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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.
山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.
溶接構造シンポジウム2017講演論文集, p.21 - 27, 2017/12
設計上の想定を超える地震動による応答荷重における亀裂進展を評価するためには、荷重条件が小規模降伏条件を超える可能性や、荷重振幅の大きさが不規則に変化することを考慮する必要がある。特に、大きな卓越荷重を受けた後の亀裂進展では、負荷履歴による亀裂前縁応力分布の変化や亀裂鈍化の影響を考慮することが重要である。本研究では、地震動による応答荷重を単純化した卓越荷重を含む繰返し荷重による亀裂進展試験や試験を模擬した有限要素解析を実施し、亀裂進展に及ぼすこれらの影響を評価した。また、これらの評価を踏まえ、亀裂前縁応力分布の変化や亀裂鈍化の影響を考慮した地震時亀裂進展評価手法を提案した。さらに、模擬地震応答荷重負荷による亀裂進展試験を実施し、測定した亀裂進展量と提案した手法によるその予測値を比較することで、提案した手法の妥当性を確認した。
伊藤 裕人*; 鬼沢 邦雄; 柴田 勝之*
JAERI-Data/Code 2005-007, 118 Pages, 2005/09
JAERI-Data-Code-2005-007.pdf:5.23MB
軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、確率論的破壊力学解析コードであるPASCAL-SC及びPASCAL-EQを開発した。これら両コードは、安全上重要な配管溶接部の破損確率をモンテカルロ法により評価するものである。PASCAL-SCは経年劣化事象として応力腐食割れ(SCC)を対象とし、またPASCAL-EQは地震荷重等による疲労き裂進展を対象としたコードである。これらのコードは、破壊力学の最新の知見や計算機性能向上を踏まえ、非定常な地震荷重によるき裂進展が評価可能であると同時に、応力拡大係数や破断判定法に最近の破壊力学的知見が盛り込まれている。また、GUIによる入力データ作成,解析(計算)実行,解析結果のグラフ描画が可能であり、操作性の向上も図られている。本報告書は、PASCAL-SC及びPASCAL-EQの使用方法と解析理論及び手法をまとめたものである。
瓜生 満; 篠原 孝治; 山崎 敏彦; 見掛 信一郎; 中山 一彦; 近藤 俊成*; 橋村 宏彦*
JNC TN8400 2001-030, 99 Pages, 2002/01
JNC-TN8400-2001-030.pdf:13.24MB
一般免震建物では第四紀層地盤立地例が非常に多く、原子力施設においても立地拡大の観点からその研究要請が強い。免震構造物を第四紀層地盤に立地する場合、上下方向地震動が岩盤上と比べて増幅しやすいため、その評価は重要な課題であり、特に、原子力施設では一般施設に比べて地震荷重が大きいことから、地盤における上下地震動の増幅の影響等、その立地適合性の検討を行う必要がある。よって、本研究では、免震構造の適用について、第三紀層における検討に基づき、地質年代として比較的新しい第四紀層地盤における立地適合性を検討し、その安全評価手法について報告を行う。更に、免震建物の動特性を基に、核燃料施設特有の機器・配管類に対するやや長周期床応答における挙動の評価を行ったので、ここに報告する。
高治 一彦; 谷口 航
JNC TN8400 99-042, 68 Pages, 1999/11
緩衝材には、止水性、自己シール性、核種収着性、熱伝導性、化学的緩衝性、オーバーパック支持性、応力緩衝性等が長期にわたり維持されることが期待されている。これらの機能を比較的満足し得る材料として、天然に産する粘土が注目され、中でも圧縮されたベントナイトは、非常に低い透水性による水の動きの抑制、水の浸潤に伴い膨張し圧縮ベントナイト中の間隙や隣接する岩盤中の割れ目への充填、陽イオン核種を収着する陽イオン交換能を有している等の点で優れており、緩衝材として最も有力であると考えられている。サイクル機構では地層処分研究の一環として、人工バリア技術開発および安全評価の基礎データとするために緩衝材の特性に関する研究を進めている。本報告書は、耐震安定性評価に資するための緩衝材としての圧縮ベントナイトの動的力学特性の把握を目的として、動的三軸試験、弾性波速度の測定、液状化試験についての手順、試験条件、結果および考察についてまとめたものである。動的三軸試験により、せん断剛性および減衰比のせん断ひずみ依存性、力学モデルへの適用等、弾性波速度の測定により、動的三軸試験によって得られた最大せん断剛性の妥当性等、液状化試験により、繰返し載荷による動的強度等を把握することができた。
not registered
PNC TJ1552 94-001, 173 Pages, 1994/03
平成5年度の委員会業務としては、岩手県釜石鉱山大峯地区の坑内外に設置した6ヵ所の地震計による地震観測および、坑内L550に設置された水圧、水量、水質観測用の各計器により、地震発生時の地下水理の変化について観測し、得られた諸データについて解析を行った。工事としては、地形が地震動に与える影響を調査するため、地表(L725坑口)に記録装置付の強震計1台を増設した。研究活動としては、地下水理・機器ワーキンググループと数値解析ワーキンググループを編成し、前者は地表に増設する地震計の、設置点の現地調査その他を、後者は観測地震のデータ解析結果や耐震設計手法の評価に関する研究成果の検討などを担当し、本委員会に諮り更に検討を加えた。報告書の第1章では、10年目に入った本委員会の研究方針と研究活動の概要について記述した。第2章では、地表へ新たに増設した地震計に関して、設置する目的、設置点の選定および、設置工事について記述した。第3章には、平成5年度に釜石鉱山で観測された46個の地震について、夫々の観測データおよび解析結果について記述し、第4章では、同じく地下水理関係の観測で得られた諸データと、その解析・検討結果について記述した。第5章では、深部地下構造物の耐震性を評価する研究対象として、昨年度に引続き坑内水平坑道をとり上げ、各種要因の安定性に及ぼす感度解析とその成果について記述した。即ち、水平坑道の耐震安定性に影響を与える要因である、坑道の設置深度、側圧係数、地震力および岩盤のせん断力の中では、岩盤のせん断力が最も大きなものであることを示した。第6章では、あとがきとして、今年度に得られた研究成果をとりまとめて述べると共に、今後の課題を提言し示してある。
二川 正敏; 菊地 賢司
JAERI-M 85-054, 16 Pages, 1985/04
静的水平地震荷重を模擬したVHTR炉心構造試験体の傾斜試験によって,炉心拘束幾構の拘束力の変化重を調べた。更に、傾斜時の炉床部構造物の挙動を簡易ブロック群の滑りモデルによって解析した。また、黒鉛同士及び黒鉛と鋼間の見掛けの摩擦係数を摩擦係数測定試験結果と比較、検討した。その結果、次のような結論を得た。(1)炉心拘束機構の拘束力の変化量は、傾斜後ゼロに戻らない。(2)見掛けの摩擦係数は、大気中で黒鉛同士が0.10、黒鉛と鋼間が0.19となった。
