SERVICE 構造設計・構造健全性評価・構造信頼性評価

商品・サービス

構造設計・構造健全性評価・構造信頼性評価

原子力発電所等の機械設備を対象に、規格計算や詳細解析を用いた構造設計・構造健全性評価、荷重・強度等のばらつきを考慮した構造信頼性評価(破損確率評価)を行い、安全性の維持・向上やコストダウンに貢献いたします。

ノズルの亀裂評価例

サービス概要

一般的な構造設計・構造健全性評価だけでなく、確率論に基づく構造信頼性評価(破損確率評価)を行い、確率論的リスク評価(PRA)との連携により、安全性の維持・向上やコストダウンに貢献いたします。構造解析には汎用コードのAbaqus、LS-DYNA、AutoPIPEを使用し、熱流動解析(汎用コードFluent、STAR-CCM+を使用)、遮蔽解析や構造信頼性評価(自社開発コードPEPPERシリーズを使用)との連携により、幅広いエンジニアリングサービスを提供いたします。原子力設備の民間規格策定活動も行っております。

サービスの特長

  • 容器、配管等の設備を対象に、評価式ベースの規格計算や、Abaqus、LS-DYNA、AutoPIPE、FINASを用いた陽解法、陰解法による詳細な耐震解析、耐津波解析、耐圧解析、耐熱解析、亀裂周辺の応力解析など幅広い構造設計・構造解析を提供いたします。

  • 近年、需要が増加している衝突解析を提供しています。例として、LS-DYNAを用いた使用済燃料キャスクや竜巻飛来物等の衝突解析の実績がございます。

  • 容器、配管等の設備を対象に、自社開発の確率論的破壊力学(Probabilistic Fracture Mechanics:PFM)評価コードPEPPERシリーズや、荷重耐力係数設計法(Load and Resistance Factor Design :LRFD)を用いて、亀裂形状、亀裂進展速度、荷重、強度などのばらつきを考慮した信頼性評価(破損確率評価)を提供いたします。確率論的リスク評価(Probabilistic Risk Assessment:PRA)との連携により、供用期間中検査(In-Service Inspection :ISI)等の合理化に貢献いたします。
    幅広い設備を対象に、地震、津波の大きさに応じたフラジリティ評価(破損確率評価)を提供いたします。確率論的リスク評価(PRA)との連携により、原子炉の炉心損傷頻度(Core damage frequency:CDF)などのリスク評価を提供いたします。

利用シーン

  1. 応力腐食割れ(Stress Corrosion Craking:SCC)による亀裂が検出された際の余寿命評価

    発電所の配管に応力腐食割れ(Stress Corrosion Craking:SCC)による亀裂が検査で見つかりました。そこで、亀裂進展解析を行い、余寿命を評価し、適切な時期に継続検査を行うことで、直ちに補修・交換することなく、安全に継続運転を行うことができました。

  2. 小口径配管の防護設備設計

    タンク火災時の温度評価の結果、近接する小口径配管が破損することが分かったため、配管の防護設備を設置することになりました。防護設備は耐火性に加え、耐震性や竜巻飛来物衝突にも耐えられる設計を施しました。

このようなお悩みをお持ちの方におすすめです

  • 原子力関連施設や一般産業施設の安全性向上やコストダウンにお悩みの方

導入効果

  1. 原子力発電所のリスク低減

    低耐震クラスの中で原子炉の炉心損傷等への影響が比較的大きい設備などを対象に耐震評価や地震フラジリティ評価を行い、裕度が小さいものについて耐震補強策を検討し、補強工事を実施することで、効果的に原子力発電所のリスクが低減されました。

  2. 原子力発電所のコストダウン・被ばく量の低減

    供用期間中検査が行われる容器、配管等の設備を対象に、検査頻度毎に信頼性評価(破損確率評価)を行い、確率論的リスク評価との連携により、供用期間中検査の検査数の合理化によるコストダウンや作業員の被ばく量の低減が達成されました。

よくあるご質問

柏崎刈羽原子力発電所のフィルタベント容器、よう素フィルタ容器等の工事認可申請書解析などの実績があります。

サービスの内容

【工期】応相談
【価格帯】応相談

本サービスに関連する近年の主な国内外学会発表実績は以下のとおりとなります。
“DEVELOPMENT OF FATIGUE ASSESSMENT METHOD BASED ON FLAW TOLERANCE CONCEPT,” ASME PVP2013-97773, Paris, France,(2013)
“REVISION OF FLAW EVALUATION METHODS OF PIPES HAVING A CIRCUMFERENTIAL FLAW IN JSME FITNESS-FOR-SERVICE CODES,” ASME PVP2014-28349, ANAHEIM, CA, (2014)
“ELABORATION OF THE SYSTEM BASED CODE CONCEPT-ACTIVITIES IN JSME AND ASME (2) DEVELOPMENT OF EVALUATION TOOLS BASED ON LRFD,”ICONE22-30525, PRAGUE, CZECH REPUBLIC, (2014)
“周方向表面欠陥を有する管の欠陥評価に用いる安全率”, 日本機械学会論文集 Vol.81, No.824, (2015)
“Main Factors for Fatigue Failure Probability of Pipes Subjected to Fluid Thermal Fluctuation,” E-Journal of Advanced Maintenance Vol. 6-4 (2015) 107-117, (2015)
“BENCHMARKING OF EXPLICIT DYNAMIC FINITE ELEMENT ANALYSIS FOR STORAGE AND TRANSPORTATION CASKS UNDER IMPACT LOADING CONDITIONS,” ASME PVP2017-65333, Waikoloa, Hawaii, (2017)
“J-integral evaluation methods for cylinders with multiple circumferential cracks subjected to bending moments,” Mechanical Engineering Journal, JSME, Vol.5, No.3,(2018)
“原子力発電所の配管に適用するFlaw Tolerance手法において想定する初期亀裂に関する検討,” 日本機械学会論文集 Vol.85, No.874, (2019)
“日本機械学会 維持規格における周方向の複数欠陥を有する管の弾塑性破壊力学評価法の検討,” 日本機械学会論文集, Vol.85, No.876,(2019)
“信頼性評価に基づいた原子力配管の保全手法の提案,” 保全学 Vol. 18, No.4, (2020)
“Effect of local plastic component on crack opening displacement and on J-integral of a circumferential penetrated crack,” Mechanical Engineering Journal, JSME, Vol.7, No.3, (2020)
“日本機械学会維持規格の極限荷重評価に対する有限要素解析の適用方法,” 日本機械学会論文集, Vol.87, No.903, (2021)
“DEVELOPMENT OF LEAK BEFORE BREAK ASSESSMENT GUIDELINES FOR SODIUM COOLED FAST REACTORS IN JAPAN,” ASME PVP2021-61942, Virtual, Online,(2021)
“信頼度に基づく亀裂の検査及び測定回数の最適化,” 保全学 Vol.20, No.1 (2021)

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