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関昌 弘; 武田 哲明; 河村 洋; 橋爪 秀利*; 宮 健三*
Computational Mechanics 86;Theory and Applications, p.8 - 97, 1986/00
核融合炉第一壁の熱構造設計においては、第一壁の熱応力や最高温度が壁の厚さを制限する要因となることが多い。そこで流体のエネルギー方程式と固体壁内の熱伝導方程式を同時に解き、実験的な熱伝達率を用いないで、非円形冷却流路を持つ第一壁内の熱応力と温度分布を求めた。 その結果、熱伝達率が冷却流路断面内で分布を持つときは、一様に与えたときよりも熱応力が増加する。また流路の形状によっても熱伝達率分布や熱応力が変化することを示した。
勝山 仁哉; 宇野 隼平; Li, Y.
no journal, ,
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。