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山野 秀将; Xu, Y.*; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; 馬場 丈雄*
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1029 - 1038, 2016/04
本研究は、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉実証施設設計において、配管の健全性を確認するため、流力振動評価を実施した。主冷却系ホットレグ配管設計及び流力振動評価設計指針について述べた後、本論文では主として流力振動評価及び健全性評価について記述する。流力振動の疲労評価では、応力集中係数等を考慮した配管の応力は代表部位において設計疲労限を下回った。したがって、本評価により、実証施設の主冷却系ホットレグ配管の健全性が確認された。
日高 昭秀; 浅香 英明; 上野 信吾*; 吉野 丈人*; 杉本 純
JAERI-Research 99-067, p.55 - 0, 1999/12
2次系減圧を伴うPWR電源喪失事故時に炉心が昇温すると、温度上昇に起因して蒸気発生器伝熱管が破損する可能性がある。米国NRCの解析は、その場合でも、サージラインが先に破損することを示したが、沈着したFPからの崩壊熱を考慮していない。そこで、その影響を調べるため、まず、米国NRCの解析で使用したホットレグ水平対向流モデルを原研のLSTF実験で検証した後、Surry炉を対象としてSCDAP/RELAP5コードを用いた解析を行った。FP沈着量と崩壊熱は原研のARTコードを用いて別途計算した。その崩壊熱を熱応答計算で考慮した場合、伝熱管の健全性はかろうじて確保された。しかしながら、種々の不確実性を考慮すると、伝熱管が最初に破損する可能性を排除できない。このことは、2次系減圧に関するアクシデントマネジメント方策の得失を評価するうえで考慮しておく必要がある。
H.Yang*; 日高 昭秀; 杉本 純
JAERI-Tech 99-013, 97 Pages, 1999/03
本報告書は、シビアアクシデント事象として、2次側安全弁の一つが開固着した場合のSurry炉の蒸気発生器伝熱管破損事故(SGTR)に対するMELCOR1.8.4コードの計算結果をまとめたものである。炉心温度が上昇する事故開始後1.010秒までは、原子炉冷却系に関して一次系の正方向ループ流れを模擬したonce-throughモデルを用い、それ以降はホットレグ水平対向自然循環モデルも用いて計算を行った。得られた計算結果は、事故の進展、炉心溶融進展、放射性物質の放出及び移行、ソースタームの観点から詳細に記述した。主な結論として、高圧注水系が利用できれば炉心の温度上昇が大幅に遅延すること、CsIは開固着した安全弁から7%程度環境中に放出されることを明らかにした。また、SGTRではホットレグ水平対向自然循環はあまり発達しないため、それが事故進展に与える影響は小さかった。
Bains, R.S.*; 杉本 純
JAERI-Research 94-007, 66 Pages, 1994/08
シビアアクシデント時のFP沈着により形成される局部をホットスポットを有するPWRホットレグを対象に、3次元熱弾性解析を実施した。本解析では境界要素法(BEM)を数値解析法として適用し、ホットレグの構造応答を調べた。十分な数の要素を用い、配管内壁のホットスポットに近接する温度遷移領域(TTR)を適切にモデル化することにより、数値解に収束が実現できる。ホットスポット近傍における変形の特徴は、ホットレグ外壁の熱的境界条件が一定温度か断熱かに依存する。本解析から、内側表面のホットスポット領域において、大きな垂直圧縮応力が形成されることが示された。外側表面の同じ場所では、大きな垂直引張り応力が生じ得る。ホットスポット近傍におけるこのような応力増加の依存は、ホットレグの健全性にとって問題となり得る。
Xu, Y.*; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; 馬場 丈雄*; 山野 秀将
no journal, ,
大口径配管の流力振動に関する研究開発成果を反映した「ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管流力振動評価指針(案)」を用いて管内流れの乱れに起因したランダム振動による配管の構造健全性評価を行い、高速炉実証施設の1次系ホットレグ配管の健全性の見通しを得た。
佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介
no journal, ,
事故時のPWRホットレグにおいて発生する気液対向流制限(CCFL)のパラメータ依存性等の現象把握と発生条件のモデル化を目指した実験を実施した。管径の異なる試験部を用いてスケール効果の調査を行うとともに、2種類のCCFL現象に着目し発生条件の把握を行った。