Development of FBR piping bellows joints in Japan

月森 和之; 山下 卓哉; 岩田 耕司; 今津 彰

Nuclear Engineering and Design, 155(3), p.571 - 589, 1995/05

https://doi.org/10.1016/0029-5493(94)00976-6

高速炉配管系合理化の有力な手段として配管用ベローズ継手の採用が取り上げられ、高速炉主配管への適用に対する技術的可能性を見極め実用化の基盤を固めることを目的に、各種強度評価法の開発、製作・検査技術の確立、安全ロジックの検討等広範囲な研究開発を昭和58年から昭和63年にかけて展開してきた。これらの研究開発を通して、高速炉配管用ベローズ継手の技術的成立性の見通しを得るとともに、研究開発成果を集約して高速炉配管用ベローズ継手の構造設計基準(案)および製作・検査、保守・補修基準(案)として纏めた。

Recent achievements at PNC in the development of high temperature structural design methods for FBR components

岩田 耕司; 今津 彰*; 和田 雄作*; 永田 敬

Nuclear Engineering and Design, 138(3), p.269 - 282, 1992/12

https://doi.org/10.1016/0029-5493(92)90066-5

もんじゅ用の高温構造設計方針が作成されて以来,最近までに動燃事業団において得られた高温構造設計法開発の主要な成果をレビューした。内容は新構造材料(高速炉構造用改良SUS316,改良9Cr-1Mo),特定構造(ベローズ,管板)設計評価法,構造解析法,構造強度評価法の最近の成果を論じている。

海外出張報告(第10回国際原子炉構造力学会議、第3回設計基準と構造力学に関する国際セミナ、第7回非弾性解析、破壊、および寿命予測に関する国際セミナ)

今津 彰

PNC TN9600 90-014, 40 Pages, 1990/07

PNC-TN9600-90-014.pdf:1.25MB

SMiRT会議は原子力の構造力学の分野における一大国際会議であり、2年に一度開催され、高速炉だけを対象としたDivisionもある。また各分野のより専門的な内容を扱うセミナーが関連して開かれる。 本会議には34カ国から700名あまりが参加した。高速炉の分野では日・仏が主要な貢献を果たした。 PNCからはコーディネイタおよび座長として会議の運営に参加するとともに、クリープ疲労、溶接継手、管板に関する最新の研究開発成果を発表して評価を受け、PNCの研究成果の先導性を確認できた。 セミナーに関しては標記の2つの会議に出席し、高速炉用高温構造設計の高度化と破壊力学に関する発表を行い、各分野の専門家との意見交換を行った。 これら学会発表聴講および関係者との議論により関連技術分野の動向を把握し、今後の事業団における研究開発に反映するための有益な情報を得た。 また多くの技術者、研究者との交流を通して有益な情報交換を図るとともに、引き続きの情報交換を行う基盤を築くことができた。

管板構造系設計評価法の提案

笠原 直人; 岩田 耕司; 今津 彰; 堀切 守人; 戸倉 直*

PNC TN9410 90-032, 321 Pages, 1989/12

PNC-TN9410-90-032.pdf:6.08MB

管板構造はFBRプラント設計においてしばしばクリティカルとなる構造の一つであることと,特異な形状を有することから専用の設計評価法が必要とされている。このため原型炉用に管板構造系設計評価法暫定指針が提案されている。本報告書は大型炉で要求されている管板の稠密化および高温化を可能とするために,暫定指針を発展させた新しい考え方による評価法の提案を行ったものである。これまで管板構造の評価には各国とも,圧力を主要な荷重要因とする軽水炉の弾性設計評価法であるASMESecIIIA-8000をベースに用いてきた。しかしA-8000を高速炉に適用するには,熱交換器管板の主要な荷重である熱応力場への拡張と,高温化による材料の非弾性挙動を評価する方法の開発が必要となる。このため本研究では熱応力場におけるA-8000の適用限界とその改良方法を示し,さらにA-8000を用いずに多孔平板モデルによる熱応力解析を基礎とする評価体系を提案した。また非弾性挙動評価法としては,穴まわりのひずみ集中挙動が多孔部の稠密度を表すパラメータであるリガメント効率により変化することに着目し,リガメント効率と穴まわり弾性追従係数の関係を求めた。

熱応力緩和構造モデル(2)熱過渡強度試験; 第1報,供試体の設計製作

木村 公隆*; 梅田 寿雄*; 菊池 政之*; 笠原 直人; 金沢 誠一*; 渡士 克己; 今津 彰

PNC TN9410 89-088, 187 Pages, 1989/06

PNC-TN9410-89-088.pdf:14.67MB

構造物モデルによる熱過渡強度試験は、高速炉機器における耐熱応力設計法の開発、特に裕度の適正化や評価法の確立という課題に対して実施されている。構造物強度確正試験施設(TTS)の第5回供試体「熱応力緩和構造モデル(2)供試体」は、実機設計に使用される典型的な形状をモデル化して供試体に盛り込み熱過渡強度データを得ること及び特定の構造について熱過渡荷重下の性能機能保持を確認することを目的として設計製作されるものである。本供試体は、縦置スカート支持の円筒容器であり、2種のノズル構造、Yピース構造、2種のスカート構造、胴板接合構造の7種類の強度試験対象部及び、熱抵抗体、整流装置、管-多孔溶接部の3種類の性能機能保持確認対象部を含んでいる。供試体の設計では、伝熱流動解析により熱過渡条件を定め、熱伝導解析、熱応力解析を行った後、安全裕度を取り除いた専用設計基準(TTSDS)による評価を行った。使用材料及び施工法は基本的には原型炉炉内機器と同等として製作を行った。

Summary of structural component test for FBR

渡士 克己; 今津 彰

PNC TN9410 89-001, 160 Pages, 1989/01

PNC-TN9410-89-001.pdf:3.11MB

本資料は高速原型炉"もんじゅ"の高温構造設計基準の開発,構造物の健全性評価手法の開発,製作検査基準の開発および供用期間中検査基準の開発に関連して実施された構造物試験のうち、今後の高速大型炉の開発上有用であると考えられるものについてその試験内容をまとめたものである。また本管には高速大型炉の開発のために現在実施している構造物試験の内容も含まれている。本書は、時間的な制約から調査範囲を絞らざるを得なかった。今後、継続的な見直しを実施して、構造物試験の集大成版を作成していくつもりである。

ベローズ単体の地震応答解析法

五十幡 直文*; 森下 正樹*; 今津 彰

PNC TN9410 88-080, 132 Pages, 1988/06

PNC-TN9410-88-080.pdf:15.15MB

本研究は、ベローズ配管系の耐震解析法並びに耐震支持手法を確立するための一連の試験研究の一環として、地震力に対するベローズ単体の応答と発生応力の評価法の整備を目的として行った。ベローズを等価な一様断面の棒又ははりでモデル化し、軸方向及び軸直方向の地震応答を簡易に評価する手法を開発した。この簡易評価法を用いて、接続配管口径20Bのベローズについて山数をパラメータとしたスペクトル応答解析を行なうとともに、その検証のために有限要素法(汎用解析コードFINAS)による解析を実施し、適用性の評価を行なった。さらに、振動台を使用して行なわれたベローズ単体の地震波加振試験結果をリファレンスとした実験解析も実施した。簡易評価法による地震応答解析の結果は、耐震評価上重要な軸直の各モードでFINASによる詳細解析と良い一致を示し、その適用性について良好な結果が得られた。実験解析においては、簡易評価法による応力評価が実験値に対し安全側の値となる結果が得られた。本研究により、ベローズ単体の地震力に対する応答と発生応力を実用上十分な精度で簡易に評価できる解析手法が整備された。

原子炉容器モデル熱過渡強化試験; 第6報 非弾性解析と強度評価

渡士 克己; 近内 章一*; 小出 昭雄*; 今津 彰

PNC TN9410 87-181, 447 Pages, 1987/12

PNC-TN9410-87-181.pdf:32.43MB

繰返し熱過渡荷重を受ける構造物のクリープ疲労強度の評価を非弾性解析結果を用いて実施し、非弾性解析を応力・ひずみ挙動の予測に留めずに強度評価にまで適用する手法を検討する。構造物強度確性試験で熱過渡試験を実施してクリープ疲労強度データの得られている原子炉容器モデルを、種々の非弾性解析手法および損傷評価手法にて解析・評価することによる。下記の結果を得た。1.原子炉第1種機器の高温構造設計方針における弾性解析によるひずみ範囲の評価法は、非弾性解析にて算出したひずみ範囲の2倍以上大きめのひずみ範囲を与える。2.非弾性解析結果のみに基づいて強度を評価すると危険側の予測寿命を与えることがある。3.強度評価法を検討し、裕度10以上を与える手法を示した。4.この手法は弾性解析による場合と比較して母材に対して10、溶接部に対して2の裕度を合理化している。5.今後必要な研究開発項目を示した。非弾性解析を応力・ひずみ挙動の予測に留めずにクリープ疲労強度評価に適用して、構造健全性に対する安全裕度を合理化する一方法を示した。本法の信頼性を上げるには、良く現象を見極めた一連の研究開発が今後必要である。

昭和61年度高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(I); クリープ疲労き裂進展支配パラメータ(計算手法の検討)

渡士 克己; 吉田 博治*; 今津 彰

PNC TN9410 87-171, 135 Pages, 1987/10

PNC-TN9410-87-171.pdf:15.47MB

安全設計上想定すべき漏洩口面積を合理化する一手段であるクリープ疲労き裂進展挙動を、非線形破壊力学に基いて解析する手法を開発する。 (方法)(1)現状をサーベイして最も適当と思われる破壊力学パラメータを選び、表面仮想き裂付き構造物の破壊力学パラメータを解析する手法を開発する。(2)き裂進展計算手法を開発し、試計算を行う。 (結果)(1)疲労に対してJとJ積分、クリープに対してJ'とJ'積分が有望である。(2)これらのパラメータを計算できるようにCANISコードを拡充した。(3)材料試験データと解析解とほぼ一致した。また、ベンチマーク解析解等ともほぼ一致した。(4)大型炉一次主冷却径ホットレグ配管中のエルボを仮想表面き裂付き平板でモデル化して、き裂の解析と進展評価を行う方法を作った。(5)試計算の結果、き裂進展に及ぼす塑性とクリープの影響の大きいことがわかった。 (結論) 開口面積について試計算を行ったところ目標値である1†におさまる結果が得られたが、今後進展評価用の解析によるデータベースの拡充、低クリープき裂進展領域での材料試験データが必要である。

小型ベローズ内圧座屈試験(II)成果報告書

月森 和之*; 岩田 耕司; 今津 彰; 大岡 裕二*; 公江 茂樹*; 島川 貴司*

PNC TN9410 87-126, 93 Pages, 1987/07

PNC-TN9410-87-126.pdf:12.1MB

FBR大型炉のコスト低減方策のひとつとして主冷却系にベローズ継手を適用することが考えられている。本試験はFBR配管用ベローズ継手の成立性を検討するうえでの課題のひとつであるベローズの内圧座屈強度についてその評価手法を確立するために必要なデータを得ることを目的とする。両端を固定した口径300㎜、730山のベローズの内部に空気を供給して内圧を漸増させ、座屈挙動及び座屈圧力を調べ、簡易評価法と比較検討を行った。 試験結果は7山10山ではルートバルジ、15山30山ではコラムスクワームとなり、前者については3点ヒンジ簡易式と、後者については弾塑性コラムスクワーム簡易評価式と良い対応が得られた。また、コラムスクワームの場合、初期曲げ変形により座屈圧は低下するが、ルートバルジの場合、ほとんど変化しない事を確認した。本試験により、ベローズの内圧座屈に関する有用なデータが得られるとともに、簡易手法により座屈強度を評価する見通しが得られた。なお、コラムスクワームに対する初期曲げ変形の影響については、今後評価法の検討が必要である。