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論文

Evaluation of the Japanese fatigue test data in Gr.91 for elevated temperature design

安藤 勝訓; 豊田 晃大; 橋立 竜太; 鬼澤 高志

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 10 Pages, 2021/07

米国の原子力用の高温規格であるASME Boiler and Pressure Vessel Code (ASME BPVC) Section III, Division 5は、2019年版まで改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の設計疲労曲線は540$$^{circ}$$Cのみであった。このために、ASME Section IIIのクリープ疲労およびクリープ考慮不要要件に関するワーキンググループ(WG-CFNC)では、日本機械学会で規格化された改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の温度依存設計疲労曲線を組み込むための活動を実施してきた。その結果、ASME BPVCの2021年版より日本機械学会の最適疲労破損式に基づいた温度依存の設計疲労曲線が提供されることとなった。本研究では日本機械学会で規格化されたこの最適疲労破損式の特徴を明らかにするために、データベースに保存されている305個のデータを分析し、データベースの詳細と最適疲労破損式の関係ならびに統計処理の結果に基づく破損確率(95%と99%の信頼限界値)について示した。また、日本で得られている温度変動下ならびにナトリウム環境下での疲労およびクリープ疲労試験の結果についても、高温条件でのクリープ疲労損傷評価を検討するために示した。

論文

Development of the buckling evaluation method for large scale vessel by the testing of Gr.91 vessel subjected to horizontal and cyclic vertical loading

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 宮崎 真之

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げ、およびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、新しい材料(改良9Cr-1Mo鋼)の円筒試験体に対して水平荷重に加えて繰返し鉛直荷重を負荷する条件等を付した座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。また、有限要素法解析により座屈荷重に対する溶接残留応力の影響はほとんどないことを検証した。

論文

Fracture toughness in postulated crack area of PTS evaluation in highly-neutron irradiated RPV steel

河 侑成; 下平 昌樹; 高見澤 悠; 飛田 徹; 勝山 仁哉; 西山 裕孝

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 6 Pages, 2021/07

The semi-elliptical crack sized 10 mm in depth $$times$$ 60 mm in length shall be postulated near the inner surface of a reactor pressure vessel (RPV) in pressurized thermal shock events. We investigated the fracture toughness distribution in the postulated crack area under the PTS events of unirradiated and highly-neutron irradiated RPV steels. Vickers hardness in heat-affected zone (HAZ) due to stainless overlay cladding and 10 mm from the cladding were higher than that of a quarter thickness position, where the surveillance specimens are machined, for both unirradiated (E1) and irradiated (up to 1 $$times$$ 10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$, WIM) materials. Fracture toughness of HAZ and 10 mm from the cladding was higher for the above highly-neutron irradiated material. The same result was obtained in the unirradiated material. Therefore, it was confirmed that fracture toughness obtained from surveillance specimens can provide conservative assessment of structural integrity of RPV.

論文

Assessment of residual stress for thick butt-welded plate of a reactor pressure vessel steel

河 侑成; 岡野 成威*; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 望月 正人*

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 6 Pages, 2021/07

Residual stress is one of the most important influence factors in the structural integrity assessment of the nuclear components. However, at the present, there are few examples of residual stress measurements for thick butt-welded plates such as the reactor pressure vessels (RPVs). In this study, the residual stresses generated by butt-welding of thick plates of RPV steel, which have almost the same thickness of 140 mm as actual boiling water reactor RPV, were measured for post-welded heat-treated condition using the deep-hole-drilling technique. In addition, thermo-elastic-plastic creep analyses by or without considering the phase transformation in the heat-affected zone using the finite element analyses (FEAs) were performed to evaluate the residual stress produced by butt-welding and post-weld heat treatment. In the analysis considering phase transformation using the commercial FEM analysis code Abaqus, the fractions of the phases, such as martensite, bainite and ferrite, are calculated based on the kinetics of phase transformation. By comparing the analytical results with the experimentally determined values, we found good agreements for the residual stress distributions within the weld and the base material near the welded part. In the presentation, the effect of phase transformation on residual stress distribution of butt-weldment of thick plate will be discussed.

論文

Evaluation of brittle crack arrest toughness for highly-irradiated reactor pressure vessel steels

岩田 景子; 端 邦樹; 飛田 徹; 廣田 貴俊*; 高見澤 悠; 知見 康弘; 西山 裕孝

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

The crack arrest fracture toughness, K$$_{Ia}$$, values for highly-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels are estimated according to a linear relationship between crack arrest toughness reference temperature, T$$_{KIa}$$, and the temperature corresponding to a fixed arrest load, equal to 4 kN, T$$_{Fa4kN}$$, obtained by instrumented Charpy impact test. The relationship between T$$_{KIa}$$ derived from the instrumented Chrapy impact test and fracture toughness reference temperature, T$$_{o}$$, was expressed as an equation proposed in a previous report. The coefficients in the equation could be fine-tuned to obtain a better fitting curve using the present experimental data and previous K$$_{Ia}$$ data. The K$$_{Ia}$$ curve for RPV;A533B class1 steels irradiated up to 1.3$$times$$10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$ (E $$>$$ 1 MeV) was compared with a K$$_{IR}$$ curve defined in JEAC4206-2016. It was shown that the K$$_{IR}$$ curve was always lower than the 1%ile curve of K$$_{Ia}$$ for these irradiated RPV steels. This result indicates that the conservativeness of the method defined in JEAC4206-2016 to evaluate K$$_{Ia}$$ using K$$_{IR}$$ curve is confirmed for highly-irradiated RPV steels.

論文

Research and examination of seismic safety evaluation and function maintenance for important equipment in nuclear facilities

古屋 治*; 藤田 聡*; 牟田 仁*; 大鳥 靖樹*; 糸井 達哉*; 岡村 茂樹*; 皆川 佳祐*; 中村 いずみ*; 藤本 滋*; 大谷 章仁*; et al.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 6 Pages, 2021/07

新規制基準では、深層防護を基本とし、共通要因による安全機能の一斉喪失を防止する観点から、自然現象の想定の程度と対策を大幅に引き上げ、機能維持と安全裕度の確保のための対策の多重化と分散化及び多様性と独立性が強化されている。このような中、設計基準を超える地震を含む外部ハザードに対して、設計基準事故及びシビアアクシデントの対策のための設備の機能喪失と同時に、重大事故等に対処する機能を喪失しないことを目的として、特定重大事故等対処施設の設置が定められた。当該施設の設備では、設計基準を一定程度超える地震に対して機能確保できる頑健性を有する設備が求められている。一方、安全性向上評価においては、確率論的リスク評価や安全裕度評価により設計上の想定を超える範囲も含めた評価が行われるため、耐震重要設備の耐力に係る知見を拡充させることが重要である。本報では、耐震重要設備の機能維持に対する考え方や地震を対象に考慮すべき損傷指標等に係る知見の調査と検討結果をまとめる。

論文

Benchmarking study on probabilistic fracture mechanics analysis codes xLPR and PASCAL-SP considering primary water stress corrosion cracking

真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

確率論的破壊力学(PFM)解析は、様々な影響因子に固有の不確実さを確率分布として考慮し、機器の破損確率を定量的に評価できるため、原子炉機器の構造健全性評価のより合理的な手法として期待される。原子力機構(JAEA)では、加圧水型原子炉と沸騰水型原子炉の両環境における応力腐食割れや疲労等の経年劣化事象による配管の破損確率を評価可能なPFM解析コードPASCAL-SPの開発を進めている。本解析コードの検証活動の一環として、米国原子力規制委員会(NRC)と米国電力研究所が共同で開発したPFM解析コードxLPRとの間でベンチマーク解析を実施した。本ベンチマーク解析は、加圧水型原子炉サージラインの異材溶接継手における加圧水型原子炉一次系水質環境中応力腐食割れに関する決定論的及び確率論的な解析から構成され、共通の解析条件の下でNRCとJAEAにより独立に実施された。本論文では、本ベンチマーク解析の条件を説明するとともに、PASCAL-SPとxLPRから得られた解析結果を示す。両解析コードから得られた結果が、決定論的解析及び確率論的解析の両方で良く一致したことから、PASCAL-SPの信頼性が向上したと結論付けた。

論文

Development of guideline on seismic fragility evaluation for aged piping

山口 義仁; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; Li, Y.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

地震を起因とした確率論的リスク評価は、原子力発電所の耐震安全性を評価するための重要な手法の一つである。この評価では、地震ハザード,地震フラジリティ及び事故シーケンス評価から炉心損傷頻度が求められる。地震フラジリティ評価に着目すると、亀裂や減肉が発生している経年配管に対する評価には、確率論的破壊力学を適用した評価手法が有効であると考えられる。本研究では、長期間運転した原子力発電所を対象とした確率論的リスク評価手法の高度化を目的に、経年劣化事象を考慮した原子力発電所の代表的な配管系を対象とした地震フラジリティ評価に関する評価要領を整備した。本論文では、評価要領の概要と、評価要領に基づき確率論的破壊力学解析コードを用いた地震フラジリティ評価事例を紹介する。

論文

Effect of plastic constraint and cladding on semi-elliptical shaped crack in fracture toughness evaluation for a reactor pressure vessel steel

下平 昌樹; 飛田 徹; 名越 康人*; Lu, K.; 勝山 仁哉

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 8 Pages, 2021/07

JEAC4206-2016における原子炉圧力容器の構造健全性評価では、材料の破壊靭性が、想定欠陥であるクラッド下半楕円亀裂の先端における応力拡大係数よりも高いことが求められている。しかしながら、破壊靭性試験片と想定亀裂の亀裂深さやクラッドの有無といった違いにより、塑性拘束状態や破壊靭性評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、半楕円亀裂に対する拘束効果やクラッドが破壊靭性評価に及ぼす影響を調べるため、4点曲げ破壊靭性試験及び有限要素解析を実施した。その結果、半楕円亀裂最深点における見かけの破壊靭性がマスターカーブ法に基づく5%信頼下限を上回り、現行評価手法が保守性を有することを確認した。半楕円亀裂における破壊の起点は亀裂最深点だけでなく試験体表面近傍にも観察された。有限要素解析の結果、半楕円亀裂における塑性拘束は亀裂最深点に比べて表面近傍で弱くなっていることが分かった。また、表面亀裂の場合に比べてクラッド下亀裂の場合には塑性拘束が弱められ、その弱い拘束の影響によりクラッド下亀裂の見かけの破壊靭性が表面亀裂のそれよりも高くなることがローカルアプローチによって示唆された。

論文

Proposal of simulation material test technique for clarifying the structure failure mechanisms under excessive seismic loads

橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

過大地震荷重下における構造物の破損メカニズムを明らかにすることは非常に重要である。一方で、実際の構造材料を使用した構造物試験は非常に難しく、費用もかかる。そのため、過度の地震荷重下での構造破損メカニズムをシミュレートするために、模擬材料として鉛合金を用いた試験技術を提案した。この研究では、鉛合金を使用して材料試験を実施し、模擬材料試験の有効性を検証した。さらに、一連の材料試験の結果に基づいて、鉛合金の非弾性構成方程式(最適疲労破損式と動的応力-ひずみ関係式)を作成した。提案した式を用いることで、有限要素解析等の非線形解析も実行可能にした。これらの結果から、模擬材料試験技術が、過大地震荷重下での構造物の破損メカニズム解明に有効な手法として提案することができた。

論文

Development of leak before break assessment guidelines for sodium cooled fast reactors in Japan

矢田 浩基; 若井 隆純; 宮川 高行*; 町田 秀夫*

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 10 Pages, 2021/07

The leak before break (LBB) assessment guidelines for sodium cooled fast reactors (SFRs) is being developed in the Japan Society of Mechanical Engineers (JSME). The major purpose of the guidelines is to provide LBB assessment procedures for pipes and vessels of SFRs that retain sodium coolant. Design features of SFRs, such as high operation temperatures and low pressure coolant-systems, are taken into account. The LBB guidelines is used in connection to the fitness-for-service code that is also being developed for SFRs in JSME. If the establishment of LBB concept is successfully demonstrated, continuous leakage monitoring will be adopted as an in-service inspection for SFR components constituting sodium coolant boundary, such as sodium retaining pipe and vessels. In this article, LBB assessment procedure and individual assessment method is introduced, and major sodium piping of Japanese SFR plant was assessed.

論文

Study on the predictive evaluation method for loads acting on roof and sidewall of cylindrical tank in nonlinear sloshing based on simplified equations

池末 俊一*; 森田 英之*; 石井 秀和*; 佐郷 ひろみ*; 横井 忍*; 山本 智彦

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 8 Pages, 2021/07

本論文では、円筒形タンクの非線形スロッシング条件に対して、屋根に作用する垂直荷重と側壁に作用する水平荷重を評価できる新しい方法を提案した。この方法は、過去の研究で提案された液面レベルと速度の簡略化された方程式と、既存のモデルから変更された新しい圧力モデルの組み合わせである。この方法は簡略化された方程式で構成されているため、CFD解析のような長い計算時間は必要ない。この方法の有効性は、CFDおよび試験と比較することによって確認した。そして、その結果から、この方法の改善に関する今後の課題が明らかとなった。

論文

Assessment of the resolution of nonplanar flaws in pressure retaining components in terms of stress intensity factors

Lacroix, V.*; Dulieu, P.*; 長谷川 邦夫

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 5 Pages, 2021/07

欠陥が検出されたとき、この欠陥を有する耐圧機器の健全性はASME Section XI等の規格によって評価される。評価の最初のステップでは、検出された欠陥の形状を定める欠陥のモデル化を行うことである。ASME Section XIにおける欠陥モデル化手法では、非平面状欠陥は最大主応力方向に投影して、2つの平面状欠陥に分離して扱うように規定されている。このアプローチは欠陥評価を簡素化しているが、保守性が含まれている。本論文では、この欠陥モデル化手法の改善提案を行うために、現状の欠陥モデル化手法に基づく投影された平面状欠陥の応力拡大係数と実際の非平面状欠陥の混合モードの応力拡大係数について比較検討を行った。

論文

Improvement and assessment of the plastic collapse bending moment equations in circumferentially cracked pipe

Desclaux, C.*; Lacroix, V.*; 長谷川 邦夫

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 10 Pages, 2021/07

亀裂を有する管の塑性崩壊曲げモーメントを推定する式は力学的平衡に基づくASME Section XIの簡便式で与えられている。著者の一人が、この簡便式は亀裂が管の外表面にあるときは非安全側の評価になると指摘し、亀裂リガメントの平均半径を考慮した式を提案した。本報では、さらに亀裂を有する断面の中立軸の位置を正確に考慮した塑性崩壊曲げモーメントの式を導いた。その結果、亀裂が管の外表面にあるとき、提案式による塑性崩壊曲げモーメントと比べるとASME Section XIの既存式は非保守的であることが分かった。

論文

Pilot study on seismic fragility evaluation for degraded austenitic stainless steel piping using the probabilistic fracture mechanics code PASCAL-SP

東 喜三郎*; 山口 義仁; Li, Y.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

Seismic probabilistic risk assessment is a standard methodology to quantify the risk of earthquakes including beyond-design-basis levels. The quality of fragility analysis is one of the major factors that affect the results of seismic probabilistic risk assessments. A previous study revealed that component degradation could affect seismic fragility. In practice, inspection and maintenance programs are implemented to control an undesirable effect of the degradation such as stress corrosion cracking. However, the relation between seismic fragility of degraded component and inspection, maintenance, and mitigation models has not been thoroughly discussed so far. This study discussed the effect of inspection and maintenance on seismic fragility of austenitic stainless steel piping susceptible to stress corrosion cracking. Failure probability was calculated by using a probabilistic fracture mechanics code. The results indicated that the adverse effects of stress corrosion cracking on failure probability could be controlled at a relatively low level if inspection, maintenance, and mitigation measures were implemented properly.

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