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戒田 拓洋*; 石崎 陽一*; 岡島 智史
圧力技術, 52(2), p.53 - 63, 2014/04
減肉評価の合理化、並びに安全裕度の明確化を目的とした信頼性解析を実機に適用するためには、圧力設備の限界状態を表す各パラメータの確率特性が明確になっている必要がある。その中でも、減肉部の厚さ測定値は重要なパラメータの一つである。日本高圧力技術協会、信頼性に基づく減肉評価専門研究委員会(略称MLR委員会)では、実機で発見された減肉配管を供試し、超音波法による厚さ測定を複数の検査員で実施するラウンドロビン試験を行っている。測定データを分析することで厚さ測定値に関する確率特性を求め、減肉評価の信頼性を明らかにすることは、減肉評価の合理化と、安全裕度の明確化の観点から解決しなければならない課題である。そこで、本研究では、厚さ測定値に関する確率特性を明らかにすることを目的に、MLR委員会が行ったラウンドロビン試験から得られたデータを調査し、その特徴を明確にする。調査にあたり、圧力設備の要求性能と対応する厚さ測定に関するばらつきの要因について整理する。得られた確率特性を用いて、内圧破壊に対する減肉配管の信頼性評価を実施したので報告する。
栗原 朋之*; 戒田 拓洋*; 岡島 智史
圧力技術, 52(2), p.64 - 71, 2014/04
プラントの圧力設備の分野において、供用適性評価(Fitness-For-Service、以下FFSと略す)技術の検討が行われ、欧米を中心に規格化されている。FFS減肉評価では、減肉部の詳細な肉厚測定結果から対象設備の肉厚形状を想定し、その形状に対する強度の評価を行い、適性が判断されている。この際、供用中の減肉の進行については将来腐食代として、推定減肉形状に反映される。このため、供用中の減肉の進行の正確な予測、すなわち正確な減肉速度の把握が本評価において必要不可欠である。本検討では実プラントの検査データをもとに、定量的な供用適性評価を行うための手法を開発、検証することを目的とした。このため、実際のプラントの配管の肉厚測定データを活用し、統計解析を行うことで減肉速度の確率特性を求め、信頼性評価を実施した。
長島 伸夫*; 早川 正夫*; 塚田 隆; 加治 芳行; 三輪 幸夫*; 安藤 昌視*; 仲田 清智*
圧力技術, 47(4), p.236 - 244, 2009/07
本研究では、冷間加工により予ひずみを与えた低炭素ステンレス鋼SUS316Lの変形挙動を調べるために微小硬さ試験とAFM観察を実施し、以下の結果を得た。同じ塑性ひずみを負荷したにもかかわらず、予ひずみを与えなかったものよりも30%冷間加工材の方がすべり帯の間隔がより狭く、粒界近傍にすべり帯が集中していることがわかった。微小硬さが300以上となる領域が30%以上の冷間加工材の特に粒界において多く見られた。これらのことから粒界における変形の非均一性が低炭素ステンレス鋼のIGSCC進展機構の重要な要因であることが示唆される。
石島 暖大; 井岡 郁夫; 木内 清; 金子 哲治*; 大久保 努; 山本 正弘
圧力技術, 47(1), p.12 - 17, 2009/01
次期軽水炉として研究開発が行われている革新的水冷却炉(FLWR)の燃料被覆管は、温度分布,構造荷重及び内圧が定常的に変化する環境に晒される。そこで、この燃料被覆管の耐久性を評価するため上記条件を同時に制御可能な熱変形挙動評価試験法を開発し、ジルカロイ-2に対して試験を行うとともに、試験条件を模擬した構造解析結果と比較することで試験法の妥当性を確認した。試験時間中の変形量は、内圧,外力,温度分布を与えることで変動し、実機の条件に極めて近いデータが得られることがわかった。また、弾性範囲内で計算した変形量の予測結果とも一致し、熱変形挙動評価試験法の妥当性が確認された。
栗原 良一; 橘 幸男; 西原 哲夫; 丸山 創; 塩沢 周策; 大下 真一*
圧力技術, 32(3), p.154 - 165, 1994/00
熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950
Cを目指した高温工学試験研究炉の建設が日本原子力研究所大洗研究所で進められている。使用圧力3.9MPa、温度約400Cのヘリウムガスを内蔵するHTTRの耐圧バウンダリは、原子炉圧力容器、中間熱交換器、1次加圧水冷却器等から構成される。このうち、原子炉圧力容器は内部にHTTRの安全上極めて重要である燃料体、黒鉛反射体、反応度制御設備、炉心支持構造物等を収納するため、耐圧バウンダリの中でも最重要機器の一つである。高さ13.2m及び直径5.5mの原子炉圧力容器は、円筒胴と上下の半球鏡から成る。原子炉圧力容器の主要材料として、21/4Cr-1Mo鋼を使用するが、この材料は、軽水炉で圧力容器鋼材として広く使用されているMn-Mo鋼よりも高温において優れたクリープ強度特性を有する。本報告は、主としてHTTRの原子炉圧力容器の構造設計について概説する。
武藤 康
圧力技術, 29(3), p.177 - 181, 1991/00
超高温で使用される原子力及び宇宙航空機器の構造設計基準を開発するための研究開発が、米国、独及び我国において進められている。ここで超高温とは、ASME Boiler and Pressure Vessel Design Code Sec.III,Case N-47に規定されている温度を超える温度を意味する。超高温における構造設計上の特徴について解説し、クリープ構成式、クリープ疲労損傷評価、溶接継手及びコンポーネント試験等の主要な研究課題における、主として原研において得られた研究成果について紹介する。
栗原 良一; 植田 脩三
圧力技術, 24(5), p.254 - 263, 1986/00
高温ガス炉の設計に資することを目的とし、円筒試験体の外表面に人工欠陥を加工して、内圧クリープによる変形及び破壊挙動を調べた。本報では、ハステロイX製の円筒試験体を使用し、900Cの温度下で内圧を負荷した実験結果について考察を行った。また、汎用有限要素法プログラムADINAを用いて、切欠き付円筒試験体モデルのき裂が進まないと考えられるクリープ初期の変形について数値解析を行った。試験の結果、クリープ破断時間は切欠きの長さとともに減少することがわかった。また、電気抵抗法によるき裂進展測定法が900Cの温度下でも有効であることがわかった。さらに、ADINAを用いて数値解析を行った結果、クリープ初期の変形及び切欠き周辺の応力分布を求めることができた。
柴田 勝之; 金子 正*; 横山 憲夫*; 大場 敏弘; 川村 隆一; 宮園 昭八郎
圧力技術, 24(5), p.236 - 244, 1986/00
軽水炉圧力バウンダリ配管では、破断前漏洩(LBB)が成立するという認識が今日定着しつつあり、ギロチン破断を想定した従来の基準に代わってLBB概念を導入した設計基準の策定が各国で検討されている。LBBの成立を実証するための試験研究も各国で進められている。原研ではLBBに関する試験研究の一環として、配管における延性破壊条件を明らかにするため、配管の不安定破壊試験を進めている。本論文は、これまでに実施した試験のうち室温試験結果をまとめたものである。試験は、6インチ口径のSUS304鋼配管試験体を使用し高コンプライアンスまたは低コンプライアンス条件で4点曲げ荷重により実施し、配管の延性破壊挙動を調べた。
栗原 良一; 宮園 昭八郎
圧力技術, 23(5), p.255 - 267, 1985/00
日本原子力研究所では原子炉1時冷却系配管の瞬時破断を想定して一連の配管破断試験が実施されている。BWRおよびPWR・LOCA条件でジェット放出試験ならびにパイプホイップ試験が行われている。本報は4,6および8口径の配管試験体を用いて、PWR・LOCA条件下で実施したパイプホイップ試験の結果をまとめたものである。2種類の試験体系が実施され、一つはU字型レストレントを1本ないし2本用いて3000mm長の片持はり型配管試験体のパイプホイップ試験であり、他の一つはPWRの1次冷却系ループのうちポンプと蒸気発生器を連結するクロスオーバレグ配管の1/6モデル試験体を用いたパイプホイップ試験である。有限要素法コードADINAを用いてパイプホイップ試験の動的構造解析を行い、解析で得られたレストレント反力の時間変化を試験結果した結果、レストレント反力の過渡的な応答を改善することができた。
植田 脩三; 宮園 昭八郎; 関谷 秀郎*; 栗原 良一
圧力技術, 22(6), p.281 - 290, 1984/00
本報は沸騰水型原子力発電プラントに想定配管破断事故が生じた時のパイプホイップ現象に関する研究をまとめたものである。本報の目的は試験装置,試験方法,4インチ,6インチおよび8インチパイプホイップ試験の結果やパイプホイップ現象に関する解析方法を明らかにすることであり、次の結論が得られた。(1)パイプホイップレストレントの設置位置には限界値があり、これ以上では配管は塑性崩壊し、レストレントは折れ曲る。(2)レストレントには配管との衝突により、その直後に過渡的な最大レストレント力が生じ、直ちに減衰する。(3)有限要素法ADINAを用いて最大レストレント力を求めることができる。(4)エネルギバランス法や静的釣合い法を用いた簡易解析法によりレストレントの設置限界を求めることができる。
柴田 勝之; 橋本 宗到*; 川村 隆一
圧力技術, 17(6), p.287 - 295, 1979/00
繰返し荷重中に負荷される過大荷重がその後のき裂伝播を遅らせる効果を持つことはき裂伝播遅延現象と呼ばれ広く知られている。通常、き裂伝播予測は破壊力学に基づいて行なわれるが、ASME CODE等において採用されている予測法では過大荷重効果が考慮されておらず正確な予測法ではない。本研究ではDugdaleモデルに基づいたき裂先端部の応力解析を行ない、これから得られる残留応力に注目した過大荷重後のき裂伝播予測法を提案した。さらに内圧が負荷される軸方向貫通き裂付鋼管を供試体とした実験を行ないその結果と予測を比較した。
柴田 勝之; 川村 隆一
圧力技術, 14(4), p.169 - 176, 1976/04
本研究では内圧負荷を受ける配管構造物の疲れき裂伝播挙動および不安定破壊発生挙動を把握する目的で、構造物モデルによる実験を行った。 実験は2種の板厚のZr合金管試験片を使用し、平均応力と応力レベルを変えて行い、き裂伝播挙動におよぼす効果を調べた。さらに疲れき試験終了後内圧負荷による破壊実験を実施し破壊発生基準の検討を行なった。 実験結果を要約すると、1)き裂伝播速度は次式で表現される da/dn=A
(1-R
)・
K/〔(1-R)K
-K〕 2)またZr合金管の破壊条件は次式となった (
)
=564a
a:破壊発生き裂半長 :周方向応力
柴田 勝之; 川村 隆一
圧力技術, 14(3), p.127 - 134, 1976/03
変動内圧負荷を受ける配管構造物において、軸方向き裂の伝播問題は工学上きわめて重要である。本論ではこの問題に関して、構造物モデルを供試体として繰返し内圧試験法によるき裂伝播試験を実施した。実験は約120
mmのZr合金管を供試試験体に用い、貫通き裂および未貫通き裂伝播挙動に関して応力およびき裂形状を種々変えて行なった。その結果によると、1)き裂伝播速度は大略応力拡大係数を用いてよく整理できる。2)未貫通き裂が板厚を貫通する付近ではき裂伝播速度は飽和の傾向を有する。3)疲れ破面は?K=200kg・mm
付近で引張型からせん断型へと遷移する。などが明らかとなった。
宇賀 丈雄
圧力技術, 13(5), p.264 - 271, 1975/05
原子力プラントの仮想事故状態(Faulted conditions)における構造強度評価法がASME Pressure Vessel and Boiler Code Sec.IIIの1972年Winter Addendaで大幅に追加・改訂された。本報はそれにもとづいて仮想事故状態に対する強度設計の考え方,解析方法,強度評価基準などについて説明し、あわせて従来弾性理論にもとづいてなされてた強度解析手法を準用して、塑性域の強度解析を行なう擬似弾性解析手法としての応力比法についても説明・解説を行なった。
小沢 国夫; 安西 修一郎*
圧力技術, 11(5), p.256 - 274, 1973/05
「超高圧力における金属の構造と金属-非金属転移」のシンポジウムの内、遷移金属カルコゲン化物の部を分担執筆する。物質群中、化学組成の内的条件の変化で電子相転移に当るMNM(Metal-to-Nonmetal)転移を行う物質が知られ、Mott転移として論じられて来たが、近年更に磁場又は圧力等の外的条件の変化でも容易に転移が生ずる事が明らかになって来た。内容は?MNM転移に対する圧力効果とHubbardポテンシャル、?3d遷移金属カルコゲナイドとしてNiS及びNi(S
,Se)
の圧力効果、?4f内殻遷移金属アルマゲナイドとしてSmTe、SmSe、SmS、TmTe、YbS、YbSe、YbTe、EuOの圧力効果に分けて論じMNM転移の実験結果と理論的背景の描像を示す。
