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論文

Application of probabilistic fracture mechanics methodology for Japanese reactor pressure vessels using PASCAL4

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 吉村 忍*

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/07

Probabilistic fracture mechanics (PFM) methodology, which represents the influence parameters in their inherent probabilistic distributions, is deemed to be promising in the structural integrity assessment of pressure-boundary components in nuclear power plants. To strengthen the applicability of PFM methodology in Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code called PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which can be used to evaluate the failure frequency of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. PASCAL4 is expected to make a significant contribution to the probabilistic integrity assessment of Japanese RPVs. In this study, PFM analyses are performed for a Japanese model RPV using PASCAL4, and the effects of non-destructive examination and neutron fluence mitigation on failure frequency of RPV are quantitatively evaluated. From the analysis results, it is concluded that PASCAL4 is useful for the structural integrity assessment of RPVs and can enhance the applicability of PFM methodology.

論文

Guideline on probabilistic fracture mechanics analysis for Japanese reactor pressure vessels

勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平; Li, Y.; 吉村 忍*

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07

確率論的破壊力学(PFM)に基づく構造健全性評価手法は、経年劣化に関連する様々な因子の確率分布を考慮して原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を評価できる合理的な手法である。我々は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮してRPVの破損頻度を評価するPFM解析コードPASCALを開発してきた。また我々は、国内におけるPFMの適用性向上を図るため、破壊力学に関する知識を有する解析者がそれを参照することでPFM解析を行い亀裂貫通頻度を評価できるよう、標準的解析要領を整備した。本要領は、本文、解説及び付属書で構成されており、PFM解析に関する技術的根拠や最新知見が取りまとめられたものになっている。本論では、本要領の概要について述べるとともに、本要領とPTS評価に関する国内データベースに基づき得られた国内モデルRPVに対する破損頻度の評価結果について述べる。

論文

Benchmark analyses of probabilistic fracture mechanics for cast stainless steel pipe

北条 公伸*; 林 翔太郎*; 西 亘*; 釜谷 昌幸*; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 永井 政貴*; 岡本 年樹*; 高田 泰和*; 吉村 忍*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(4), p.16-00083_1 - 16-00083_16, 2016/08

鋳造ステンレス鋼に対する非破壊検査が計画されているが、鋳造ステンレス鋼のような二相ステンレス鋼では、超音波の低い透過性などの理由から、許容欠陥寸法が定められていない。鋳造ステンレス鋼の許容欠陥寸法を合理的に決定するためには、確率論的破壊力学(PFM)は有用である。本研究では、鋳造ステンレス鋼配管を対象に、PFM解析コードの適用性や信頼性に係るベンチマーク問題を提案した。破損モードとしては、疲労亀裂進展、塑性崩壊、及び延性亀裂進展を考慮し、それらの相互作用を考慮した条件でPFM解析を行った。6機関が参加して実施されたベンチマーク解析による破損確率の比較を行った。その結果、各機関で様々なPFM解析コードで得られた破損確率はよく一致し、鋳造ステンレス鋼配管に対するPFMの適用性が確認された。

論文

Study on application of PFM analysis method to Japanese code for RPV integrity assessment under PTS events

小坂部 和也*; 眞崎 浩一*; 勝山 仁哉; 勝又 源七郎; 鬼沢 邦雄; 吉村 忍*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 8 Pages, 2015/07

圧力バウンダリ機器の定量的な構造健全性評価において、パラメータの不確実性を合理的に取り扱う確率論的破壊力学(PFM)解析手法は、有効な手段である。この観点から米国では、原子炉圧力容器(RPV)の加圧熱衝撃(PTS)事象に対する破壊靭性の規制基準として、確率論的手法に基づくき裂貫通頻度(TWCF)評価が取り入れられている。また、原子力機構ではPFM解析を国内RPVの健全性評価に適用することを目的に、PFM解析コードPASCAL3を用いたTWCF算出のための入力データ、および解析手法の整備を進めている。本論文では、これらの入力データ、解析手法、PASCAL3の信頼性確認、およびPASCAL3を用いたPFMの標準解析要領を説明するとともに、PASCAL3を用いたモデルRPVのTWCF評価事例について示す。

論文

Benchmark analysis on probabilistic fracture mechanics analysis codes concerning multiple cracks and crack initiation in aged piping of nuclear power plants

Li, Y.; 小坂部 和也*; 勝又 源七郎; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄; 吉村 忍*

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07

近年、原子力プラントの配管系において、同一溶接線に複数の欠陥が検出されている。このため、経年配管の健全性評価においては、複数のき裂の存在やその発生を考慮することが重要となっている。確率論的破壊力学(PFM)は、原子力プラントの経年配管の健全性評価を行う上で合理的な手法であり、国内では、関連する劣化機構を考慮した2つのPFM解析コード、PASCAL-SPとPRAISE-JNESの開発・改良が行われている。本研究では、これらの信頼性や適用性を確認するため、複数き裂やその発生を考慮したベンチマーク解析を行った。き裂の数、位置、分布、並びに供用期間中検査によるき裂の検出確率等の重要な影響因子について分析を行い、両解析コードは概ね一致すると結論付けられた。

論文

Benchmark analysis on probabilistic fracture mechanics analysis codes concerning fatigue crack growth in aged piping of nuclear power plants

勝山 仁哉; 伊藤 裕人*; Li, Y.*; 小坂部 和也*; 鬼沢 邦雄; 吉村 忍*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 117-118, p.56 - 63, 2014/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.02(Engineering, Multidisciplinary)

原子力プラントの経年配管を対象として、国内では幾つかの確率論的破壊力学(PFM)解析コードの開発や改良が行われている。本研究では、原子力機構が開発を進めているPASCAL-SPと、原子力安全基盤機構が米国のPRAISEをもとに改良を進めているPRAISE-JNESを用いて、両コードの信頼性及び適用性を確かめるため、BWRのステンレス鋼管及び炭素鋼管を対象に、供用期間中の疲労き裂進展を考慮した破損確率に関するベンチマーク解析を行った。得られた結果に対して、複数のPFM解析コードを比較する際の相対誤差の許容値を定量的に判断する手法を新たに提案した。その提案手法に基づき、両解析コードにより算出された破損確率等の結果はよく一致することが示された。

論文

International round robin analysis of probabilistic fracture mechanics for reactor pressure vessel during cool-down and LTOP event

関東 康祐*; 鬼沢 邦雄; 小坂部 和也*; 吉村 忍*

Proceedings of 10th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components (ASINCO-10), p.189 - 194, 2014/04

日本溶接協会のPFM小委員会では、韓国及び台湾の研究グループとともに、確率論的破壊力学解析に関する国際ラウンドロビンを進めてきた。このラウンドロビンの目的は、原子炉圧力容器の加圧熱衝撃時における破壊確率を評価するための信頼性の高い手法を確立すること、及び原子力安全にかかわる確率論的健全性評価手法について、アジア地域の研究機関における継続的な研究協力を維持することである。既に第1期のラウンドロビン解析に関する結果は2010年の本会議で報告された。今回は、ラウンドロビン解析の第2期計画として、原子炉圧力容器の冷却時及び低温過圧時に対する新しい問題を計画している。本報告においては、その問題の概要、目的及び解析内容を提案し、参加希望機関との議論に供する。

論文

Seismic structural response estimates of a fault-structure system model with fine resolution using multiscale analysis with parallel simulation of seismic; Wave propagation

Quinay, P. E. B.*; 市村 強*; 堀 宗朗*; 西田 明美; 吉村 忍*

Bulletin of the Seismological Society of America, 103(3), p.2094 - 2110, 2013/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:64.09(Geochemistry & Geophysics)

マルチスケール解析と地震波伝播の並列シミュレーションによる大規模ハイファイモデルを用いた断層-構造システムの地震応答解析について研究を行っている。地震波伝播シミュレーションの計算コストを削減するために、地震波伝播シミュレーションツールを分散メモリ計算機による並列計算ができるように拡張した。また、三次元モデルを前分割し、隣接グリッドと独立なサブモデルの複合グリッドメッシュ生成を行うための手法を開発した。そして、その拡張されたシミュレーションツールを検証し、実証した。最後に、原子力発電プラント建家構造を含む断層-構造システムモデルの動的応答計算に対するその有効性を実際のプラント情報に基づくハイファイモデルを用いて示した。

論文

Benchmark analysis and numerical investigation on probabilistic fracture mechanics analysis codes for NPPs piping

Li, Y.*; 伊藤 裕人*; 小坂部 和也*; 鬼沢 邦雄; 吉村 忍*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 99-100, p.61 - 68, 2012/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:47.36(Engineering, Multidisciplinary)

安全上重要な原子炉配管の構造健全性を評価する合理的な手法として、確率論的破壊力学(PFM)が注目されている。国内ではPFM解析手法に基づき、原子力機構ではPASCAL-SPコード、原子力安全基盤機構ではPRAISE-JNESコードがそれぞれ開発されている。本論文では、両コードの解析精度を確認するために、沸騰水型原子力発電所の再循環系配管における応力腐食割れ(SCC)の進展に伴う破損を対象に、破損確率に関するベンチマーク解析を行った。その結果、地震荷重の大きさや非破壊検査の有無等にかかわらず、両コードの解析結果は、十分に一致することを確認した。また、両者の解析結果についての差を定量的に評価するため、相対比較のクライテリアを提案した。

論文

An Integrated geologic- and engineering-length scale forward modeling for response estimation of nuclear power plant due to the rupture of a nearby fault

Quinay, P. E.*; 市村 強*; 堀 宗朗*; 西田 明美; 吉村 忍*

Proceedings of 15th World Conference on Earthquake Engineering (WCEE-15) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/09

本論文では、断層-構造システムをもとにした原子力発電プラント建家構造の地震応答評価手法の開発について議論する。本システムの解析において、われわれは震源過程,地殻・地盤内の地震波伝播と建家構造の動的応答をモデル化した。断層破壊から建家動的応答までのシミュレーションに伴うさまざまな長さスケールにより、解析の計算コストは高くなる。そこで、われわれはマクロミクロアナリシス(MMA)とよぶマルチスケールアプローチと分散メモリ型並列計算を組合せることによって解析を行うこととした。本システムの適用例として、2007年中越沖地震を入力とする原子力発電プラントの応答計算を実施した。モデリングの目標精度は1ヘルツである。本システムを用いた原子力発電プラント建家の応答解析の有効性を、構造及び有限要素の観点から議論する。

論文

Benchmark analysis on PFM analysis codes for aged piping of nuclear power plants

伊藤 裕人*; Li, Y.*; 小坂部 和也*; 鬼沢 邦雄; 吉村 忍*

Journal of Mechanical Science and Technology, 26(7), p.2055 - 2058, 2012/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:87.37(Engineering, Mechanical)

経年を考慮した安全上重要な原子炉配管の構造健全性を評価する合理的な手法として、確率論的破壊力学(PFM)が注目されている。国内ではPFM解析手法に基づき、原子力機構ではPASCAL-SPコード、原子力安全基盤機構ではPRAISE-JNESコードがそれぞれ開発されている。本論文では、両コードの解析精度を確認するために、沸騰水型原子力発電所の再循環系配管における応力腐食割れ(SCC)を対象に、破損確率に関するベンチマーク解析を行った。その結果、地震荷重の大きさや非破壊検査の有無等にかかわらず、両コードの解析結果は、十分に一致することを確認した。

論文

Summary of International PFM Round Robin analyses among Asian Countries on reactor pressure vessel integrity during pressurized thermal shock

関東 康祐*; Jhung, M.*; Ting, K.*; He, Y.*; 鬼沢 邦雄; 吉村 忍*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 90-91, p.46 - 55, 2012/02

 被引用回数:11 パーセンタイル:28.46(Engineering, Multidisciplinary)

日本溶接協会PFM小委員会が中心となり、韓国,台湾及び中国も参加して、確率論的破壊力学(PFM)に関する国際ラウンドロビン解析が実施された。この解析の目的は、原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(PTS)時における破損確率を評価する手法を確立すること、及び原子力安全にかかわるPFM分野でのアジア諸国の連携を強化・維持することである。本論文では、このラウンドロビン解析の問題と、各参加機関による解析結果を取りまとめて報告する。ラウンドロビン問題は、PTS時における原子炉圧力容器壁内の応力と温度分布に関する決定論的解析、及びPTS時における容器の破壊確率解析の両者から構成されている。参加機関間での解析コードの相違や入力データ設定等による結果の相違について議論する。

論文

原子力発電施設の大規模耐震シミュレーションの進展

山田 知典; 塩谷 隆二*; 吉村 忍*

シミュレーション, 30(2), p.65 - 69, 2011/06

本稿では計算機技術の発展を象徴するスーパーコンピュータの性能向上とともに進化してきた原子力発電施設の耐震性評価のための詳細シミュレーションの歴史とその基盤となる数値解析技術,詳細シミュレーションの今後の可能性と課題について述べる。

論文

International PFM Round Robin analyses by Japanese participants on reactor pressure vessel integrity during pressurized thermal shock

鬼沢 邦雄; 関東 康祐*; 吉村 忍*

Proceedings of 8th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components 2010, p.137 - 146, 2010/04

加圧熱衝撃(PTS)時における原子炉圧力容器(RPV)の健全性に関する国際ラウンドロビン(RR)が日本溶接協会のPFM小委員会において開始された。本報告は、このRRに国内から参加した6機関の結果を取りまとめたものである。本RRは、温度及び応力に対する決定論的解析とRPVの破壊確率に関する確率論解析から構成されている。決定論的解析では、新開発の有限差分法解析コード以外は2種類の有限要素法解析コードについてすべて結果は一致した。確率論解析については、全機関でPASCAL2コードを利用したことから、非破壊検査の精度の影響など、ほぼ一致する結果となった。一方、入力データの相違により、破壊確率の小さい場合に結果が異なる場合があるという知見が得られた。このほか、各機関による感度解析として、高温予荷重や上部棚破壊靱性の影響に関する結果が得られた。

論文

Recent Japanese research activities on probabilistic fracture mechanics for pressure vessel and piping of nuclear power plant

関東 康祐*; 鬼沢 邦雄; 町田 秀夫*; 礒部 仁博*; 吉村 忍*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 87(1), p.11 - 16, 2010/01

 被引用回数:10 パーセンタイル:32.39(Engineering, Multidisciplinary)

本論文は、確率論的破壊力学(PFM)解析に関する国内の最近の動向をまとめたものである。原子力機構では、過去に日本機械学会や日本溶接協会に委託して研究委員会活動を行ってきた。この研究委員会は、現在も日本溶接協会において原子炉構造機器の健全性にかかわる確率論的評価手法を検討することを目的に活動を続けている。本論文では、最近の日本溶接協会のPFM小委員会における成果を述べる。まず、日本機械学会の維持規格に関するPFM解析の観点からの成果として、原子炉圧力容器の評価不要欠陥に対する確率論的な分析や、配管の健全性に及ぼす非破壊検査の影響を示す。また、リスク及び経済性に基づいた保守最適化に関する新たなPFM解析手法の開発を示す。さらに、2008年から開始しているPFM解析に関する国際ラウンドロビン問題について述べる。

論文

バランシング領域分割法の最適領域分割数の予測とその数値検証

山田 知典; 荻野 正雄*; 吉村 忍*

日本計算工学会論文集(インターネット), 2009(14), 7 Pages, 2009/08

構造力学解析における計算効率の向上のためバランシング領域分割法の最適領域分割数推定方法について新たな提案を行った。大規模並列計算向きの手法として広く知られているコースグリッドコレクションを伴う反復型部分構造法では、その大規模化に伴いコースグリッドコレクションに要する計算量が問題となる。このため、本研究では1反復計算あたりのコースグリッドコレクション及び反復型部分構造法に必要となる計算量を算出し、その最適化を行った。数値計算例として二次加圧水冷却器などの実機器を対象としたシミュレーションを行い本提案手法が有効であることを示した。

論文

グリッドを意識しないグリッド利用法; シームレスAPIの提案とアプリケーションへの適応

中島 康平; 鈴木 喜雄; 手島 直哉; 杉本 振一郎*; 吉村 忍*; 中島 憲宏

全NEC C&Cシステムユーザー会平成20年度論文集(CD-ROM), 13 Pages, 2009/02

グリッドコンピューティング環境を利用するために用意されている多くのツールは、グリッドに配置されている各種計算機やジョブの管理・設定等を、計算機に直接アクセスせずに行えるように工夫がされている。しかしながら、これらのツールの使い方などはどれもグリッド基盤に特有のものであり、利用者はツールの利用方法を習得しなければならない。これは簡単なジョブを行うユーザも同様であるため、こうしたツールがあっても、グリッドの利用は敷居の高いものというイメージが持たれていたものと考えられる。そこで、ジョブの設定・実行などの定義を作成するツールの機能を、ジョブスクリプトジェネレータAPIとして実装し、ユーザアプリケーション内でこれらの設定を簡単に行えるようにした。本論文では、本APIの概要と、実際のアプリケーションへの適応について述べる。

論文

Recent Japanese research activities on probabilistic fracture mechanics for pressure vessel and piping of nuclear power plant

関東 康祐*; 鬼沢 邦雄; 町田 秀夫*; 礒部 仁博*; 吉村 忍*

Proceedings of 7th International Conference on the Integrity of Nuclear Components, p.219 - 228, 2008/07

本稿は、確率論的破壊力学(PFM)解析に関する国内の最近の動向をまとめたものである。原子力機構では、過去に日本機械学会や日本溶接協会に委託して研究委員会活動を行ってきた。この研究委員会は、現在も日本溶接協会において原子炉構造機器の健全性にかかわる確率論的評価手法を検討することを目的に活動を続けている。本稿では、最近の日本溶接協会のPFM小委員会における成果を述べる。まず、日本機械学会の維持規格に関するPFM解析の観点からの成果として、原子炉圧力容器の評価不要欠陥に対する確率論的な分析や、配管の健全性に及ぼす非破壊検査の影響を示す。次に、リスク及び経済性に基づいた保守最適化に関する新たなPFM解析手法の開発である。さらに、本年から開始する予定のPFM解析に関する国際ラウンドロビン問題について述べる。

論文

ITBLクライアントAPIによるADVENTURE_OptのITBL環境への実装

宮村 倫司*; 新井 健太郎*; 三村 泰成*; 吉村 忍*; 鈴木 喜雄

計算工学講演会論文集, 12(2), p.655 - 658, 2007/05

ADVENTURE_Optは、計算力学のためのオープンソースシステムであるADVENTUREシステムのソフトウェアモジュールの一つである。システムは、大規模解析と設計を実行するために設計されている。ADVENTURE_Optは、実数値遺伝的アルゴリズムReal coded GAのような最適化アルゴリズムを使った人工物の最適化を実行でき、有限要素法は、目的関数を評価するために実行される。本論文では、ADVENTURE_Optが、日本の国家プロジェクトで開発されたグリッド環境であるITBL環境を使うために修正されている。ADVENTURE_Optを用いた計算では、有限要素解析を実行するために非常に時間を要する。本実装では、この計算がITBL環境で実行され、他の部分はパーソナルコンピュータで実行される。ITBLクライアントAPIライブラリが、システムの実装に用いられている。

論文

Comprehensive study on layout dependence of soft errors in CMOS latch circuits and its scaling trend for 65 nm technology node and beyond

福井 大伸*; 濱口 雅史*; 吉村 尚夫*; 親松 尚人*; 松岡 史倫*; 野口 達夫*; 平尾 敏雄; 阿部 浩之; 小野田 忍; 山川 猛; et al.

Proceedings of 2005 Symposia on VLSI Technology and Circuits, p.222 - 223, 2005/00

65nmノードのCMOSラッチ回路に対しプロトンビームによるソフトエラー加速試験を初めて行い、ソフトエラーレート(SER)のレイアウト依存性を明らかにした。臨界電荷量と電荷収集過程は拡散層サイズに強く依存するため、SERもそれらに対し依存する。拡散層サイズの最適化によりSERを70パーセント減少できることを見いだした。スケーリングの変化とSER劣化との関係において、電源電圧を高くすることでSERの増加を緩和し、劣化を抑制できることがわかった。

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