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千田 豊; 井口 将秀; 中嶋 秀夫; 大勢持 光一*; 新見 健一郎*; 渡海 大輔*
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/07
ITER TFコイル構造物はコイルに発生する電磁力を極低温(約4K)で支持するために、極厚の高強度・高靱性ステンレス鋼容器と支持構造物で構成されている。原子力機構は2008年度より極厚のステンレス鋼に対する基礎的な溶接試験を開始し、TFコイル構造物の製造に関する技術課題を検証するために、主要部材の実機大部分模型体の試作を行った。また、これらの検証試験と並行して日本機械学会において核融合設備規格超伝導マグネット規格(JSME規格)の制定に寄与した。本論文ではJSME規格の概要を紹介すると同時に、これまで実施した試験及び試作によって得られたTFコイル構造物の製作性検証結果を紹介する。
Tung, Y.-H.*; Johnson, R. W.*; 佐藤 博之
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 12 Pages, 2011/07
次世代原子力プラントでの採用が検討されている、熱出力350MWのブロック型高温ガス炉を対象として、壁面摩擦及び熱伝達に関する検証、流路表面粗さをパラメータとした炉心バイパス流れ現象の流体解析評価を行った。解析結果から、燃料体の冷却材流路で想定される設計条件においては二方程式乱流モデルの適用により十分な精度が得られることを確認した。また、表面粗さを変更した場合には、各流路における冷却材出口の最大温度差には影響を与えないことを明らかにした。本結果から、今後、ブロック型高温ガス炉の炉心設計に熱流体解析を十分適用できる目途を得た。
荒川 学*; 鳴海 賢太郎; 町田 秀夫*; 鬼沢 邦雄
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07
本論文は、近年BWRプラントにおいてSCCき裂が発見されている再循環系(PLR)配管の構造信頼性評価のために開発された2つの確率論的破壊力学解析コードのベンチマーク解析について述べる。本ベンチマーク解析は、原子力機構で開発したPASCAL-SP及びテプコシステムズが開発したPEPPER-Mの2つの解析コードを用いて実施した。両解析コードについて、SCCき裂を有するPLR配管の健全性評価にかかわる規制基準や維持規格等に基づいて、まず決定論的解析手法の妥当性を確認した後、共通問題を設定し確率論的手法により破損確率解析を実施した。この結果、両コードによるPLR配管の破損確率に関する解析結果はよく一致することを確認した。また、確率モデルや解析手法についての比較から、破損確率に及ぼす変数等の重要度に関する知見が得られた。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*; 川島 芙美子*; 菊地 浩一*; Xu, Y.*; 月森 和之
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/07
き裂開口変位評価法の改良と改良9Cr-1Mo鋼製薄肉管の高温4点曲げ破壊試験結果による妥当性検証について述べる。溶接継手を有しない管のき裂開口変位評価結果は、実験結果とよく一致したが、き裂が溶接金属又は溶接熱影響部にある場合には、き裂開口変位は過大評価された。この結果を踏まえ、LBB評価に適用する合理的な漏えい評価法が提案された。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*; 時吉 巧*; 菊地 浩一*; Xu, Y.*; 月森 和之
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07
仮想的初期き裂が成長して管厚を貫通するときの長さを見積もるマスターカーブを提案する。改良9Cr-1Mo鋼の疲労き裂及びクリープき裂進展特性を明らかにするため、CT試験片を用いた高温き裂進展試験を実施した。これらの実験データとき裂進展解析結果に基づき、貫通時き裂長さと膜・曲げ応力比の関係を示す、いわゆるマスターカーブを提案した。ここでは、半径と板厚の比に依存する改良9Cr-1Mo鋼管のマスターカーブを提案した。
安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 唐戸 孝典*; 渡邊 壮太*; 井上 修*; 川崎 信史; 江沼 康弘*
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 11 Pages, 2011/07
To compare and evaluate these estimation methods, a series of creep-fatigue test was carried out with notched specimens. All the specimens were made of Mod.9Cr-1Mo steel. Deformation controlled creep-fatigue tests and temperature controlled creep-fatigue tests were performed and creep-fatigue lives, crack initiation and propagation processes were observed by digital micro-scope and replica method. A series of elastic Finite Element Analysis were carried out and number of cycles to failure was predicted by several creep-fatigue damage evaluation methods. Then these results were compared with test results. Four types of evaluation methods which are stress reduction locus method, simple elastic-follow up method, the method using conventional Neuber's rule and the methods described in JSME FBR design code were applied. In addition that, experimental based estimation were also compared.
安藤 勝訓; 手塚 泰治*; 中村 敏夫*; 大川 智宏*; 江沼 康弘*; 川崎 信史; 月森 和之
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/07
Estimation method of the buckling criterion of cantilever type pipes subjected to lateral displacements is proposed. We define the criterion of the deformation controlled buckling based on bending strain at buckling portion. Then finite element method is used to estimate the displacement and bending strain at local buckling portion on the displacement controlled buckling. All of the finite element analysis are carried out by using the material properties of Mod.9Cr-1Mo and 316FR. As the result, an equation which represents the limitation for displacement controlled buckling of cantilever type pipes is proposed.
安藤 勝訓; 手塚 泰治*; 中村 敏夫*; 大川 智宏*; 江沼 康弘*; 川崎 信史; 月森 和之
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07
Displacement controlled buckling tests are carried out with cantilever type pipes made of Mod.9Cr-1Mo steel fixed at lower end. The top of pipe is pulled by servo pulser machine. To confirm the effect of configuration, pipe thickness and length, four kinds of pipes are supplied for buckling test in the room temperature. In addition these tests, high temperature test is carried out at 550
C. Comparison of test results and FEA results proved that examinations are adequately predictable by FEA. The relationship between reaction force and displacement at pipe top is predicted accurately. Therefore proposed estimation method of buckling criterion, which is constructed by series of FEAs, is good corresponding to the test results.
岡島 智史; 川崎 信史*; 加藤 章一; 笠原 直人
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07
In this paper, for the application to the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR), the creep-fatigue damage evaluation method is improved to consider the intermediate holding condition. The improved method is validated through both of the uni-axial and the structure model creep-fatigue tests. In these validations, the target material is 316FR steel, which is planned to use for the reactor vessel. In the conventional method, in order to evaluate the creep damage conservatively, the maximum tensile value in the thermal stress transient cycle is used as the initial stress. The improved method evaluates the creep damage using the lower initial stress than the conventional method, while it has the rational margin.
芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/07
JT-60SA真空容器(150トン)について、製作現状を設計概念とともに紹介したうえで、製作に適用された溶接技術について述べる。真空容器は、プラズマを生成するために超高真空の空間を提供するトーラス型の容器である。真空容器は18のセクターからなり73の開口部を有する。大半径5.0m,高さ6.6mで、運転中に作用する電磁荷重に耐え得る高剛性の二重壁構造を採用している。構造材料に316L材を選定し、製作に用いる溶接技術を選定及び開発した。一様な溶接品質を得るために自動溶接を適用し、溶接変形を低減しつつ溶着量の増加を図る溶接条件を評価した。これらの結果をもとに、20度上半分セクターを試作し、製作手順,溶接変形の矯正,ジグの設計等に検討を経て、実機製作への見通しを得たので報告する。
西田 明美; 飯垣 和彦
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/07
高温ガス炉の原子炉圧力容器と中間熱交換器との間における一次系冷却材である高温高圧ヘリウムガスの輸送には、二重配管が用いられる。二重配管には流路の耐圧壁として機能する内管と外管があり、特に、耐圧管が同心円状にあるという二重構造の配管であるため、その振動特性を考慮した構造設計が要求される。この二重配管構造の詳細な振動特性を把握するために、これまでに試験体を用いた打撃実験を行っている。打撃実験では高周波数域の入力や応答を扱うため、高周波数域でも精度が高いと言われるスペクトル要素を用いた衝撃応答解析を行った。解析結果と実験結果との比較により、応答の再現性が高いことを確認でき、二重管の振動特性の詳細解析に本要素を用いることが有効であるとの見通しを得た。また、二重配管構造の減衰特性についてパラメータスタディを実施し、実験結果と比較したところ、外管と内管で異なる減衰値となる同定結果を得た。本稿ではこれらの結果について報告する。
