Residual stress measurement by the neutron diffractometer in Japan

皆川 宣明; 森井 幸生; 盛合 敦; 菊地 賢司

Material Evaluation by X-Ray and Neutron Diffraction, p.H_19_1 - H_19_5, 2001/05

日本における材料内部応力測定用中性子回折装置が設置されたのが1992年であり日本での研究がスタートした。現在まで行われていた研究を紹介するとともに、技術開発についても紹介している。最近の研究として、冷し填めアルミ材プラグとリングについて加工残留応力,組立後の熱膨張による境界部分の発生応力を精密に測定し、予測発生応力が周方向で280MPaに対し組立後の測定応力が420MPaであり、事前に測定したリング内径部の周方向残留応力が、150MPaであった。この結果から冷し填めのような製作過程では、部品加工時の残留応力は、最終製品において加算されることが確認された。実際の製品製作工程で各部品の加工残留応力を無視することは、最終製品の残留応力を予測ないし寿命計算を行ううえで無視できないことを意味する。

安全研究基本計画(平成13年度平成17年度)

not registered

JNC TN1400 2000-010, 70 Pages, 2000/10

JNC-TN1400-2000-010.pdf:2.87MB

本計画は、平成11年度より国の「安全研究年次計画」(平成13年度平成17年度)の策定作業に協力する形でニーズ調査及び研究課題を提案し、国の「年次計画」で採用された研究課題の他に社内研究を含めたサイクル機構の計画として策定した。サイクル機構の安全研究は、高速増殖炉、核燃料施設、耐震、確率論的安全評価、環境放射能、廃棄物処分及びその他(「ふげん」の廃止措置)の7分野において実施することとしている。なお、本計画は、安全研究専門部会、中央安全委員会及び理事会において審議され、決定されたものである。

時間とともに硬化する構造物の熱応力ラチェット解析

羽田 一彦

日本機械学会論文集,A, 65(636), p.108 - 115, 1999/08

定常1次応力の下で熱応力が繰り返し作用する構造要素について、熱時効や中性子照射による降伏応力の上昇を適切に考慮し、累積する熱応力ラチェットひずみが許容値内に収まるように繰り返し熱応力の範囲を合理的に定めるための設計手法を開発する。降伏応力が時間とともに上昇する場合の変形挙動は、降伏応力一定の場合とは異なって過渡的な変形モードが新たに現れ、計9つのモードに分類できる。これらの変形モードを生ずる熱応力の範囲並びに熱サイクルごとのラチェットひずみ増分は、当該サイクル及びその1つ前のサイクルにおける降伏応力値により一意的に定まることがわかった。新しく提案した熱過渡事象の発生頻度を統一的に表す時間関数モデルを用い、各変形モードの熱応力範囲及びラチェットひずみ増分を時間の関数として導出した。これにより、ラチェットひずみが許容値内に収まる熱応力の範囲を時間の関数として定めることができた。

面内及び面外曲げ荷重下における曲がり管のクリープ疲労変形

加治 芳行; 菊地 賢司; 武藤 康

日本機械学会論文集,A, 61(586), p.1145 - 1152, 1995/06

https://doi.org/10.1299/kikaia.61.1145

空気中900Cで母材及び溶接部を有する試験体について、完全両張り変位制御の面内及び面外曲げ疲労試験を行い、破損サイクル数に及ぼす保持時間及び変位速度の影響について実験的に調べた。また有限要素法を用いた弾性クリープ解析を行い、破損寿命の予測を行った。その結果、以下の結論を得た。(1)最大変位で保持時間を挿入することにより破損サイクル数は急速に小さくなる。(2)溶接部の健全性は確保されている。(3)クリープ構成として2次クリープのみのNorton型の構成式を用いた方が、1次+2次クリープを考慮したGarofalo型の構成式を用いた場合に比べて安全側の破損寿命予測結果となる。(4)解析に用いる要素として、梁要素と厚肉シェル要素を用いた場合とでほぼ同等の破損寿命を予測する。

簡易法き裂解析コードCANISの開発改良

古橋 一郎*; 若井 隆純*

PNC TN9410 94-201, 301 Pages, 1994/04

PNC-TN9410-94-201.pdf:11.35MB

FBR構造物の破壊力学的評価のため、簡易法き裂解析コード体系CANISの開発改良を行った。同体系はCANIS-G,K,Iからなる。クリープ疲労き裂進展評価コードCANIS-Gでは以下の改良を行った。1.1 平板および内面き裂付きの円筒に加え、外面き裂付きの円筒も取り扱えるようにした。1.2 円筒の軸曲げモメント荷重も取り扱えるようにした。1.3 熱過渡荷重等の変位制御型荷重を容易に取り扱えるようにした。1.4 これらを容易にするため、正味断面形状関数と応力拡大係数解のライブラリを拡張整備した。1.5 材料データライブラリを拡張整備した。PNCが取得した7鋼種の弾塑性応力ひずみ関係式、クリープひずみ式、クリープ破断式および疲労破損特性をライブラリ化した。1.6 現在から過去に向かって時間積分し、過去のき裂形状を逆算する逆方向解析機能を追加した。また新たに破壊力学パラメータ評価コードCANIS-Kとき裂発生確率評価コードCANIS-Iを開発した。CANIS-Kは以下を行う。2.1 入力されたき裂形状に対して、応力拡大係数K、J積分値、クリープJ積分値等の破壊力学パラメータ計算結果の詳細(過渡事象内の時刻歴、最大値、最小値など)を出力する。2.2 き裂進展速度、開口面積および漏洩量を計算出力する。CANIS-Iは以下を行う。3.1 き裂無し断面の時間依存の疲労損傷値およびクリープ損傷値を計算評価する。3.2 疲労き裂発生に対応した疲労損傷値の統計分布関数およびクリープき裂発生に対応したクリープ損傷値の統計分布関数を参照し、時間依存のき裂発生確率を計算評価する。これらCANIS-G、K、Iでは入力データフォーマットおよび使用サブルーチンの共通化が図られ、将来のコードの改定拡張が容易かつ統一的に行えるようにした。CANISは以下の領域で有力な計算コードであり、その利用が期待される。4.1 き裂付き構造物の余寿命評価。き裂無し構造物のき裂発生時期の予測。4.2 プラントの破壊力学的信頼性評価および最適構造設計。4.3 プラントの最適運転計画および最適補修計画の立案。4.4 各種破壊力学試験の試験条件および試験片形状の最適設計。4.5 各種破損事故のシミュレーション。き裂発生時期あるいは負荷荷重の逆算推定。本報告はCANISコードの数学力学モデル、使用マニュアルおよび解析例を

銅オーバーパックの腐食に関する文献調査(1)

楠戸 伊緒里

PNC TN8420 93-016, 63 Pages, 1993/10

PNC-TN8420-93-016.pdf:1.41MB

現在、オーバーパックの候補材の1つとして銅系材料が検討されており、そのオーバーパックの寿命予測を行うために銅および銅合金の腐食挙動を調べることは、長期間にわたる放射性核種の閉じ込め能力を検討するうえで非常に重要である。本報告書では、諸外国における銅系オーバーパックの腐食挙動の研究について、オンライン検索システムを利用した文献調査を行った。対象文献数は10件であり、主な腐食形態は以下のようなものであった。 (1)均一腐食(2)孔食(3)応力腐食割れ これらの腐食に影響を及ぼす因子として検討されたものは、溶存酸素濃度、放射線の存在、硫化物イオンに代表される無機イオン濃度、圧縮ベントナイトの存在、温度等であった。

海外出張報告 -EMRS 1991 Fall Meeting及びLife Prediction of Corrodible Structures

亀井 玄人; 本田 明

PNC TN8600 92-005, 23 Pages, 1992/03

PNC-TN8600-92-005.pdf:2.73MB

本報告書は1991年11月、仏ストラスブールで開催された、EMRS 1991 Fall Meeting(主催、欧州材料学会)および、同月、米ハワイ州で開催された、Life Prediction of Corrodible Structures(主催、米国腐食学会)において発表された研究のうち、動燃の地層処分研究上とくに重要と考えられるものの概要や所感を記すものである。前者の会議では放射性廃棄物の処理・処分技術全般にわたる材料研究の成果が発表された。亀井はこれらのうち、種々の人工バリア材料と水との相互作用や、核種移行挙動等を重点に情報を集めるとともに、ベントナイトの長期耐久性について発表した。世界的に処分研究は、現象の本質を理解しようとする方向で進められているように感じられた。後者の会議では、構造物の腐食寿命予測に関する研究の成果が報告された。本田はオーバーパック研究に参考となる各種測定技術、加速試験手法および寿命予測手法に関する情報を集めるとともに、炭素鋼オーバーパックの寿命予測について発表した。腐食モニタリング技術では交流インピーダンス法が注目されており、寿命予測手法の主流は、従来の確定論的手法から確率統計的手法へと移り変わりつつあるように感じられた。

Life prediction study of reactor pressure vessel as essential technical foundation for plant life extension

中島 甫; 中島 伸也; 近藤 達男

Proc.Symp.on Nuclear Power Plant Life Extension, p.81 - 93, 1987/00

国内軽水炉プラントの状況及び今後の動向に触れ、軽水炉プラントの寿命を延長することの重要性を示唆する。さらに、プラントの寿命は各コンポーネント別に考えることが最適であり、この結果圧力容器の寿命がプラントの寿命を決定する可能性の高いことを述べる。また、圧力容器の寿命は運転中に発生、成長すると予測されるき裂挙動を評価することにより予測することが可能であり、このシナリオに基づいて圧力容器の寿命と密接に関連する因子をコンピューターシミュレーションにより抽出した結果を紹介する。これらの因子のうち、き裂挙動及び破壊抵抗に関する材料学的知見について述べる。 以上の考察をもとに、圧力容器の寿命は材料の質、特に不純物元素量に依存することを指摘し、新鋭プラントでは現行の寿命を延長できる見通しのあること及びそのために必要な研究課題について言及する。