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西田 明美
土木学会第14回構造物の衝撃問題に関するシンポジウム論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/01
日本建築学会2015年出版の「建築物荷重指針・同解説」及び「建築物の耐衝撃設計の考え方」の改定作業が現在進行中である。前者では、すべての設計荷重に対して発生確率を明記した荷重表現が要求されおり、衝撃荷重に関しても発生確率を求める作業を進めている。一方、後者では、設計目的を安全性と機能性の確保及び進行性崩壊回避のためのロバスト性の確保として、決定論的な耐衝撃設計の基本方針が記述されている。ISOなどの国際基準も確率論的アプローチが主流になっていることを踏まえ、建築物の耐衝撃設計の体系をどのように整備すべきかについて検討を進めている。本報告では、特に爆発荷重の発生確率の評価方法について述べる。爆発事故は発生までのプロセスが複雑であるため、イベントツリーとフォールトツリーを用いて爆発荷重の発生確率を評価する。建築物への爆発影響という観点から、爆発を内部爆発と外部爆発に分けて考える。内部爆発荷重の発生確率は事故発生確率と同じと考え、外部爆発荷重の発生確率は事故発生確率にバリア効果を含む離隔距離の影響確率を乗じて求める。イベントツリーに事故シーケンスが適切に反映されているかどうかを客観的に把握する方法を考察するとともに、フォールトツリーに爆発荷重固有の人的要因の影響を組み込む方法について考える。最後に、内部爆発(ガス爆発)と外部爆発(蒸気雲爆発)の評価例を示す。爆発影響としては爆風圧の直接影響を主として評価するが、飛散物による人的・物的被害についても検討を加える。
山口 義仁; 長谷川 邦夫; Li, Y.; Lacroix, V.*
Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 4 Pages, 2022/07
Four-point bending tests without internal pressure were performed for Type 304 stainless steel pipes with circumferential flaws at room temperature. The specimens are 1-inch diameter (33.7 mm) Schedule 160 pipes (6.3 mm wall thickness). The flaws were part-through flaws located at the pipe external side. The flaw angles are from 120
to 240, and the flaw depths are two cases of 50% and 75% of the wall thickness. Plastic collapse stresses obtained from experiments were compared with those calculated using Limit Load Criteria from Appendix C of the American Society of Mechanical Engineers Code Section XI. Limit Load Criteria were developed using flow stress at flawed section of the pipe. The plastic collapse stress test results were larger than those of the calculation results. For flaws with flaw depths less than 50% of the wall thickness, the experimental stresses were significantly large. The Limit Load Criteria given by Section XI provide conservative collapse stresses and could be improved.
Zarazovski, M.*; Pistra, V.*; Lauerova, D.*; Obermeier, F.*; Mora, D.*; Dubyk, Y.*; Bolinder, T.*; Cueto-Felgueroso, C.*; Szavai, S.*; Dudra, J.*; et al.
Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 11 Pages, 2022/07
The APAL (Advanced Pressurized Thermal Shock (PTS) Analysis for Long-Term Operation (LTO)) project was launched in October 2020 for four years with funding from the European Union's HORIZON 2020 program. Within APAL, an extensive literature review was performed and experience with defining the state-of-the-art of the Warm Pre-Stress (WPS) effect, which has an impact on the reactor pressure vessel (RPV) brittle fracture margin in both deterministic and probabilistic terms, was collected. To gather the worldwide experience of the WPS approaches and models, a comprehensive questionnaire was developed followed by each APAL partner response. It mainly focused on the following aspects: collection of existing WPS approaches and models implemented in standards and rules for RPV brittle fracture assessment; identification of the WPS issues; collection and analysis of the existing experimental data. This work describes worldwide experience and best practice of the WPS and its application for the RPV integrity assessment. The paper's conclusions are also focused on the recommendations for dealing with WPS issues.
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.
町田 秀夫*; 小泉 悠*; 若井 隆純; 高橋 宏治*
日本機械学会M&M2019材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.OS1307_1 - OS1307_5, 2019/11
本研究では、変位制御荷重を受ける管の破壊試験と破壊解析を実施した。ナトリウム冷却原子炉配管における破断前漏洩(LBB)の実現可能性を評価する上で重要な周方向貫通亀裂を有する管の破壊挙動を把握するため、直管とエルボの間の溶接線に周方向貫通亀裂を有する管に対する破壊試験をで実施した。その結果、180度の大きな周方向貫通亀裂があっても、変位制御荷重条件において不安定破壊が生じないことがわかった。材料の引張試験結果に基づいて設定されたGursonのパラメータを使用して、管の破壊解析を実施したところ、解析結果と試験結果とよく一致し、ナトリウム冷却原子炉配管の破壊挙動を予測することが可能であることが分かった。
笠原 茂樹; 知見 康弘; 端 邦樹; 塙 悟史
材料と環境, 68(9), p.240 - 247, 2019/09
ステンレス鋼のBWR一次系水中環境助長割れ機構検討の一環として、荷重を付与したCT試験片を290Cの高温水に浸漬し、疲労予亀裂先端近傍の酸化物を観察した。酸化物内層は、Fe, Ni, Crを含むスピネル構造の微細粒、外層はFe
O
の結晶粒であった。FEM解析によるCT試験片亀裂先端の応力、ひずみ分布との比較より、塑性変形に伴う転位と弾性ひずみの重畳によって酸化物内層の形成が促進されることが示唆された。
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。
鈴木 良祐*; 松原 雅昭*; 柳原 星児*; 森尻 貢*; 大森 敦*; 若井 隆純
Procedia Materials Science, 12, p.24 - 29, 2016/00
被引用回数：2 パーセンタイル：74.36(Engineering, Mechanical)二つの亀裂を有するステンレス鋼管の構造健全性評価を単純化するため、引張と曲げを組み合わせた非対称な二つの切欠きを有する管の塑性崩壊応力を調べた。非対称の二つの切欠きを有する管の実験的塑性崩壊応力を、単一切欠きを有する管の理論的塑性崩壊応力と比較した。実験的塑性崩壊点は理論的崩壊限界曲線よりも大きかった。単一の切欠きを有する管の理論的塑性崩壊応力を使用して、引張と曲げを組み合わせた非対称の二つの亀裂を有するステンレス鋼管の健全性を簡単かつ控えめに評価することができることを示した。
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。
坂本 幸夫; 佐藤 理*; 津田 修一; 義澤 宣明*; 岩井 敏*; 田中 俊一; 山口 恭弘
JAERI 1345, 103 Pages, 2003/01
国際放射線防護委員会(ICRP)1990年勧告に沿った光子,電子及び中性子に対する実効線量への線量換算係数は、ICRP Publication 74においてそのエネルギー範囲が限られ、加速器施設で生じる高エネルギー放射線に対する実効線量への線量換算係数は未整備である。今後原研が開発する高エネルギーの加速器施設の設計に役立てるため、HERMESコードシステムをもとにした高エネルギー放射線の被ばく線量評価システムを整備するとともに、10GeVまでの光子,中性子及び陽子並びに100GeVまでの電子に対する実効線量及び実効線量当量への線量換算係数を評価した。得られた実効線量への換算係数は、FLUKAコードシステムで最近評価された換算係数に比べて、光子及び電子並びに500MeV以下の中性子及び陽子で良く一致していた。1GeV以上の中性子及び陽子の実効線量への換算係数には差違が見られたが、これは核反応モデルによる断面積データの違いと考えられる。また、放射線荷重係数を用いる実効線量は線質係数を用いる実効線量当量に比べて過大評価であり、高エネルギー中性子及び陽子に対する放射線荷重係数の見直しの必要があることがわかった。
鬼沢 邦雄; Van Walle, E.*; Pavirich, W.*; Nanstad, R.*
NUREG/CR-6777, 81 Pages, 2002/08
本報告書は、米国ASTMが主催したシャルピー衝撃試験片再生に関するラウンドロビン試験結果をとりまとめたものである。この試験片再生ラウンドロビンは、インサート部の長さ、シャルピーハンマーの刃先形状、溶接接合方法等の影響を比較検討し、試験片再生に関するASTM規格E1253のレビューに寄与することが目的である。各国から10機関が独自の技術で再生を行い、米国ORNLにおいてすべてのシャルピー衝撃試験が実施された。試験結果は、14mmのインサートを用いた場合には再生の影響はほとんど無いことが確認された。また、溶接方法とハンマー刃先形状の組み合わせで再生の影響が分類できることを示した。すなわち、スタッド溶接及び突き合わせ溶接でASTM刃先の場合が最も影響が大きく、電子ビーム溶接でISO刃先の場合に最も影響が少ない。その他、溶接法及び機関間の相違や、衝撃荷重に関する比較検討を行った。
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。
Kim, E.; 遠藤 章; 山口 恭弘; 吉澤 道夫; 中村 尚司*; 潮見 大志*
Radiation Protection Dosimetry, 102(1), p.31 - 40, 2002/00
被引用回数：11 パーセンタイル：58.11(Environmental Sciences)大強度高エネルギー陽子加速器を利用した基礎科学研究や原子力開発が、今後幅広く展開されようとしている。このような加速器施設では、数100MeVまでの連続スペクトルを持つ中性子に対する線量評価が重要である。本報告では数MeV~100MeV中性子用モニタの開発を目的として、中性子スペクトロメータ用有機液体シンチレータ(液体シンチ)を数MeV~100MeV中性子モニタ検出器として利用するために、液体シンチのスペクトル荷重関数を求め、線量が既知の種々の中性子場で液体シンチの波高分布を測定して、波高分布とG関数を用いて線量評価を行った。そして、G関数による線量と中性子場の線量との比較により、G関数による線量評価の信頼性を確認したので、これについて報告する。
内田 雅大; 吉野 尚人
JNC TN8410 2001-016, 36 Pages, 2001/05
JNC-TN8410-2001-016.pdf:1.53MB
本技術報告は、東海事業所地層処分基盤研究施設に設置してある亀裂状媒体水理試験設備(LABROCK)において、原位置と同じ垂直荷重状態とするために原位置での透水試験を行った天然岩体の採取状態についてまとめたものである。なお、本資料は、平成5年10月に動力炉・核燃料開発事業団によって取りまとめられたものである。
内田 雅大; 吉野 尚人
JNC TN8410 2001-015, 35 Pages, 2001/05
JNC-TN8410-2001-015.pdf:1.73MB
本技術報告は、東海事業所地層処分基盤研究施設に設置してある亀裂状媒体水理試験設備(LABROCK)において使用する釜石原位置試験場天然岩体の切り出し、整形についてまとめたものである。なお、本資料は、平成5年3月に動力炉・核燃料開発事業団によって取りまとめられたものである。
北野 剛司*; 更田 豊志; 笹島 栄夫; 上塚 寛
JAERI-Research 2001-011, 34 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-011.pdf:2.48MB
円周方向荷重が作用する条件での被覆管の機械特性を適切に評価できるリング引張試験方法を確立するために、本研究では、有限要素法による試験片の弾塑性解析とゲージ部寸法形状を変化させた数種類の試験片を用いたリング引張試験を行い、引張方法及び試験片寸法形状について検討し、以下の結論を得た。二分割型のリング引張試験治具を用いる場合、試験片変形部(ゲージ部)を片方の治具(ハーフマンドレル)の頂部にセットし、かつ、ハーフマンドレルと試験片間の摩擦をテフロンテープにより低減することで、円周方向荷重に対する機械特性を正確に評価できる。PWR17
17タイプ被覆管の円周方向単軸応力下の機械特性を適切に評価できるリング試験片の寸法形状は平行部長さ3~4mm,平行部幅2mm,リング幅5mm以上である。
/SiC
composite二川 正敏; 田辺 裕治*; 涌井 隆*; 粉川 広行; 日野 竜太郎; 衛藤 基邦
International Journal of Impact Engineering, 25(1), p.29 - 40, 2001/01
被引用回数：11 パーセンタイル：48.17(Engineering, Mechanical)SiCセラミックは、高温強度、耐食性に優れ、かつ低放射化材料であることから、特殊環境下で使用される原子炉構造材料として期待されている。しかしながら、強度のばらつきが大きく脆性であることから、実用化に向け課題が多い。近年、脆性を克服するためにSiC長繊維で強化したSiCセラミックス複合材料が開発されている。繊維強化複合材料の非脆性化あるいは高強度発現機構は、繊維・マトリックス界面特性に大きく依存する。そこで、繊維含有率、繊維被覆材(C,BN)を変えて、衝撃荷重を含む広範囲の荷重速度(10
~200l/s)下で引張強度試験を行い、強度及び変形と界面特性の関係について調べた。準静的界面強度は微小押込み試験法により、また動的効果については破面に残存する繊維引き抜き長さから評価した。その結果、繊維被覆厚さの増加及び負荷速度の減少に従って、繊維引き抜き長さが増加し、変形に対する非線形性(非脆性化)が現れること、衝撃強度は準静的強度より増加することを明らかにした。
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。
村松 壽晴; 須田 一則; 村上 諭*; 山口 彰
JNC TN9400 2000-109, 96 Pages, 2000/11
JNC-TN9400-2000-109.pdf:9.56MB
高速炉の実用化に向け、多様な作動流体を冷却材として用いた場合の検討に資するため、原子炉基本設計を左右する重要熱流動課題として、(1)自由液面揺動、(2)温度成層化、(3)サーマルストライピングおよび(4)自然対流の4項目を取上げ、作動流体としてNa、Pb-Bi合金、Co2ガスを用いた場合のそれぞれの現象の特性変化を数値解析的に検討・評価した。得られた結果は、以下の通りである。[自由液面揺動](1)Fr数を指標とした内部流動特性および自由液面特性につき、Naを作動流体とした場合とPb-Bi合金を作動流体とした場合で有意な違いは生じない。(2)液面近傍流速を指標としたガス巻込み限界につき、AQUA-VOFコードが実験結果と概ね一致する結果を与え、同コードがガス巻込み限界の1次評価に使用可能であることを確認した。[温度成層化](1)連行現象(上下層剪断渦)の発生位置は、NaあるいはPb-Bi合金を作動流体とした場合Ri数の減少とともに下流側に移動する。一方、CO2ガスの場合には、その発生位置はRi数の減少により上流側に移動する。(2)温度成層界面の解消速度は、流体物性としての熱伝導度に大きく依存した特性を示す。すなわち、CO2ガス中に温度成層界面が発生した場合には、より積極的な界面解消策を講じる必要があることを示唆している。[サーマルストライピング](1)CO2ガスを作動流体とした場合には、大きな粘性係数値と小さな熱伝導度との相乗効果によって、より下流側まで大振幅の温度揺らぎが到達する。(2)作動流体を変更した場合、温度揺らぎ振幅を評価するためにはReを一致させる必要が、温度揺らぎ周期を評価するためには流速値を一致させる必要がある。[自然対流](1)基本的に、浮力噴流挙動に準じる特性を示す。ただし、自然循環力の立ち上がりの特性は、流体の熱容量および熱伝導度の影響を大きく受ける。なお、CO2ガスの場合には、自然循環ヘッドが大きい場合のみ、液体金属の場合と同様な温度過渡特性を示す。(2)各作動流体を用いた場合のピーク温度到達時間は、Ra数一致条件の下で評価が可能である。
村松 壽晴; 笠原 直人; 菊池 政之; 西村 元彦; 上出 英樹
JNC TN9400 2000-010, 168 Pages, 2000/02
JNC-TN9400-2000-010.pdf:8.78MB
サーマルストライピングは高温と低温の流体が構造材に交互に接することにより、構造材の温度分布が時間的に変動し、結果として構造材に熱応力による高サイクル疲労を生じさせる現象である。ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウムの高い熱伝導率により流体側の温度変動が構造に伝わりやすいため特に留意が必要である。本現象は流体と構造の境界分野にある複雑な現象であることから、十分な解明がなされておらず、設計では構造表面での温度変動幅を考えられる最大温度差である流体の混合前温度差とするか、モックアップ試験により温度変動幅等を測定した上で保守的に設計条件を定めることが多い。また、その方法はルール化/基準化されていない。これに対し、著者らは流体と構造の両面からの分析により、流体側の温度変動の発生から構造内への伝達までの過程を現象論的に明らかにしつつあり、熱疲労に対する支配因子として温度ゆらぎ振幅の減衰に着目している。これまでに、流体内、熱伝達、構造材内での変動の減衰を考慮し、疲労損傷、き裂進展まで評価できる解析コードシステムを構築してきており、実機解析を通してその適用性を確認した。今後は、実験検証を継続して一般化していく予定である。さらに、高速炉の経済性向上に寄与するためには、温度変動の減衰を含め熱荷重を合理的に評価し設計に適用できる「サーマルストライピングの評価ルール」を確立する必要がある。その原案を構築し、大きく2つの道筋を立てた。すなわち、現象解明を進めることによって、温度ゆらぎ振幅の減衰機構等の支配メカニズムを忠実にモデル化した詳細解析手法を提示するとともに、安全率を明確にした見通しの良い簡易評価手法を提案し、解析に基づく詳細評価手法と並行して選択できる評価体系を整備する。本報ではこの目標に必要な実験計画を策定し、さらにより一般的な熱荷重の取り扱いについて検討した。
