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鬼沢 邦雄; 眞崎 浩一; 勝山 仁哉
Proceedings of 2012 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2012) (DVD-ROM), 7 Pages, 2012/07
原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(PTS)時における構造健全性評価に関して、確率論的破壊力学(PFM)解析手法の適用性を確認するため、原子力機構ではPFM解析コードPASCAL3の開発を進めている。このPASCAL3を用いて、圧力容器の板厚,初期関連温度,溶接残留応力等のパラメータに対する感度解析を実施し、PTS時の条件付破壊確率に及ぼす影響を明確化した。また、国内の高経年原子炉圧力容器に対する標準的な解析条件を設定し、現行の評価方法に基づく決定論的な健全性解析に加えてPASCAL3による確率論的解析を実施し、両者の評価結果を比較した。この解析結果から、決定論的に求めた温度裕度と条件付き裂進展確率との間に良い相関があることを確認した。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*
Proceedings of 2012 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2012) (DVD-ROM), 9 Pages, 2012/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR)配管の破断前漏えい(LBB)評価のための限界き裂寸法の見積もりにおいて、き裂部の回転剛性を考慮することの有効性について研究した。改良9Cr-1Mo鋼製薄肉大口径SFR配管の限界き裂寸法評価法においては、変位制御型の熱膨張荷重が支配的であるので、き裂部の応力は剛性変化を考慮して見積もられるべきである。そこで、剛性変化を回転ばねでモデル化し、幾つかの配管モデルに対する評価を行って、効果を検討した。その結果、エルボが少ないケースでは、剛性変化を考慮することでき裂部の熱応力は有意に低減され、大きな限界き裂寸法を与えることがわかった。これにより、LBB成立の範囲がより広がることが期待できる。
山本 真人*; 木村 晃彦*; 鬼沢 邦雄; 吉本 賢太郎*; 小川 琢矢*; 千葉 篤志*; 平野 隆*; 杉原 卓司*; 杉山 正成*; 三浦 直樹*; et al.
Proceedings of 2012 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2012) (DVD-ROM), 7 Pages, 2012/07
破壊靭性評価のためのマスターカーブ法は、最近試験規格として標準化され、原子炉圧力容器の信頼性を確保するための強力なツールであると期待されている。現行の監視試験において、マスターカーブ法のためのデータを得るためには、シャルピー試験片の試験後の半片から採取可能な小型の試験片の活用が重要である。著者らは、4mm厚のミニチュア破壊靭性試験片(ミニCT)によるマスターカーブ法の適用性を検証するため、典型的な日本の原子炉圧力容器鋼を用いて、国内の学界,産業界や研究機関の参加を得てラウンドロビン試験を開始した。この試験では、ミニCTデータの信頼性と堅牢性を検証するために、実際に適用する前に解決すべき詳細な調査項目を取り出すことを目標とした。この試験の第1ステップとして、4つの機関がミニCT試験片により、共通した試験実施要領でマスターカーブ法試験を実施した。この結果、すべての機関で有効な参照温度T
を得られることが確認できた。ただし、T値は、機関間で最大34度の差があった。この差の原因に関して、参照温度Tと試験機関間で設定した負荷速度の差との強い相関が示唆された。
勝山 仁哉; 眞崎 浩一; 鬼沢 邦雄
Proceedings of 2012 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2012) (DVD-ROM), 9 Pages, 2012/07
溶接後に検査等で溶接欠陥が見つかった場合、その欠陥を削除した後、部分的に補修溶接が必要となる。この部分補修溶接は残留応力に局所的に高い引張応力を発生させる可能性がある。本研究では、まず熱弾塑性解析により、突合せ溶接後に補修溶接を施した際の残留応力を求め、実験との比較により解析手法の妥当性を確かめた。補修溶接条件を変えた解析の結果、欠陥除去深さが深いほど補修溶接部の引張残留応力は増加すること等がわかった。その結果に基づき、確率論的破壊力学コードPASCAL-SPを用いて、応力腐食割れに伴う配管溶接部の構造健全性について評価を行った。部分補修溶接は配管溶接部の破断確率を提言する可能性のあることを明らかにした。
安藤 勝訓; 金崎 宏*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*; 高正 英樹*; 月森 和之
no journal, ,
改良9Cr-1Mo鋼構造物試験体を用いて熱疲労試験を実施した。得られた結果について有限要素法解析をもとに寿命を評価し、有限要素法に基づく寿命評価法について検討した。温度制御のための短時間保持及び周方向の温度分布を適切に考慮することで改良9Cr-1Mo鋼構造物は提案された評価法により適切に評価できることが明らかとなった。
西田 明美
no journal, ,
原子力施設の配管系構造は、施設内に複雑配置されていることから、これまでは適度に分割された個別構造に対して構造評価がなされてきた。しかしながら、構造物に作用する地震等の外的荷重に対する応答を評価する場合には、構造全体としての検討が不可欠となる。本発表では、これまでに開発してきた構造物間の波動伝播モデルをモデルプラントの配管系全体構造に適用し、応答の伝播性状について考察を行う。また、支持部の伝播特性を変化させた場合の応答の違いについても考察を行い、得られた知見について述べる。