸法を変えながら、通常運転から過渡条件における破損確率を算出し、減肉寸法と破損確率の関係を定量的に求めた。本論文では、上記破裂圧力評価手法の改良及び改良した破裂圧力評価手法を用いて算出した破損確率について報告する。
山口 義仁; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 9 Pages, 2023/07
原子炉圧力容器のノズル部の健全性評価において、ノズルコーナー亀裂に対する応力拡大係数が重要なパラメータである。これまで、ノズルコーナーの表面亀裂に対する様々な応力拡大係数解が提案されてきたが、その多くは亀裂の最深点にのみ着目しており、ノズルコーナーの形状寸法に関する情報は明らかになっていない。ノズルコーナー亀裂を対象とした既往の疲労試験結果によると、亀裂表面点における進展量は、最深点よりも大きいことが明らかとなっている。このことから、亀裂表面点の応力拡大係数は最深点よりも高い可能性がある。これらより、本研究では、健全性評価の信頼性を高めるため、有限要素解析を通じて、ノズルコーナーの形状寸法とき裂サイズに対応した、表面点と最深点の両方の応力拡大係数解を提案する。
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
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.
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.
勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 古田 琢哉; 加治 芳行
Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/07
To assess rupture behavior of the lower head of reactor pressure vessel in boiling-water-type nuclear power plants due to severe accident like Fukushima Daiichi, we have been developing an analysis method based on coupled analysis of three-dimensional multi-physics simulations composed of radiation transport, thermal-hydraulics (TH) and thermal-elastic-plastic-creep analyses. In this simulation, Monte Carlo radiation transport calculation is firstly performed by using PHITS code to compute proton dose distribution considering molten conditions of core materials. Then the deposit energies at each location is imported into TH analysis code ANSYS Fluent with the same geometry and temperature distribution is simulated by thermal-fluid dynamics. Finally, temperature distribution obtained from TH analysis is applied to thermal-elastic-plastic-creep analyses using FINAS-STAR and then damage evaluation is carried out based on several criterions such as Kachanov, Larson-Miller-parameter, melting point. To conduct such analyses, we also have continued to obtain experimental data on creep deformation in high temperature range. In this study, to predict time and location of reactor pressure vessel (RPV) lower head rupture of boiling water reactors (BWRs) considering creep damage mechanisms, we performed creep damage evaluations based on developing analysis method by using detailed three-dimensional model of RPV lower head with control rod guide tubes, stub tubes and welds. From the detailed analysis results, it was concluded that failure regions of BWR lower head are only the control rod guide tubes or stub tubes under simulated conditions.
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。
山口 義仁; 真野 晃宏; Li, Y.
Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/07
蒸気発生器(SG)伝熱管は、加圧水型原子炉の重要な機器の一つである。SG伝熱管では、減肉や応力腐食割れなどの検出が報告されている。SG伝熱管の構造健全性を評価するためには、一次冷却系からの内圧と二次冷却系からの外圧の両方を考慮して破裂による破壊を評価する必要がある。そこで、様々な機関においてSG伝熱管を対象とした破裂試験が実施され、それに基づき破壊評価法が提案されている。本研究では、減肉又は亀裂を有するSG伝熱管を対象に、既存の破裂試験データを調査し、それを踏まえて、亀裂又は局所的な減肉を有するSG伝熱管に適した破壊評価法を新たに提案した。また、これらの破壊評価法の適用性を、予測結果と実機SG伝熱管の破裂試験データを比較することにより確認した。
山口 義仁; 長谷川 邦夫; Li, Y.; Lacroix, V.*
Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 4 Pages, 2022/07
Four-point bending tests without internal pressure were performed for Type 304 stainless steel pipes with circumferential flaws at room temperature. The specimens are 1-inch diameter (33.7 mm) Schedule 160 pipes (6.3 mm wall thickness). The flaws were part-through flaws located at the pipe external side. The flaw angles are from 120
to 240, and the flaw depths are two cases of 50% and 75% of the wall thickness. Plastic collapse stresses obtained from experiments were compared with those calculated using Limit Load Criteria from Appendix C of the American Society of Mechanical Engineers Code Section XI. Limit Load Criteria were developed using flow stress at flawed section of the pipe. The plastic collapse stress test results were larger than those of the calculation results. For flaws with flaw depths less than 50% of the wall thickness, the experimental stresses were significantly large. The Limit Load Criteria given by Section XI provide conservative collapse stresses and could be improved.
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
被引用回数：2 パーセンタイル：18.75(Engineering, Mechanical)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。
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：20 パーセンタイル：76.48(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。
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。
山口 義仁; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; Li, Y.
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07
地震を起因とした確率論的リスク評価は、原子力発電所の耐震安全性を評価するための重要な手法の一つである。この評価では、地震ハザード,地震フラジリティ及び事故シーケンス評価から炉心損傷頻度が求められる。地震フラジリティ評価に着目すると、亀裂や減肉が発生している経年配管に対する評価には、確率論的破壊力学を適用した評価手法が有効であると考えられる。本研究では、長期間運転した原子力発電所を対象とした確率論的リスク評価手法の高度化を目的に、経年劣化事象を考慮した原子力発電所の代表的な配管系を対象とした地震フラジリティ評価に関する評価要領を整備した。本論文では、評価要領の概要と、評価要領に基づき確率論的破壊力学解析コードを用いた地震フラジリティ評価事例を紹介する。
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.
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。
