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宮坂 靖彦; 渡辺 正秋; 田中 貢; 中村 寿; 清木 義弘; 立花 光夫; 小澤 一茂; 畠山 睦夫; 伊東 慎一; 吉森 道郎; et al.
日本原子力学会誌, 38(7), p.553 - 576, 1996/00
我が国における原子炉廃止措置のあり方及び対策については、安全確保を前提に、地域社会と協調を図りつつ、運転終了後できるだけ早い時期に原子炉を解体撤去することを原則とし、さらに敷地を原子力発電所用地として引き続き有効利用することが重要であるとしている。この方針に基づき、JPDR解体計画を1981年より開始し、第1段階で解体に係わる要素技術の開発を行った。さらに、1986年から開発技術を適用してJPDR解体実地試験を開始し、1996年3月に無事終了した。これよりJPDR解体実地試験の目的である発電炉の安全な解体が実証され、また解体データの収集・整備が計られた。今後、JPDRの解体によって得られた経験を基に、より安全で、経済的な一般に受容される廃止措置技術の開発が進められるものと思われる。本報は、JPDR解体実地試験の終了にあたり、その成果をレビューし、今後の課題等をまとめたものである。
岡田 純二; 中村 貢*; 月森 和之; 山下 卓哉; 岩田 耕司
PNC TN9410 92-100, 91 Pages, 1992/03
高速増殖炉(Fast Breeder Reactor:FBR)の容器や配管は、基本的に薄肉構造であるため地震時等の座屈の防止に対する配慮が重要となる。本報告書は、座屈評価法を開発することを目的として実施している薄肉円筒殻のせん断曲げ座屈試験に関する第1報である。ここでは、特に円筒殻形状と座屈挙動の関係を明らかにすることを目的とし、形状の異なる円筒殻に生ずる座屈挙動の特徴を形状パラメータで整理することを試みた。同時に、座屈挙動に及ぼす初期形状不整や端部拘束条件の影響についても検討した。試験体には、原子炉容器をモデル化した内径500mmのSUS304鋼製薄肉円筒殻試験体を用いた。試験では、下端を固定した試験体の上端にせん断方向強制変位を静的に負荷した。せん断変位負荷により生ずる荷重,変位,ひずみ及び変形形状を測定し、その結果を基に曲げ及びせん断座屈の特徴を明らかにした。以下に、本研究で得られた知見を示す。(1) 曲げ座屈変形は負荷方向の円筒殻下部の膨らみとして、せん断座屈変形は側面中央部の斜めの皺として現われる。(2) 円筒殻の長さ半径の比(L/R)が増加するとともに、生ずる座屈モードはせん断座屈から曲げ座屈に移行する。両者の境界はL/R 2.0である。(3) 円筒殻の半径板厚の比(R/t)が増加するほど、座屈に至るまでに塑性する領域は減少し、生ずる座屈は弾性座屈に近づく。(4) 円筒殻に半径の1%程度の形状不整が存在する場合、座屈荷重(Qcr)は7%(軸方向2波)
8%(周方向6波)低下した。Qcrの低下量は、座屈モードによる変形形状と形状不整パターンの関係により変化する。(5) 円筒殻端部の接続方法にTIG溶接を用いた場合とはめ板構造を用いた場合のQcrを比較すると、溶接の方が約5%小さくなる。(6) L/R及びR/tが増加するとともにQcrは低下し、その傾向は塑性の影響を考慮した簡易評価式から求めた座屈荷重(Qcr.ep)でほぼ説明できる。今後、円筒殻のせん断曲げ座屈に対する簡易評価式を高度化していくためには、塑性の影響に加え初期形状不整及び端部拘束条件の影響について検討していくことが必要である。
柄谷 和輝; 山下 卓哉; 月森 和之; 中村 貢*; 岩田 耕司
PNC TN9410 91-350, 62 Pages, 1991/11
FBRをはじめとする各種原子力機器の設計において熱応力ラチェット変形は防止すべき重要な破損様式のひとつである。このような変形を制限するため、FBRの設計では1次応力と2次応力の相互作用を考慮したBree線図が用いられている。しかし大きな温度変動が局所的に存在する場合、降伏応力の温度依存性により1次応力が無くとも2次応力のみでラチェット変形が発生する可能性がある。本研究はこの現象を試験およびFEM解析により確認し、さらにそのメカニズムを理論的に検証することを目的とするものである。本研究で得られた結果をまとめると以下のようになる。(1)両端をお互いに拘束したSUS304鋼の3本棒ラチェット試験体の中央の棒の室温(20
C)500Cの繰返し熱負荷を与えると、圧縮側にラチェット変形が発生することを実験により確認した。(2)汎用構造解析システムFINASにより、構造モデルとして非線形繰返し非硬化領域モデル(大野モデル)を用いて試験を模擬したFEM解析を実施した。これより試験で計測されたラチェット変形を精度よく予測することができた。(3)降伏応力の温度依存性を考慮した弾完全塑性モデルにより、3本棒熱ラチェット試験において1サイクルあたりに発生するラチェットひずみ
Rを理論的に導き以下の式を得た。ただしラチェットはb)式右辺第1項が第2項より大きい場合に発生する。(4)(3)で示した理論解は試験の初期数サイクルのラチェット変形量を予測した。これより、このラチェットの発生が降伏応力の温度依存性に起因することを確認した。
ROSA-IVグループ*; 田坂 完二; 田中 貢; 鈴木 光弘; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 山本 信夫; 熊丸 博滋; 川路 迅裕; et al.
JAERI-M 84-237, 300 Pages, 1985/01
ROSA-IV計画では、大型非定常試験装置(LSFF)を用いて、PWR小破断冷却材喪失事故及び運転時の異常過渡に関する総合実験を行う。本報は、LSTF実験の結果を理解するのに必要となる情報を提供することを目的としている。本報では、ROSA-IV計画の概要ならびにLSTF装置の設計条件、装置各部の構造及び機能、計測制御系、データ収録系、さらに、LSTF装置で行われる実験の概要について述べる。
中村 秀夫; 田中 貢; 田坂 完二; 小泉 安郎; 村田 秀男
JAERI-M 83-042, 102 Pages, 1983/03
軽水炉の二相流現象を解明するための分離効果実験装置であるTPTF(小型定常二相流試験装置)の概要と計測についてまとめたものである。本稿の内容は、実験データの理解および解析のため不可欠である。TPTFでは、加圧水型原子炉での流体条件を実現するため、330Cおよび約130気圧の高温高圧条件に耐えうるように主要機器、配管が設計してある。実験データ収録は高温高圧条件下において、水と蒸気を別々の専用ポンプにて試験部混合器に送り、試験部で必要な定常二相流条件を達成した後に行なわれる。試験の主パラメータは、圧力(30~120気圧)、クオリティ(0.0~1.0)、水または蒸気単相および二相流流量(120気圧、垂直試験部で、水210~8400kg/h、蒸気210~8400kg/h)、模擬炉心出力(0~81.7w/cm
)である。
and their mixtures大野 英雄; 萬木 貢*; 古川 和男; 高木 喜樹*; 中村 哲郎*
J.Chem.Soc.,Faraday Trans.,I, 74(7), p.1861 - 1870, 1978/07
Pb-Cl-LiCl系溶融塩は、核融合炉の遮蔽体への応用が考えられている有用な物質系である。本稿では液体状態での諸物性値を系統的に考察するのに必要な液体構造をX線解析により研究した。この系においては、電気伝導度、分子容等の測定から、〔PbCl
〕ピラミッド型錯イオンの存在が予想されていた。しかし本研究の結果、溶融PbCl中ではPbのまわりに約7個のClが存在し、rigidな〔PbCl
〕錯イオンの存在は認められなかった。LiCl濃度を増加させると、PbのまわりのClの数は約6個に近づく。しかしこの場合も、rigidな〔PbCl
〕錯イオンが存在していると考えるよりは、平均的にOctahedralに近いPbCl配位をしていると考えた方がよいであろう。
