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長谷川 邦夫; Li, Y.; Kim, Y.-J.*; Lacroix, V.*; Strnadel, B.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 141(3), p.031201_1 - 031201_5, 2019/06
2個の欠陥が近接して存在する場合は、これらの欠陥は1つの欠陥に合体される。この合体評価は多くの国の維持規格に採用されているが、具体的な合体クライテリアは異なっている。一方、2個の周方向欠陥を有するステンレス鋼配管の曲げ試験が行われており、塑性崩壊荷重は求められている。また、解析的な式も導かれている。本研究では、これらの実験と解析結果から得られる塑性崩壊応力を合体クライテリアから導かれる塑性崩壊応力と比較した。その結果、合体クライテリアを用いた塑性崩壊応力は、実験や解析結果と極めて異なることが分かった。
Mares, V.*; 長谷川 邦夫; Li, Y.; Lacroix, V.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 141(2), p.021203_1 - 021203_6, 2019/04
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)周方向に内外表面亀裂を有する管の塑性崩壊応力は、米国機械学会のボイラーと圧力容器の規格のSection XIのAppendix Cで推定式が記載されている。このAppendix Cの推定式は欠陥形状が同じであれば内外表面亀裂の塑性崩壊応力は同じである。われわれは、管の平均半径を欠陥面と欠陥以外の面の2つの平均半径を考慮し、内外表面亀裂を有する管の塑性崩壊応力を導いた。その結果、外表面欠陥の塑性崩壊応力は、管の厚さが大きく亀裂が深くて長いとき、Appendix Cの推定式は大きく、非安全側になることが分かった。
長谷川 邦夫*; Strnadel, B.*; Li, Y.; Lacroix, V.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 140(5), p.051204_1 - 051204_7, 2018/10
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)Subsurface flaws are sometimes found as blowholes near free surfaces of structural components. It can be easily expected that the stress intensity factor at the tip of the subsurface flaw increases with decreasing the ligament distance. Fitness-for-service (FFS) codes provide flaw-to-surface proximity rules which are transformation from subsurface to surface flaw. Although the concept of the proximity rules of the FFS codes are the same, the specific criteria for the rules on transforming subsurface flaws to surface flaws are different amongst FFS codes. This study demonstrates the proximity criteria provided by the FFS codes and indicates that the increment of the stress intensity factors before and after the transformation from subsurface to surface flaws. In addition, it is shown that remaining fatigue lives for pipes with flaws are strongly affected by the location at the transformation from subsurface to surface flaws.
河 侑成; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 西山 裕孝
Journal of Pressure Vessel Technology, 140(5), p.051402_1 - 051402_6, 2018/10
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)The applicability of miniature compact tension (Mini-C(T)) specimens to fracture toughness evaluation of neutron-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels was investigated. Three types of RPV steels neutron-irradiated to a high-fluence region were prepared and manufactured as Mini-C(T) specimens according to Japan Electric Association Code (JEAC) 4216-2015. Through careful selection of the test temperature by considering previously obtained mechanical properties data, valid fracture toughness, and reference temperature T
was obtained with a relatively small number of specimens. Comparing the fracture toughness and T values determined using other larger specimens with those determined using the Mini-C(T) specimens, T values of both unirradiated and irradiated Mini-C(T) specimens were found to be the acceptable margin of error. The scatter of 1T-equivalent fracture toughness values of both unirradiated and irradiated materials obtained using Mini-C(T) specimens did not differ significantly from the values obtained using larger specimens. The correlation between the Charpy 41J transition temperature (T
) and the T values agreed very well with that of the data in the literature, regardless of specimen size and fracture toughness of the materials before irradiation. Based on these findings, it was concluded that Mini-C(T) specimens can be applied to fracture toughness evaluation of neutron-irradiated materials without significant specimen size dependence.
Lu, K.; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.; 岩松 史則*
Journal of Pressure Vessel Technology, 140(3), p.031201_1 - 031201_11, 2018/06
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)The stress intensity factor (SIF) solutions for subsurface flaws near the free surfaces of components, which are known to be important in engineering applications, have not been provided yet. Thus, in this paper, SIF solutions for subsurface flaws near the free surfaces in flat plates were numerically investigated based on finite element analyses. The flaws with aspect ratios a/l = 0.0, 0.1, 0.2, 0.3, 0.4 and 0.5, the normalized ratios a/d = 0.0, 0.1, 0.2, 0.4, 0.6 and 0.8, and d/t = 0.01 and 0.10 were taken into account, where a is the half flaw depth, l is the flaw length, d is the distance from the center of the subsurface flaw to the nearest free surface and t is the wall thickness. Fourth-order polynomial stress distribution in the thickness direction was considered. In addition, the developed SIF solutions were incorporated into a Japanese probabilistic fracture mechanics (PFM) code, and PFM analyses were performed for a Japanese reactor pressure vessel containing a subsurface flaw near the inner surface. The PFM analysis results indicate that the obtained SIF solutions are effective in engineering applications.
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(6), p.061201_1 - 061201_12, 2017/08
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)本研究では、内圧の影響を受けたベローズ構造の到達圧力の評価方法を開発するために、ベローズ構造の破壊試験と有限要素解析(FEA)を行った。一連の試験により破壊モードを実証し、3種類の破壊モードを確認した。試験中の座屈および変形挙動をシミュレートするために、陰解法および陽解法による解析を実施し、試験結果と比較した。
長谷川 邦夫*; Mares, V.*; 山口 義仁
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(3), p.034501_1 - 034501_5, 2017/06
被引用回数：2 パーセンタイル：72.97(Engineering, Mechanical)Reference curves of fatigue crack growth rates for ferritic steels in air environment are provided by the ASME Code Section XI Appendix A. The fatigue crack growth rates under negative R ratio are given as da/dN vs. K
. It is generally well known that the growth rates decreases with decreasing R ratios. However, the da/dN as a function of K are the same curves under R = 0, -1 and -2. In addition, the da/dN increases with decreasing R ratio for R
-2. This paper converts from da/dN vs. K to da/dN vs. 
K
, using crack closure U. It can be seen that the growth rate da/dN vs. K is better equation than da/dN vs. K from the view point of stress ratio R. Furthermore, extending crack closure U to R = -5, it can be explained that the da/dN decreases with decreasing R ratio in the range of -5 R 0. This tendency is consistent with the experimental data.
Li, Y.; 長谷川 邦夫*; 宇田川 誠
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(2), p.021202_1 - 021202_13, 2017/04
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)The stress intensity factors (SIFs) for pipes containing semi-elliptical cracks with large aspect ratios were calculated by finite element analysis. The cracks were circumferential and axial surface cracks inside the pipes. The parameters of the SIFs are crack aspect ratio, crack depth and the ratio of pipe radius to wall thickness. In comparing SIFs for plates and pipes, it can be clarified that SIFs for both plates and thin pipes with 
1/10 are almost the same, and the SIFs for plates are used as a substitute for pipes with 1/10, where 
is the pipe wall thickness and 
is the inner radius of the pipe. This means that it is not necessary to provide SIF solutions for pipes with 1/10, and it is suggested that number of tables for influence coefficients G values for pipes can significantly reduce.
Li, Y.; 長谷川 邦夫; 三浦 直樹*; 星野 克明*
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(2), p.021203_1 - 021203_7, 2017/04
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)原子力配管系の重要な荷重条件は、内圧,曲げ荷重及びねじり荷重である。しかし、これらの荷重条件を全て考慮した減肉配管の破壊評価手法は確立されていない。われわれはこれまでに有限要素法による極限荷重解析により、これらの多軸荷重条件が負荷された場合の局部減肉を有する配管の破壊評価手法を提案した。本研究では、局部減肉を有する炭素鋼小型配管試験体を対象に内圧による引張荷重,曲げ荷重及びねじり荷重を同時に負荷した破壊試験を実施した。これまでに提案した破壊評価手法により予測した破壊荷重は試験結果とよく一致したことから、提案手法の妥当性が確認できた。
Li, Y.; 長谷川 邦夫; 三浦 直樹*; 星野 克明*
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(1), p.011204_1 - 011204_10, 2017/02
被引用回数：1 パーセンタイル：72.97(Engineering, Mechanical)原子力配管系の重要な荷重条件は、内圧,曲げ荷重及びねじり荷重である。これまでの周方向亀裂を有する配管の破壊評価手法は内圧及び曲げ荷重を考慮しているが、ねじり荷重を考慮していない。この背景を踏まえ、われわれはこれまでに有限要素法による極限荷重解析により、ねじり荷重の影響も考慮した亀裂を有する配管の破壊評価手法を提案した。本研究では、周方向亀裂を有するステンレス鋼小型配管試験体を対象に内圧による引張荷重、曲げ荷重及びねじり荷重を同時に負荷した破壊試験を実施した。これまでに提案した破壊評価手法により予測した破壊荷重は試験結果とよく一致したことから、提案手法の妥当性が確認できた。
山下 拓哉; 若井 隆純; 鬼澤 高志; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(6), p.061407_1 - 061407_6, 2016/12
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)Modified 9Cr-1Mo steel (ASME Gr.91) is widely used in fossil power plants. In the advanced loop type sodium cooled fast reactor, modified 9Cr-1Mo steel is going to be adopted as a structural material. In welded joints of enhanced creep-strength ferritic steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may markedly degrade, especially in the long-term region. This phenomenon is known as Type-IV damage. Therefore, considering strength degradation due to Type-IV damage is necessary. In this study, we propose a creep strength curve and a welded joint strength-reduction factor (WJSRF). The creep strength curve of welded joints was proposed by employing a second-order polynomial equation with LMP using the stress range partitioning method. WJSRF was proposed on the basis of design creep rupture stress intensities. The resulting allowable stress was conservative compared with that prescribed in the ASME code. In addition, the design of the hot-leg pipe in the advanced loop type sodium cooled fast reactor was reviewed considering WJSRF.
勝又 源七郎*; Li, Y.; 長谷川 邦夫*; Lacroix, V.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(5), p.051402_1 - 051402_5, 2016/10
被引用回数：1 パーセンタイル：80.27(Engineering, Mechanical)日本及び米国の維持規格では、機器の自由表面近傍にある内部欠陥を表面欠陥に置き換える接近性ルールがある。本論文では配管の内表面近傍に存在する内部欠陥を対象にして、従来の規格にある接近性ルールと、著者らが新たに提案した接近性ルールを用いて、疲労亀裂進展による疲労余寿命を求めた。その結果、欠陥の形状や寸法によっては現行規格に含まれている接近性ルールは非保守的となる場合があり、われわれが提案した接近性ルールが有効なものであることが分かった。
岡島 智史; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 井上 康弘*; 渡邊 壮太*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(5), p.051204_1 - 051204_6, 2016/10
被引用回数：1 パーセンタイル：80.27(Engineering, Mechanical)In this paper, we simplify the existing method and propose a screening method to prevent thermal ratcheting strain in the design of practical components. The proposed method consists of two steps to prevent the continuous accumulation of ratcheting strain. The first step is to determine whether all points through the wall thickness are in the plastic state. The second step is to determine whether the accumulation of the plastic strain saturates. To validate the proposed method, we performed a set of elastoplastic finite element method (FEM) analyses, with the assumption of elastic perfectly plastic material. Not only did we investigate about the effect of the axial length of the area with full section yield state but also we investigated about effects of spatial distribution of temperature, existence of primary stress, and radius thickness ratio.
山下 拓哉; 永江 勇二; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(2), p.024501_1 - 024501_7, 2016/04
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)316FR stainless steel is a candidate structural material of JSFR. Two types of weld metals are candidates for 316FR welded joints; 316FR weld metal and 16-8-2 weld metal. This study evaluated the need to consider the welded joint strength reduction factors in 316FR welded joints. To this end, the tensile and creep strengths of Type 316FR and Type 16-8-2 weld metals were measured, and the effect of delta-ferrite in weld metals was evaluated in creep-strength tests of 316FR welded joints. In tensile and creep strengths of 316FR joints welded by both metal types, the welded joint strength reduction factors were immaterial. The creep strength of 316FR welded joints was negligibly affected by delta-ferrite levels from 4.1 FN to 7.0 FN. Furthermore, the tensile and creep strengths of 316FR joints welded by two methods (Tungsten Inert Gas Welding and Shielded Metal Arc Welding) were the same.
Lacroix, V.*; Li, Y.; Strnadel, B.*; 長谷川 邦夫*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(2), p.024701_1 - 024701_6, 2016/04
被引用回数：4 パーセンタイル：48.03(Engineering, Mechanical)日本を含めた多くの国の原子力設備の維持管理に係る規格では、機器の表面近傍にある内部欠陥について、表面欠陥に置き換える接近性ルールがある。しかし、その詳細は互いに異なり、根拠も不明確である。この背景を踏まえ、内部欠陥の応力拡大係数に対する機器の自由表面による干渉効果を求めるとともに、この干渉効果が疲労き裂進展速度に与える影響を明らかにした。そして、この疲労き裂進展速度の観点から新しい接近性ルールを提案した。
渡壁 智祥; 月森 和之; 北村 誠司; 森下 正樹
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(2), p.021801_1 - 021801_10, 2016/04
被引用回数：2 パーセンタイル：67.65(Engineering, Mechanical)配管の終局強度や破損様式を把握することは、設計評価の信頼性及び合理化の観点から重要である。軽水炉で使用される外径/板厚比が比較的小さい厚肉配管については、破損様式が疲労破壊であることが過去の検討によって示されてきたが、外径/板厚比が比較的大きい高速炉用薄肉配管の破壊試験データはほとんどない。本研究では、高速炉で用いられる薄肉配管の破損様式を把握するために実施した動的破壊試験結果について報告する。結果から、地震荷重下での薄肉配管の破損様式は疲労であることを示し、現行の配管設計評価には、大きな余裕が含まれていることを確認した。
長谷川 邦夫; Li, Y.; Bezensek, B.*; Hoang, P. H.*; Rathbun, H. J.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(1), p.011101_1 - 011101_8, 2016/02
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)発電プラントの配管は、運転中に曲げと捻りのモーメントを受ける。この曲げと捻りの組合わさったモーメントにおいて、局部減肉を有する管の評価法の指針がない。米国機械学会のセクションXIのワーキンググループで、現在、捻りと曲げの組み合せモーメント下で、局部減肉を有する耐圧配管のための完全塑性崩壊の評価手法を開発中である。弾完全有限要素法を用い、捻りを伴う塑性崩壊曲げモーメントが、種々の局部減肉形状を有する直径114.3mmから609.6mmの管で得られた。この論文の目的は、合成ベクトルで表される捻りと曲げの等価モーメントを紹介し、かつ、等価モーメントが純曲げモーメントに等しくなるような減肉の長さ、角度および深さの適用範囲を確立することにある。
高屋 茂
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(1), p.011402_1 - 011402_9, 2016/02
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)本論文は、改良9Cr-1Mo鋼の同材および異材溶接継手の疲労強度評価手法に関するものである。溶接継手では、溶接部での機械特性の不連続性により不均一なひずみ分布が生じるが、疲労強度評価を行う際にはこの影響を考慮する必要がある。本論文では、「2要素(母材+溶接金属)モデル」を用いた検討を実施した。本モデルでは、まず各要素でのひずみ範囲を評価し、次にそれぞれの疲労強度を求める。最後に、いずれか短い疲労強度を継手の強度として採用する。本モデルでは、強度だけでなく母材あるいは溶接金属のいずれで破損するのかについても予測可能である。評価結果を実験結果と比較した結果、本モデルにより実験結果をよく予測できることが示された。
高屋 茂; 渡辺 大剛*; 横井 忍*; 神島 吉郎*; 栗坂 健一; 浅山 泰
Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051802_1 - 051802_7, 2015/10
被引用回数：1 パーセンタイル：86.17(Engineering, Mechanical)システム化規格概念に基づき、高速炉の原子炉容器の地震座屈の防止に必要な最小板厚について検討した。システム化規格の特徴のひとつは、裕度交換であるが、これを実現するために信頼性設計手法を採用するとともに、原子力プラントの安全性目標から原子炉容器の地震座屈に対する目標信頼度を導出した。地震ハザードも含め必要な入力データを整備し、評価を実施した。その結果、従来の決定論的な設計手法に比べて、最小必要板厚を薄くすることができることが明らかになった。また、各確率変数の評価結果への影響について検討し、地震荷重が支配的な要因であることを示した。
飛田 徹; 西山 裕孝; 大津 拓与; 宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051405_1 - 051405_8, 2015/10
被引用回数：6 パーセンタイル：50.36(Engineering, Mechanical)ミニチュアコンパクトテンション(0.16T-CT)試験片のマスターカーブ法による破壊靭性評価への適用性を明らかにするため、0.16インチから1インチまでの板厚・形状の異なる数種類の試験片(0.16T-CT, PCCv, 0.4T-CT, 1T-CT)を用いて破壊靱性試験を行った。不純物含有量、靱性レベルが異なる5種類の原子炉圧力容器鋼に対して、0.16T-CTを用いて評価した破壊靱性参照温度(
)は、1T-CTその他板厚の試験片と良い一致を示した。また、1インチ相当に補正した0.16T-CT試験片の破壊靭性値のばらつきの大きさ及び負荷速度依存性も同等であった。さらに、0.16T-CT試験片を用いてを評価する場合の最適な試験温度に関し、シャルピー遷移温度を元にした設定法について提案を行った。
