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論文

Influence evaluation of loading conditions during pressurized thermal shock transients based on thermal-hydraulics and structural analyses

勝山 仁哉; 宇野 隼平*; 渡辺 正*; Li, Y.

Frontiers of Mechanical Engineering, 13(4), p.563 - 570, 2018/12

加圧水型原子炉(PWR)における原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価において、加圧熱衝撃(PTS)事象時の荷重条件に影響する冷却水の熱水力挙動は重要な影響因子の1つである。機器の構成と寸法、運転員操作の時間が、冷却水の温度や流量、内圧等に大きく影響する。本研究では、運転員操作の時間がPTS事象中の熱水力挙動に及ぼす影響を調べるため、RPVや1次系及び2次系で構成された国内の代表的PWRプラントに対する解析モデルを整備し、システム解析コードRELAP5による熱水力解析を行った。日本と米国の規則に基づき、PTS事象が発生した後、日本の規則を参考に10分後、米国の規則を参考に30分後に、緊急炉心冷却系を止める運転員操作を想定した。その結果を用いて構造解析を行い、健全性評価における荷重条件評価も行った。以上の結果、運転員操作の時間の差異が熱水力挙動や荷重条件に大きな影響を及ぼし、日本の規則に従ったケースでは、米国のケースに比べてRPVの内圧が低下すること等を明らかにした。保守的な評価を行う観点から、米国の過渡事象は国内RPVの健全性評価に適用できることを示した。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置触媒粉塵用フィルタノズル部損傷の原因調査と再発防止対策に関する報告(受託研究)

森崎 徳浩; 林 光二; 稲垣 嘉之; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫*; 前田 幸政; 水野 貞男*

JAERI-Tech 2005-009, 37 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-009.pdf:14.33MB

実規模単一反応管試験装置の触媒粉塵用フィルタのノズルフランジと鏡の溶接部近傍の損傷(き裂)に関し、損傷の原因調査及び再発防止対策等について審議検討を行った。損傷の原因は、内面側から発生した応力腐食割れ(SCC)によるものと推定された。このため、触媒粉塵用フィルタ内の凝縮水発生防止,溶接残留応力低減,溶接鋭敏化低減を行うためのフィルタの改修を行った。また、試験装置の類似継ぎ手構造部の健全性確認を実施した結果、いずれの箇所にも欠陥は検出されず、健全性が確保されていることを確認した。

報告書

軽水炉圧力容器用ステンレス肉盛クラッドの残留応力と経年劣化評価(受託研究)

西山 裕孝; 鬼沢 邦雄; 出井 義男; 鈴木 雅秀

JAERI-Research 2000-047, 32 Pages, 2000/10

JAERI-Research-2000-047.pdf:1.69MB

軽水炉圧力容器内面のステンレス肉盛クラッドに用いられている代表的な2種類の溶接方法、すなわち、エレクトロスラグ溶接(ESW)、サブマージドアーク(SAWM)によってクラッド供試材を製作し、溶接残留応力分布を明らかにするとともに、クラッド材の熱時効及び中性子照射脆化について評価した。クラッド部には降伏応力に達する程度の引張応力、母材溶接熱影響部に圧縮応力が存在することが明らかとなった。400$$^{circ}C$$$$times$$10000hの熱時効においては、ESW、SAWMクラッド材とも降伏応力の上昇、延性脆性遷移温度(DBTT)の高温側へのシフト及び上部棚吸収エネルギー(USE)の低下が生じた。290$$^{circ}C$$、1.2~1.5$$times$$10$$^{19}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$1 MeV)の中性子照射によっても同様な変化を示した。これらの変化は、ESW、SAWMともほぼ同程度であったが、初期値についてはESWの方がDBTTが低くUSEが高かった。また、クラッド材と母材の中性子照射によるDBTTシフトを比較した場合、クラッド材のシフト量は母材に比べて小さいという結果が得られた。

口頭

原子炉圧力容器及び配管溶接部に対する残留応力解析・構造健全性評価に関する最近の研究

勝山 仁哉

no journal, , 

原子炉圧力容器や配管溶接部に対する構造健全性評価においては、溶接残留応力は最も重要な影響因子の一つであり、その高精度解析手法に基づく評価が重要である。本報では、これまでに原子力機構で整備された原子炉圧力容器内面のクラッド部や原子炉配管溶接部に対する溶接残留応力解析手法を活用し、機器の経年劣化に係る様々な影響因子の不確実さも考慮して、機器の破損頻度を求めることができる確率論的破壊力学に基づく健全性評価手法に関する最近の研究について紹介する。

口頭

A New probabilistic evaluation model on weld residual stress

勝山 仁哉; 宮本 裕平*; 山口 義仁; 真野 晃宏; Li, Y.

no journal, , 

溶接残留応力は、配管溶接部に対する構造健全性評価における亀裂進展の駆動力であり、大きな不確実さを有する重要な因子の1つである。合理的な構造健全性評価を行うためには、その不確かさを考慮し、確率論的破壊力学(PFM)に基づき評価を行うことが重要である。既存のPFM解析コードでは、複数の有限要素解析(FEA)による結果を統計処理することにより、その不確実さが設定されているが、その処理の方法はPFM解析を実行する者に依存しており、異なる不確かさを与える要因となると考えられる。本研究では、フーリエ変換を基に新たな溶接残留応力評価モデルを開発し、構造健全性評価研究グループが整備しているPASCAL-SPに導入した。これにより、FEAで得られた複数の溶接残留応力解析の結果を直接PFM解析の入力データとして設定することで、その不確実さを自動的かつ正確に設定できるようになった。以上より、溶接残留応力の不確かさの評価手法を高度化することができた。

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