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寺田 敦彦
no journal, ,
水素インフラの安全対策において、発生した水素を再結合処理する機器や安全な空間に排出するための設備、及び濃度計測機器等を適切に設置するには、漏洩水素の拡散挙動を正確に把握することが重要である。原子力機構では、水素の発生から拡散、燃焼・爆発した場合の影響に至る事象推移を統合的に解析評価するシステムの適用を進めている。本報では、九州大学で実施されたHallway実験を対象に、システムを構成する各種コードについて数値予測がより正確になるように計算法の改良や検証した結果を含め、CFD活用の取組みを紹介する。
月森 和之; 矢田 浩基; 安藤 勝訓; 一宮 正和*; 安濃田 良成*; 荒川 学*
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バウンダリを形成する構造において、通常設計で防止される座屈圧力を超える過酷荷重に対してバウンダリとしての機能が期待される場合、その限界強度を評価することは重要である。本研究では、外圧を受ける鏡板構造を取り上げ、特に鏡板の板厚の違いが座屈および座屈後限界強度に及ぼす影響等について、水圧による圧力負荷試験およびFEMによる詳細非線形解析を用いて検討を行った。
小林 順; 江連 俊樹; 田中 正暁; 上出 英樹
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原子力機構は先進的なナトリウム冷却大型高速炉(SFR)の設計研究を実施してきた。燃料集合体からの高温のナトリウムは、制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温のナトリウムとUIS下部において混合する。炉心出口における流体の混合による温度変動は、UIS下部における高サイクル熱疲労の原因となる。原子力機構はSFRのUIS下部における有意な温度変動に対する対策構造について水流動試験を実施してきた。水流動試験は、原子炉の炉心と上部プレナムを1/3スケール60
セクタでモデル化した試験体を使用した。低温流体出口近傍の温度変動を計測し、いくつかの温度変動対策を確認した。その結果、これらの対策構造によってUIS下部における温度変動が緩和されることを確認した。
勝山 仁哉; 宇野 隼平; Li, Y.
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原子炉圧力容器(RPV)は圧力バウンダリを構成する機器の1つであり、健全性確保が重要である。現行のRPVに対する健全性評価方法は、日本電気協会規程に準拠しているが、それには、加圧熱衝撃(PTS)事象の評価等、約20年前に策定された内容も含まれており、技術的進歩や現実の運転年数の増加を踏まえ、十分に適切な内容であることを確認する必要がある。また、炉心損傷頻度等の合理的な数値指標を適切に設定し、長期供用に対する安全水準の維持を図るため、近年欧米で導入が進んでいる炉心損傷頻度を算出可能な確率論的評価体系を整備することも重要課題である。本発表では、最新の解析技術を用いたPTS時の荷重条件解析や確率論的破壊力学(PFM)に基づく評価手法の整備に関する成果を示す。
大場 恭子; 吉澤 厚文*; 北村 正晴*
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東日本大震災は、事前の備えをはるかに越える地震および津波によって、多くの被害をもたらしたことから、以後、事業継続計画(BCP)の重要性が指摘されている。本稿では、この震災における代表的な「うまくいった」対応事例を分析することで、さまざまな社会・技術システムに共通したBCPに関する教訓抽出を試みた。具体的には、システムの外乱からの回復を早めた、もしくは復旧を実現した、鉄道, 土木(道路), 原子力, 医療の事例を、近年注目されているレジリエンスエンジニアリングの考え方を参照し、分析した。この分析により、社会・技術システムの防災、減災に役立つ、共通した教訓を抽出することに成功した。