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論文

Prediction for plastic collapse stresses for pipes with inner and outer circumferential flaws

長谷川 邦夫; Li, Y.; Mares, V.*; Lacroix, V.*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 5 Pages, 2018/07

周方向の表面欠陥を有する管の曲げによる塑性崩壊応力はASME Code Section X Appendix C-5320の式により推定される。この式は、管の内外表面欠陥に適用される。著者らは欠陥部分の管の平均半径を考慮し、内外表面欠陥を有する管の塑性崩壊応力式を導いた。その結果、外表面欠陥を有する管の塑性崩壊応力はAppendix Cの式から得られる応力より小さく、内表面欠陥の応力はAppendix Cの応力より大きいことを見出した。

論文

Effect of 3-D initial imperfections on the deformation behaviors of head plates subjected to convex side pressure

矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 9 Pages, 2018/07

原子力発電所の格納容器(CV)は、放射性物質の放出を防止するための重要な構造であるが、格納容器の耐圧限界は明らかにされていない。本研究では、CVバウンダリの一部を構成する機器である鏡板構造に着目し、重大事故時を想定した鏡板の耐圧限界評価法を開発するために、中高面に圧力をかけた鏡板の耐圧試験と有限要素解析を実施した。相対的に薄板の鏡板を用いた試験において、座屈後に局部変形集中を伴う非軸対称変形が観察され、他の試験よりも有意に低い圧力で破損が生じた。試験で見られた非軸対称変形を検討するために、詳細な3次元ソリッドモデルを用いた解析、さらに、均一な板厚を有するモデルまたは局所的な薄肉部を有するモデルを用いた解析を実施し、座屈後変形挙動の発生要因について検討した。

論文

Development of seismic countermeasures against cliff edges for enhancement of comprehensive safety of nuclear power plants; Cliff edges relevant to NPP building system

西田 明美; 崔 炳賢; 山野 秀将; 高田 毅士*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 11 Pages, 2018/07

本研究では、原子力プラントの安全性確保のためにプラントをトータルシステムとして取り扱い、リスク概念と深層防護の考え方に基づいて様々なクリフエッジ状態を特定・定量化し、これらを回避する技術を開発することを目的としている。本研究では、物理的なクリフエッジと知識起因のクリフエッジの2つのクリフエッジを扱う。物理的クリフエッジに対しては免震効果他を、知識起因のクリフエッジについては建物のモデル化手法や境界条件の違いなどについて検討を行った。応答解析は、原子力施設のモデルプラント建屋のスウェイロッキング(SR)モデルと3次元モデルを用いて行われた。耐震建屋の解析結果と比較し、免震導入建屋の大幅な応答低減効果(免震効果)が確認された。免震導入建屋の擁壁との衝突の場合、建屋の損傷は想定される衝突条件のモデル化によって異なることがわかった。一方、SRモデルと3次元モデルの結果の比較により、入力レベルが大きくなるにつれ両者の違いが大きくなることを確認した。

論文

Development of crack evaluation models for probabilistic fracture mechanics analyses of Japanese reactor pressure vessels

Lu, K.; 眞崎 浩一; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 8 Pages, 2018/07

In Japan, a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL has been developed by Japan Atomic Energy Agency for structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs). The most recent release is PASCAL Version 4 (hereafter, PSACAL4) which can be used to evaluate the failure frequency of RPVs considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. For the integrity assessment of RPVs, development of crack evaluation models is important. In this study, finite element analyses are performed firstly to verify the stress intensity factor calculations of cracks in PASCAL4. In addition, the applicability of the crack evaluation models in PASCAL4 such as the location of embedded cracks, crack shape and depth of surface cracks, and the increment of crack propagation is investigated. Based on sensitivity analyses of crack evaluation models for Japanese RPVs using PASCAL4, the effects of these evaluation models on failure frequency are clarified. From the analysis results, crack evaluation models recommended to the failure frequency evaluation for a Japanese model RPV are discussed.

論文

Fracture toughness evaluation of heat-affected zone under weld overlay cladding in reactor pressure vessel steel

河 侑成; 飛田 徹; 高見澤 悠; 塙 悟史; 西山 裕孝

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 6 Pages, 2018/07

An evaluation of the fracture toughness of the heat-affected zone (HAZ), which is located under the weld overlay cladding of a reactor pressure vessel (RPV), was performed. Considering inhomogeneous microstructures of the HAZ, 0.4T-C(T) specimens were manufactured from the cladding strips locations, and Mini-C(T) specimens were fabricated from the distanced location as well as under the cladding. The reference temperature (T$$_{o}$$) values of HAZ for both 0.4T-C(T) and Mini-C(T) specimens were significantly lower than that of the base metal at a quarter thickness by 40$$^{circ}$$C$$sim$$60$$^{circ}$$C. Compared to the literature data that indicated fracture toughness at the surface without overlay cladding and base metal of a quarter thickness in a pressure vessel plate, this study concluded that the welding thermal history showed no significant effect on the fracture toughness of the inner surface of RPV steel.

論文

Development of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL Version 4 for reactor pressure vessels

Lu, K.; 眞崎 浩一; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宇野 隼平*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07

In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs) for structural integrity assessment of Japanese reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock transients. By reflecting the latest knowledge and findings, the PASCAL code has been continuously improved. In this paper, the development of PASCAL Version 4 (hereafter, PASCAL4) is described. Several analysis functions incorporated into PASCAL4 for evaluating the failure frequency of RPVs are introduced, for example, the evaluation function of confidence level of failure frequency considering epistemic and aleatory uncertainties in probabilistic variables, the recent stress intensity factor (KI) solutions and KI calculation methods considering complicated stress distributions, and the recent Japanese irradiation embrittlement prediction method. Finally, using PASCAL4, a PFM analysis example for a Japanese model RPV is presented.

論文

Verification of probabilistic fracture mechanics analysis code through benchmark analyses

Li, Y.; 宇野 隼平*; 眞崎 浩一; 勝山 仁哉; Dickson, T.*; Kirk, M.*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 11 Pages, 2018/07

A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL has been developed in Japan Atomic Energy Agency to evaluate failure probabilities and failure frequencies of Japanese reactor pressure vessels (RPVs) considering pressurized thermal shock (PTS) events and neutron irradiation embrittlement, based on Japanese methods and data. To verify PASCAL, we have been carrying out benchmark analyses with a PFM code FAVOR which has been developed in the United States and utilized in nuclear regulation. Through two year activities, the applicability of PASCAL in failure probability and failure frequency evaluation of Japanese RPVs was confirmed with great confidence. The analysis conditions and results are provided in this paper.

論文

Plastic collapse stresses for pipes with circumferential twin flaws using combination rules

長谷川 邦夫; Li, Y.; Kim, Y.-J.*; Valery, L.*; Bohumir, S.*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 6 Pages, 2018/07

複数の欠陥が近接して検出された場合、この欠陥は欠陥間の距離を欠陥の深さあるいは長さと比較して合体の可否が判断される。ステンレス鋼に2個の同一欠陥を設けた配管の崩壊曲げ試験結果があり、この実験結果と基準に則った方法で計算した崩壊応力を比較した。その結果、実験結果は欠陥間の距離が増大すると崩壊応力が増加するのに対して、計算結果はその逆となった。一方、2個の欠陥が独立と判断された場合は崩壊応力は急激に増加する。深さを基準にした合体は非保守的となり、長さを基準とした合体は極めて保守的であることを見出した。

論文

Crack growth prediction for cracked dissimilar metal weld joint in pipe under large seismic cyclic loading

山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 8 Pages, 2018/07

設計上の想定を超える地震荷重下における亀裂を有する配管の構造健全性を評価するためには、地震時の亀裂進展評価手法が必要である。本研究では、ニッケル合金の異材溶接部を対象として、まず、中央亀裂付平板試験片を用いた実験的及び解析的検討を通じて地震時亀裂進展評価手法を提案した。そして、ステンレス鋼管と炭素鋼管をニッケル合金で溶接した異材溶接配管試験体を製作し、この試験体に模擬地震応答荷重を負荷することによる亀裂進展試験を実施することで、試験と提案手法から得られた亀裂進展量を比較した。提案手法により予測された亀裂進展量は試験結果とよく一致し、提案手法の妥当性が確認された。

論文

Fatigue crack growth for ferritic steel under negative stress ratio

山口 義仁; 長谷川 邦夫; Li, Y.

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 6 Pages, 2018/07

疲労亀裂進展中における亀裂の開閉口は、亀裂進展速度の評価において重要な現象である。ASME Code Section XIのAppendix A-4300は、負の応力比におけるフェライト鋼の疲労亀裂進展速度を算出する式について、負荷の大きさに応じて二つ提示している。一つは、負荷が小さい場合に、亀裂の閉口を考慮する式である。もう一つは、負荷が大きい場合に、亀裂の閉口を考慮しない式である。本研究では、フェライト鋼に対して、負荷の大きさを徐々に変えながら疲労亀裂進展試験を実施し、負荷の大きさが亀裂閉口に及ぼす影響を調査した。その結果、Appendix A-4300における疲労亀裂進展速度算出式を切り替える負荷の大きさと比較して、より小さい負荷で亀裂が閉口することを明らかにした。

論文

Sensitivity study on the effects of nondestructive examinations on failure probabilities of reactor pressure vessels

荒井 健作*; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 7 Pages, 2018/07

原子力機構が開発した確率論的破壊力学解析コードPASCALを用いて、加圧水型原子炉の原子炉圧力容器の破損頻度に対する非破壊検査の影響を評価した。非破壊検査の影響に関する感度解析の結果、母材部に対する非破壊検査により破損頻度は大きく減少することが分かった。また、より大きな欠陥を見逃さないことが、より小さな欠陥を見つけることよりも破損確率の減少に貢献することが確認できた。

論文

Appropriate damping on seismic design analysis for inelastic response assessment of piping

渡壁 智祥; 森下 正樹

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 6 Pages, 2018/07

現行の配管耐震設計規格の代替規定として、新たな事例規格が日本機械学会傘下の委員会において策定中である。本規格では、塑性による応答低減効果を見込んだ簡易解析を設計に取り入れることが検討されている。本研究では、簡易解析の適用性について解析的に検討した。応答スペクトル解析と応力係数による簡易計算に基づく現行設計解析に含まれる余裕を付加減衰の観点で定量的に評価した。

論文

Application of JSME Seismic Code Case by elastic-plastic response analysis to practical piping system

大谷 章仁*; 甲斐 聡流*; 金子 尚昭*; 渡壁 智祥; 安藤 勝訓; 月森 和之*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07

本論文は、日本機械学会において策定中の事例規格を実機配管に適用した結果を報告するものである。ここでは、高速炉もんじゅの2次系配管を実機配管の代表例として選定した。事例規格に定める手法により配管系の弾塑性時刻歴解析を行い、配管の強度評価を実施した。その結果、事例規格による評価は配管系の耐震強度を左右する疲労強度の観点で、現行規格の手法よりも合理的な評価が可能であることを確認した。

論文

Fast reactor core seismic experiment and analysis under strong excitation

山本 智彦; 岩崎 晃久*; 川村 一輝*; 松原 慎一郎*; 原田 英典*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 8 Pages, 2018/07

高速炉の炉心支持構造、炉心構成要素を適切に設計するためには、地震時における炉心群振動挙動を把握する必要がある。高速炉の地震時における炉心群振動挙動を把握するため、炉心の流体構造連成、鉛直方向変位(跳び上がり)を含めた地震時炉心の3次元群振動挙動を評価するための炉心耐震解析手法の開発を進めている。炉心構成要素を模擬した37体の1/1.5縮尺集合体を用いて六角配列の群体系振動試験を実施した。振動試験で得られたデータを基に、強加振条件に対応するために新たに組み込んだ解析評価モデルの比較検証を実施した。

論文

Rules for flaw interaction for subsurface flaws in operating pressurized vessels; Technical basis of code case N-877

Lacroix, V.*; Dulieu, P.*; Blasset, S.*; Tiete, R.*; Li, Y.; 長谷川 邦夫; Bamford, W.*; Udyawar, A.*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07

When multiple flaws are detected in pressure retaining components during inspection, the first step of evaluation consists of determining whether the flaws shall be combined into a single flaw or evaluated separately. This combination process is carried out in compliance with proximity rules given in the Fitness-for-Service (FFS) Codes. However, the specific criteria for the rules on combining multiple flaws into a single flaw are different among the FFS Codes. In this context, revised and improved criteria have been developed, to more accurately characterize the interaction between multiple subsurface flaws in operating pressure vessels. This improved approach removes some of the conservatism in the existing ASME Code approach, which was developed in the 1970s based on two flaws interacting with each other. This paper explains in detail the methodology used to derive improved flaw proximity rules through three-dimensional FEM and XFEM analyses. After the presentation of the calculations results and the improved criteria, the paper also highlights the multiple conservatisms of the methodology using several sensitivity analyses.

論文

Alternative characterization rules for multiple surface planar flaws

Dulieu, P.*; Lacroix, V.*; 長谷川 邦夫; Li, Y.; Strnadel, B.*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07

When multiple surface flaws are detected in pressure components, their potential interaction is to be assessed to determine whether they must be combined or evaluated independently of each other. This assessment is performed through the flaw characterization rules of Fitness-For-Service (FFS) Codes. However, the specific combination criteria of surface flaws are different among the FFS Codes. Most of the time, they consist of simple criteria based on distance between flaws and flaw depth. This paper aims at proposing alternative characterization rules reflecting the actual level of interaction between surface planar flaws. This interaction depends on several parameters such as the relative position of flaws, the flaw sizes and their aspect ratio. Thanks to numerous threedimensional XFEM simulations, best suited combination criteria for surface planar flaws are derived by considering the combined influence of these parameters.

論文

Numerical study on longitudinal distance effect on failure stress of non-aligned twin cracked pipe

Nguyen, T.-L.*; Lee, M.-W.*; 長谷川 邦夫; Kim, Y.-J.*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 7 Pages, 2018/07

軸方向に離れた位置に存在する異なる断面の2個の寸法が同じである周方向亀裂を有する配管の曲げ破壊応力について、亀裂間の軸方向距離Hをパラメータとして、数値解析を行った。その結果、深くて短い亀裂はHが増加すると破壊曲げ応力が増加するが、浅くて長い亀裂はHに依存しないことが分かった。

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