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宇田川 誠; Li, Y.; 西田 明美; 中村 いずみ*
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 167, p.2 - 10, 2018/11
被引用回数：6 パーセンタイル：45.49(Engineering, Multidisciplinary)地震荷重に対する原子炉圧力バウンダリ配管系の構造健全性の確保は重要である。本研究では、動的地震荷重条件下における配管系の耐力を明らかにすることを目的として、防災科学技術研究所で実施された三次元配管系動的加振試験を対象に、動的弾塑性有限要素解析を実施した。その結果、配管系の固有振動数、固有モード、応答加速度、エルボ開閉変位、歪履歴、破損箇所及び低サイクル疲労寿命について、解析結果は実測値と概ね一致し、本論文で示された解析手法は動的地震荷重条件下の配管系の破損挙動の評価に適用できることを確認した。
堤 英明*; 山田 博幸; 寺垣 俊男*; 蛯沢 勝三; 柴田 勝之
Seismic Engineering 2000 (PVP-Vol.402-1), p.141 - 146, 2000/00
原研では、1991年より安全上重要な機器に免震技術を導入した場合の有効性評価手法及び評価コードを開発しており、それらの高度化を目的として機器免震システムの有効性確証試験を実施している。確証試験では、原子力機器を模擬した2次元及び3次元機器免震試験システムを設計・製作し、大洗研究所敷地内のテストベッド上に設置して、自然地震動における応答観測を行っている。また、静加力試験と自由振動試験を行い、各試験システムの復元力特性と振動特性を求めた。本論文は、上記2次元及び3次元機器免震試験システムの概要、特性試験結果ならびに1999年3月26日に茨城県日立市で発生した地震動(M5.1,最大加速度86Gal)の地震動に対する応答観測結果についてまとめたものである。
/SiC compositesY.J.Stockmann*; 二川 正敏; 小宮 慎吾*; 田辺 裕治*; 粉川 広行; 日野 竜太郎; 光野 司郎*
Ceramic Material Systems with Composite Structures, 99, p.357 - 369, 1998/00
耐熱、耐食、低放射化材料であることから次世代原子炉構造機器材料として期待される、SiC長繊維複合材料(SiC/SiC
)の強度に与える荷重負荷速度の影響について、繊維含有率及び繊維皮膜材料(BN-,C-coating)を変えて調べた。高速荷重負荷実験は、振り子型衝撃曲げ試験機、及びSplit-Hopkinson棒による衝撃引張試験機を用いて、最大200 1/sひずみ速度下で行った。ひずみ速度及び繊維堆積含有率が増加するにしたがって、曲げ強度、引張強度ともに上昇する傾向を示した。破面観察結果から、繊維のPull-out長さは繊維堆積含有率及び繊維皮膜厚さとともに増加したが、ひずみ速度の増加とともに減少した。さらに、破断面に現れた繊維上に付着した皮膜痕は、高速負荷下では比較的少なく、低速負荷時に現れたような繊維の引き抜き効果が高速負荷時に期待できないことがわかった。
二川 正敏; 菊地 賢司; 田辺 裕治*; 武藤 康
J. Eur. Ceram. Soc., 17, p.1573 - 1578, 1997/00
被引用回数：4 パーセンタイル：38.15(Materials Science, Ceramics)熱化学水素製造プロセス(ISプロセス等)の腐食環境下で使用される構造材料としてセラミックスが期待されている。セラミックスは脆性材料であることから、特に動的荷重に対する強度特性を十分把握することが重要である。ここでは、そのような脆性材料である原子炉用黒鉛材と磁器材について、動的負荷荷重の疲労強度に与える影響を調べるために、衝撃荷重負荷を含む繰り返し疲労強度(最大10
サイクル)及び負荷速度を変えた動的疲労強度試験(負荷時間範囲:10
S~10S)を実施した。その結果、黒鉛材の疲労特性には繰り返し数依存効果が支配的になること、磁器材では時間依存と繰り返し依存の重畳効果が認められること、さらに衝撃荷重が繰り返し負荷された場合では、高周波数成分の繰り返し疲労特性として理解できることが明らかとなった。
久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼
Nucl.Eng.Des., 102, p.225 - 228, 1987/00
被引用回数：5 パーセンタイル：50.7(Nuclear Science & Technology)冷却材喪失事故(LOCA)時にBWR MarkII格納容器内に発生する水力的動荷重に関して、大型装置による実験的研究を行った。広範な条件について実験を行い、この結果に基づいて、圧力抑制プール内での蒸気凝縮に起因する荷重の振幅が最大となる条件を同定した。荷重の振幅が最大となるのは、ベント管内の蒸気流速が30kg・m
以下、プール温度が40
C以下、蒸気中の空気重量割合が1パーセント以下の場合であり、このような条件は、中破断LOCAに際して発生する可能性が高い。
植田 脩三; 栗原 良一; 宮崎 則幸; 磯崎 敏邦
Int.J.Press.Vessels Piping, 18, p.161 - 176, 1985/00
被引用回数：3 パーセンタイル：77.81(Engineering, Multidisciplinary)本論文はBWR・LOCA条件下で行った4インチ口径パイプホイップ試験に関する解析結果について述べたものである。パイプ-レストレント系の動的構造解析は汎用有限要素法計算コードADINAを用いて行った。試験配管はビーム要素でモデル化した。4本のレストレントは1本のトラス要素でモデル化した。実験結果と比較して得た結論は次の通りである。(1)衝突時間、最大レストレント反力については実験結果と一致した。(2)パイプひずみの最大値はレストレントのオーバハング長さが短い時ほぼ予測できる。(3)パイプ変位は実験と解析とで良い一致は得られなかった。パイプ先端の変位は解析値の方が小さくなる。
久木田 豊; 生田目 健; 斯波 正誼
Nucl.Eng.Des., 77, p.117 - 129, 1984/00
被引用回数：11 パーセンタイル：73.13(Nuclear Science & Technology)BWRの大口径LOCAの初期には、ドライウェル内の空気が圧力抑制プール内に急速に流入し、これに伴うプール水の流動の結果、ピールバウンダリ構造物およびプール内部構造物に種々の水力学的動荷重が加わる。本報では、原研で実施したBWR MarkII格納容器に関する実物大試験の結果に基づいて、原子炉安全評価に用いられる解析モデル(評価モデル)の妥当性を検討し、評価モデルがこれらの動荷重を過大に(保守的に)予測すること、またこれらの動荷重による格納容器内圧力上昇が、格納容器設計圧力を上まらないことを明らかにした。
久木田 豊; 加藤 正美*; 守屋 公三明*; 黒木 道雄*; 生田目 健*; 斯波 正誼
JAERI-M 83-186, 171 Pages, 1983/10
本報告は、格納容器圧力抑制系信頼性実証試験において得られた試験結果のうち、昭和53~55年度に実施した水放出試験12ランにおける蒸気凝縮荷重の定量的評価を行ったものである。蒸気凝縮振動およびチャギング現象によってもたらされる圧力抑制プールバウンダリ荷重の大きさを、RMS値、パワスペクトル密度、応答スペクトルによって評価し、これらの量の上限値を与えるデータを選択することによって、実炉の荷重を保守的に評価するためのデータベースを作成した。また、熱水力条件と荷重の大きさとの関係、ならびにチャギングによる荷重に対するベント管相互の非同期の影響について調べた。
生田目 健*; 久木田 豊; 竹下 功
JAERI-M 83-185, 44 Pages, 1983/10
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験を用いて行った試験のうちの7ランについて、一次系からの放出流量とベント管内の蒸気流速の評価を行った。本評価は、ブローダウン時の格納容器内熱水力挙動に支配的な影響をおよぼすこれらのパラメータの時間変化を評価することにより、試験データの解析に資することを目的としている。一次系放出流量の計算にはRELAP4/Mod5コードを用い、圧力容器内の圧力、ボイド率分布、混合水位などに関して計算結果が試験結果と一致するように、RELAP4の入力パラメータである流路損失係数、気泡速度・気泡分布係数、および放出ノズルにおける流出係数を調節した。ベント管内の蒸気流速は、一次系から流出した流体がドライウエル内で断熱かつ準定常な変化をすると仮定して計算した。
栗原 良一; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 斉藤 和男*; 宮園 昭八郎
日本原子力学会誌, 25(3), p.207 - 216, 1983/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.48(Nuclear Science & Technology)原子炉一次冷却系配管が瞬時に周方向ギロチン破断した場合を想定して、パイプホイップ試験およびジェット放出試験が日本原子力研究所において実施されている。本報は1979年から1981年にかけて実施したBWR・LOCA条件下における4インチ口径パイプホイップ試験結果(RUN 5407,5501,5504,5603)についてまとめたものである。試験圧力は6.8MPaであり、試験温度は285Cであった。この一連の試験においてクリアランスは100mmで一定とし、オーバーハング長さをそれぞれ250mm、400mm、550mm、および1000mmに変えて行なった。試験の目的はパイプホイップ挙動に対するオーバーハング長さの効果を調べることである。試験結果から配管およびレストレントの変形を抑制するためにはオーバーハング長さを短くするのが望ましいことがわかった。また、あるオーバーハング長さ以上で配管は塑性崩壊する結果を得た。
栗原 良一; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 矢野 歳和; 加藤 六郎; 宮園 昭八郎
Nucl.Eng.Des., 76(1), p.23 - 33, 1983/00
被引用回数：8 パーセンタイル：68.35(Nuclear Science & Technology)原子炉一次冷却系配管が瞬時にギロチン破断した場合を想定して、パイプホイップ試験およびジェット放出試験が日本原子力研究所において実施されている。本報は1979年から1981年にかけて実施したBWR・LOCA条件下における4インチ口径パイプホイップ試験結果についてまとめたものである。試験圧力は6.8MPaであり、試験温度は285Cであった。この一連の試験においてクリアランスは100mmで一定とし、オーバーハング長さをそれぞれ250,400,550および1000mmに変えた。この試験の主な目的はパイプホイップ挙動に対するオーバーハング長さの効果を調べることである。試験結果からオーバーハング長さが短いほど、配管およびレストレントの変形が抑えられることが明らかになった。またオーバーハング長さを1000mmにすると、配管はレストレント設置点の近くで塑性破壊する結果を得た。
久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼
Nuclear Technology, 63, p.337 - 346, 1983/00
被引用回数：12 パーセンタイル：77.07(Nuclear Science & Technology)格納容器圧力抑制系信頼性実証試験の試験結果にもとづき、圧力抑制プール内の蒸気凝縮に起因する格納容器動荷重に対する蒸気中の非凝縮性気体(空気)の影響を調べた。空気の存在により、従来知られていたように凝縮が安定化しチャギング現象の発生が抑制される効果が生じるだけでなく、ベント管内蒸気流速が比較的高い条件下ではこれも正反対の効果が生じうること、ならびにこれらの効果が、蒸気凝縮荷重の大きさに重大な影響を及ぼすことを明らかにした。
久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼
JAERI-M 82-188, 59 Pages, 1982/12
格納客器圧力抑制系信頼性実証試験に使用されている圧力変換器の動特性を、既知の特性を有する変換器との比較によって計測した。この結果、良好な特性を得るためには導圧管内の気泡の除去に注意すべきことが明らかになった。試験結果にもとづき圧力変換器の改造を行い、200Hz以下の周波数で充分に良好な特性が得られるようになった。また、導圧管の共振周波数が集中定数系モデルにより子測できることを示した。
久木田 豊; 生田目 健; 竹下 功; 斯波 正誼
Transactions of the American Nuclear Society, 41, p.695 - 696, 1982/00
原研における格納容器圧力制御系信頼性実証試験(Mark II格納容器を模擬した、実物大のベント管7本を有する装置による試験)で計測されたチャギングによる格納容器動荷重の大きさは、米国における1本ベント管による試験結果を大きく下回った。このような、ベント管本数の増加とともに荷重が減少する傾向は、ベント管のそれぞれから発生する圧力波相互の位相差(非同期)による効果として説明され、実炉の荷重予測上重要な意味を有する。本報では、原研試験結果に含まれる非同期の効果を解析し、動荷重の主要成分である低周波数成分についても非同期による荷重軽減効果が有意であることを明らかにした。
久木田 豊; 竹下 功; 生田目 健; 加藤 正美*; 守屋 公三明*; 斯波 正誼
JAERI-M 9665, 143 Pages, 1981/10
本報告は、現在原研において実施している格納容器圧力抑制系信頼性実証試験によって得られた試験結果のうち、最初の8ランの試験における蒸気凝縮時の圧力振動に関する試験結果について統計的解析、周波数解析を行ない、評価を加えたものである。チャギング、C/Oによる蒸気凝縮荷重について、多ベント系における圧力振動源の間に非同期が存在していること(多ベント効果)を明らかにした。また、ベント管内およびプール内での圧力振動の伝播特性、FSI効果、ベント管横向荷重についても検討を行い、蒸気凝縮による動荷重評価のための有益な知見を得た。さらに本解析を通して、今後の試験計画、解析において実施すべきことも明らかになった。
久木田 豊; 竹下 功; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 9404, 121 Pages, 1981/03
本試験は、昭和54年10月26日に実施したTEST1204のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。同一の破断口径による基本ケースであるTEST1203が圧力抑制プール初期温度約54Cの条件下で行なわれたのに対して、本試験では19Cとした。この結果、本試験におけるプールスウェル時の最高水位はTEST1203の場合より明らかに低く、TEST1203の試験条件が保守的であることが示された。なお、本レポートは、先に未公開資料としてまとめたJAERI-memo 8874の公開版である。
久木田 豊; 竹下 功; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼
JAERI-M 9403, 122 Pages, 1981/03
本報告書は、昭和54年10月5日に実施したTEST1203のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。本試験における放出初期のドライウェル内圧力上昇率は約188kPa/sであり、実炉の想定条件に匹敵する値が得られた。なお、本レポートは、先に未公開memoとして刊行したJAERI-memo 8873の公開版である。
生田目 健; 久木田 豊; 伊藤 秀雄; 山本 信夫; 斯波 正誼
JAERI-M 8780, 134 Pages, 1980/03
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験は、LOCA時にBWR用MarkII格納容器に発生すると予想される熱水力現象に関する試験を行い、格納容器の信頼性実証に資するデータを得ることを目的としている。試験装置の体積縮小率はドライウェルについて1/18、ウェットウェルはiである。本報告では、S54年3月に完成した試験装置について装置本体ならびに計測系の概要をのべる。
久木田 豊; 生田目 健; 山本 信夫; 竹下 功; 斯波 正誼
JAERI-M 8764, 118 Pages, 1980/03
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験は、LOCA時にBWR用MarkII格納容器圧力抑制系に発生すると予想される熱水力現象に関する試験を行い、格納容器信頼性の実証に資するデータを得ることを目的としている。試験装置の体積縮小率は1/18であり、ウェットウェル部は実炉のウェットウェルの実物大20セクタ模型てある。本報告は、昭和54年4月27日に実施したTEST 2101のデータ報告である。本試験は破断口径74mmの水放出試験であり、低蒸気流速時の蒸気凝縮振動(チャギング)の試験を主要な目的としている。得られたベント管内蒸気重量速度は最大約20Kg/mであった。
久木田 豊; 生田目 健; 山本 信夫; 斯波 正誼
JAERI-M 8763, 116 Pages, 1980/03
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験は、LOCA時にBWR用MarkII格納容器圧力抑制系に発生すると予想される熱水力現象に関する試験を行い、格納容器信頼性の実証に資するデータを得ることを目的としている。試験装置の体積縮小率は1/18であり、ウェットウェル部は実炉のウェットウェルの実物大20セクタ模型である。本報告は、昭和54年3月30日に実施したTEST1101のデータ報告である。本試験は原研による最初の公式試験であり、破断口径200mmの水放出試験である。得られたドライウェル初期圧力上昇率は約155KPa/s、ベント管内最大蒸気重量速度は約100Kg/m-sであった。
