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柳原 星児*; 松原 雅昭*; 鈴木 良祐*; 鈴木 将人*; 白石 太祐*; 坂本 賢治*; 若井 隆純
日本機械学会M&M2012材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2012/09
The fracture assessment of independent multiple flaws is not developed in the piping for nuclear power in the Japan Society of Mechanical Engineers maintenance standard. In the maintenance standard, an enough examination is not performed about the influence that the load history of the axial tension due to inner pressure and the bending such as the earthquake affects on collapse strength of the piping. This study clarified that the effect of multiple flaws affected on the plastic collapse strength of the stainless steel piping that loaded axial tension and bending independently, and proposed the maximum load evaluation method. Conclusions are as follows: (1) Multiple flaws on piping can be evaluated by the plastic collapse theory of the single flaw, and the flaw can be simplified, and a conservative evaluation of piping be done. (2) The maximum stress can be calculated from the flaw size and mechanical properties of piping and piping size.
白石 太祐*; 松原 雅昭*; 鈴木 良祐*; 鈴木 将人*; 柳原 星児*; 坂本 賢治*; 若井 隆純
日本機械学会M&M2012材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), 3 Pages, 2012/09
The aim of this study is to investigate the effect of notch interval on plastic collapse strength of the type 304 stainless steel piping and simplify the flaw assessment method of type 304 stainless steel piping subjected to combined tension and bending. Typical loads applied to type 304 stainless steel piping are axial tension due to internal pressure and bending load caused by external forces. Two 90 degree through-wall notches were machined perpendicular to the axial direction of the pipe with interval, 
, from 1 to 28 mm. The experimental plastic collapse strength of the specimens with single notch and two notches were higher than the theoretical ones of the single notched pipe assumed elastic perfectly plastic body. Therefore, it was clarified that the plastic collapse strengths of type 304 stainless steel pipes with two notches perpendicular to the pipe axis can be evaluated safely using the theoretical ones of the single notched pipe assumed elastic perfectly plastic body.
金子 尚昭*; 北村 誠司; 神保 昇*; 水谷 拓海*; 大谷 章仁*
no journal, ,
原子力配管の耐震安全性評価では、近年、基準地震動が増大してきており、従来の評価手法では設計の成立性が厳しくなってきている。特にティはその傾向が顕著であるが、従来評価手法である梁モデルでの応力計算式や応力係数には余裕が含まれていることが知られている。従来評価手法よりも詳細で、より現実的な評価手法であると考えられる極限解析による評価を実施し、従来評価手法における実態的な裕度を探った。
松島 友貴*; 山田 輝明*; 黒田 雅利*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 沢 和弘
no journal, ,
微粒等方性黒鉛(ETU-10)の破壊靱性に及ぼす切欠き先端形状の影響を明らかにするため、切欠き先端角度が約15
及び約30の2種類の試験片を用いて、三点曲げ破壊靱性試験を実施した。線形破壊力学に基づき、荷重-変位曲線上の最大荷重を用いて計算した破壊靱性値は、切欠き先端角度が約15と約30の試験片について、それぞれ0.933(MPa m
), 0.926(MPa m)となった。両者の破壊靱性値がほぼ等しい値を示したことから、破壊靱性値は切欠き先端角度の影響を受けないことがわかった。また、破壊靱性値に及ぼす切欠き先端角度や曲率半径の影響を有限要素法解析により評価したシミュレーション結果と実験結果の比較結果についても議論する。
眞崎 浩一; 西川 弘之*; 小坂部 和也*; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
no journal, ,
原子力発電プラントを安全に長期間供用するためには、原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性を維持することが必要である。このRPVの運転管理や健全性評価を行う際の破壊力学的評価法は、学協会規格として定められている。本報告では、国内の健全性評価手法の高度化に資することを目的とし、国内と米国との加圧熱衝撃時のRPVの健全性評価手法の技術的な背景を確認して、最新の研究成果や知見に基づき、国内の現行の評価方法における技術的な課題を抽出した。また、国内と米国における想定欠陥の分布や寸法について、破壊力学解析による感度解析を実施し、国内の評価手法で規定されている想定欠陥が米国の想定欠陥に比べても保守的であることを確認した。
山口 義仁; Li, Y.*; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
no journal, ,
国内の原子力発電所は、従来の設計条件を超えるような非常に大きな地震動を経験しており、巨大地震に対する機器・構造物の健全性評価は重要な課題である。過大な引張・圧縮荷重が配管材におけるき裂進展挙動に及ぼす影響に関して平板試験片を用いた評価を行った。試験結果から、過大荷重がき裂進展挙動に及ぼす影響を確認した。この影響について、き裂先端付近の応力分布とき裂先端の鈍化に着目して原因を考察し、き裂進展評価手法を提案した。また提案手法の配管への適用性を確認するために、4点曲げにより模擬地震動を負荷する配管試験を実施した。配管試験より、本手法のき裂進展評価では従来手法と比較して実験値に近くかつ保守的に評価可能であることがわかり、本提案手法は配管におけるき裂進展に対しても有効であることが示された。
眞崎 浩一; 小坂部 和也*; 西川 弘之*; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
no journal, ,
原子力発電プラントを安全に長期間供用するためには、原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性を維持することが必要である。このRPVの加圧熱衝撃(PTS)時の構造健全性を定量的に評価するためには、確率論的破壊力学解析(PFM)コードが必要であり、当機構ではPASCAL3を開発している。米国においては、FAVORという解析コードによるPFM解析がPTS時の耐圧機能喪失頻度の許容基準を定めるために用いられている。本研究では、国内の規程への確率論手法の適用を検討するために、PASCAL3を使用した確率論解析及び決定論解析を実施し、脆性的なき裂の進展と破壊に対する荷重条件の影響を評価することで、確率論的解析によりRPVの構造健全性を定量的に評価できることを示した。
菖蒲 敬久; Zhang, S.; 城 鮎美; 村松 壽晴; 山田 知典; 小川 剛充; 小澤 隆之; 十亀 求
no journal, ,
近年、レーザーがさまざまな材料加工に利用されている。特に、省エネルギー対策として自動車や鉄道等の車体の軽量化が進められており、それらのパーツを接合する技術として、レーザーは照射面と反対面に照射痕が残らないことから見栄の良さ、照射領域が小さいことから局部へ利用可能、直接材料を溶かすことからコスト削減,遠隔操作、及びレーザーパワー可変による作業効率の向上など、さまざまな利点を有している。本研究では、レーザーによる鉄鋼材料重ね合わせ溶接した試験片の熱処理前後における残留ひずみ分布を計測し、その効果を検討した。その結果、(1)熱処理を施すことにより残留ひずみは大きく軽減すること、(2)熱処理を施しても塑性変形の一部は残留するため、その影響で残留ひずみがわずかに発生することを明らかにした。