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山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.; 鬼沢 邦雄
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021906_1 - 021906_11, 2020/04
被引用回数：1 パーセンタイル：8.01(Engineering, Mechanical)Some Japanese nuclear power plants have experienced several large earthquakes beyond the design basis ground motion. In addition, cracks resulting from long-term operation have been detected in piping systems. Therefore, to assess the structure integrity of cracked pipes taking the occurrence of large earthquakes into account, it is very important to establish a crack growth evaluation method for cracked pipes that are subjected to large seismic cyclic response loading. In our previous study, we proposed an evaluation method for crack growth during large earthquakes through experimental study using small specimens and investigation using finite element analyses. In the present study, to confirm applicability of the proposed method, crack growth tests were conducted on both stainless and carbon steel pipe specimens with a circumferential through-wall crack, considering large seismic cyclic response loading with complex wave forms. The predicted crack growth values are in good agreement with the experimental results and the applicability of the proposed method was confirmed.
笠原 茂樹; 知見 康弘; 端 邦樹; 福谷 耕司*; 藤井 克彦*
Proceedings of 19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (Internet), p.1345 - 1355, 2019/08
本研究では、BWR炉内構造物の構造健全性評価に資することを目的として、中性子照射影響を適切に反映したオーステナイト系ステンレス鋼のIASCC亀裂進展速度に係る経験式を開発した。亀裂進展速度の経験式は、応力拡大係数Kと亀裂成長速度(da/dt)との間の関係式da/dt=M
K
に基づき、Mとnは中性子照射量の増加に伴って飽和する関数として扱った。経験式の開発に当たっては、照射ステンレス鋼を用いたBWR通常炉水条件(NWC)及び水素注入条件(HWC)模擬環境下での照射後試験で得られた亀裂進展速度の文献データを収集したデータセットを用いた。データセットと構築した経験式を比較したところ、NWCの計算結果はデータセットと良く一致したが、HWCは合致しなかった。この理由として、HWC条件下での試験データが広範囲にばらついていたことが考えられる。
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。
長谷川 邦夫*; Mare
, 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：12.87(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.
永井 政貴*; Lu, K.; 釜谷 昌幸*
日本機械学会M&M2016材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.481 - 483, 2016/10
近年、原子力発電プラントのニッケル合金溶接部において、アスペクト比
=0.5 (
:亀裂深さ、
:亀裂長さ)を超える半円より奥に深い応力腐食割れ(SCC)亀裂が検出される事例が報告されている。このような亀裂を有する構造物の健全性を合理的に評価するため、半円より奥に深い亀裂の応力拡大係数解が複数提案されている。本発表では、半円より奥に深い亀裂の応力拡大係数解について、解の相互比較およびSCCによる亀裂進展のベンチマーク解析を行い、異なる解による解析結果を報告する。
長谷川 邦夫; Li, Y.; 斉藤 高一*
Journal of Pressure Vessel Technology, 137(4), p.041101_1 - 041101_7, 2015/08
被引用回数：3 パーセンタイル：16.43(Engineering, Mechanical)機器の表面近傍に内部欠陥が検出された場合、この欠陥は接近性のルールに従って表面欠陥に置き換えられる。このルールは世界のすべての維持規格に採用されている。しかしながら、具体的な置き換えのモデル化はそれぞれ異なっている。本論文では、内部欠陥から表面欠陥へ成長する疲労亀裂進展解析を実施するとともに、既存実験結果との比較を行った。その結果を踏まえ、米国機械学会のSection XIや日本機械学会の維持規格で定義されている接近性のルールの有効性を検討した。
柴田 勝之; 加藤 大輔*; Li, Y.*
日本原子力学会誌, 43(4), p.387 - 396, 2001/04
被引用回数：2 パーセンタイル：19.66(Nuclear Science & Technology)確率論的破壊力学は、負荷、材料強度、欠陥分布、欠陥検査性能等の不確かさを確率変数として取り扱うことにより、構造機器の健全性・信頼性を合理的に評価できる手法として注目されている。欧米では、構造健全性評価にかかわる規制に取り込まれる動向にあり、評価法の確立、高度化をめざした国際ベンチマーク解析も実施されている。この背景から、変動荷重を受ける原子炉圧力容器等の信頼性評価を行うため、解析精度及び機能の向上を念頭において新規コードPASCAL (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進めている。すでに、コード主要部分の整備を完了し、検証解析及び例題解析に基づき、開発コード機能・性能評価及び種々の因子に関する破損確率への影響について評価している。本論文では、開発コードの機能・概要及び解析結果例を述べる。
井上 和子*; 堀川 武*; 中村 浩*; 新井 利章*; 皆川 宣明; 土屋 佳則*; 森井 幸生; 山口 泰男*
Japanese Journal of Applied Physics, Part 1, 37(10), p.5680 - 5686, 1998/10
被引用回数：2 パーセンタイル：13.54(Physics, Applied)直径8mmのS55C炭素鋼に繰返し応力を負荷した疲労材の内部ひずみ分布を測定し観察した。その結果、表面近傍に引張応力が集中していることが観察できた。この現象は以前から知られていることではあるが、この測定観察結果から、繰返し応力による材料破損は表面より進展することが言える。この測定は、非破壊により内部ひずみ、あるいは応力分布が測定できる中性子回折による測定である。装置は日本原子力研究所JRR-3M原子炉中性子導管に設置された日本初の残留応力解析用中性子回折装置(RESA)である。
林 真琴*; 大城戸 忍*; 皆川 宣明; 森井 幸生
材料, 47(4), p.420 - 426, 1998/04
構造物内部の残留応力を測定するためには、中性子回折法が必要不可欠である。JRR-3中性子導管のT2-1ポートに応力測定を目的とした中性子回折装置を設置し、測定を開始した。一次元検出器を用いた計測システムにより1/100度の精度で回折パターンを得ることが出来る。この装置を用い、曲率半径40mmで曲げ塑性変形を加えた厚さ10mmの炭素鋼板材料の内部残留応力測定を行い、中央部内面から外面までの残留応力分布を求めた。その結果、内面と外面の板面における残留応力絶対値は120~180MPaであることが分かった。今後亀裂の進展、余寿命の予測等が可能になると期待でき、材料工学、機械工学分野で中性子回折による非破壊残留応力測定は大きな役割を果たすと考えられる。
笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 知見 康弘; 藤井 克彦*; 越石 正人*
no journal, ,
軽水炉炉内構造物用ステンレス鋼を対象に照射特性に関する国内外の文献を広範に調査して取りまとめ、BWR一次系水模擬環境下での304L及び316Lステンレス鋼の亀裂進展速度データを用いて、亀裂進展速度と応力拡大係数の関係(da/dt=A・K)に及ぼす中性子照射量の影響を検討した。その結果、応力拡大係数の指数nは照射量の増加とともに減少、飽和する傾向が認められ、照射量の増加に伴って亀裂進展速度の応力拡大係数依存性は小さくなることがわかった。また、破壊靭性データの照射量依存性を検討し、10dpa程度でほぼ飽和する傾向式を得た。
笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 知見 康弘; 藤井 克彦*; 越石 正人*
no journal, ,
軽水炉の炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の亀裂進展速度と応力拡大係数の相関への中性子照射の影響評価の一環として、BWR通常一次系水(NWC)及び水素注入(HWC)模擬環境下での照射ステンレス鋼の亀裂進展速度の傾向式を構築した。傾向式の検討に当たっては、試験結果の一次情報に遡って精査可能な公開文献に記載された亀裂進展速度, 応力拡大係数及び中性子照射量等のデータを用いた。NWC及びHWCそれぞれの傾向式より、NWCでの亀裂進展速度は照射量3dpaまでに大きく増加して飽和する傾向を示すこと、HWCでの亀裂進展速度の照射量依存性はNWCに比べて緩やかでかつ低い値で飽和する傾向を示すことが判った。
笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 知見 康弘; 藤井 克彦*; 端 邦樹
no journal, ,
軽水炉の炉内構造物の構造健全性評価には、オーステナイト系ステンレス鋼への中性子照射影響を適切に反映したIASCC亀裂進展速度線図が必要である。本研究では、応力拡大係数Kと亀裂成長速度(da/dt)との間の関係式da/dt=MKに基づき、BWR一次系模擬環境下で得られたIASCC亀裂進展速度データから各係数の最適化を行い、IASCC亀裂進展速度の実験式を構築した。Mとnは中性子照射量の関数として扱い、係数最適化ではBWR一次系でのNWCおよびHWCのそれぞれを模擬した条件下で得られたデータを用いた。構築した実験式とデータを比較し、実験式の 妥当性について検討した。
笠原 茂樹; 端 邦樹; 塙 悟史
no journal, ,
軽水炉の炉心環境下での水のラジオリシスは、炉内構造物用ステンレス鋼の亀裂進展の加速要因と考えられており、その検証の一環として照射下亀裂進展試験が行われてきた。本検討では、照射後試験データにより構築した亀裂進展速度傾向式CGR=f(dpa, K)を照射下亀裂進展試験結果に適用し、実測値と計算値の比較からラジオリシスの加速効果の検証を試みたが、実測値と計算値の残差が大きく、検証が困難であった。その原因の一つとして、CT試験片の板厚が小さいために試験時のK値が有効範囲を逸脱した可能性が挙げられた。会議では、照射下亀裂進展試験の実施に当たって留意すべき他の試験パラメータについて検討した結果についても報告する。
