1004 弾塑性破壊力学パラメータに基づく繰返し過大荷重による配管材のき裂進展評価法の提案(OS10-1 供用エネルギー機器の経年変化と健全性評価-欠陥評価-)
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
The magnitude of Niigata-ken Chuetsu-Oki earthquake in 2007 was beyond the assumed one provided in seismic design. Therefore it becomes an important issue to evaluate the crack growth behaviors due to the cyclic overload like large earthquake. Fatigue crack growth is usually evaluated by Paris's law using the range of stress intensity factor (ΔK). However, ΔKis inappropriate in a loading condition beyond small scale yielding. In this study, the crack growth behaviors for piping materials were investigated based on an elastic-plastic fracture mechanics parameter, J-integral. It was indicated that the crack growth due to the cyclic overload beyond small scale yielding could be the sum of fatigue and ductile crack growth. The retardation effect of excessive loading on the crack growth was observed after the loading. The modified Wheeler model using J-integral has been proposed for the prediction of retardation effect Finally, an evaluation method for crack growth behaviors due to the cyclic overload was suggested.
- 一般社団法人日本機械学会の論文
- 2010-10-09
著者
関連論文
- き裂を有する管の破壊曲げモーメントに及ぼすねじりの影響
- 延性き裂進展解析法を導入したPFMコード開発
- K-0806 延性き裂進展解析法を導入したPFMコード開発 : 第2報:延性き裂進展を考慮した圧力容器破損解析例(S11-2 構造健全性評価(2))(S11 構造健全性評価)
- K-0805 延性き裂進展解析法を導入したPFMコード開発 : 第1報:R6法に基づく延性き裂進展解析機能の導入(S11-2 構造健全性評価(2))(S11 構造健全性評価)
- 603 焼鈍による原子炉容器の脆化回復挙動に関する確率論的破壊力学評価
- 肉盛溶接による熱影響部の材質変化を考慮した原子炉圧力容器の溶接残留応力評価
- 102 圧力バウンダリ配管突合せ溶接部の残留応力に及ぼす溶接条件の影響(残留応力,平成19年度秋季全国大会)
- 現行の原子炉圧力容器の健全性評価手法に対するPASCAL ver. 2を用いた確率論的検討
- 原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL ver. 2の開発
- 710 温度上昇による残留応力の緩和と応力拡大係数への影響に関する解析(OS13(3) エネルギー機器構造物の劣化現象の理解と健全性評価)
- 709 き裂進展時の弾塑性応答による残留応力緩和効果を考慮したSCCの進展予測(OS13(3) エネルギー機器構造物の劣化現象の理解と健全性評価)
- 原子力機器の構造信頼性評価のための地震動評価コードの開発
- 地震動の不確かさを考慮した経年配管の構造信頼性評価手法の開発
- 422 き裂進展にともなう残留応力の再分布と破壊力学パラメータの弾塑性解析(OS3-5 き裂解析,OS3 エネルギー構造機器の健全性評価と信頼性の高度化3)
- き裂進展にともなう残留応力の再分布・緩和の解析(一般セッション4a き裂解析)
- 補修溶接を施した配管溶接部の残留応力分布評価
- 複数周方向表面欠陥を有する管の曲げ破壊評価式
- WOLで補修された管の塑性崩壊応力の評価手法の検証
- 地震動の不確かさを考慮した経年配管の構造信頼性評価手法の開発 : 経年劣化が進行した発電用原子炉の配管が地震で壊れる確率は?
- 101 原子炉圧力容器肉盛溶接部の残留応力に及ぼす溶接方法及び溶接後熱処理の影響(残留応力,平成19年度秋季全国大会)
- 任意形状の周方向欠陥を有する管の極限荷重評価法の試験的検証
- J0301-1-2 配管の塑性崩壊曲げ応力に及ぼす内圧と管半径の影響に関する考察(規格における疲労関連課題と方向性(1))
- WOL工法によって補修された管の塑性崩壊モーメント
- 任意形状の単一周方向欠陥を有する管の極限荷重評価法
- 複数の周方向欠陥を含む圧力管の破壊評価--単一周方向欠陥を含む場合との比較 (特集 プラントにおける解析と評価)
- OS1211 中性子回折法による厚肉突合せ溶接試験体の残留応力測定(X線,放射光,中性子による材料・材料強度評価,オーガナイズドセッション)
- 1214 維持規格における圧力容器評価不要欠陥に対する確率論的破壊力学による検討
- 中性子回折法による大口径配管溶接部の残留応力測定
- 原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL2のクラッド部評価に関する機能改良
- WOLで補修された管の塑性崩壊応力の評価手法の検証
- 1322 肉盛溶接による熱影響部の材質変化を考慮した原子炉圧力容器の溶接残留応力評価(OS13.破壊力学とき裂の解析・き裂進展シミュレーション(6),オーガナイズドセッション)
- OS0301 鋼管材料強度データの統計処理(機械構造物の設計・維持への荷重・耐力係数法の適用)
- GS0407 配管溶接部の溶接残留応力とき裂進展速度に及ぼす過大荷重の影響(GS04-02 環境強度・腐食2,GS04 環境強度・腐食)
- GS0805 欠陥形状をより詳細にモデル化したときの管の極限荷重評価法(GS08-02 構造部材・強度評価2,GS08 構造部材・強度評価)
- 構造不連続部の健全性評価手法開発に向けた溶接残留応力解析
- 原子炉圧力容器鋼の金属組織と破壊靭性に及ぼす溶接熱影響
- 1003 き裂形状を詳細に考慮した管の極限荷重評価法の試験的考察(OS10-1 供用エネルギー機器の経年変化と健全性評価-欠陥評価-)
- 1004 弾塑性破壊力学パラメータに基づく繰返し過大荷重による配管材のき裂進展評価法の提案(OS10-1 供用エネルギー機器の経年変化と健全性評価-欠陥評価-)
- 中性子回折法による大口径配管溶接部の残留応力測定 : 残留応力分布に及ぼすSCCき裂進展および補修溶接の影響
- 原子炉配管溶接部における残留応力の不確かさ評価に基づく確率論的構造健全性評価
- 原子炉圧力容器肉盛溶接部における溶接及び溶接後熱処理による残留応力分布評価
- 1203 多層盛溶接熱影響部の非均質性を考慮した脆性き裂進展解析(OS12.破壊力学とき裂の解析・き裂進展シミュレーション(1),OS・一般セッション講演)
- OS0503 過大な圧縮荷重がき裂週展挙動に及ぼす影響(OS5-1き裂進展,OS-5 材料の疲労挙動と損傷評価1)
- 構造不連続部における溶接残留応力分布を考慮したき裂進展評価