簡易粘弾性評価モデルを用いた炉内黒鉛構造物の応力挙動の解析的検討

Analytical study on stress behavior of core graphite components using simplified viscoelastic evaluation model

西條 友章 ; 島崎 洋祐 ; 石原 正博 

Saijo, Tomoaki; Shimazaki, Yosuke; Ishihara, Masahiro

HTTR(高温工学試験研究炉)の運転中には、黒鉛構造物に熱応力が発生する。また、黒鉛材料は中性子照射により収縮挙動を示すとともに、クリープ現象が発生するため、原子炉停止時には黒鉛構造物に残留応力が発生する。そこで、HTTR炉心黒鉛構造物の設計においては、有限要素法応力解析コード「VIENUS」を用いた黒鉛構造物の応力解析を行ってきた。HTTRの黒鉛構造物は配置場所によって照射される温度域が400Cから1200Cと大きく異なるため、材料物性値や照射収縮などの照射挙動も黒鉛構造物ごとに異なる。一方、VIENUSコードは熱流動・熱伝導解析結果を解析条件として入力し応力を評価する解析コードであるため、温度条件や材料物性値をパラメータとした検討には向かない。そこで、本報告書ではVIENUSコードよりもパラメータスタディを効率的に実施できる2本のはり要素からなる簡易粘弾性評価モデルを用いて、400Cから1200Cの温度域にある黒鉛構造物の照射挙動が応力挙動に与える影響を解析し、運転時応力は黒鉛構造物の照射収縮の影響により、照射温度800Cを境に2つの異なる挙動を示すことを明らかにした。また、原子炉停止時の残留応力は熱応力に漸近するため、照射収縮が大きくなった場合でも過度に大きくならないことがわかった。さらに、簡易粘弾性評価モデルとVIENUSの応力解析結果を比較した結果、応力挙動の傾向が一致し、簡易粘弾性評価モデルは応力挙動の把握に有用であることが明らかとなった。

During the operation of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR), thermal stress is generated in the graphite components. In addition, graphite exhibits dimensional shrinkage and creep deformation under neutron irradiation. As a result, residual stress remains in the graphite components during reactor shutdown. Therefore, in the design of the HTTR core graphite structures, stress analyses of the graphite components have previously been performed using the finite element analysis code VIENUS. In the HTTR, the graphite components are exposed to a wide range of temperature, from approximately 400C to 1200C, depending on their location. Consequently, irradiation-induced behaviors such as material property changes and irradiation shrinkage vary among the graphite components. On the other hand, since VIENUS code evaluates stress based on thermal fluid and heat conduction analysis results, it is not suitable for parametric studies. In this study, the influence of irradiation behavior on the stress behavior of graphite components in the wide temperature range (400C to 1200C) was analyzed using simplified viscoelastic evaluation model, consisting of two beam elements, to conduct efficient parametric studies. Operational stress exhibits two distinct patterns depending on whether the irradiation temperature is below or above 800C, due to irradiation shrinkage. Residual stress approaches the thermal stress, preventing excessive increase even when irradiation shrinkage is large. Moreover good agreement in stress behavior trends was observed between the stress analysis results by the simplified viscoelastic evaluation model and VIENUS code. These results indicate that the simplified viscoelastic evaluation model is beneficial in simulating stress behavior.