原子炉冷却系配管のクリープ挙動に関する解析的研究(委託研究)

宮崎 則幸*; 萩原 世也*; 茅野 栄一*; 丸山 結*; 橋本 和一郎*; 前田 章雄*

JAERI-Research 2001-047, 35 Pages, 2001/10

JAERI-Research-2001-047.pdf:1.63MB

原子炉のシビアアクシデント時には、損傷炉心から流入する高温気体からの伝熱や核分裂生成物の崩壊熱によって原子炉冷却系配管が加熱されるが、内圧が高い場合には、高温での短時間クリープで配管が破損する可能性がある。このような配管の構造健全性評価のためには、従来ほとんど考慮されなかった第3期クリープ挙動をも考慮したクリープ構成式を用いて、精度の良い予測法を開発する必要がある。そのため、Kachanov-Ravotnovの等方性損傷理論を用いて第3期クリープ挙動を考慮したクリープ構成式を作成し、別途取得した実験データをもとに構成式の定数を決定するとともに、得られた構成式を用いて等温及び非等温の各クリープ条件で配管の局所有限要素法解析を行った。その結果、損傷変数によって内部損傷の定量評価が可能であり、特に、配管外壁から破損するという、円管を用いた配管高温負荷試験での結果を良く再現することができた。

Finite element dynamic bifurcation buckling analysis of torispherical head of BWR containment vessel subjected to internal pressure

宮崎 則幸*; 萩原 世也*; 植田 隆*; 宗像 毅*; 早田 邦久

Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology, Vol. J, p.153 - 158, 1991/08

BWRの格納容器頂部は、内圧荷重時に分岐座屈を生じ、健全性を喪失する恐れがある。とくに、シビアアクシデント時には、設計圧を大巾に上回る圧力が格納容器に加わり、格納容器が破損する可能性がある。そのため、有限要素法を用いて、分岐座屈を生じる条件等についての解析を行い、格納容器の安全余裕を明らかにすることを試みた。本解析では、動的荷重が加わった場合について解析を行なったが、静的荷重を与えた場合に比べ、座屈を生じる圧力が1.91MPaから1.037MPaに減少し、動的荷重時には、格納容器の安全余裕が低減することが分かった。

Analytical studies of blowdown thrust force and elastic-plastic behavior of pipe at pipe rupture accident

宮崎 則幸*; 植田 脩三

J. Pressure Vessel Technol., 108, p.175 - 181, 1986/00

https://doi.org/10.1115/1.3264766

原子炉に想定配管破断事故が生じた時、高温高圧水が噴出しブローダウン推力が発生する。このブローダウン推力が破断管に作用してパイプホイップ運動が生じる。この論文の目的はブローダウン推力の予測方法と配管のホイップ運動による弾塑性挙動の解析法を明らかにすることである。本論文の結論は以下の通りである。(1)熱流解析コードRELAP4/MOD6と運動量保存の方程式を用いてブローダウン推力の予測ができる。(2)配管断面の偏平化量が小さい時、ビーム要素を用いた有限要素解析は実験と良く一致する結果を与える。(3)ホイップ運動する配管の弾塑性挙動の解析において、配管の偏平化量が大きい時には偏平化による曲げ剛性の減少を考慮しなければならない。

Analytical and experimental evaluations of the blowdown thrust forces

矢野 歳和; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 植田 脩三; 栗原 良一; 加藤 六郎; 宮園 昭八郎

7th Int.Conf.on Structural Mechanics in Reactor Technology;Fl/7, p.29 - 38, 1984/00

抄録なし

Stress intensity factor analyses of surface cracks in three-dimensional structures; Comparison of the finite element solutions with the results obtained by the simplified estimation methods

宮崎 則幸; 柴田 勝之; 渡辺 隆之*; 田形 一則*

Int.J.Press.Vessels Piping, 15, p.37 - 59, 1984/00

https://doi.org/10.1016/0308-0161(84)90044-9

本報では、種々の三次元構造物中の表面き裂の応力拡大係数を有限要素法計算プログラムEPAS-J1を用いて求め、この解と他の有限要素解、あるいはASME Sec.XIに示されている手法を用いた簡易評価法による解と比較した。簡易評価法のうち、NewmanとRajuにより提案された式を用いた場合については、き裂縁に沿った応力拡大係数の分布も求められるので、この分布について、EPAS-J1による結果と比較した。結果は、次の3つの問題について示されている。(1)平板中の埋没、あるいは表面円き裂。(2)内圧を受ける円筒の中の軸方向楕円表面き裂(3)面内曲げ荷重を受けるエルボ中の軸方向楕円表面き裂。これらの解析から、EPAS-J1は、ほぼ妥当な応力拡大系数値を与えることが分った。

Test results of jet discharge from a 4 inch pipe under BWR LOCA conditions

磯崎 敏邦; 矢野 歳和; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 栗原 良一; 植田 脩三; 宮園 昭八郎

Nucl.Eng.Des., 79, p.81 - 92, 1984/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(84)90190-0

本報は、BWR条件のもとで実施した4インチ配管によるジェット放出試験について報告するものである。放出口より前方500mmの位置に直径1000mmのターゲット板を設置した。その上に13個の圧力計、13個の熱電対を設置してジェット流の衝突によるターゲット板上の圧力上昇、温度上昇を求めた。その結果以下の結論を得た。(1)ブローダウン初期における低クオリティ領域のもとで配管反力を2相均質流モデルを用いて計算した。実験値と計算値はよく一致した。(2)放出口とターゲット間との距離500mmでは、ターゲット面上の圧力上昇は1kg/cmgとすれば、計算上十分である。(3)低クオリティ領域から高クオリティ領域へ移るにしたがってジェット流は細くなる。

Pipe Rupture Test Results; 6 inch Pipe Whip Test Under BWR LOCA Conditions -Overhang Length Parameter

栗原 良一; 矢野 歳和; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 宮園 昭八郎

JAERI-M 83-020, 44 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-020.pdf:1.7MB

軽水炉一次冷却系配管の瞬時破断に対する健全性を実証するために、日本原子力研究所では一連の配管破断試験が実施されている。本報は昭和56年8月に実施したBWR・LOCA条件(285C、6.8MPa)の6インチ口径パイプホイップ試験(RUN5605、5606)の結果をまとめたものである。配管試験体はSUS304ステンレス鋼製6B、sch80の配管から製作した。レストレントはSUS304ステンレス鋼製16mm径を2本使用し、クリアランスを100mmで一定にして、オーバーハング長さを300mmと700mmに変えた。試験から次の結果を得た。(1)オーバーハング長さを300mmにした場合、配管試験体およびレストレントの変形は有効に抑制される。(2)配管先端の速度は破断直後約30m/secであり、レストレント設置点の配管の速度は破断直後約4m/secになる。(3)4インチ口径パイプホイップ試験結果と比較して、レストレント反力は約2倍になる。

PWR-LOCA条件下における4インチ口径パイプホイップ試験結果; オーバハングの効果

宮崎 則幸; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 加藤 六郎; 栗原 良一; 矢野 歳和; 宮園 昭八郎

日本原子力学会誌, 25(11), p.925 - 936, 1983/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.25.925

本報は加圧水型炉の4インチ口径配管が瞬時破断したと仮定したときに生じる配管のパイプホイップ運動と、それを抑止するレストレントの挙動に関する試験結果をまとめたものである。試験圧力、温度は加圧水型炉の運動条件における値を選んだ。配管とレストレント間のギャップを一定とし、オーバハングを250mm、400mm、650mmと変えて試験を実施した。配管およびレストレントに貼付したひずみゲージ出力、および残留変形測定により、パイプホイップ時の配管、およびレストレントの挙動を知ることができた。本報から得られた主要な結論は次の2つである。(1)オーバハングが短いほどパイプホイップ時の配管の運動をレストレントにより有効に拘束できる。(2)オーバハングが短いほど過渡時におけるレストレント支持構造物への荷重が大きくなる。

配管・レストレント系の動的応答解析; PWR・LOCA条件4インチ口径管パイプホイップ試験の解析

宮崎 則幸

日本原子力学会誌, 25(9), p.747 - 755, 1983/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.25.747

本報では、4インチ口径配管試験体を用い、PWR LOCA条件で実施したパイプホイップ試験を解析対象として、配管・レストレント系の動的応答解析を汎用有限要素法プログラムADINAを用いて行った。この解析では、配管試験体は、等方硬化弾塑性材料特性を有するビーム要素で表わした。一方、レストレントは、ギャップの効果も取り入れた非弾性材料特性を有するトラス要素で表わした。本解析から得られた結論をまとめると以下のようになる。(1)オーバハング長さが長い場合には、配管試験体の変形、およびひずみについては、解析効果は、試験結果よりも小さい。(2)定常状態でのレストレント反力については解析結果は試験結果とよく一致する。

Experimental studies of 4-inch pipe whip test under BWR LOCA conditions

栗原 良一; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 矢野 歳和; 加藤 六郎; 宮園 昭八郎

Nucl.Eng.Des., 76(1), p.23 - 33, 1983/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(83)90044-4

原子炉一次冷却系配管が瞬時にギロチン破断した場合を想定して、パイプホイップ試験およびジェット放出試験が日本原子力研究所において実施されている。本報は1979年から1981年にかけて実施したBWR・LOCA条件下における4インチ口径パイプホイップ試験結果についてまとめたものである。試験圧力は6.8MPaであり、試験温度は285Cであった。この一連の試験においてクリアランスは100mmで一定とし、オーバーハング長さをそれぞれ250,400,550および1000mmに変えた。この試験の主な目的はパイプホイップ挙動に対するオーバーハング長さの効果を調べることである。試験結果からオーバーハング長さが短いほど、配管およびレストレントの変形が抑えられることが明らかになった。またオーバーハング長さを1000mmにすると、配管はレストレント設置点の近くで塑性破壊する結果を得た。