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中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 奥田 幸彦; 渡壁 智祥; 滝藤 聖崇; 奥田 貴大; 嶋津 龍弥*; 酒井 理哉*; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
第10回構造物の安全性・信頼性に関する国内シンポジウム(JCOSSAR2023)講演論文集(インターネット), p.143 - 149, 2023/10
原子力発電施設における配管系の耐震設計では、設計対象を弾性はり要素でモデル化し、弾性解析に基づく保守的な応力評価を実施している。一方、これまでに実施された多数の実験結果から、配管系は設計の想定を超えるような地震入力下では弾塑性挙動を示し、破損に至るまでには大きな裕度を有していると認識されている。このような状況を踏まえ、適切な保守性と合理性を有する耐震評価のため、弾塑性応答挙動を考慮した新たな耐震設計・評価手法の構築を目指し、2019年に日本機械学会より発電用原子力設備規格設計・建設規格の事例規格が発刊された。初版発刊後は事例規格の継続的な改善のために議論と検討を進め、2022年には疲労評価に用いるサイクルカウント法等に修正を加えた改訂版の発刊が決定した。また、次期改訂に向け、配管支持構造物の弾塑性評価を規格に取り入れる議論が進められている。本稿では、2022年の事例規格における主要な改訂内容、改訂の背景、次期改訂に向けた取り組み状況及び今後の課題について紹介する。
奥田 貴大; 高橋 英樹*; 渡壁 智祥
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00075_1 - 23-00075_9, 2023/08
近年、原子力発電プラントにおける配管耐震設計を合理的化するため、塑性変形とそれに伴う配管自体のエネルギー散逸を考慮した設計手法の開発が期待されている。本検討では配管系全体の地震応答に対して、支持構造の塑性変形の影響の程度を調査するために、広い範囲にわたって一連の地震応答解析を実施した。解析は配管と支持構造の塑性変形について、(1)両方とも考慮しない、(2)配管のみ考慮する、(3)支持構造のみ考慮する、(4)両方とも考慮する、の4ケースについて実施した。
渡壁 智祥; 奥田 貴大; 岡島 智史
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 5 Pages, 2023/05
高速炉開発においては、三次元免震の適用を前提としている。その場合、原子炉建屋とタービン建屋を繋ぐ渡り配管には、耐震プラントでは発生しない大きな変形が水平、上下方向に作用するため、渡り配管の耐震設計成立性が課題である。加えて、高速炉では、軽水炉と比べて高温熱を取り出すため、主蒸気配管も軽水炉と比べてより高温条件下での運転となることから、高温強度に配慮した設計が必要となる。ここでは、渡り配管レイアウトに対し、日本機械学会設計・建設規格第II編高速炉規格に基づく強度評価を実施し、その結果と過去の破損試験等の最新知見を踏まえ、高速炉用渡り配管の設計の在り方について検討する。
奥田 貴大; 山下 勇人; 豊田 晃大; 下村 健太; 鬼澤 高志; 加藤 章一
no journal, ,
本研究は、次世代高速炉プラントのシビアアクシデント(SA)時に対応した超高温における316FR鋼の材料特性式の設定について述べる。次世代高速炉プラントにおける炉容器等の構造材料として316FR鋼の採用が予定されている。福島第一原子力発電所における事故以来、高速炉プラントにおいてもSA時の構造健全性評価が重要視されており、次世代高速炉プラントの開発には、SA時の構造健全性評価に適用可能な316FR鋼の超高温材料特性が要求されている。しかしながら316FR鋼の材料特性は取得されていなかった。したがって、316FR鋼を対象に、700
Cを超える試験温度で引張試験とクリープ試験を実施した。この試験で得られた結果を基に、316FR鋼の超高温材料特性を良好に評価できる弾塑性応力-ひずみ関係式、クリープ破断関係式及びクリープひずみ式を設定した。
奥田 貴大
no journal, ,
次世代高速炉プラントのシビアアクシデント(SA)時に対応した超高温における316FR鋼の材料特性式の設定について述べる。福島第一原子力発電所における事故以来、高速炉プラントにおいてもSA時の構造健全性評価が重要視されている。次世代高速炉プラントの開発には、炉心溶融時における溶融燃料の炉内保持成立性を明らかとすることが必要であり、SA時の構造健全性評価に適用可能な316FR鋼の超高温材料特性が要求されている。しかしながら、そのような316FR鋼の材料特性は取得されていなかった。したがって、316FR鋼を対象に、700Cを超える試験温度で引張試験とクリープ試験を実施した。この試験で得られた結果を基に、316FR鋼の超高温材料特性を良好に評価できるクリープ破断関係式及びクリープひずみ式を設定した。
奥田 貴大; 宮崎 真之; 北村 誠司
no journal, ,
原子力発電プラントにおける機器・配管系は地震時に様々な方向から荷重を受ける。配管にとって最も負荷が大きくなる荷重方向を把握することは、配管の耐震健全性を評価するにあたって重要な課題である。本研究では、高速炉で適用される薄肉ティに着目し、荷重方向が薄肉ティの構造強度に与える影響を解析的に評価した。
奥田 貴大; 高橋 英樹*; 森下 正樹
no journal, ,
近年、弾塑性応答解析を取り入れた合理的な配管系耐震評価手法の開発ニーズが高まっている。本研究では配管本体と支持構造の材料特性が(1)支持構造のみ弾塑性、(2)配管本体のみ弾塑性、(3)両方が弾塑性の3ケースについて一連の地震応答解析を実施し、それらの結果を比較することで配管自体と支持構造の塑性変形が配管系全体の地震応答に与える影響について整理した。
奥田 貴大; 高橋 英樹*; 森下 正樹
no journal, ,
近年、弾塑性応答解析を取り入れた合理的な配管系耐震評価手法の開発ニーズが高まっている。本研究では配管本体と支持構造の材料特性について、(1)両方が弾性、(2)配管のみ弾塑性、(3)支持構造のみ弾塑性、(4)両方が弾塑性とした4ケースの解析モデルを用いた一連の地震応答解析を実施し、それらの結果を比較することで配管と支持構造の塑性変形が配管系全体の地震応答に与える影響について整理した。また、(4)両方が弾塑性のケースについて、支持構造の弾塑性特性をパラメーターとした解析を行い、それぞれのパラメーターが配管系全体の応答挙動に与える影響を調査した。
奥田 貴大; 渡壁 智祥; 森下 正樹; 高橋 英樹*
no journal, ,
近年、弾塑性応答解析を取り入れた合理的な配管系耐震評価手法の開発ニーズが高まっている。本研究では配管本体と支持構造の材料特性が(1)支持構造のみ弾塑性、(2)配管本体のみ弾塑性、(3)両方が弾塑性の3ケースについて一連の地震応答解析を実施し、それらの結果を比較することで配管と支持構造の塑性変形が配管系全体の地震応答に与える影響について整理した。また、支持構造のみ弾塑性のケースについては、降伏荷重と二次剛性をパラメタとした解析を行い、それらの影響度合いを整理した。その結果、支持構造の弾塑性を考慮することで配管ひずみに対する大きな応答低減効果が得られことが分かった。また、支持構造の弾塑性特性において、二次剛性よりも降伏荷重の変化が配管系応答により大きな影響を与える傾向が確認された。
中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 森下 正樹; 奥田 幸彦; 渡壁 智祥; 渋谷 忠弘*; 滝藤 聖崇; 奥田 貴大; 白鳥 正樹*
no journal, ,
ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section IIIやJEAC4601 (Japan Electric Association Code)などの学協会規格における現行の配管系の耐震設計手法は弾性解析に基づいており、大きな裕度が含まれていることが知られている。そこで、日本機械学会(JSME)発電用設備規格原子力専門委員会耐震許容応力検討タスクでは配管系の弾塑性挙動を考慮したより合理的な耐震設計手法を確立するため、2014年から活動に着手し、2019年に配管本体の疲労評価に関する規定とFEMによる詳細弾塑性解析手法を発電用原子力設備規格 設計・建設規格の事例規格NC-CC-008として発行した。本報告では、事例規格の構成及び耐震設計手法の全体フローと事例規格の関係を説明するとともに、耐震許容応力検討タスクが事例規格の高度化のために取り組んでいる配管サポートの弾塑性挙動を考慮した耐震評価手法、配管本体の簡易的な応答スペクトル解析手法及び配管溶接部の疲労損傷評価法等の中長期的な技術項目をそれぞれ紹介する。
奥田 貴大; 渡壁 智祥; 森下 正樹; 阿部 健二*
no journal, ,
本研究では部分的に支持構造の弾塑性特性を考慮した場合の基礎的な応答挙動を調査するため、弾性応答解析における各支持構造の発生荷重の大きさを基準として、弾塑性特性を考慮する支持構造の順番を変えた一連の解析検討を実施した。その結果、弾性応答解析において発生した支持荷重を基に、部分的に支持構造の弾塑性特性を考慮した場合でも、配管系全体の応答低減に大きな効果を見込むことができることを確認した。弾性応答解析で見積もった支持構造の発生荷重を降順で並び替え、発生荷重上位数本の支持構造の弾塑性特性を考慮することで、支持構造の塑性化によって期待できる応答低減効果の大半を解析に取り入れることができた。
滝藤 聖崇; 中村 いずみ*; 奥田 幸彦; 酒井 理哉*; 嶋津 龍弥*; 大谷 章仁*; 渡壁 智祥; 奥田 貴大; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
no journal, ,
原子力施設の配管系は、破損に至るまでに大きな弾塑性挙動を示すことが知られている。配管本体の弾塑性挙動を考慮した現行の事例規格では、配管支持構造物は弾性挙動を仮定しており、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性挙動を考慮した評価法が望まれている。著者らは、支持構造物の評価手法を構築するために、配管支持構造物の弾塑性解析における解析パラメータの影響評価及び解析結果のばらつきに関する知見を得るために、配管支持構造物のベンチマーク解析を実施した。本稿では実施したベンチマーク解析の進捗状況を報告する。
