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渡邊 壮太*; 久保 幸士*; 岡島 智史; 若井 隆純
日本機械学会M&M2017材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.581 - 585, 2017/10
高速炉の高温構造設計規格では、内圧が低く、熱応力が大きい高速炉の荷重条件の特徴を考慮し、設計者が応力緩和時の弾性追従の程度を特に意識することなく評価できるよう弾性追従係数を一意にq=3と定めた長期一次応力が低い場合の規定がある。非弾性解析を用いてより現実的な弾性追従係数を算定すれば、より合理的な設計が可能となる。そこで、設計への適用性に配慮して非弾性解析による弾性追従係数の算定方法を具体化し、非弾性解析結果から直接求めたクリープ損傷値と、弾性追従係数を用いたクリープ損傷値を比較し、評価手法の適用性を確認した。
加治 芳行; Gu, W.*; 石原 正博; 荒井 長利; 中村 均*
Nuclear Engineering and Design, 206(1), p.1 - 12, 2001/05
被引用回数：9 パーセンタイル：56.04(Nuclear Science & Technology)工業用黒鉛材料は、引張荷重に対して非線形な応力-ひずみ挙動を示すが、これは材料内部において分布される微視的空隙とき裂の発生及び進展によって黒鉛材料の剛性が低下することによると考えられている。そこで本論文では、連続体損傷力学を脆性材料構造物の非線形弾性挙動の評価に適用し、構造健全性を損傷パラメータによって評価するプログラムを開発した。また黒鉛構造物を用いた健全性評価試験結果及び弾性解析結果との比較検討した結果、損傷力学を考慮することによってより高精度な損傷評価が可能なことが明らかになった。
一宮 正和; 堂崎 浩二; 上野 文義; 森下 正樹; 小林 孝良; 奥田 英一; 嵐田 源二
JNC TN2400 2000-005, 103 Pages, 2000/12
JNC-TN2400-2000-005.pdf:3.98MB
もんじゅ2次系床ライナについて、漏えいナトリウムの燃焼による熱荷重条件に対するライナの機械的健全性を、溶解塩型腐食による減肉を考慮したうえで、非弾性解析及び部分構造模擬試験により評価した。非弾性解析の結果、減肉が著しく進行しても、ライナに生じるひずみ値は材料固有の延性限度内にあるため、ライナに貫通性損傷が発生することはなく、その機械的健全性が確保されることを確認した。また、部分構造模擬試験の結果、非弾性解析による推定値を大幅に上回るひずみを与えても損通性損傷はなく、機械的健全性を維持することを確認した。
月森 和之
JNC TN9400 2000-086, 103 Pages, 2000/08
JNC-TN9400-2000-086.pdf:3.67MB
「もんじゅ」2次系床ライナのナトリウム漏えい時の機械的健全性を評価するため、溶融塩型腐食による減肉を考慮した有限要素法による非弾性解析が行われている。ライナは薄板であるため、全体の変形を捉える上ではシェル要素モデルで十分であるが、局所的ひずみの取扱いには限界がある。一方、形状不連続部の局所的ひずみを精度良く扱うためには3次元ソリッド要素によるモデル化が必要となるが、実機モデル規模の解析を行うことは困難である。しかし、シェル要素による全体モデルの解析結果から境界条件を抽出し、それを3次元ソリッド要素による部分モデルの周辺境界条件として受け渡す手法が確立されれば、局所的ひずみを直接精度良く評価することが可能となる。本研究の目的は、構造不連続部における変位の受け渡しの際に問題となる要素の違いによる境界での変位の不整合を処理する手法を検討するとともに、これらの手法を組込んだインターフェース・プログラムを作成・検証し、「もんじゅ」の機械的構造健全性を評価するための非弾性解析に適用を可能にすることにある。得られた主な結果は次の通りである。(1)T字やL字コーナー部では2方向のシェル要素で囲まれる領域を定義し、距離に基づく重み関数を導入することにより、また、ライナプレートとフレームの接合部では4節点長方形板曲げ要素の内挿関数を利用して境界での変位の連続性が保たれるような処理の方法を提案した。(2)上記手法を組込んだインターフェース・プログラムの作成・検証を行い、FINASのシェル要素(QFLA4S)の解析結果から得られた変位がソリッド要素(HEX20)による部分モデルの周辺境界に受け渡たされていることを確認した。(3)「もんじゅ」2次系床ライナの減肉連動非線形解析に適用し、ひずみ防止リブ端の溶接部におけるひずみを直接評価して、シェル要素では厳密に捉えることが困難な局所的なひずみ挙動を求めることができることを示した。なお、本事例について、部分ソリッド要素モデルによる解析結果との比較から、シェル要素モデルによる解析結果はひずみを保守的に算出していることを確認した。
月森 和之; 古橋 一郎*
JNC TN9400 2000-049, 93 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-049.pdf:2.82MB
ナトリウム冷却ループ型大型炉の設計において、1次系配管に発生する応力の低減が設計成立の重要な鍵のひとつである。本件は、炉容器と中間熱交換器を結ぶ基本的な配管系として面内S字型のレイアウトを対象として、想定される寸法範囲で弾性計算によるパラメータサーベイを行い、配管ルーティングに依存した発生応力の傾向を把握し、最適のルーティング候補を選定することを目的とする。得られた主要な見解は以下のとおりである。(1)概して、ノズルよりもエルボ部の応力が厳しくなる。炉容器出口ノズルと中間熱交換器入口ノズル間レベル差と炉容器出口ノズルと液面までの距離を大きくすると、エルボの応力は減少する傾向にある。(2)超90度エルボを適用することで、エルボに発生する応力を大幅に低減することが期待できる。暫定的に応力制限を課した場合、超90度エルボ配管引回しは、従来の90度エルボ配管引回しに比べて広い寸法パラメータ範囲で成立する。(3)告示501号ベースでエルボの応力評価を行った場合、エルボ端部で応力強さが最大となる場合、シェル要素による計算された応力よりも過大となる傾向にある。この場合、エルボ中央と端部最大応力の平均を最大値とみなすことで、簡便かつ保守的に最大応力強さを評価できる。(4)従来の90度エルボによる配管引回しでエルボ部の応力強さが最小となるケース(炉容器出口ノズルと中間熱交換器入口ノズル間レベル差V=7m、炉容器出口ノズルと液面までの距離V1=5m)に対して、105度エルボを前提として、ノズル間レベル差の最小化および同寸法で発生応力の大幅低減という2つの観点からそれぞれについて、V=5m,V1=4mおよびV=7m,V1=5mという代替引回しを提示した。いずれの場合もノズル部の応力は、90度エルボ配管引回しに比べて減少する。
not registered
PNC TJ1308 98-002, 92 Pages, 1998/02
本文献集は、報告書の巻末に示した参考文献のうち特に報告書の論旨に影響するものを収録したものである。なお、参考文献リストに記載され本文献集に収録していないものは、1989年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関するナチュラルアナログ研究(I)」(PNC SJ4308 89-001)、1990年度の報告書「火山ガラス及びベントナイト長期変質挙動に関する調査」(PNC SJ-4308 90-001)、1991年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関する調査」(PNC SJ-1308 92-001)、1992年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関する調査」(PNC SJ-1308 93-001)、1993年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関する調査研究(VII)」(PNC SJ-1308 94-001)、1994年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関する調査研究(VII)」(PNC SJ-1308 95-002)、1995年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関する調査研究(IX)」(PNC SJ-1308 96-002)、そして96年度の報告書「火山ガラス及びベントナイトの長期変質挙動に関する調査研究(X)」(PNC SJ-1308 97-002)、の文献集を参照されたい。
加治 芳行; 井岡 郁夫; 宮本 喜晟
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.363 - 368, 1995/00
核熱利用の新たな展開において、1次系と2次系冷却ガスの熱交換を行う中間熱交換器(IHX)は、高温ガス炉(HTGR)の重要機器である。その中で、特に伝熱管の構造健全性を確認することが重要である。起動停止時において、伝熱管の下部連絡管は高温ヘッダーとヘリカル管との熱膨張及び温度差による熱応力を受ける。したがって、950
Cヘリウムガス環境中において、伝熱管の寿命を評価するためにIHXの実規模モデルを用いたクリープ疲労試験を行った。また非弾性解析を用いた寿命予測を行い、以下の結論を得た。(1)4576サイクルで最内層のサポート角度が90Cの伝熱管のスタブ部と下部連絡管の間の溶接部にき裂が発生した。(2)非弾性解析により計算されたクリープ損傷を用いた寿命予測結果は、実験結果に比較して非常に保守的であった。
菊地 和明*; 月森 和之*; 岩田 耕司
PNC TN9410 87-053, 74 Pages, 1987/03
事業団では、FBR大型炉の合理化の一方策として配管用ベローズ継手のフィージビリティスタディを進めており、ベローズの疲労及びクリープ疲労試験はそのためのR&D試験のひとつである。本報告書はベローズコンボリューションの疲労、クリープ疲労試験と併行して、基本的なベローズ1山についての特性を検討する目的で実施したベローズ1山モデル(波板試験片)の室温疲労試験の結果を検討したものである。主な成果は、下記の通りである。(1)1山モデルの疲労試験データは材料試験ベースの疲労カーブと良く一致する。(2)1山モデルのひずみ挙動は理論及び数値解析によって把握できる。(3)薄肉はり理論とEJMAスタンダード及び数値解析から、試験に用いた1山モデルと42Bベローズ対応を評価したひずみ挙動について大きな差異はなかった。(4)ベローズ1山単位の塑性によるひずみ集中は、1山モデルの試験と解析を包含するKe´(q=2.0)で安全側に評価できる。
not registered
PNC TN241 81-25VOL1, 55 Pages, 1981/11
PNC-TN241-81-25VOL1.pdf:1.55MB
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