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平野 欣郎; 安井 譲*; 安田 司郎*
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, 0 Pages, 1993/08
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平野 欣郎
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, (0048), 0 Pages, 1993/08
高速増殖炉もんじゅ建設の原子炉建物の安全性を確認する目的で、プラントがほぼ完成した時期に、起振機による強制振動試験を実施し、振動試験のシミュレ-ション解析ならびに地震応答解析を行い耐震安全性の検討を行いました。その結果、以下のような結果が得られました。1)振動試験から得られた固有振動数・減衰定数は設計値のそれとよい対応を示しました。2)箇点系モデルによるシミュレ-ション解析を行った結果、試験から得られた共振曲線をほぼ再現することができました。3)設計用の波を入力とする地震応答解析を行った結果、原子炉建物が十分な耐震安全性を有することがわかりました。
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
笠原 直人; 根岸 仁; 永田 敬; 岩田 耕司
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, 0 Pages, 1991/00
溶接継手部のクリープ疲労強度の低下要因として冶金適特性不連続と幾何学的形状不連続効果に着目し,両者の効果を考慮した溶接継手部クリープ疲労損傷評価法に関する解析的検討を行った。始めに各強度低下要因に対する検討として,多軸応力効果によるひずみ拡大,2種材量結合弾完全塑性モデルによる冶金的特性不連続のモデル化,溶接ビードを模擬したモデルによる形状不連続効果の検討を行った。 次にこれらの効果の重ね合わせに関する考察を行い,標記効果を考慮したクリープ疲労評価に用いるひずみ集中評価法を提案した。FEMによる非弾性解析結果による比較検証を行った結果本方法は適度な保守性を持って溶接継手部のひずみ集中を評価できる事が分かった。
浅山 泰; 長谷部 慎一; 和田 雄作
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, 0 Pages, 1991/00
SUS304の溶接継手のクリープ疲労試験を550
Cにおいて行い結果を溶接金属部に生じるひずみ集中という概念に基づき評価した。二種の溶接継手を製作し、クリープ疲労試験を行ったところ、同一の負荷条件下でもクリープ疲労寿命は継手によって大きく異なることが明らかとなった。この原因は、各溶接継手を構成する母材、溶接金属、母材硬化部のクリープ疲労特性及び応力ひずみ応答が溶接継手ごとに大きく異なり、この結果、各溶接継手で生じるひずみ集中率が異なるためであることがわかった。継手を構成する母材、溶接金属の上記特性を考慮した上でひずみ集中を用いて評価すれば、溶接継手のクリープ疲労強度は累積線型損傷則により母材並の精度(factor of 3)で評価が可能であることが明らかになった。
浅山 泰; 青砥 紀身; 和田 雄作
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, 0 Pages, 1991/00
SUS304について、550Cの大気中で軸力-ねじり重畳負荷の二軸疲労/クリープ疲労試験を行った。軸力とねじりの間に90Cの位相差を設けた非比例負荷下では、疲労寿命は比例負荷下に対して1/5
1/7に低下した。この寿命低下は弾性域に近い低ひずみ範囲でも観察された。非比例負荷下におけるクリープ疲労寿命は、非比例負荷下の疲労寿命に対してさらに低下した。この低下の割合は単軸負荷下におけるクリープ疲労寿命の低下の割合とほぼ同等であった。これらの疲労/クリープ疲労寿命は、疲労損傷を全ひずみの経路積分で表されるMises型の相当ひずみ範囲に基づき求め、クリープ損傷を単軸負荷下のクリープ特性から評価した応力緩和挙動に基づき求めることにより、線型累積損傷則を用いて工学的に妥当な精度で評価を行うことができた。
小井 衛; 小峰 龍司
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
高速炉用構造材料のSUS304,2.25Cr-1Mo,Mod.9Cr-1Moのき裂進展特性を明らかにするため,疲労およびクリープき裂進展試験を行い,得られたデータについて統計的手法を用い検討を行った。疲労およびクリープき裂進展速度は,それぞれ
JおよびJ'で整理でき,母材と溶接部温度の差,その他条件によるき裂進展速度の有意な差は認められなかった。また,統計的手法により,き裂進展速度について信頼区間を求めたところ,クリープではSUS304
2.25Cr-1MoMod.9Cr-1Mo,疲労では2.25Cr-1MoSUS304Mod.9Cr-1Moの順にき裂進展速度が速いことが認められた。さらに定式化において貴重な低き裂進展速度域データを活かす方法についての試みを統計的手法を用いて行い,合理的な予測区間を得た。
森下 正樹; 岩田 耕司
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
この論文は(液体ナトリウム冷却型)FBR炉心の地震応答解析及び耐震性について述べたものである。 解析コードとして,汎用構造解析コードFINASを用いた非線形応答解析の妥当性を既存の実験データと解析結果との比較を行うことにより実証した。 FINASの群振動解析を,建屋免震のケースを含めて種々の地震入力で実施し,大型炉自立型炉心の代表的な構成要素配置列での地震応答及び安全性を評価した。 種々の検討から,自立型炉心の成立性に十分な見通しを得た。
根岸 仁; 笠原 直人; 永田 敬; 岩田 耕司
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
クリープ疲労損傷に対する設計評価法の高度化では局所的構造不連続と総体的構造不連続が重畳する場合の非弾性挙動の評価が問題となる。弾完全塑性体を想定した基本構造要素モデルの解析により,非弾性挙動は重畳型となるタイプIと最大値型となるタイプIIに分類できるという評価概念を得ている。実機の代表的な不連続構造の一つであるY型接合構造について,上記評価概念の適用性を調べ設計評価値を定量的に把握するために非弾性パラメータ解析を行い,以下の知見を得た。 (1)弾性追従パラメータは負荷とともに増大するが設計範囲内では3.5程度となる。(2)非弾性挙動のタイプは,タイプを仮定した弾性追従パラメータと等価線形ひずみから直接算出される弾性追従パラメータを比較することにより分類できる。(3)一般的な形状のY型接合構造の場合タイプIIに分類される。
北村 誠司; 岩田 耕司; 森下 正樹
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
水中に設置された円板の固有振動数の簡易評価式を提案する。 振動円板が受ける流体連成効果は,容器内流体の液深によって2通りに分類できる。 そこで簡易式では,液深が浅い場合は内部流体の全質量を,深い場合には著者らの提案する付加質量を考慮した。 単純モデルによる試験及び対応するFEM解析結果と比較検証し,簡易式の有効性を示す。
川崎 弘嗣; 青砥 紀身; 和田 雄作
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
各種ひずみ履歴がクリープ疲労に及ぼす影響を調べるため、いくつかのクリープと疲労に関する変動負荷及びクリープと疲労の重量負荷を与えた試験を行い、強度特性を調べ、クリープ・疲労損傷評価則の一般性を検討した。その結果、クリープ損傷はクリープ破断寿命の線形分数和で、疲労損傷は疲労寿命の線形分数和でそれぞれ基本的に評価できた。 いくつかのクリープ疲労複合試験において、平均ひずみのクリープ疲労寿命に及ぼす影響は見られず、また、クリープ疲労寿命低下の要因として、保持による熱軟化でなく、保持中のクリープ損傷で低下することが明らかとなった。
青砥 紀身; 和田 雄作
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
構造物の非弾性挙動を材料特性のばらつきを考慮した上で精度良く把握することは重要である。こうした材料の非弾性挙動は通例構成方程式によって記述される。本報告は、このうち基本となる繰返し塑性を記述する新概念モデルの開発に関するものである。ここでは、第1報として、従来学協会等で検討されている数理分野から発想されるモデルとは異なり材料試験データに直接基づくモデル概念の有効性を議論した。提案手法を一定ひずみ繰返し条件やひずみ変動条件下の試験データへ適用したところ、充分な精度を有することが示された。なお、今回内容は国内において、日本機械学会第6回総会(平成2年3日)で発表している(外発許可整理No90-01-157)。
青砥 紀身; 和田 雄作
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
高速炉構造材料に関するデータベースシステムSMAT-IVの開発経緯とその特徴を概説するとともに、蓄積された材料データの利用方策の一つとして、既存鋼種とのアナロジイによる新規開発材料の高温材料特性評価手法を報告する。SMAT-IVの特徴として、二つのファイル構造を適用したデータベースの構築、検索速度の短縮を目的に開発されたコマンド体系並びに充実した後処理プログラム群について具体的な紹介を行う。また、データベース利用方策においては、開発段階にある新規材料の高温特性を充分なデータベースが構築されている既存鋼種の特性から類推する手法について報告する。提案手法により、Mod.9Cr-1Mo鋼の高温材料特性は、2 1/4Cr-Mo鋼の特性式に基づいて妥当に予測できた。
根岸 仁; 笠原 直人; 永田 敬; 岩田 耕司
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
高速炉主要機器の構造設計ではクリープ疲労損傷の制限が支配因子となる場合が多く,信頼性・経済性に優れた設計を行うには合理的なクリープ疲労損傷評価法の策定が重要となる。本研究では,局所的構造不連続と総体的構造不連続の重畳効果に着目し,実際の非弾性挙動をより正確に評価することが可能なひずみ範囲算出式並びに緩和クリープ損傷評価法について検討し,構造不連続部のクリープ疲労損傷評価法として以下の考え方を提案する。(1)構造不連続部の応力・ひずみ挙動はひずみ範囲の増大を表すひずみ集中係数がノイバー則と弾性追従の乗算により包絡されるタイプIと両者の最大値で包絡されるタイプIIに分類される。(2)応力緩和速度の低下を表す等価弾性追従パラメータは弾性応力集中係数をK,総体的弾性追従パラメータをqとするとタイプIの場合q
K3/4によりタイプIIの場合qで包絡される。
川崎 弘嗣; 青砥 紀身; 和田 雄作
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
本材料のように、繰返し軟化する特製を有する場合のクリープ疲労のひずみ保持中のリラクセーション挙動は特有の挙動を示すため、この時の繰返しリラクセーション解析手法を提案した。これは、クリープ特性に基づく静リラクセーション解析手法を繰返し下に適用する際に、緩和が繰返し軟化に伴って平行移動する領域と作用応力に関係する領域とを考えることによって、解析的に記述できた。このクリープ特性に基づく繰返しリラクセーション解析法により、ひずみ保持中のクリープ損傷を適切に評価することができ、Mod.9Cr-1Mo鋼のような繰返し軟化材のクリープ疲労を精度よく評価できた。
岩田 耕司
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
FBRの高温機器等では繰返し熱応力による塑性変形が生じることがある。これに対する合理的な構造設計法を確立する上で高精度の塑性解析法が必要となっているが,材料の構成モデルはその鍵をにぎるものである。 本論文は,繰返し負荷を受ける材料の特徴的な挙動を単純にかつ精度よく表現できる新しい塑性モデルを提案するものである。 本モデルは2曲面モデルに基礎を置くもので,その特徴は,通常材料の応力ひずみ特性を表すためによく用いられるLudwik型の3種類の表示式と完全に整合をとったモデルを構築している点にある。本モデルをFINASに組込み構造問題にも応用し,実用性を示した。
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。
菊池 政之; 月森 和之; 岩田 耕司
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
高速炉の建設費低減の一方策として、主冷却系配管へのベローズ継手の適用は有効な手段であると考えられる。しかし、ベローズを高速炉で使用するに際しては高い信頼性を保証するための、種々の破損形態に対する十分な強度評価法を整備することが不可欠である。本報は、20Bベローズを供試体として外圧座屈試験を行い座屈挙動と座屈限界圧力を得たとともに、EJMAの簡易式および有限要素法による実験を行い、座屈評価法ついて検討したものである。主な結論は、(1)座屈圧力は面内不安定性に対する簡易評価式でほぼ予測できる、(2)座屈圧力および座屈変形モードは有限要素法で求めることができる、(3)外圧の場合、座屈後、急速に変形が進行し、ラプチャーに至る可能性がある、(4)座屈圧力はほとんど山数に影響されない、である。
渡士 克己; 中西 征二
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
運転状態におけるフローティングサポート用セルライナースタッドの強度評価法を作成するために実施した,材料試験,スタッドボルトせん断試験,応力解析および強度評価法検討結果をまとめたものである。