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Li, S.; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.; Deng, D.*
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/07
In this work, a framework was proposed on the comprehensive assessment of hardness and welding residual stress in Type 316 austenitic stainless steel welded joints. Firstly, an 8-pass butt-welded joint made of Type 316 stainless steel was fabricated. Finite element analysis of the welded joint was performed to investigate hardness and welding residual stress distributions. The grain growth model was developed for the hardness prediction. The Chaboche combined isotropic-kinematic strain hardening model and time-temperature dependent annealing model were adopted. The relationships between the Vickers hardness and the uniaxial plastic strain as well as grain size were collected from published literatures. The simulation results of the grain size and accumulated equivalent plastic strain were used for the hardness prediction of the welded joint. The predicted hardness was compared with the experimental data of hardness mapping. The distribution of welding residual stress on the outer surface of the welded pipe was measured by using the X-ray diffraction method and strain gauge method, respectively. The predicted welding residual stresses were compared with the measurements. The results obtained showed that the developed numerical approach can predict the hardness and welding residual stress of Type 316 stainless steel welded joints with satisfactory accuracy. The effects of structural constraint and heat input on the hardness and welding residual stress will be investigated as further works, as described in the proposed framework.
市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 堀口 朋裕*; 崔 炳賢
日本原子力学会和文論文誌, 21(1), p.1 - 14, 2022/03
本研究は、鉄筋コンクリート構造物の非線形性の影響を近似的に等価線形解析手法による地震応答解析で評価することを目的に、1996年にOECD/NEAによる国際解析コンペで使用された原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法によるシミュレーション解析を実施した。耐震壁の等価剛性及び等価減衰は、日本電気協会が提案するトリリニア型スケルトンカーブ、Cheng et al.が提案する履歴曲線より求め、せん断ひずみ調整ファクターは感度解析より0.70に決定した。その結果、せん断ひずみ
=2.0
10
程度までの試験体上部の卓越振動数,最大応答加速度,最大応答変位,慣性力-変位関係,床応答スペクトルを良く再現できることを明らかにした。本報における等価線形解析は、=4.010程度の終局破壊時の最大応答変位を過小評価している。このため、破壊直前の急激な変位の増大を含む試験結果の評価に本手法を適用する場合は、その適用性に十分留意する必要がある。
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.
西田 智*; 西野 創一郎*; 関根 雅彦*; 岡 勇希*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; 鈴木 裕士; 森井 幸生*; 石井 慶信*
Materials Transactions, 62(5), p.667 - 674, 2021/05
被引用回数：5 パーセンタイル：39.91(Materials Science, Multidisciplinary)In this study, we used neutron diffraction to analyze in a non-destructive method the distribution of internal residual stress in a free-cutting steel bar processed by cold drawing and straightening. The residual stresses were successfully measured with excellent stress balance. The residual stresses generated by the cold-drawing process were reduced by subsequent straightening, and the distribution of residual stresses by finite element method (FEM) simulation was consistent with the measured values by neutron diffraction. As a result of the FEM analysis, it is assumed that the rod was subjected to strong tensile strains in the axial direction during the drawing process, and the residual stresses were generated when the rod was unloaded. Those residual stresses were presumably reduced by the redistribution of residual stresses in the subsequent straightening process.
広田 憲亮; 柴田 裕司; 武内 伴照; 大塚 紀彰; 土谷 邦彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(12), p.1276 - 1286, 2020/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ケーブル長に沿った電位分布の安定性を達成することを目的として、高温条件に供された時の電気的特性に対する無機絶縁(MI)ケーブルの材料の影響を伝送テストによって調査した。その結果、MIケーブルの絶縁材料として、酸化アルミニウム(Al
O
),酸化マグネシウム(MgO)が選定され、ケーブルに沿った電圧降下の発生を確認した。有限要素法(FEM)に基づいた解析を実行し、終端部で検出された電位の漏れを評価した。伝送テストと解析による電圧降下の収率は、AlOおよびMgO材料のMIケーブルにおいてよい一致を示し、FEM解析結果と実験結果との相対的な関係を再現した。電圧降下を抑えるため、同様のFEM解析を行い、芯線直径(
)と芯線間距離(
)を変化させた。の変化を考えた場合、MIケーブルの電位分布は、絶縁材料の直径(
)をで割って得られる比率
が0.35で最小電圧降下となった。を変化させた場合、最小電圧降下は0.5のl/であった。
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(5), p.051501_1 - 051501_10, 2020/10
被引用回数：2 パーセンタイル：15.42(Engineering, Mechanical)Structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) is essential for the safe operation of nuclear power plants. For RPVs in pressurized water reactors (PWRs), the assessment should be performed by considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. To assess the structural integrity of an RPV, a traditional method is usually employed by comparing fracture toughness of the RPV material with the stress intensity factor (
) of a crack postulated near the RPV inner surface. When an underclad crack (i.e., a crack beneath the cladding of an RPV) is postulated, of this crack can be increased owing to the plasticity effect of cladding. This is because the yield stress of cladding is lower than that of base metal and the cladding may yield earlier than base metal. In this paper, detailed three-dimensional (3D) finite element analyses (FEAs) were performed in consideration of the plasticity effect of cladding for underclad cracks postulated in Japanese RPVs. Based on the 3D FEA results, a plasticity correction method was proposed on calculations of underclad cracks. In addition, the effects of RPV geometries and loading conditions were investigated using the proposed plasticity correction method. Moreover, the applicability of the proposed method to the case which considers the hardening effect of materials after neutron irradiation was also investigated. All of these results indicate that the proposed plasticity correction method can be used for calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.
杉田 裕; 谷口 直樹; 牧野 仁史; 金丸 伸一郎*; 奥村 大成*
日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.121 - 135, 2020/09
使用済燃料を直接処分するための処分容器の一連の構造解析を実施して、処分容器の必要な耐圧厚さの予察的な検討結果を示した。直線,三角形,正方形に配置された2, 3, 4体の使用済燃料集合体を収容するように処分容器を設計した。処分容器の胴体部分および蓋部分の必要な耐圧厚さを評価するため、使用済燃料集合体の収容スペースの離間距離をパラメータとした。この検討では、応力評価ラインの設定の妥当性や解析におけるモデル長の影響など、解析に関する技術的知識も得られた。そして、これらは、さまざまな条件下で同様の評価を実行したり、より詳細な評価を進めたりするための基盤として参考となるものである。
宇田川 誠; Li, Y.; 西田 明美; 中村 いずみ*
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 167, p.2 - 10, 2018/11
被引用回数：6 パーセンタイル：45.49(Engineering, Multidisciplinary)地震荷重に対する原子炉圧力バウンダリ配管系の構造健全性の確保は重要である。本研究では、動的地震荷重条件下における配管系の耐力を明らかにすることを目的として、防災科学技術研究所で実施された三次元配管系動的加振試験を対象に、動的弾塑性有限要素解析を実施した。その結果、配管系の固有振動数、固有モード、応答加速度、エルボ開閉変位、歪履歴、破損箇所及び低サイクル疲労寿命について、解析結果は実測値と概ね一致し、本論文で示された解析手法は動的地震荷重条件下の配管系の破損挙動の評価に適用できることを確認した。
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
被引用回数：9 パーセンタイル：44.89(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.
中嶋 仁慶*; 小山 倫史*; 龍田 圭亮*; 片山 辰雄*; 青柳 和平
第14回岩の力学国内シンポジウム講演論文集(インターネット), 6 Pages, 2017/01
本論文では、幌延深地層研究センターの深度250m以深の換気立坑掘削前に、透水性の高い断層部を対象として実施したグラウト施工を対象として、有限要素法により、非定常の浸透流解析および移流・分散解析を実施し、グラウト施工後の透水係数の分布を評価した。その結果に基づきグラウトによる透水性の改善効果について検討を行い、原位置におけるルジオン試験結果との比較により解析の妥当性について検討を行った。結果として、実際のグラウト施工により、透水性の高い断層部の透水係数の4オーダー程度の改善が見られ、その値は原位置のルジオン試験結果にも概ね整合することが示された。よって、グラウトによる透水性改善の検討について、本手法の適用可能性が示された。
中島 憲宏; 西田 明美; 宮村 浩子; 飯垣 和彦; 沢 和弘
可視化情報学会誌(USB Flash Drive), 36(Suppl.2), 4 Pages, 2016/10
組立構造を意識した有限要素解析により、原子力プラント全体での俯瞰的な耐震裕度評価と各部ごとの詳細な評価技術を実現する手段として、FIESTA(Finite element analysis for structure of assembly)と呼ぶコードを開発するとともに、組立構造解析技術の研究を進めている。本報では、観測値と計算解の照合を具体事例で例証した結果の可視化技術について報告する。地震波としては、震源地でマグニチュード5以上の7波を使い、「京」コンピュータにより地震応答解析を実施した。結合部を有する複雑構造物である原子力プラントの振動解析/耐震性評価過程を、Visual Analytics手法により実施した内容について報告する。これにより「組立構造解析」で耐震性評価に不可欠な計算結果の「確かさ」を向上する方法論をVisual Analytics手法により提案できた。
中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄; 松川 圭輔*; 大嶋 昌巳*; 井土 久雄*
Transactions of the 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08
システム計算科学センターではFIESTAと呼ぶ組立構造解析コードをベースとした仮想振動台の研究開発を展開している。本報では、千代田化工建設と協力し、石油プラントのストラクチャーの仮想振動台実験を実施した結果について報告する。仮想振動台実験を用いた数値実験では、石油プラントのストラクチャーを詳細に部品毎にモデル化し、部品毎に作成された有限要素分割モデルを統合して、組宛て構造解析コードを用いて、動的解析を実施した。時刻歴応答解析では、オンサイト波等4波を用いて京コンピュータで計算した。いずれの計算でも俯瞰的には従来の解析技法による結果が保守的であることを確認でき、詳細な部位の計算では仔細な構造挙動の分析が可能となった。
中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄; 沢 和弘; 飯垣 和彦
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
数値解析結果の妥当性を推定する手段の一つを提案する。有限要素法による構造解析をスーパーコンピュータの並列計算機能を活用して実行し、解析結果の相違を分析するとともに、入力データである有限要素分割の粗密を変更した解析結果を分析し、数値計算的な確かさを推定するシステムを提案する。解析結果を表現する解析結果モデルの形成過程は、データベースで機能IDとその計算手順のリストによって記述する。解析モデルマネージャは、計算手順を記述したリストの順序によって、すなわち複数の数値計算手続きにより、シミュレーションを実行することで、目的とするシミュレーションの数値計算解を出力する。その結果、目的とするシミュレーション結果が複数生成されることから、これらの結果の相違を比較し分析することで、解の正確さを推定する。本論での数値実験は静解析と動解析で実施し、その正確さを判断するための必要な手続きを明らかにした。数値実験は、京を用いて行った。
中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 岡田 達夫*; 鶴田 理*; 沢 和弘; 飯垣 和彦
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07
機械製品は、その大小や複雑さによらず少なくとも二つ以上の部品から組立てられており、原子力発電所などは1000万以上の部品からなる構造物である。本論では、その構成部品を集積してアセンブリ構造の解析方法論について報告する。集積された部品を有限要素解析しようとすると、部品間の合わさる部分の有限要素分割数が合わず、節点や要素が不連続な状態となり、一般には連続体として計算ができなくなる。これを回避する方法として、六面体の有限要素を結合する技術を開発した。これにより従来の自動要素分割手法等でも困難であったアセンブリ構造物の有限要素解析を可能とした。
Tian, R.; 中島 憲宏; 矢川 元基
計算工学講演会論文集, 10(1), p.393 - 396, 2005/05
有限要素解析では、解析対象が連続体として一体的に離散化されていなければならない。原子力プラントのような大規模問題を有限要素解析するときには、すべての構成部品が連続体として定義することは困難である。そのため大規模問題を計算できないなどの問題があった。この問題を解決するために、全体の剛性マトリクス処理において一次従属問題を解決する必要性がある。本論では、数値実験により、この問題を分析し、効果的に1次従属問題を解消する方法を有限要素の内挿関数を明らかにすることにより提言できた。これにより原子力プラントのような大規模問題を精度よく解析する見通しを得た。
and YVO laser crystals杉山 僚; 奈良 康永
Ceramics International, 31(8), p.1085 - 1090, 2005/00
被引用回数：18 パーセンタイル：78.65(Materials Science, Ceramics)アルゴンイオンビームを用いて新たに開発したドライエッチング処理法により、YVO母結晶接合型Nd:YVOレーザー結晶の接合に成功した。56mmの接合界面で生じる光学歪は633nmにて0.05波長であった。半導体レーザー励起による通常結晶との比較では、複合レーザー結晶は、99.2%のほぼ同じ偏光度を保ったままで、約2倍に出力を増加させることができた。接合した結晶における温度分布について把握するために、有限要素法による熱解析を行った結果、複合レーザー結晶は優れた熱伝達特性を有することが明らかになった。
西 宏
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1567 - 1570, 2004/08
被引用回数：9 パーセンタイル：52.57(Materials Science, Multidisciplinary)先に行ったステンレス鋼とアルミナ分散強化銅接合継手の低サイクル疲労試験の破壊点と疲労寿命について検討するため、弾塑性有限要素解析を用いて継手に引張変形及び繰返し変形を負荷したときの変形挙動を明らかにし、低サイクル疲労試験結果と比較した。その結果、次の結論を得た。(1)ステンレス鋼と分散強化銅の組合せは若干であるが応力特異性を有し、塑性域では弾性域に比べ特異性は減少するが、界面にひずみ集中が起こる。(2)解析より疲労試験片にはひずみ集中が起こり、ひずみ範囲が小さい時は界面近傍のアルミナ分散強化銅にひずみが集中し、ひずみ範囲が大きい場合は界面より離れたアルミナ分散強化銅側にひずみが集中する。(3)解析による接合継手の破壊点,疲労寿命は実験結果と一致し、接合継手の破壊点,疲労寿命は母材の疲労寿命から推定可能である。
飛田 正浩*; 松井 義典
JAERI-Tech 2003-042, 132 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-042.pdf:7.19MB
炉内照射試験における照射温度の予測は、照射キャプセル設計において重要な項目の一つである。近年の照射試験では、種々の試験条件の要求に対応するため、複雑な構造のキャプセルが多く、照射温度の精度良い評価には、3次元計算を必要とするケースが増えている。しかし、3次元温度計算では一般に入力の作成等に複雑な作業を必要とし、多くのパラメータ計算を行う設計作業では大変な時間と労力を要する。このため、3次元有限要素法コードNISA1)(Numerically Integrated elements for System Analysis)の導入とともに、キャプセル設計者の入力作成作業を支援するサブプログラムを開発した。この結果、3次元温度計算がより容易に実施可能になるとともに、発熱率の自己遮へいによる構造物内部での減衰等の効果,炉内照射に特有の効果も取り扱えるようになった。
山田 禮司; 井川 直樹; 田口 富嗣; 實川 資朗
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1215 - 1220, 2002/12
被引用回数：24 パーセンタイル：80.59(Materials Science, Multidisciplinary)SiC繊維強化SiC/SiC複合材料(SiC/SiC)は、核融合炉の先進的ブランケット構造材料と目されている。構造設計の点から、最大熱応力を設計強度以内に抑えるため、材料には高熱伝導性が要求されている。最近開発された焼結SiC繊維は高熱伝導率を有しており、それを用いたSiC/SiC複合材料もまた高熱伝導性を示すことが期待される。ここでは、CVIとPIP法により焼結SiC繊維を用いて複合化し、それらの熱伝導率を評価した。その結果、CVI及びPIPによる複合材では、室温でそれぞれ、60W/mK,25W/mKの値をえた。これらの値は、非焼結SiC繊維の複合材の熱伝導率と比較すると、非常に大きく開発材料の有望性を示している。焼結及び非焼結SiC繊維のSiC/SiC複合材の熱伝導解析を有限要素法で行い、実験結果を裏付ける計算結果を得た。
栗原 良一
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.209 - 216, 2002/11
被引用回数：4 パーセンタイル：29.2(Nuclear Science & Technology)高い核融合出力を達成するために、ダイバータは10MW/m
以上の高熱流束に耐えなければならない。20MW/m以下の熱流束であれば、タングステンを構造材とした固体壁ダイバータでも除熱可能である。しかし、固体壁ダイバータでは、熱応力のような厳しい機械力学的状態の観点から、20MW/mを超える高熱流束を除去するのは極めて困難である。そのため、固体壁上を流れる液膜により熱を除去する液体ダイバータ概念がオプションとして検討されている。本論文は、液体材料としてFLiBe溶融塩を採用した場合に、高熱流束を受ける自由表面液体の熱流動解析について記述した。有限要素法解析コードADINA-Fにより、45度傾けたSiC/SiC複合材第一壁上をFLiBeが厚さ10mm,初速度0.5m/s,初期温度600
で流入するとして計算した。流体の上部表面には、熱流束として25~100MW/mを与えた。液膜内に水車などを設置して二次流れを生じさせることにより伝熱の向上可能性を評価するため、二次流れの効果を等価熱伝導率10kW/mKで模擬した。解析結果から、二次流れを生じさせることにより3~4倍伝熱特性が改善し、100MW/mの熱流束も除熱可能であることがわかった。さらに、液体ダイバータとして固液混相流を使用することで固相の融解熱を利用した熱除去可能性を検討した。
