Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
中西 征二
原子力工業, 36(10), p.73 - 79, 1990/10
高速増殖炉のプラントシステムについて,軽水炉の知識を有する読者を対象として解説した。 高速増殖炉のシステム構成,機能と特徴を軽水炉と比較しつつ述べその特徴が主として冷却材としてのナトリウムに起因していることを示した。また最近の高速増殖炉システムの技術動向と将来展望を記した。
橋本 博*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 89-059, 121 Pages, 1989/04
1次熱輸送系の主要機器である中間熱交換器(IHX)構造の小型化を図るため、IHX伝熱管の小径化、及び薄肉化の可能性を追求し、伝熱管寸法緒元の最適化に係わる検討を行った。本検討においてIHX伝熱管の薄肉化限界を設計、製作、検査等の観点から明らかにし、また伝熱管口径、板厚、ピッチ比等のパラメータ・サーベイを実施して最適構造案を導き出した。更に構造上、応力的に厳しいと予想される部位について評価した。ここでIHX内流路構成としては、1次管側、及び胴側の2ケースを対象とした。以上の検討により次の結論を得た。(1)伝熱管の板厚限界は、管-管板の現状技術における溶接の信頼性から求まり、その板厚は、0.8mmである。(2)伝熱管板厚、口径、ピッチ比(P/D)を小さくすることは、必要伝熱面積を小さくする上で最も有効である。(3)IHX1次管内の場合、1次胴側と比較して管束部体積で同一材料の条件のもとで、約40%の小型化が達成できる見通しを得た。(4)構造健全性の観点からは、1次管内の場合、1次胴側に比べて管板部の発生応力が低減される傾向にあることが明らかとなった。総合的に判断して、伝熱管直径19mm、板厚0.8mmおよび適切なピッチ比を目標仕様とした場合、従来のIHXに比べ管束部体積で1次管内の場合40%以上、また1次胴側の場合10%以上の小型化の達成が可能となる。
小林 靖昌*; 菰田 成一*; 金城 勝哉*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9520 89-004, 60 Pages, 1989/03
高速炉制御棒の設計用コードとして、種々の機能を有する「SCANNER」コードと、サブチャンネル温度解析機能を有する「VORTEX-3」コードの開発を、昭和62年度までに実施してきた。63年度には、これらのコードをバージョンアップするとともに、制御棒熱流動設計業務の円滑化、効率化を図るためのシステム化を行った。 制御棒熱流動設計コードシステム「SYTHCO(A Computing-Code System for the Thermohydrulic Design of Control Rods)」は、熱流動粗解析用モジュール(SCANNERに相当)とサブチャンネル解析用モジュール(VORTEX-3に相当)とから成る。制御棒当たり全流量暫定値を用いて、粗解析用モジュールにて、熱的境界条件(隣接燃料集合体よりの熱流束)および流動的境界条件(バンドル/バイパス流量配分比)等が求められる。これらの境界条件の下で、サブチャンネル解析用モジュールにて、被覆管最高温度が得られる。この被覆管最高温度が入力データで指定した温度に一致するまで繰返計算が実施され、制御棒当たり全流量が求められる。また、求めた制御棒当たり全流量条件の下で、制御棒の挿入引抜パターンを考慮して、制御棒出口温度の履歴を評価する機能を有している。本マニュアルは3編から成る。第1編ではシステム化の内容を示し、第2編および第3編では熱流動粗解析用モジュール(SCANNERコード)およびサブチャンネル解析用モジュール(VORTEX-3コード)の改修内容をそれぞれ示した。
菰田 成一*; 西村 正洋*; 金城 勝哉*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 89-041, 81 Pages, 1989/03
燃焼初期における過出力時の燃料最高温度ホットスポット値を評価するための手法を提案し、本手法により求まるホットスポット値とモンテカルロ計算にて求めた温度分布を比較することで、本手法の妥当性を明らかにした。また、本手法を適用することで、原子炉起動パターンの最適化(プレコンディションニング)を検討し、求めたステップ状の起動パターンを採用するならば、スクラム時燃料溶融確率は0.03%以下となることを確認した。本評価手法の特徴を以下に列挙する。(1)燃料挙動解析コードCEDAR-3により、被覆管外面から燃料中心までの温度上昇巾を評価する。(2)ペレット密度、等価fissile富化度、被覆管肉厚、および焼きしまり量を大きめに設定し、また原子炉熱出力誤差、核計算誤差(出力分布誤差)の不確かさを考慮した条件で求まる温度を基準温度とする。ここで、核計算誤差は過出力時においてのみ考慮し、通常運転時には考慮しない条件とし、中心空孔の成長を過大評価しないようにしている。(3)互いに独立な誤差因子であるペレット外径、Pu富化度、ペレットO/M比、被覆管内径、リロケーションパラメータ、およびポア移動速度パラメータの不確かさに起因する温度不確かさ巾をそれぞれ評価する。(4)個々の誤差因子に起因する温度不確かさ巾を統計処理して、互いに独立な誤差因子群に起因する温度不確かさ巾を求め、これを基準温度に加えることで、燃料最高温度ホットスポット値を算出する。
原 昭浩*; 鈴木 惣十*; 池上 哲雄*; 小坂 一郎*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9520 89-003, 129 Pages, 1989/02
FBR大型炉では、制御棒誤引き抜きのような局所的な反応度投入に対して出力分布及び中性子束分布の歪みが大きくなる傾向にある。従って、制御棒誤引き抜き事象の動特性解析を行う場合、出力の歪みに対応した動特性解析を実施しなくてはならない。そこで、同様な目的で軽水炉用に開発された多チャンネル一点炉動特性解析コードEUREKA(公開コード、原研作成)に対し、高速炉用の改良を施し、EUREKA-FBRコードを作成した。
原 昭浩*; 鈴木 惣十*; 池上 哲雄*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9520 89-002, 176 Pages, 1989/02
これまで炉心設計に用いられてきたCITATIONFBRコードは、汎用性の点では優れていたが、解法の制約のため計算対象が大型化するにつれ計算機の記憶容量やCPUの制限から炉心の3次元詳細解析が困難になりつつあった。例えば、100万kWe級炉心における制御棒ワンロッドスタックや制御棒誤引抜等を3角メッシュで3次元詳細解析(Tri-Z計算)することは、今まで事実上不可能であった。このため、「もんじゅ」炉心管理コードシステムに組み込まれているHIZERコードを改良して大型FBRの炉心設計解析用の3次元拡散計算コードMOSESを開発した。なお、CITATION-FBRとくらべて、同精度の計算ならば、計算時間が約1/3、記憶容量が約1/2となる。
菰田 成一*; 金城 勝哉*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-153, 113 Pages, 1988/12
軸非均質炉心(AHC)成立性に関する燃料設計側からの検討課題の一つである,炉心部と内部ブランケット(IB)部の境界部における軸方向温度差に起因する被夜管応力について検討した。FINAS(FiniteElementNonlinearStructuralAnalysisSystem)を用いた,管壁方向と軸方向に関する二次元(軸対称)熱伝導解析により,軸非均質燃料IB境界部の被覆管二次元温度分布を求めた。この温度条件のもとで,再びFINASを用い,最大発熱部被覆管応力を解析評価した。その結果,照射初期に生じる熱膨張差に伴う応力は,クリープにより照射とともに漸減するが,スエリングが現れる照射中期以降では漸増することが分かった。3年寿命末期応力は,照射初期の応力と比較して,その符号が逆であるものの,大きさは同程度となった。また,管壁温度差に起因する均質燃料最大発熱部応力も解析評価し,軸非均質燃料最大発熱部応力評価結果と比較した。その結果,極端な差違はなく,したがって,軸方向温度差に起因する被覆管応力はAHC成立性上の障害にならないとの見通しが得られた。尚,被覆管材としては改良オーステナイト鋼(PNC1520,15Cr-20Ni-2.5Mo-0.25Ti/0.1Nb)を採用することを前提とした。
米川 強*; 竹内 則彦*; 白土 清一*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-177, 340 Pages, 1988/09
本報告書は、昭和61年度から実施している「FBR経済性評価システムの開発」の内、建設費ひようか手法に係る研究の昭和62年度の成果をまとめたものである。本年度は61年度に開発したFBRプラントの建設費評価手法について、特にFBR特有の系統、機器に重点を置いて更に詳細化を図った。また、建設コストを構成する費目のうち未着手のままの土地・構築物、建物等についてのモデル化を図り、総建設費の算出を可能とした。以下に本年度の主な検討結果を示す。(1)FBR特有設備のコスト評価手法の検討 前年度摘出されたFBR特有設備の評価手法について詳細化を図った。このため、評価方法は原則的に材料費、製作加工費からの積み上げによるものとした。(2)土地・構築物及び建物に関するコスト評価手法の検討LWR(PWR)の物量調査から積算を行い、延床面積価格を算定しこれを用いてFBRの建物評価モデルを設定した。土地、構築物についてはLWRと同じ条件と考えた。(3)100万kWe級FBRの建設費試算 61年度、62年度のコスト評価手法を用いて100万kWe級FBRの建設費を試算した。尚、試算に際して対象プラントの物量、仕様が不明あるいは未定のものは試算していない。(4)新型軽水炉経済性評価データベースの作成 FBRの実用化時期を考慮し、FBRの経済性評価の対象とする軽水炉を新型軽水炉(A-PWR及びA-BWR)と考え、新型軽水炉について従来型からの主要な変更・相違点をコスト評価の観点からまとめ、データベースとして整備した。今後評価手法を使い易いものとしてコード化を行い、FBR経済性評価システムの構築に取り組んでいく予定である。
菰田 成一*; 池上 哲雄*; 金城 勝哉*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9520 88-016, 54 Pages, 1988/08
実証炉以降の大型炉においては、燃料集合体の大型化に伴い、制御棒当たり吸収ピン本数は19本を越えるものと予測される。従来の「VORTEX-1」コード(SJ201 77-02)や、その改良板である「VORTEX-2」コード(J901 81-09)においては、19本を越える吸収ピンバンドルとして、内層19本を正三角形格子状に配列した37本バンドルの熱特性解析が可能であった。しかし、バンドル部サブチャンネル温度を均等化し、制御棒出口温度高温化(炉心上部機構サーマルストライピング緩和)を図る上で、有望な①「37本の吸収ピンを同心円状に配列したバンドル」、および②「保護管内壁6か所にfillerを設置し、31本の吸収ピンを正三角形格子状に配列したバンドル」への適用性は無かった。 VORTEX-3」コードは、これら2種のバンドルについての熱特性解析が可能なように、適用範囲を拡張したバージョンである。入出力、基本計算手法は、旧バージョンからの変更点が無いので、本マニュアルにおいては改修内容を示すとともに、主な変更後サブルーチンの機能フローチャートを収録するだけとした。
藤井 正*; 家田 芳明*; 田村 政昭*; 森山 正敏*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-131, 75 Pages, 1988/08
高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(2)の一環として、60年度要素技術設計研究(2)のループ型プラントを対象に、高速炉システムコードSSC-Lを用いて、1次冷却材漏洩事故時のプラント挙動を解析し、冷却材漏洩が炉心冷却に与える影響を評価した。得られた結論は次のとおりである。 (1)原子炉入口ノズル部近傍のコールドレグ配管において、破壊力学的手法を活用して合理化された想定漏洩口1†からの漏洩を想定した場合、漏洩流量は、破損直後最大3.6㎏/sec、ポニーモータ(PM)運転状態の300秒の時点では0.9㎏/secに達する。 (2)起因事象である漏洩口1†からの漏洩に加え、単一故障として非常用ディーゼル発電機1基の起動失敗を想定し、2ループにおいてPM引継に失敗した場合、被覆管最高温度は758
となり、炉心は大きな損傷に至ことなく、かつ十分な冷却が可能である。(3)漏洩口合理化の影響を比較するため、「もんじゅ」での想定漏洩口1/4D・t(本解析では25†)に拡大した場合、被覆管最高温度は漏洩口1†の場合に比べ、5程度の上昇にとどまる。(4)立地評価のソースタームの設定根拠を得ることを目標に、炉心冷却を阻害する条件の重ね合わせとして、漏洩事故ループ以外の3ループでのPM引継失敗を想定した場合には、被覆管最高温度は847(漏洩口1†)、854(漏洩口25†)となり、「もんじゅ」の運転時の異常な過渡変化時の燃料被覆管破損制限温度830を上回る結果となった。 しかし、設計基準事象の被覆管破損評価手法の保守性から判断すると、内圧破損には至らないことが考えられ、また燃料溶融や、炉心部のナトリウム沸騰も生じない。このように、現在想定している漏洩口1†という条件下においては、1次冷却材漏洩事故が、炉心冷却に与える影響は小さく、事故を安全に収束できる見通しが得られた。また設計基準事象を超えた条件での解析結果から、ソースターム量としては燃料被覆管のある割合の破損に伴うギャップ中インベントリにとどまるものと考えられる。
橋本 博*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-114, 239 Pages, 1988/08
〔目的〕FBR大型炉では、2次冷却系配管の短縮化は、単に配管の物量削減に留まらず、配管支持装置等の付属設備、電気設備、及び空調設備等の補助設備の削減、更に、建屋の縮少化が可能であることから、プラントコストの低減効果が大きい。この効果を明らかにするため、ベローズ継手方式と通常配管方式との両方式について配管系応力解析を行い、配管短縮化効果を検討評価した。〔方法〕検討条件としては、60年度に実施したFBR大型炉設計仕様をリファレンスとした。配管材質は、通常配管系の場合は、2・1/4Cr-1Mo鋼材とし、ベローズ継手配管系は、配管をSUS304、ベローズ継手をSUS316とした。 ベローズ継手型式は、配管系に生じる変位量をベローズ継手自身に生じる回転角変位によって吸収するジンバル型(多軸ヒンジ)を用いた。ベローズ継手を用いた配管系コストの合理化の観点からは、ベローズの設置個数を適度に削減する必要があるため、ベローズの設置個数とその位置についてのパラメータ・サーベイを実施した。〔結果〕配管系については、「高速原型炉第1種機器の高温構造設計方針」(BDS)に基づいて詳細応力解析評価を実施し、その健全性を確認した。また、ベローズ継手については、設計条件、及び配置条件に適合する継手仕様をベローズ・スクリーニングコードを用いて選定し、更に「第1種配管ベローズ継手の高温構造設計方針(暫定案)」基づいて評価して角規定を満たしていことを確認した。ベローズ継手を適用した配管系は、通常配管系に比べて非常に簡素化されたものとなり、プラント全体の物量低減にも寄与することが判った。(1)通常配管方式に対しベローズ継手を用いた場合の配管長は、約6割程度に収められる見通しを得た。これに伴い、配管支持構造やエルボについても削減することができた。(2)2次系建屋面積についても約7割程度
竹内 則彦*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*; 尾崎 栄進*
PNC TN9410 88-111, 134 Pages, 1988/08
高速増殖大型炉の燃料取扱系の合理化を図るため、昭和61年においてEVS方式(Ex-Vessel Storage:炉外貯蔵方式)の燃料取扱系について設備設計を実施した。EVS方式は設備物量の観点からもIVS方式(In-Vessle Storage:炉内貯蔵方式)に競合出来る概念であり、(1)炉容器径の縮少化、(2)ナトリウム系から水系への燃料移送プロセスの削除、及び(3)炉外NIS(核計装)の実現化、等が期待できる。そこで、本年度はEVS方式としてナトリウムポットEVS貯蔵方式燃料取扱系を対象に、定常時及び異常時の温度挙動解析を行い、昭和61年度の設計評価の妥当性を確認するとともに、設備の要求条件を検討した。その結果、前年度設計の妥当性を改めて確認し、必要な要求事項を摘出した。
田村 政昭*; 竹内 則彦*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-103, 115 Pages, 1988/08
高速増殖炉(LMFBR)の開発においては、実用化の観点から軽水炉並みの安全性を確保しつつ、如何にしてフラント建設コストを低減するかが重要な課題となっている。現在、建設コストの低減のため多大の努力が傾注されているが、熱輸送系配管の短縮化もその有効な方策の一つと考えられている。配管短縮化方策としては種々提案されているが、ここでは軽水炉で採用されて充分な実績を有する機器浮動支持方式を対象に、中間熱交換器を浮動支持した一次主冷却系について、LMFBRの特徴を考慮した設計手法を取り入れてその成立性を評価した。配管については自重、定格運転時および熱過渡時の熱膨張並びに地震に対して、ノズルについては内圧、自重、地震応力、熱膨張応力および熱過渡に対して評価した。その結果、すべての項目について許容値におさまり、また配管支持装置も実現の高いものであることが明らかとなり、その成立性が十分あることが確認できた。
菰田 成一*; 池上 哲雄*; 水野 朋保*; 鈴木 惣十*; 金城 勝哉*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-060, 74 Pages, 1988/07
61年度レファレンス炉心をベースとし、長寿命化、および出口冷却材温度高温化の観点で好適な、高性能制御棒仕様を明らかにするとともに、その性能を把握することを目的とした。制御棒当たり吸収ピン本数、ピン配列形状、B4Cペレットと被覆管間のギャップ幅、スペーサワイヤの径や巻付けピッチ等をパラメータとし、ACMI発生後の継続照射時の、被覆管フープ応力やピンバンドルと保護管の寸法干渉量(BDI)、また寿命初期の被覆管最高温度を評価した。ピン本数として37本程度を選定するならば、製作時のペレット被覆管間直径ギャップ幅を0.8㎜程度まで広げることができ、照射後約3年でACMIが開始する。さらに、約1年継続照射すると、BDIはワイヤ径1本分に達する。この間、被覆管のフープ応力は、照射クリープの寄与により、過大な値とならないが、炉停止時および炉外取出時には急増するとの結果が得られた。また、同芯円状配列の37本バンドルは、正三角形格子状配列の31本バンドルと比べて、出口冷却材温度高温化の観点で有利との結果が得られた。結論として、同芯円状配列の37本バンドルを採用することで、出口冷却材温度約450の達成見通しを得た。また、制御棒寿命を評価するためには、被覆管の照射クリープ特性明確化の必要性のあることが分かった。
菰田 成一*; 池上 哲雄*; 水野 朋保*; 長井 修一郎*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9520 88-013, 138 Pages, 1988/06
高速炉制御棒の設計用コードとして、61年度に「SCANNER」コードの開発に着手し、その後、62年度には設計へ実際に適用する過程で、種々の機能の追加を行ってきた。 「SCANNER」コードの主要機能は、①制御棒の引抜き・挿入履歴や隣接燃料集合体からの入熱等を考慮した、制御棒出口における冷却材温度の計算、②B4Cペレットと被覆管の機械的相互作用(ACMI)に起因する被覆管の外径増分を考慮した、吸収ピンバンドルと保護管の寸法干渉量(BDI)の計算、③制御棒当たり全流量の、バンドル部のバイパス部への流量配分率の計算である。尚、本コードでは、ペレット・被覆管間ギャップ幅、スペーサワイヤ仕様、制御棒当たり吸収ピン本数等に関するサーベイを容易に行うことができる。本マニュアルは、第1章 概要、第2章 基本仕様、第3章 物性値、付録A プログラムの構成、付録B 入力データ、付録C 出力データ、付録D PLOT出力例から構成されている。
藤井 正*; 家田 芳明*; 米川 強*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-062, 82 Pages, 1988/06
高速増殖炉の安全設計においては、炉心崩壊事故を設計基準外事象として位置づけるため、原子炉停止系と並んで崩壊熱除去系に高い信頼性が要求されている。このため現在提案されている各種の崩壊熱除去系に関する検討を進めるにあたり、定量的な信頼度評価手法の確率が望まれていた。60年度要素技術設計研究(2)において、崩壊熱除去系の信頼度評価手法として、従来のフォルトツリー解析では不十分であり、プラントの状態遷移を考慮した動的な解析評価の必要性が示された。この指摘に基づき、マルコフモデルを用いた動的信頼性評価解析コードDRACを開発した。本コードでは、信頼度評価に対する時間的寄与として、以下の2点を考慮している。(1)崩壊熱の時間変化に従った必要除熱量の推移(Phased Mission法) (2)プラント機器の故障・修復を考慮した冷却能力の推移(マルコフモデル)本コードの解析機能の検証を目的に、実機評価の一例として要素技術設計研究(2)におけるループ型プラント(崩壊熱除去系;SG直列コールドレグ設置型補助炉心冷却系)を対象に、信頼度を評価した。その結果、系統構成や、機器の従属関係の異なるシステムについても、信頼度を用意に比較検討できることがわかり、実機プラントへの適用性を確認した。今後は、動特性コードを用いたプラントの除熱能力評価、及びCREDOデータベース等により機器の故障率・修復率データの設備拡充を行い、実機プラント設計研究への活用を図る予定である。
谷山 洋*; 中西 征二
PNC TN9410 88-035, 236 Pages, 1988/04
本報告書は、昭和61年度から63年度までの3カ年に亘って実施する「高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究」の内、実証炉に係る研究の62年度成果概要をまとめたものである。各成果概要は、その内容別に下記の項目に分類して編集されている。炉心設計、燃料設計、遮蔽設計、炉心設計手法の開発、原子炉容器軸長短縮の検討、熱輸送系配管短縮化に関する検討、1次熱輸送系システム構成の検討、2次熱輸送系システム構成の検討、崩壊熱除去系に関する検討、ループモジュールプラントの検討、燃料取扱方式の検討、地震力低減化の検討、安全設計・評価方針に関する検討、FBR経済性評価システムの開発。上記の通り、本報告書は多岐に亘る成果の概要を速報するものである。よって、これらの各項目の詳細な評価及び検討結果については、それぞれ別途報告書が発行される。
竹内 則彦*; 茶谷 恵治*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 87-182, 79 Pages, 1987/12
高速増殖大型炉の燃料取扱系の最適化を図ることを目的として、IVS方式(In-Vessel Storage;炉内貯蔵方式)とEVS方式(Ex-Vessel Storage;炉外貯蔵方式)の燃料取扱系について設備設計を実施し、比較検討を行った。IVS方式については、空気セルの削除及び使用済燃料の稠密貯蔵化を図り、その成立性を確認した。これによって、要素技術設計研究(2)で実施された設計の約13%が削減された。EVS方式については、保持筒内ナトリウムポットEVS方式に成立性があり、最大20kwの崩壊熱を持つ使用済燃料が貯蔵出来ることがわかった。EVS方式は設備物量の観点からも、IVS方式に競合出来、(1)炉容器径の縮小化、(2)ナトリウム系から水系への燃料移送プロセスの削除、(3)炉外NISの実現化のために、高速増殖大型炉の燃料取扱系として有望な概念であると考えられる。
谷山 洋*; 中西 征二
PNC TN9410 87-070, 213 Pages, 1987/05
本報告書は、昭和61年度から63年度までの3ヵ年に亘って実施する「高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究」の内、実証炉に係る研究の61年度の成果概要をまとめたものである。各成果概要は、その内容別に下記の項目に分類して編集されている。炉心設計、燃料設計、遮蔽設計、炉心設計手法の開発、原子炉容器の直径縮少に関する検討、熱輸送系配管短縮化に関する検討、2次熱輸送系システム構成の検討、崩壊熱除去系に関する検討、熱過渡対策の検討、使用済燃料の取扱方式に関する検討、非耐圧格納施設の検討、「高速増殖炉の安全の考え方」の補強、FBR経済性評価システムの開発。上記の通り、本報告書は多岐に亘る成果の概要を速報するものである。よって、これらの各項目の詳細な評価及び検討結果については、それぞれ別途報告書が発行される。
小出 昭雄*; 渡士 克己; 斎藤 利之*; 中西 征二
PNC TN9410 86-076, 288 Pages, 1986/07
構造物強度確性試験施設を用いて原子炉容器供試体の熱過渡強度試験を実施した。供試体の設計製作から強度試験、破面検査、強度評価等について12報に及ぶ一連の報告書を作成中である。本報告書は供試体解析モデルについて熱伝導解析、弾性応力解析を実施し、その結果を用いて高温構造設計方針に基くクリープ疲労損傷評価を行った結果を述べている。解析モデルとしては、供試体全体を軸対称体としてモデル化した全体モデルと、全体モデルで模擬できない非軸対称部及び溶接部を詳細にモデル化した部分モデルを用いた。熱伝導解析では、供試体内表面の熱電対出力を熱過渡条件とした。その結果、供試体外表面の温度応答は、外表面に取付けられた熱電対出力とほぼ一致していた。弾性応力解析結果と発生したき裂の状況とを比較すると、評価ラインの内側の最大応力成分が軸方向である場合には周方向に、周方向である場合には軸方向にき裂が生じている箇所が多く、応力成分の大小関係とき裂の方向はよく対応していた。以上の解析結果を用いて行った『高速原型炉第一種機器の高温構造設計方針』によるクリープ疲労損傷評価では、母材部の裕度は約200であることがわかった。サーマルライナーで覆われた供試体の一般胴部の熱過渡は、ライナーが無い場合に比べて初期(熱過渡開始後100秒程度)の温度変化速度が6
7割に押さえられる。当該部は温度変化速度が4/secで、
T=350程度のナトリウム温度変化があり、くり返し数1000回でのクリープ疲労損傷値が約65であったが、ライナーの継ぎ目以外の一般胴部にはき裂が認められなかった。又、狭開先TIG溶接部の裕度は約120であった。SMAW溶接部については内外面仕上げた肉厚溶接部について裕度は狭開先TIG溶接部を下回った。スタッドボルトの完全溶け込み隅肉溶接部の裕度は約170であった。
