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廣田 貴俊*; 名越 康人*; 北条 公伸*; 岡田 裕*; 高橋 昭如*; 勝山 仁哉; 上田 貴志*; 小川 琢矢*; 八代醍 健志*; 大畑 充*; et al.
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07
In order to establish a guideline for fracture evaluation by considering plastic constraint in the ductile-brittle transition temperature (DBTT) region, the CAF (Constraint-Based Assessment of Fracture in Ductile-Brittle Transition Temperature Region) subcommittee has been launched in 2018 in the Japan Welding Engineering Society. In the committee, fracture tests are conducted using C(T), SE(B), and 50mm-thick flat plate with a surface flaw subjected to bending load or tensile load to verify fracture evaluation methods. Since simulation results are easily affected by analysis conditions, benchmark analysis is essential for the potential users of the guideline. Therefore, benchmark analyses are executed on brittle and ductile damages by Beremin and Gurson-Tvergaard-Needleman (GTN) models implemented in the finite element (FE) codes. The benchmark analyses are carried out in four steps; Step 0 is to confirm the output of FE codes in each member with the same input data and the same FE model. Step 1 is to confirm the result of Weibull stress analysis for C(T) specimens tested at -125
C. The Weibull parameter, m, was fixed in this step. At step 2, sensitivity analyses are conducted on Weibull stresses in different conditions. The outputs by the GTN model are also confirmed. At the final step, the fracture simulation will be run for flat plate specimens with less plastic constraint than the standard fracture toughness specimen. As the results of the benchmark analyses up to step 2, a significant difference is not observed in the Weibull stress computed by committee members with the same input data and FE model and it is confirmed that the effects of element type, nonlinear deformation theory employed in FE analysis. For the calculation of the Weibull parameter m by using the fracture toughness test results and the developed programs by committee members, the converged values of m show good agreement among them.
浜岡1号機配管破断部調査グループ
JAERI-Tech 2002-045, 253 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-045.pdf:60.08MB
平成13年11月7日に発生した中部電力浜岡原子力発電所1号機余熱除去系配管破断事故の原因究明等を行うため、原子力安全保安院はタスクフォースを設置し配管破断部を切断して詳細調査を行うこととし、事業者(中部電力)による調査と並行して、第三者中立機関である日本原子力研究所に対しての配管破断部調査への協力についての指示を文部科学省に依頼した。原研は、我が国の原子力研究開発の総合的研究機関であるとともに、軽水炉の安全性研究の中核研究機関であること,これまで国内外の原子力施設における事故原因調査等の実績があること,配管破断部調査に必要な試験施設や専門家を有することから、配管破断部調査に全面的に協力することとした。調査にあたって、原研東海研究所に調査グループを設置し、燃料試験施設等の研究施設,走査型電子顕微鏡等の各種分析機器類を活用して、配管破断部の調査を行なった。調査の目的は、配管破断部を切断した部材から採取した試料について、おもに破断面を中心に調査し、配管破断の原因究明に資することである。調査結果については、すでに原子力安全・保安院へ報告するとともに、JAERI-Tech 2001-094として公刊した。本報告書は、この調査で得られたデータの詳細をまとめたものである。
柴田 勝之; 安田 裕司*; 鬼沢 邦雄; 宮園 昭八郎
Nucl. Eng. Des., 111, p.135 - 145, 1989/00
被引用回数：6 パーセンタイル：59.75(Nuclear Science & Technology)原研で実施している配管試験計画の一部として、これまでに、3インチ、6インチ、および12インチ口径配管の曲げ荷重下での延性破壊試験を実施した。
中城 憲行; 柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; 川村 隆一; 大場 敏弘; 宮園 昭八郎
JAERI-M 88-130, 120 Pages, 1988/07
軽水炉圧力バウンダリ配管の構造安全設計に漏洩先行破損(LBB)概念を適用するに当っては、配管の破壊条件やき裂開口面積等の破壊挙動を明らかにしておく必要がある。原研ではLBB研究の一環としてステンレス鋼配管およびSTS42炭素鋼配管の曲げ荷重下での破壊試験を進めている。本報告書は、小口径炭素鋼配管の破壊挙動を明らかにするため室温大気中に於いて貫通欠陥付3インチ口径STS42炭素鋼配管の4点曲げ試験を実施した結果および実断面応力基準の適用性、J-R曲線、き裂開口面積等の評価をまとめたものである。実断面応力基準の適用性について検討した結果、安全側評価となっていることが明らかとなった。
柴田 勝之; 宮園 昭八郎; 金子 正*; 横山 憲夫*
Nucl.Eng.Des., 94, p.221 - 231, 1986/00
被引用回数：6 パーセンタイル：59.04(Nuclear Science & Technology)原研では、LBB思想の実証試験の一環として、周方向欠陥付配管の延性破壊試験を進めている。本論文では、この配管試験計画について述べるとともに、すでに試験を完了した6インチ口径SUS304鋼管の試験結果について論じている。SUS304鋼管の試験では、周方向に未貫通または貫通欠陥を付加した配管試験体を用いて高コンプライアンスまたは低コンプライアンス条件で曲げ試験を行い、配管の破壊挙動を調べた。得られた試験結果を用いて、J積分Tクライテリオンの適用性や実断面応力基準の適用性を検討した。さらに、LBB条件を考慮した許容欠陥評価法について検討した。
菊地 章; 藤田 操
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(3), p.230 - 232, 1978/03
被引用回数：0軽水炉用燃料の破損挙動を解析するための炉内、および炉外実験を実施しているが、クラック伝播に関する炉外実験の過程において、めずらしい「デルタ状シワ領域」が観察された。延性破損現象としての、デルタ状シワ領域とクラック伝播の様相を観察した結果を報告する。
