2012/05https://doi.org/10.1299/kikaia.78.613国内の原子力発電所は非常に大きな地震動を経験しており、き裂等の経年劣化を考慮した配管等の健全性評価法の高度化が重要な課題となっている。本研究では、過大圧縮荷重を含む地震動を模擬した繰返し荷重によるき裂進展試験を行い、圧縮荷重がき裂進展挙動に及ぼす影響を調べた。よるき裂進展の加速及びき裂開口荷重の低下を確認し、これらはき裂先端に引張応力が生じるためであることを応力解析から明らかにした。2011/05https://doi.org/10.1299/kikaia.77.685耐震設計時に想定した地震動を超える大きさの地震動が観測された新潟県中越沖地震や残余のリスクも考慮するよう改定された耐震設計指針を受けて、原子炉機器の耐震安全性に関し、大規模な塑性変形を伴う繰返し荷重によるき裂進展評価が重要である。K)を用いて評価される。応力拡大係数は小規模降伏条件下で適用可能な概念であるため、それを超える負荷に対して弾塑性破壊力学パラメータJ積分を用いたき裂進展評価方法を検討した。配管材料を用いたき裂進展試験結果から、繰返しき裂進展には疲労き裂進展と延性き裂進展が重畳していることが示された。Jを適用したモデルを提案した。これらから、疲労き裂進展及び延性き裂進展並びに過大荷重後の遅延効果を考慮したき裂進展評価法を提案した。2010/07https://doi.org/10.1115/PVP2010-255632007年に起きた新潟県中越沖地震では、耐震設計時に想定する地震動を越える大きさの地震動が観測された。耐震設計指針の改定と合わせて、原子炉機器の耐震安全性に関して、過大な荷重のき裂進展への影響評価が重要である。K)を用いてParis則により評価される。Kは小規模降伏条件を超える場合に適用できないため、異なる評価方法が必要となる。本研究では、オーステナイト系ステンレス鋼SUS316と炭素鋼STS410を用いて、過大荷重負荷後のき裂進展挙動の評価を行った。Jを適用したモデルを提案した。本提案モデルにより、小規模降伏条件を超えるような過大荷重負荷後におけるき裂進展挙動を予測可能であることを示した。2009/07耐震設計審査指針の改定に伴い、設計基準地震動を超えるような大きな地震動に対する残余のリスクの評価が求められている。設計基準地震動を上回る大きさの地震が発生した。このため、SCCや疲労き裂を有する配管に負荷される過大な地震荷重の影響評価が必要である。き裂進展に及ぼす過大荷重の影響として、き裂進展速度の遅延が知られている。配管系で用いられる炭素鋼(STS410)とオーステナイト系ステンレス鋼(SUS316)について、実験及びFEM解析により、過大荷重によるき裂進展遅延効果の定量評価を行った。これらの結果を踏まえた決定論的解析及び確率論的破壊力学(PFM)解析により、大地震時におけるき裂進展及び破壊に及ぼす過大荷重の影響を評価した。決定論的き裂進展解析からは、SUS316と比較してSTS410において、き裂進展遅延効果が大きく現れることが示された。PFM解析では、破壊確率に与える地震時のき裂進展遅延の影響を検討した。米国機械学会ボイラー・圧力容器コードSec.XIの規定では、配管の健全性を評価するために極限荷重評価法が適用される。実際に配管等に発生する欠陥は、応力腐食割れのように複雑な形状を有しているものの、規格では欠陥深さが一様の欠陥形状に対する極限荷重評価基準のみを規定している。本報告では、より現実的な管の健全性評価を可能とするため、単一の周方向表面欠陥の形状が任意である場合の管の破壊評価手法を提案する。管の塑性崩壊モーメントと曲げ応力は、任意形状の欠陥を複数の小欠陥に分割することにより求められる。本破壊評価手法による計算結果は、実験結果とよく一致することが示された。米国機械学会ボイラー・圧力容器コードに規定されている極限荷重評価法が適用される。応力腐食割れの場合等には複数欠陥が同一平面に検出されているにもかかわらず、現行の規格においては、単一欠陥に対する極限荷重評価法の評価式のみが規定されている。本論文では、合理的な方法で配管の健全性を評価するため、任意の数と分布を有する独立した欠陥が配管内表面に存在する場合の極限荷重評価式を提案する。この評価式の妥当性を確認するため、さまざまなケースについて数値計算を行い、評価式の有効性を確認した。2008/07http://ci.nii.ac.jp/naid/10020896236応力腐食割れが発生した配管に地震による揺れが作用したときの健全性を評価する際には、地震荷重の大きさ、応力腐食割れによるき裂の発生・進展等の経年劣化について不確かさやばらつきが存在する。損傷が発生する確率を評価する研究を進めている。地震時の原子炉の安全性評価における重要な入力条件となる地震動の発生にかかわる不確かさを考慮した地震動評価手法を開発した。上回る地震動の発生を想定し、確率論的手法に基づいて信頼性を評価することが必要である。確立するために、発電所サイト周辺の地震の震源特性や伝播経路特性を考慮した断層モデルによる地震動評価手法を用いた地震ハザード評価コードSHEAT-FMを開発した。一般的に、断層モデルによる地震動評価手法はある程度震源が特定されている地震を対象とするのが、本コードでは、震源を特定することができない地震についても、この手法を適用し地震ハザードを評価することができる。センター敷地(大洗サイト)内において実施されている鉛直アレー地震観測記録を用い、位相特性の分析を行って群遅延時間の回帰モデルを作成した。フーリエ位相スペクトルの角振動数領域での傾きとして定義される群遅延時間は、その平均値と標準偏差が時間領域における地震動の重心位置とその広がり(継続時間)を表現できる。このことに着目し、観測記録から抽出した群遅延時間の平均値と標準偏差をマグニチュードと震央距離の関数で表した回帰モデルを作成した。この回帰モデルは、サイト周辺の地震動の震源特性や伝播特性を含んでいる。Analysis)は、安全上重要な機器を免震構造化した場合の有効性を評価するものであり、次の3つのコード(地震危険度評価コードSHEAT,応答解析コードRESP,損傷確率/損傷頻度評価コード)から構成される。これらのうちRESPコードは、原子力機器を免震構造化した場合の動的応答挙動を計算するためのものである。本報告書は、EBISAコードの概要及びRESPコードの解析機能や入力マニュアル,使用例などをまとめた使用手引きである。