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芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章
日本機械学会M&M2010材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.239 - 241, 2010/10
原子力機構は、日欧協力によるサテライトトカマクJT-60SAを建設中である。ダイバータ機器,第一壁,容器内コイルが設置される真空容器は、大きな電磁力に耐えるために剛構造で、かつプラズマ着火のために高い一周抵抗の構造が要求される。このため、二重壁構造を採用し、壁間に放射線遮蔽ボロン水を満たす。非運転時には高温窒素ガスを流して200
Cベーキングを行う。真空容器の構造は、運転状態に想定される負荷荷重に対して数値解析を行っており、十分に健全であること報告する。実機製作の前に試作により製作性を確認しており、溶接品質と溶接変形に対する要求を満足することを報告する。
千田 豊; 佐藤 和義; 中平 昌隆*; 入江 宏定*
no journal, ,
2008年10月に日本機械学会核融合設備規格超伝導マグネット構造規格が制定された。本規格は、トカマク型核融合エネルギー設備の一部で極低温に冷却される超伝導マグネットの材料,設計,製作・据付,非破壊試験,耐圧・漏れ試験に適用されるもので、このうち製作,非破壊試験,耐圧・漏れ試験に関する規格について紹介する。
山口 義仁; Li, Y.*; 杉野 英治*; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
no journal, ,
耐震設計時に想定した地震動を超える大きさの地震動が観測された新潟県中越沖地震や、残余のリスクを考慮するよう改定された耐震設計指針を受けて、原子炉機器の耐震安全性に関し、大規模な塑性変形を伴う繰返し荷重によるき裂進展評価が重要である。繰返し荷重による疲労き裂進展速度は通常、応力拡大係数範囲(
K)を用いて評価される。応力拡大係数は小規模降伏条件下で適用可能な概念であるため、本研究ではそれを超える負荷に対して弾塑性破壊力学パラメータJ積分を用いたき裂進展評価方法を検討した。配管材料を用いたき裂進展試験結果から、繰返しき裂進展には疲労き裂進展と延性き裂進展が重畳していることが示された。また、過大荷重後のき裂進展速度の遅延効果に関して、Kに基づくWheelerモデルにJ積分を導入した新たなモデルを提案し、実験から得られた遅延効果を評価するためJを適用したモデルを提案した。これらから、疲労き裂進展及び延性き裂進展並びに過大荷重後の遅延効果を考慮したき裂進展評価法を提案した。
浅山 泰
no journal, ,
システム化規格概念は、原子力プラントの構造設計に用いられる材料規格,設計・建設規格,溶接規格,維持規格等の規定の間に裕度交換を導入することによりその安全性,信頼性,経済性を飛躍的に向上させることを目的に提案された。本報では、荷重・耐力係数設計法を用いて裕度交換を定式化する手法について報告する。
岩田 耕司; 月森 和之; 川崎 信史
no journal, ,
Inelastic analysis methods are expected to realize rational design of FBR (fast breeder reactor) components. Development of constitutive models which enable appropriate prediction for inelastic behaviors of structures which are subjected to mechanical and thermal loads has been promoted, and the preparation of the guidelines for inelastic design analysis is underway. Requirements for constitutive models as well as related verification and validation problems are specified in the guidelines. The results of application of the constitutive models for 316FR stainless steel to these problems are briefly described in this paper.
月森 和之; 岡島 智史; 安藤 勝訓; 笠原 直人; 川崎 信史
no journal, ,
In the design of FBR (fast breeder reactor) components, a simple and conservative design can be done by the conventional design method based on elastic analyses. However, there is a possibility that the conservativeness becomes excessive. Therefore, we developed inelastic analysis methods and proposed design guidelines based on the developed inelastic analysis methods. In order to validate the design guidelines, we adapted them to accumulated strain evaluation of a reactor vessel near liquid surface and compared the analysis results by recommended constitutive models with those by the conventional method and discussed the results from the points of view of the description of phenomena and the merits of design.
岩田 耕司; 月森 和之; 笠原 直人; 川崎 信史
no journal, ,
Inelastic analysis methods are expected to realize rational design of FBR (fast breeder reactor) components. Constitutive models play a key role in predicting inelastic behaviors of structures which are subjected to mechanical and thermal loads. Development of constitutive models which enable precise but certainly conservative prediction has been promoted, and guidelines for inelastic design analysis were proposed. The constitutive models currently recommended for the FBR-grade type 316 stainless steel (316FR) in the guidelines are outlined in this paper.
月森 和之; 岩田 耕司; 川崎 信史; 笠原 直人
no journal, ,
In the design of FBR (fast breeder reactor) components, a simple and conservative design can be done by the conventional design method based on elastic analyses. However, there is a possibility that the conservativeness becomes excessive. It is expected to reduce the excessive conservativeness and to realize more rational design by estimating the inelastic behaviors of the components in scope appropriately. Therefore, we developed inelastic analysis methods which can be applied to the inelastic behaviors of FBR components, for example, the characteristic ratcheting deformation behaviors of a reactor vessel near liquid surface. Then, we proposed design guidelines based on the developed inelastic analysis methods.
岡島 智史; 川崎 信史; 笠原 直人
no journal, ,
筆者らは前報において、クリープ保持位置に応じた損傷評価を可能とする、中間保持クリープ疲労評価法の改良を実施した。本報では、実機の熱応力負荷条件を模擬した構造物モデル試験を実施し、上記改良評価手法による評価寿命と比較することで、実態に即した負荷条件下における改良評価手法の妥当性を確認した。この結果前報提案手法は、弾性解析に基づく評価では十分に保守的なき裂発生寿命を予測し、非弾性解析に基づく評価では試験によるき裂発生寿命を精度よく予測可能であることが確かめられた。
青柳 吉輝; 加治 芳行
no journal, ,
粒界型応力腐食割れ(IGSCC)の要因の1つと考えられる粒界酸化及び局所変形による酸化皮膜の損傷の情報を考慮することで、IGSCCを表現する結晶塑性モデルを構築した。その際に、酸素反応-拡散方程式,局所き裂進展クライテリオン及び酸化皮膜損傷モデルを結晶塑性論に導入した。本モデルを用いた結晶塑性有限要素法解析及び酸素反応-拡散有限差分法解析を連成して行うことによってIGSCCを想定したき裂の発生・進展を再現し、溶存酸素並びに局所変形がき裂進展へ与える影響について検討した。解析の結果から、き裂の進展は一旦停止するものの、酸化による粒界の腐食によって再びき裂は進展する、き裂が進展して除荷領域が大きくなると、き裂先端付近における応力値が大きくなり、き裂の分岐が顕著に起こるといった知見を得た。
中曽根 祐司*; 高橋 由紀夫*; 佐藤 和義; 西村 新*; 鈴木 哲也*; 入江 宏定*; 中平 昌隆*
no journal, ,
本講演は、社団法人日本機械学会より発行された「核融合設備規格超伝導マグネット構造規格(2008年版)」の内容及び2010年9月に発行予定の英訳版の概要について報告するものである。同規格は、ITER計画において日本が調達する超伝導マグネット(トロイダル磁場コイル)の材料,設計,製作・据付け,非破壊検査,耐圧・漏洩試験について定めたもので、世界で初めて成文化された核融合設備に関する設計規格である。
中嶋 秀夫; 高野 克敏; 堤 史明; 河野 勝己; 濱田 一弥; 井口 将秀
no journal, ,
原子力機構は、これまで国内メーカーで試作した実機大の鍛鋼品及び熱間圧延板を4Kで試験し、ITERで要求される機械特性を満足することを確認するとともに、これらの材料を用いて、強度と温度との相関に関する研究により導出した炭素と窒素の含有量(C+N)と室温強度を用いた強度推定式の適用性を検証した。本講演では、外国メーカーの316LN鋼の品質確認を目的として、4Kでの機械特性を評価するとともに、超伝導マグネット構造規格の基になった強度推定式が適用できるかどうかを検討した結果を報告する。検討の結果、強度推定式の有効性が確認され、本成果は日本機械学会の超伝導マグネット構造規格・材料規格の策定ベースとして活用された。
奥村 義和
no journal, ,
国際熱核融合実験炉ITER(イーター)は、人類初の核融合実験炉を建設・運転し、核融合エネルギーが科学的,技術的に成立し得ることを実証しようという国際プロジェクトである。2001年から6年間に及ぶ政府間協議を経て2007年10月にITER協定が発効した。建設サイトである南仏のカダラッシュでは、既に長さ1km,幅400mの平坦な土地の造成が完了しており、日本においても超伝導コイルの製造が開始されている。一方、幅広いアプローチ(Broader Approach)活動は、ITERの建設サイトを巡る政府間協議の中で、ITERを支援するとともに、ITERで実施不可能な原型炉(DEMO炉)のための材料試験や研究開発を行う必要性が認識され、ITERと並行して、国際協力の枠組みで実施することとなったものである。2007年6月に日欧の協定が発効し、同活動の拠点として、青森県六ヶ所村に国際核融合エネルギー研究センターが建設された。核融合エネルギーの実現を目指す、両プロジェクトについて現状を報告する。
鈴木 裕士; 盛合 敦; 下条 豊; 徐 平光; 塩田 佳徳; 秋田 貢一
no journal, ,
1990年代前半に日本原子力研究所JRR-3ガイドホールに中性子工学回折装置RESAが設置されてから、中性子を利用した基礎的な材料工学研究が展開されてきた。最近では、大学などの研究機関からのユーザーだけでなく、産業界からのユーザーも機械構造物の信頼性向上を目的として、中性子応力測定技術の利用に興味を持ちだしており、年々その利用者は増加している。この利用者の増加に対応するために、2007年度にはRESA-IIをT2-3-2ポートに新設するとともに、測定の高効率化と高汎用性化を目指したRESAの高度化が進められてきた。本稿では、RESA-1及びRESA-2の現状について簡単に紹介する。