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茅野 栄一; 丸山 結; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 湯地 洋子; 工藤 保; 橋本 和一郎*
Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.107 - 115, 2001/06
高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性の評価を目的とした配管信頼性実証試験計画では、配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得している。試験と並行して、試験後解析は汎用有限要素法解析コードABAQUSを用いて行っている。原子力用SUS316冷間引抜管と蒸気発生器伝熱管を用いた試験の解析をまとめた。これらの解析では本計画で作成した3次クリープ域を考慮したクリープ構成式を用いた。冷間引抜管の試験結果とシェル要素を用いた3次元解析の結果は試験結果と比較して、外径増加量は過小評価となり、破断時間が長くなる傾向が見られた。シェル要素とソリッド要素を用いた2次元解析から、この差異はシェル要素に起因することがわかった。蒸気発生器伝熱管の解析では、ソリッド要素を用いた2次元解析を実施し、破断時間が実験結果と良く一致した。
工藤 保; 丸山 結; 柴崎 博晶*; 日高 昭秀; 中村 秀夫; 茅野 栄一; 湯地 洋子; 橋本 和一郎
JAERI-Conf 2000-015, p.216 - 221, 2000/11
シビアアクシデント時に損傷した炉心から発生する核分裂生成物(FP)化合物は、一次系配管を通過する際に、雰囲気中で分解または構造材と相互作用する可能性がある。FP化合物の分解または化学変化は、それらの性質を変えることであり、その後のFP再蒸発等の挙動に大きく影響を及ぼす。そこで、配管信頼性実証試験(WIND)では、模擬FP(ヨウ化セシウム等)と構造材(SUS316等)の相互作用に関するデータ取得のためにFP/構造材相互作用試験を実施している。試験結果から、ヨウ化セシウムは空気侵入条件において分解しやすいこと、セシウムの一部は構造材と相互作用してクロム酸セシウムを生成する可能性があること、分子ヨウ素が構造材中に入り込むことが明らかとなった。
茅野 栄一; 丸山 結; 湯地 洋子; 柴崎 博晶*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 工藤 保; 橋本 和一郎; 前田 章雄*
JAERI-Conf 2000-015, p.303 - 308, 2000/11
日本原子力研究所では、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。WIND計画ではこれまでに配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得してきた。これと並行して、実施した試験の試験後解析を行い、解析モデルの適用性を検討してきた。WIND計画で実施されたいくつかの配管破損試験の事例を提示する。さらに、それらの1つである原子力用SUS316冷間引抜管を用いた小口径配管試験の試験後解析を実施した。この解析では3次クリープ域を考慮した構成式を用いた。2次元モデル及び3次元モデルの解析結果の提示、及び試験結果との比較を行った。2次元解析の結果は、配管外径の膨張履歴や試験後の外径と肉厚を良好に再現した。3次元解析の結果は、過小評価ではあるものの、破損時間は推定誤差範囲内に収まった。
柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 湯地 洋子; 茅野 栄一; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 橋本 和一郎
JAERI-Conf 2000-015, p.225 - 230, 2000/11
日本原子力研究所の配管信頼性実証試験計画では、エアロゾル再蒸発挙動を把握することを目的に配管内エアロゾル再蒸発試験を実施している。配管内エアロゾル挙動試験装置では、前段及び後段試験部としてステンレス鋼直管を水平に設置した。前段試験部にCsIエアロゾルを導入し、一旦沈着させた後に同試験部を段階的に再加熱した。前段試験部から再蒸発したエアロゾルを、温度勾配を設定した後段試験部に沈着させた。また、PWRの状況を模擬するためメタホウ酸を装荷した試験も実施した。メタホウ酸を装荷した試験では、高温部においてセシウムのみが沈着していた。また、試験部温度が上昇するにつれて沈着セシウムに対する沈着ヨウ素の割合が減少していることがわかった。試験後に、ESCAによる分析の結果、沈着したCsIがメタホウ酸と反応してホウ酸セシウム、酸化ホウ素及びヨウ素が生成していると推定された。
湯地 洋子; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 丸山 結; 茅野 栄一; 中村 秀夫; 吉野 丈人*; 鈴木 健祐*; 橋本 和一郎
JAERI-Conf 2000-015, p.231 - 235, 2000/11
日本原子力研究所におけるWIND計画では、原子炉冷却系配管内でのFPエアロゾルの挙動を確認することを目的に配管内エアロゾル挙動試験を実施しており、試験の解析を通してFP移行沈着挙動を精度よく予測する解析モデルの整備と検証を行っている。配管内エアロゾル挙動試験の一つである再蒸発試験の沈着段階(WAV4-D)について、原研が開発したARTコード及び米国SNLが開発したVICTORIAコードを用いて解析し、試験結果と比較して解析モデルの適応性を検討した。試験では擬似FPとしてCsIを用いており、PWR冷却系配管を模擬するために試験部床部にメタホウ酸を装荷している。ホウ酸を考慮しない解析ではARTとVICTORIAの結果がよく一致することを確認した。また、ホウ酸の影響を考慮することで、解析結果が試験結果に近くなることを確認した。
