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千葉 柊矢*; 小山 元道*; 北條 智彦*; 味戸 沙耶*; 柴山 由樹; Varanasi, R. S.*; 秋山 英二*
ISIJ International, 64(4), p.706 - 713, 2024/02
被引用回数：1 パーセンタイル：28.13(Metallurgy & Metallurgical Engineering)The hydrogen embrittlement susceptibilities of 1.5 GPa-class dual-phase (DP) and tempered martensitic steels were comparatively evaluated using U-bending test. The U-bending tests showed no differences in hydrogen embrittlement susceptibility between the two steels. The martensitic and DP steels exhibited intergranular and quasi-cleavage fractures, respectively. The crack initiation site reached the outer surface of the specimen with increasing bolt-tightening displacement. Although qualitative trends were observed between the positions of the maximum principal stress peak and the crack initiation site, the two positions significantly differed, particularly in the DP steel. This difference could arise from premature hydrogen diffusion and the plastic strain effect.
岡島 智史; 若井 隆純
日本機械学会2017年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 5 Pages, 2017/09
高速炉容器液面近傍部には急峻な温度分布が生じる。この温度分布が長距離にわたって移動する場合、たとえ一次応力がなくても継続的に塑性ひずみが累積する、新たな様式の熱ラチェットが生じうることが報告されている。本報では、生じる熱応力が相対的に小さい温度分布が、長距離にわたって移動する薄肉円筒モデルについて、有限要素解析結果の分析を実施した。この結果、温度分布が通過する領域における累積塑性ひずみは、中央部が最大となる分布形状となることを明らかにした。また温度分布移動距離が過大でなければ、温度分布が通過する領域の中央部においても、最終的にシェイクダウン挙動を示すのに必要な残留応力が確保され、塑性ひずみの累積が飽和することを明らかにした。
西 宏
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.269 - 274, 2006/02
被引用回数：5 パーセンタイル：35.24(Nuclear Science & Technology)拡散接合継手のシャルピー衝撃試験の吸収エネルギーが小さい原因を明らかにするため、ステンレス鋼とアルミナ分散強化銅の直接拡散接合継手と金インサートを用いた拡散接合継手について、接合界面部に切欠きを付けた試験片の計装化シャルピー衝撃試験と静的3点曲げ試験を行い、その破壊挙動を比較した。また、有限要素法により引張りとシャルピー試験片の弾塑性解析を行い、両試験片の変形特性の相違を検討した。その結果次の結果を得た。衝撃試験と静的曲げ試験結果は等しく、接合継手の吸収エネルギーの低下は、最大曲げ荷重の低下により起こる。これは、接合継手曲げ試験片の切欠き底では両材の応力-ひずみ特性が異なるため、低強度部材のアルミナ分散強化銅界面近傍に変形が集中するためであり、シャルピー吸収エネルギーの低下は切欠き底の変形が一様でなく、局部的に集中するために起こる。
羽間 収; 中島 憲宏; Post, P.*; Wolf, K.*
Proceedings of 8th US National Congress on Computational Mechanics (USNCCM-8) (CD-ROM), 1 Pages, 2005/07
原子炉内における複雑物理現象を解明するために計算科学は常に期待され用いられてきた。これは、実物大かつ稼動状態にある原子炉の実験は不可能であると言えるからである。われわれは、計算機上に仮想原子炉を構築し、数値実験により保守や運用に活用できる3次元仮想振動台と称するシミュレーションシステムの開発を行っている。原子炉内の複雑物理現象を数値的に補足するにはあらゆる現象の相互作用を考慮する必要がある。そこでわれわれは、複数の任意シミュレーションソフトを複数台の任意計算機上で連携させることによって弱連成解析を可能とする極めて汎用性の高いカップラの開発を行ってきている。連成解析を行うにあたっては、莫大な計算資源が必要となり、ソフト,ハード各種資源の共有も円滑に図る必要があるため、本研究ではITBLと称されるグリッド基盤上でカップラの開発を行っている。本報告では、開発を行ってきている並列弱連成解析援用カップラとその利用、また今後の展開について紹介する。
羽間 収; 中島 憲宏
計算工学講演会論文集, 10(1), p.259 - 260, 2005/05
われわれは原子力発電プラントの安全性を計算科学技術により解明・立証する技術の研究開発の一貫として、耐震解析情報管制システム及び3次元仮想振動台の開発を検討している。これは現存する原子炉を仮想的に計算機上に再構築し、全体を複雑組み立て構造物として、おもに数値シミュレーションにより地震動等に対する安全性評価実験を行うというものである。本数値実験環境は各種資源の共有を円滑に図ることが肝要であり、また必要とされる計算資源も莫大なものになるため、これらに対処するため現在開発が行われているITBL(Information Technology Based Laboratory)をその基盤とする。原子炉の数値実験を行うにあたっては、種々の外的要因を考慮する必要があり、取り扱う問題はいわゆるマルチフィジクスとなる。そこでわれわれはITBLグリッド環境内において複数の任意シミュレーションソフトを複数台の任意計算機上で連携させることによって弱連成解析を可能とする極めて汎用性の高いカップラの開発を行ってきている。本報告では、開発を行ってきている並列弱連成解析援用カップラとその利用、また今後の展開について紹介する。
羽間 収; 中島 憲宏
Proceedings of 6th MpCCI User Forum, p.76 - 77, 2005/05
シミュレーション技法や分散・並列解析手法の進歩に伴い、実時間内に複雑な物理現象を数値的に追跡することが可能になりつつある。しかし、一般的には複数の現象が相互に作用している場合がほとんどであり、これを数値シミュレーションにおいて扱うための連成解析手法の研究・開発が進められてきている。現在、われわれは実大・稼動時の原子炉の数値実験を可能とする3次元仮想振動台の開発を行っている。本システムはITBL上において原子炉内における複雑な現象の解明を目指しており、これを実現するためあらゆるソフトウェア・ハードウェアの連携が必要となる。そのため、独Fraunhofer SCAIが開発したMpCCI及び計算科学技術推進センターが開発を行ってきたSTAMPIを併用することで、ITBLにおいて任意ソフト・ハードの連携による連成解析を可能とする機構の開発を行ってきた。今回は3次元仮想振動台の開発状況及び連成解析機構のITBLへの展開について報告する。
羽間 収; 中島 憲宏; 平山 俊雄; Post, P.*; Wolf, K.*
IWACOM, P. 161, 2004/11
数値手法やハードウェアの進歩に伴い、複数の物理場を同時に解明する汎用的手法として、連成シミュレーションの研究が可能となり、進められている。このような問題は多大な計算機資源を要するため、ITBLのような並列分散処理環境が必要不可欠である。したがって、われわれは異機種並列計算機間で弱連成解析が行える統合数値シミュレーション基盤の開発をこれまで行ってきている。本基盤は市販ソフトウェアを含めたあらゆるシミュレーションソフトの連携を並列分散処理環境下で可能にすることを目的の一つとしている。統合数値シミュレーション基盤を紹介するとともに、それを流体-構造連成解析に応用し、その有用性を示す。
Atanasiu, G. M.*; 羽間 収; Guo, Z.; 矢川 元基*
Proceedings of 2nd International Conference Lifetime Oriented Design Concepts (ICLODC 2004), p.449 - 458, 2004/03
鉄筋コンクリートビルの地震時における安全性を評価するため、動的な線形及び非線形シミュレーションを行った。その安全評価を行ううえで、本研究においては確率論的な危険レベルに基づく地震動入力データを用いることとした。幾何学的に異なる数種類の鉄筋コンクリートビルモデルを作成し、それらと対応する1質点モデルも同時に作成し、数値シミュレーションによるケーススタディを遂行した。本研究では地震動入力として、実際に1994年にアメリカ西海岸で起きたノースリッジ地震で記録された加速度を用いた。これら入力は全て確率論的にスケーリングが施されたものを用いた。比較のため、阪神淡路大震災時における神戸の地震動データも入力として数値シミュレーションを行った。
羽間 収; Guo, Z.
Proceedings of International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications (SNA 2003) (CD-ROM), p.119 - 120, 2003/09
数値シミュレーションをより現実に近づけるためには、さまざまな物理現象の相互作用を考慮することが必要不可欠である。しかしながら、そのようなマルチフィジクスシミュレーションを行うには数々の障害があり、この分野の進展の遅さにつながっているのが現状である。例えば、マルチフィジクスシミュレーションを行うには、考慮すべき複数の物理現象を解けるソフトが必要であり、一本化されているものはいまだ市場に出回っていない。自主開発ソフトに関しても、単一現象を追う場合と比較すれば、より多くの計算資源が必要となり、詳細なシミュレーションを行うのは難しいと言える。そこで、われわれはドイツのフラウンホーファSCAI研究所にて開発されている高精度補間及びコード連成を行うMpCCIライブラリ並びに原研計算科学技術推進センターにて開発されてきた分散処理を可能とするSTAMPIライブラリの併用を実現しつつあり、それらを既存のシミュレーションソフトウェアで利用可能としている。両者の併用が実現できれば、詳細なマルチフィジクスシミュレーションが現在よりも手軽に、かつメタコンピューティング環境において詳細に行えるという期待が持てる。
羽間 収; Guo, Z.
計算工学講演会論文集, 8(2), p.759 - 760, 2003/05
今日、数値シミュレーションはあらゆる理工学分野で用いられ、その用途は設計から物理現象の解明と幅広い。数値シミュレーションはあらゆる場面で用いられるようになってきたが、物理現象の解明に役立てるためには往々にして種々の外的要因を考慮する必要があり、取り扱う問題はmulti-disciliplinaryやマルチフィジクスとなる。このようなシミュレーションには大変高度な知識と技術が要求されるため、その進展は遅いとされている。マルチフィジクス問題において大変重要であると認識されている問題に、流体-構造連成問題がある。われわれはドイツFraunhofer SCAI研究所と共同でMpCCIという通信及び物理量補間ライブラリの開発と普及に力を入れてきた。このMpCCIライブラリを用い、流体,構造ともに任意のプロセッサ数を用いた並列計算が可能な弱連成形式の数値シミュレーション基盤システムの開発を行ってきている。本報告では、今回開発を行った連成解析シミュレーションシステムの紹介を行う。
高田 昌二; 二川 正敏; 白井 浩史*; 伊与久 達夫
Proc. of the 12th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. K; SMiRT 12, p.103 - 108, 1993/00
高温ガス炉炉床部の黒鉛構造物は地震荷重などによる配列の乱れを防ぐためにキー/キー溝構造により相互に連結される。このため、黒鉛構造物の振動特性やキー溝まわりの応力集中は、キーとキー溝間の接触挙動に支配される。そこで、キー/キー溝構造により接続された六角形黒鉛平板ブロックを使用したモデル実験と有限要素法解析コードによる接触解析により、キー/キー溝構造の接触剛性とキー溝まわりの応力分布を調べた。この結果、以下の事項を明らかにした。(1)キー/キー溝構造の等価剛性はキーとキー溝間の接触変形に起因する非線形性を示す。(2)キーとキー溝表面の表面粗さ30
mを考慮した接触解析は実験結果をよく表す。(3)キー溝底部に発生する応力集中部のひずみは、キーとキー溝端部の接触変形の影響をほとんど受けない。(4)キー/キー溝構造を有する黒鉛ブロックの振動挙動は、非線形等価剛性を用いた解析によりよく表せる。
高見澤 悠; 山口 義仁; 勝山 仁哉; 西山 裕孝
no journal, ,
原子炉圧力容器鋼の破壊靭性値は、コンパクトテンション(C(T))等の深い亀裂を有する試験片に基づいて評価がなされている。しかし試験片形状や応力負荷の違いなど、亀裂の拘束が異なる試験片においては得られる破壊靭性値が異なることが示唆されている。本研究では、亀裂形状に依存しない破壊評価方法として最弱リンクモデルに基づくローカルアプローチ法(ワイブル応力)について検討した。破壊靭性試験結果とFEA結果から材料パラメータを取得し、寸法の異なる試験片の破壊確率について検討した結果について報告する。
勝山 仁哉; 山口 義仁; 加治 芳行; 吉田 啓之
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所で生じた炉心溶融に伴う圧力容器下部ヘッドの破損挙動の把握を目的とした研究開発を進めている。本報告では、溶融燃料の挙動を把握するための熱流動解析、及び破損部位や破損に至るまでの時間を推定するための構造解析により得られた成果について報告する。
中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鶴田 理; 鈴木 喜雄
no journal, ,
原子力機構は、原子力施設等、大型構造物の耐震健全性を分析するための耐震信頼性試験を計算機上で実現できるように、耐震性評価用3次元仮想震動台の開発を進めている。これは、実験では困難な実物大構造物等の振動台試験や運転中の原子力発電施設等の振動台試験を計算機上で実現しようとする試みである。その中核機能のひとつとして、FIESTA(Finite Element Structural Analysis for Assembly)と呼ぶ組立構造物の構造解析コードを開発している。これは、原子力施設等の耐震健全性評価を行う一つの手段として、組立構造物の部品間挙動に着目した詳細解析法である。本報では、FIESTAの一部機能である時刻歴応答解析について報告する。
中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄
no journal, ,
有限要素解析において、一つの課題である有限要素分割が適正に行われ計算できているかどうかという問題を解決する手段と、有限要素解析の高度化が進む中、多様に存在するアルゴリズムをどのように選択すれば適正な解析解が得られるかという計算精度の確かさあるいは不確かさを比較する手段を提案する。
中島 憲宏; 西田 明美; 飯垣 和彦; 沢 和弘
no journal, ,
組立構造解析技術を用いて、高温工学試験研究炉の振動挙動解析を行った。解析結果を示すとともに、過去に得られている地震動に伴う観測結果との比較を試みた。
中島 憲宏
no journal, ,
人工物は、時間の経過とともに製造当初の状態から変化していく。多くの人工物は、外的な力を受ける状況下で使用されていくことが多く、慣性力を考慮した動的解析が重要である。しかし、動的解析は時刻歴に伴うデータが出力されるため、時刻歴ごとの3次元解析結果データの分析と評価の効率化を図る必要がある。
中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄
no journal, ,
原子力機構は、原子力施設等、大型構造物の耐震健全性を分析するための耐震信頼性試験を計算機上で実現できるように、耐震性評価用3次元仮想震動台の開発を進めている。これは、実験では困難な実物大構造物等の振動台試験や運転中の原子力発電施設等の振動台試験を計算機上で実現しようとする試みである。耐震性評価用3次元仮想震動台の主たる機能として、FIESTA(Finite Element Structural Analysis for Assembly)と呼ぶ組立構造物の構造解析コードを開発している。これは、原子力施設等の耐震健全性評価を行う一つの手段として、組立構造物の部品間挙動に着目した詳細解析法である。本報では、FIESTAの一部機能である解析結果の不確かさを確認する手段について、数値実験した結果について報告する。
