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柴田 勝之*; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; Li, Y.*
日本機械学会M&M2005材料力学カンファレンス講演論文集, p.299 - 300, 2005/11
改正電気事業法及び改正省令62号等が平成15年から施行され、構造機器の健全性に影響しない欠陥を残したまま運転継続が可能な維持基準が適用されている。運転継続にあたっては、欠陥の進展評価と健全性確認を行うことが必要である。応力腐食割れ等の進展には溶接残留応力が大きく影響するので残留応力の影響評価が重要である。現行規格では、影響関数により求めた応力拡大係数(K値)を用いて残留応力の影響を評価しているが、き裂進展とともに残留応力が解放されき裂先端には塑性域が生じるので、残留応力を荷重制御型の荷重として扱う影響関数法で求めたK値による進展解析が最適かどうかは疑問である。そこで、残留応力中をき裂が進展するときの残留応力の挙動を弾塑性解析し、残留応力の再分布の様子やき裂進展とK値との関係を求め、影響関数法によるK値と比較した。数種類の溶接残留応力中におけるき裂進展シミュレーションを行い残留応力の再分布及びK値の解析結果から、モデル長さの影響,端部拘束条件の影響,き裂先端部の塑性変形の影響を検討し、影響関数法によるK値を裂進展解析に適用した場合はき裂進展を過大評価することを明らかにした。
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。
武田 隼人*; 大沼 謙二*; 玉田 正男; 笠井 昇; 片貝 秋雄; 長谷川 伸; 瀬古 典明; 川端 幸哉*; 須郷 高信
JAERI-Tech 2001-062, 66 Pages, 2001/10
放射線グラフト重合法によって合成した金属捕集材の実海域での適応性を調査検証するため、海水中に極低濃度で溶存するウラン、バナジウム等の有用金属の捕集試験をむつ事業所沖合いの実海域で実施している。捕集材から溶離した有用金属はキレート樹脂に再吸着して分離・精製施設に輸送して精製した。キレート樹脂はPVC製の樹脂筒に収納しさらにステンレススチール製の輸送容器に収納してトラックで専用積載として輸送した。本試験で取り扱うウランの量は、1回の試験当り150g(1.92MBq)以下としたので、ウランの濃度は最大で60Bq/gであり、取り扱い量も濃度も法規制の対象外である。したがって、輸送も一般の物質として行うことができるが、自主的にL型輸送物に準拠して輸送することにした。L型輸送物は法令上輸送容器に関する構造強度上の要求はないが、輸送に当って安全を期すため上位輸送区分であるIP-2型相当の強度を有することをあらかじめ解析評価して、通常の取扱い条件において輸送容器の健全性を確保できることを確認した。また、輸送に当っては、あらかじめ輸送計画書を作成し、これに従って実施した。
茅野 栄一; 丸山 結; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 湯地 洋子; 工藤 保; 橋本 和一郎*
Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.107 - 115, 2001/06
高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性の評価を目的とした配管信頼性実証試験計画では、配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得している。試験と並行して、試験後解析は汎用有限要素法解析コードABAQUSを用いて行っている。原子力用SUS316冷間引抜管と蒸気発生器伝熱管を用いた試験の解析をまとめた。これらの解析では本計画で作成した3次クリープ域を考慮したクリープ構成式を用いた。冷間引抜管の試験結果とシェル要素を用いた3次元解析の結果は試験結果と比較して、外径増加量は過小評価となり、破断時間が長くなる傾向が見られた。シェル要素とソリッド要素を用いた2次元解析から、この差異はシェル要素に起因することがわかった。蒸気発生器伝熱管の解析では、ソリッド要素を用いた2次元解析を実施し、破断時間が実験結果と良く一致した。
鈴木 哲; 秋場 真人; 荒木 政則; 佐藤 和義; 横山 堅二; 大楽 正幸
Journal of Nuclear Materials, 212-215(1), p.1365 - 1369, 1994/09
次期核融合装置用ダイバータ板開発の一環として、サドル型ダイバータ模擬試験体を開発し、加熱実験を行った。本報告は定常熱負荷20MW/m
における熱サイクル実験及び有限要素解析によるダイバータ模擬試験体の寿命評価に関するものである。熱サイクル実験では、電子ビームによる定常熱負荷を1000サイクルにわたって与えたが、試験体には除熱性能の劣化は観察されず、実験後のSEM観察においても繰返し熱負荷による損傷は認められなかった。この実験を模擬した弾塑性熱応力解析を実施した結果、本試験体は20MW/mの熱負荷に対し、60000回以上の疲労寿命を有すると判断され、ITERのCDAにおけるダイバータ板の設計熱負荷・設計寿命に対して十分な性能を持つことが確認された。
植田 脩三
JAERI-M 87-027, 179 Pages, 1987/03
第1章では、パイプホイップやブロ-ダウン推力に関する従来の研究成果と本研究の目的を明らかにする。第2章では、配管破断試験装置の設置目的や仕様について明らかにする。第3章では、ブロ-ダウン推力の測定結果とその解析方法について検討した結果について示す。第4章では、試験配管とU型レストレントを用いてBWR・LOCA条件下でパイプホイップ試験を行ない、クリアランス、オ-バ-ハング長さ、試験配管の口径などのパラメ-タが配管やレストレントの挙動に及ぼす影響について明らかにする。第5章では、汎用有限要素法ADINAを用いてパイプホイップ解析を行ない、最大レストレント力などが推定できる事を示す。また、エネルギ-バランス法を用いた簡易解析によりレストレントの設置限界が定められる事を示す。第6章では、全体結論と実機プラントへの応用の一例を示す。
佐野川 好母; 幾島 毅; 大西 信秋; 須藤 高史; 宮園 昭八郎; 伊勢 武治
日本原子力学会誌, 22(12), p.890 - 902, 1980/00
有限要素法計算コードは構造解析のみならず、熱、流体、核計算にも広く使用されている。しかし、これらの計算コードの使用にあたっては、使用限界や解の精度を把握しておく必要がある。本報告は、現在使用されている有限要素法計算コードの妥当性や計算精度を調べるため、地震応答、非弾性解析、熱移動解析のベンチマークテストの結果と検討についてまとめたものである。得られた結果の要約は次の通りである。(1)地震応答解析において、数値積分法や積分時間刻みと解の精度について明らかにした。(2)シェル要素を含む振動解析では、シェル要素の特性によって固有値に差違が生じる。(3)弾塑性解析において、計算コード内の構成方程式の取り扱いの相違によって結果に差違が生じる(4)非定常温度解析では、物性値の温度依存性や発熱量の取り扱いの相違によって結果に差が生じる。
宮崎 則幸; 斎藤 和男*
JAERI-M 8487, 34 Pages, 1979/10
1978年10月~11月にかけて行われた配管破断試験の予備試験ではレストレントを取り付けた2B、sch-80の曲管状試験体を用いて試験圧力40Kg/cma、飽和水条件のパイプホイップ試験を実施した。この予備試験に先立ってADINAプログラムを用いて予備解析を行った。予備試験においてはクリアランスは固定であるが、オーバハング長さは任意に選ぶことが可能であったので、オーバハング長さをパラメータにとった計算を行った。さらに解析モデルでベンドを入れた場合の計算を行いその結果を比較することにより、ベンドの質量の効果が結果にどのような影響を及ぼすかも調べた。この解析結果より、配管とレストレントとの相互作用を見るという目的意識をもって予備試験を実施するならば、予備試験計画段階および機器設計段階で予定していたオーバハング長さ=500mmという値は大きすぎることが判明した。
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。
三浦 一浩*; 岡藤 孝史*; 佐郷 ひろみ*; 下村 健太; 岡島 智史; 佐藤 健一郎*
no journal, ,
大口径化による薄肉化、新しい材料の採用、基準地震動の増加による免震装置の採用に対応するため、高速炉の円筒容器には軸方向の圧縮荷重, 曲げ荷重及びせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価法が必要となる。上記に対応する座屈評価法は、日本機械学会の高速炉規格において検討されている。この研究では、提案式の適用性を検討するため、座屈強度の変動因子として材料特性と初期不整を用いてモンテカルロシミュレーションを実施し、これらの因子の変動が座屈荷重に与える影響を評価した。その座屈荷重をJSME S NC2-2013の縦弾性係数及び設計降伏応力を用いた提案式による座屈荷重により正規化した場合、95%信頼下限値は、鉛直単体荷重、水平+鉛直荷重ともに、提案式の閾値を上回った。この結果は、提案式に設計降伏点を用いて算出した座屈評価値は、材料特性その他のばらつきを含む実際の座屈荷重の95%信頼下限値よりも安全側(小さめの)値となることを示している。
