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論文

Development of stress intensity factors for surface cracks with large aspect ratio in plates

Li, Y.; 長谷川 邦夫; 勝又 源七郎; 小坂部 和也*; 岡田 裕*

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051207_1 - 051207_8, 2015/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:32.73(Engineering, Mechanical)

近年、原子力発電所で確認されたき裂の多くは、その長さの半分よりも深さが大きい高アスペクト比表面き裂である。供用期間中検査でき裂が確認された場合は、日本機械学会の維持規格等を用いてき裂を有する設備の健全性を評価する必要があるが、現状の維持規格には高アスペクト比き裂に対する応力拡大係数の解が整備されていない。本研究では、き裂を有する構造物の健全性を評価することを目的に、平板中に存在する高アスペクト比表面半楕円き裂の応力拡大係数を有限要素解析により提案した。提案解の一部について比較可能な既存解とよく一致したことから、本提案解の有効性及び実用性を明確にした。

論文

Elastic-plastic FEM analysis on low cycle fatigue behavior for alumina dispersion-strengthened copper/stainless steel joint

西 宏

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1567 - 1570, 2004/08

 被引用回数:9 パーセンタイル:54.8(Materials Science, Multidisciplinary)

先に行ったステンレス鋼とアルミナ分散強化銅接合継手の低サイクル疲労試験の破壊点と疲労寿命について検討するため、弾塑性有限要素解析を用いて継手に引張変形及び繰返し変形を負荷したときの変形挙動を明らかにし、低サイクル疲労試験結果と比較した。その結果、次の結論を得た。(1)ステンレス鋼と分散強化銅の組合せは若干であるが応力特異性を有し、塑性域では弾性域に比べ特異性は減少するが、界面にひずみ集中が起こる。(2)解析より疲労試験片にはひずみ集中が起こり、ひずみ範囲が小さい時は界面近傍のアルミナ分散強化銅にひずみが集中し、ひずみ範囲が大きい場合は界面より離れたアルミナ分散強化銅側にひずみが集中する。(3)解析による接合継手の破壊点,疲労寿命は実験結果と一致し、接合継手の破壊点,疲労寿命は母材の疲労寿命から推定可能である。

報告書

JMTR計測用配管のき裂発生原因の調査報告書; 配管部の振動解析と応力解析の結果

塙 悟史; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 石原 正博; 伊藤 治彦

JAERI-Tech 2003-064, 25 Pages, 2003/07

JAERI-Tech-2003-064.pdf:2.84MB

材料試験炉(JMTR:Japan Materials Testing Reactor)は、第147サイクルの共同利用運転中に、一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管からの水漏れが確認されたため、12月10日に原子炉を手動停止した。当該圧力計導管については、充填ポンプが加振源となり圧力計導管が振動し、その繰り返し荷重によりき裂が発生・進展した可能性がある。このため、当該部の振動解析と応力解析を実施した。振動解析の結果、充填ポンプNo.1圧力計導管の固有振動数は53$$sim$$58Hz程度と推定され、共振周波数である50Hz(充填ポンプ回転数)に近い状態にあった。応力解析の結果、振動により当該圧力計導管に発生する応力は固有振動数53Hzで63MPa,58Hzで25MPaと求められた。振動による応力と、自重と内圧による応力の合計値を計算すると、固有振動数53Hzで112.2MPa,58Hzで74.2MPaになる。これらの発生応力は使用材料の疲れ限度に近い値であり、充填ポンプNo.1の圧力計導管に生じたき裂は、充填ポンプの振動に起因する疲労によるものと推測された。

論文

HTTR炉床部構造物の耐震強度,VI; 応力集中を有する黒鉛構造物の衝撃強度特性

石原 正博; 二川 正敏; 伊与久 達夫; 奥 達雄*

日本原子力学会誌, 38(12), p.1005 - 1012, 1996/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

応力集中を有する黒鉛構造物の動的強度特性を明らかにすることを目的に、HTTR炉床部黒鉛構造物のキー溝部を模擬したモデル試験片を用いた静的試験および動的試験を実施し、応力集中を有する黒鉛構造物の動的強度特性を調べた。その結果、応力集中を有する場合の動的強度は、静的強度よりも約20%上昇した。この動的強度の静的強度に対する増加率は、試験片に加わる応力勾配に影響され、応力勾配の上昇により増加することを明らかにした。さらに、ある臨界の応力勾配が存在し、それ以上応力勾配を上昇させても、動的破壊が表面領域の微細組織に影響される破壊モードとなると、動的強度の静的強度に対する増加が一定値となり、上限値が存在することが分かった。

論文

Evaluation of aseismic integrity in the HTTR core-bottom structure,IV; Structural integrity of connecting elements between graphite components

石原 正博; 伊与久 達夫; 二川 正敏

Nucl. Eng. Des., 154, p.83 - 95, 1995/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:55.97(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉内黒鉛構造物は、互いにダウエルとソケットあるいはキーとキー溝のはめ合いにより結合する構造となっている。地震時には、黒鉛ブロックに作用する地震荷重がこれらの結合要素に集中するため、地震時における黒鉛構造物の健全性を確保する上でこれら結合要素は重要な部位となっている。そこで、結合要素の耐震健全性を実証するため、実寸モデルのダウエルとソケット及びキーとキー溝構造を有する試験体を用いて要素試験を実施した。その結果、HTTRの設計上想定している最大の地震荷重がダウエルとソケット要素に作用した場合に3.5倍以上、キーとキー溝要素に作用した場合には6.2倍以上の安全裕度があることが明らかとなり、結合要素の耐震健全性が実証された。

論文

Irradiation induced stress relaxation and high temperature doformation behavior of neutron irradiated Ti based shape memory alloys

星屋 泰二; 後藤 一郎; 近江 正男; 安藤 弘栄; 江南 和幸*; 西川 雅弘*

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.818 - 822, 1994/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:36.68(Materials Science, Multidisciplinary)

原子力関連機器設計において、構成材料の弾性力を利用した構成要素の拘束・支持機構の設計が数多くなされてきた。最近、こうした構造材料の弾性力が、照射中に急激に低減・消滅する照射誘起応力緩和現象の存在が深刻な課題となっている。母相の弾性力を形状回復力として利用する形状記憶合金においても、同現象は不可避の問題である。本報告では、JMTRにおいてTiNi及びTiPd系形状記憶合金の中性子照射実験を実施し、照射誘起応力緩和機構を解明するとともに、TiPd系合金の中性子照射挙動について明らかにすることを目的とした。照射後の応力緩和実験結果から、照射下における形状記憶合金の応力緩和機構は、格子間原子以外の空孔の挙動に大きく左右され、空孔依存型の現象であること、さらに、環境温度を制御することによって、この応力緩和が抑制できることを見出した。

報告書

高温工学試験研究炉用黒鉛・炭素材料の弾性変形に関する実験と検討

荒井 長利; 湊 和生; 衛藤 基邦; 奥 達雄*; 依田 真一*

JAERI-M 92-085, 28 Pages, 1992/06

JAERI-M-92-085.pdf:0.8MB

高温工学試験研究炉の黒鉛構造物の製作には微粒等方性黒鉛IG-110、中粒準等方性黒鉛PGXおよび粗粒準等方性炭素ASR-ORBが使用される。これらの設計用材料データは「高温工学試験研究炉黒鉛構造設計方針」で規定されている。本書は、それらのデータの内、弾性変形の規定に含まれる設計用弾性係数およびポアッソン比の設定根拠を詳しく説明する。即ち、各銘柄の応力-ひずみ関係、弾性係数およびポアソワン比に関する実験データの詳細を示し、その弾性近似の考え方および設定結果を示した。

論文

Effect of stress ratio on crack extension rate of fine-grained isotropic nuclear graphite

石山 新太郎; 衛藤 基邦; 奥 達雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(9), p.719 - 723, 1987/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:51.41(Nuclear Science & Technology)

微粒等方性黒鉛IG-11のき裂進展速度da/dNに及ぼす荷重負荷モードの効果(応力比効果)を調べた。試験片の形状をダブルカニチレバービーム(DCB)型とし、繰り返し荷重は251N/secの荷重速度で荷重容量1500Nのサーボ式疲労試験機を用いて負荷した。荷重負荷モードは応力拡大係数範囲の最小値Kminと最大値Kmaxの比R(=Kmin/Kmax)を0から0.8の範囲の5段階で変化させた。実験結果から、き裂進展速度と応力拡大係数範囲の間に次式が得られた。da/dN=C(?K-?Kth)$$^{n}$$ ここでC,nは定数、応力拡大係数範囲?K=Kmax-Kminで、?Kthはしきい値である。?KthはR値に依存し、R=0の応力拡大係数範囲を?Kthoとすると?Kth/?Ktho=(1-R)$$^{A}$$ となる。ここでAは定数でIG-11黒鉛では0.89となった。

論文

Effect of microstructure and strength of low alloy steels on cyclic crack growth in high temperature water

庄子 哲雄*; 中島 甫; 辻 宏和; 高橋 秀明; 近藤 達男

Corrosion Fatigue; Mechanics, Metallurgy, Electrochemistry and Engineering, p.256 - 286, 1983/00

原子炉一次系を近似した高温水環境によるき裂成長の加速におよぼす材料のミクロ組織と降伏強度の影響ならびに割れの加速機構を明らかにするため、SA533B鋼をはじめとして、SA387,SA542,SA543,JIS,SPV,46QおよびAISI4340鋼について疲労試験と低歪速度引張試験を大気中と高温水中で実施した。疲労試験では材料の降伏強度が高いほど環境によるき裂成長の加速が生じ、さらに加速の程度は応力比が0.1より0.5のほうが著しい。低歪速度引張試験においても疲労試験の場合と同様に材料の降伏強度が高いほどき裂成長の加速及びJi値の減少が著しい。さらに大気中における時間ベースのき裂成長速度を横軸に、高温水中における時間ベースのき裂成長速度を縦軸に取ったき裂成長線図を用いて疲労試験と低歪速度引張試験により得られたき裂成長速度を比較し、両者の間に良い対応関係のあることがわかった。

論文

有限要素法による計算コードの比較検討; 振動解析,弾塑性解析,非定常温度解析

佐野川 好母; 幾島 毅; 大西 信秋; 須藤 高史; 宮園 昭八郎; 伊勢 武治

日本原子力学会誌, 22(12), p.890 - 902, 1980/00

有限要素法計算コードは構造解析のみならず、熱、流体、核計算にも広く使用されている。しかし、これらの計算コードの使用にあたっては、使用限界や解の精度を把握しておく必要がある。本報告は、現在使用されている有限要素法計算コードの妥当性や計算精度を調べるため、地震応答、非弾性解析、熱移動解析のベンチマークテストの結果と検討についてまとめたものである。得られた結果の要約は次の通りである。(1)地震応答解析において、数値積分法や積分時間刻みと解の精度について明らかにした。(2)シェル要素を含む振動解析では、シェル要素の特性によって固有値に差違が生じる。(3)弾塑性解析において、計算コード内の構成方程式の取り扱いの相違によって結果に差違が生じる(4)非定常温度解析では、物性値の温度依存性や発熱量の取り扱いの相違によって結果に差が生じる。

論文

Chemical stress relaxation of rubber material stimulated by heat and radiation

伊藤 政幸; 岡田 漱平; 栗山 将

Reports on Progress in Polymer Physics in Japan, 21, p.247 - 250, 1978/00

原子炉用電線材料に用いられるゴム材の熱及び放射線という複合環境下での劣化を短時間で評価するための研究の一環として、熱及び放射線下でEPRO7Pについて応力緩和測定を行ない、このような化学応力緩和においても湿度-時間換算則或いは線量率-時間換算則とでも言うべきものが成り立つかどうか検討した。その結果、双方の換算則ともよく成り立ち、温度移動因子の温度依存性はアレニウス則によく合致し(見かけの活性化エネルギーは23.4kcal/mol)、また、線量率-時間換算における移動因子として定義される線量率移動因子とでも言うべきものの線量率依存性は、1/a=const.$$times$$D$$^{0}$$$$^{.}$$$$^{9}$$(aは移動因子、Dは線量率)と記述されることが分かった。さらに、この2つの劣化要因の応力緩和に及ぼす影響の相違についても検討した。なお、以上の実験の温度範囲は60$$^{circ}$$C~120$$^{circ}$$C、線量率範囲は1.9$$times$$10$$^{5}$$~1.1$$times$$10$$^{6}$$rad/hrであり、測定は常圧の空気中で行われた。

論文

原子力プラントの仮想事故時の構造強度設計法

宇賀 丈雄

圧力技術, 13(5), p.264 - 271, 1975/05

原子力プラントの仮想事故状態(Faulted conditions)における構造強度評価法がASME Pressure Vessel and Boiler Code Sec.IIIの1972年Winter Addendaで大幅に追加・改訂された。本報はそれにもとづいて仮想事故状態に対する強度設計の考え方,解析方法,強度評価基準などについて説明し、あわせて従来弾性理論にもとづいてなされてた強度解析手法を準用して、塑性域の強度解析を行なう擬似弾性解析手法としての応力比法についても説明・解説を行なった。

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