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佐藤 猛; 武藤 重男; 秋山 聖光; 青木 一史; 岡本 明子; 川上 剛; 久米 伸英; 中西 千佳; 小家 雅博; 川又 宏之; et al.
JAEA-Review 2014-048, 69 Pages, 2015/02
JAEA-Review-2014-048.pdf:13.91MB
日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、原子力機構の防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成25年度においては、原子力機構の年度計画に基づき、以下の業務を推進した。(1)国, 地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動、(2)国, 地方公共団体等の原子力防災関係者の人材育成及び研修・訓練、(3)原子力防災に係る調査・研究の実施及び情報発信、(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災に係る国際貢献。また、指定公共機関としてこれまでに培った経験及び福島事故への初動時からの対応等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、支援・研修センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに重点的に取り組んだ。
佐藤 猛; 武藤 重男; 奥野 浩; 片桐 裕実; 秋山 聖光; 岡本 明子; 小家 雅博; 池田 武司; 根本内 利正; 斉藤 徹; et al.
JAEA-Review 2013-046, 65 Pages, 2014/02
JAEA-Review-2013-046.pdf:11.18MB
原子力機構は、指定公共機関として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成24年度においては、上記業務を継続して実施するとともに、国の原子力防災体制の抜本的見直しに対し、これまでに培った経験及び東京電力福島第一原子力発電所事故への対応を通じた教訓等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、当センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに取り組んだ。なお、福島事故への対応については、人的・技術的な支援活動の主たる拠点が福島技術本部に移行することとなったため、平成24年9月をもって終了した。
片桐 裕実; 奥野 浩; 岡本 明子; 池田 武司; 田村 謙一; 長倉 智啓; 中西 千佳; 山本 一也; 阿部 美奈子; 佐藤 宗平; et al.
JAEA-Review 2012-033, 70 Pages, 2012/08
JAEA-Review-2012-033.pdf:6.38MB
日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法等に基づき「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国, 地方公共団体, 警察, 消防, 自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成23年度においては、上記業務を継続して実施するとともに、平成23年3月11日の東日本大震災により発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故対応について、原子力機構が実施する人的・技術的な支援活動の拠点として、原子力緊急時支援・研修センターを機能させた。各部署と連携を取りながら原子力機構の総力を挙げて、国,地方公共団体の支援要請を受け、事業者が対応する復旧にかかわる技術的検討、住民保護のためのさまざまな支援活動や、特殊車両・資機材の提供を継続して実施した。
片桐 裕実; 奥野 浩; 澤畑 正由; 池田 武司; 佐藤 宗平; 寺門 直也; 長倉 智啓; 中西 千佳; 福本 雅弘; 山本 一也; et al.
JAEA-Review 2011-037, 66 Pages, 2011/12
JAEA-Review-2011-037.pdf:4.52MB
日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成22年度においては、上記業務を実施したほか、平成23年3月11日の東日本大震災により発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故に際し、指定公共機関としての支援活動を総力を挙げて行った。
金盛 正至; 白川 裕介; 山下 利之; 奥野 浩; 照沼 弘; 池田 武司; 佐藤 宗平; 寺門 直也; 長倉 智啓; 福本 雅弘; et al.
JAEA-Review 2010-037, 60 Pages, 2010/09
JAEA-Review-2010-037.pdf:3.11MB
日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成21年度においては、日本原子力研究開発機構年度計画に基づき、おもに下記の業務を推進した。(1)国,地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動,(2)国,地方公共団体等の原子力防災関係者に対する研修・訓練,(3)原子力防災にかかわる調査・研究の実施及び情報発信,(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災にかかわる国際貢献。
金盛 正至; 橋本 和一郎; 照沼 弘; 池田 武司; 大村 明子; 寺門 直也; 長倉 智啓; 福本 雅弘; 渡辺 文隆; 山本 一也; et al.
JAEA-Review 2009-023, 61 Pages, 2009/09
JAEA-Review-2009-023.pdf:8.49MB
日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策または武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成20年度においては、日本原子力研究開発機構の中期計画に基づき、おもに下記の業務を推進した。(1)国,地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動,(2)国,地方公共団体等の原子力防災関係者に対する研修・訓練,(3)原子力防災にかかわる調査・研究の実施及び情報発信,(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災にかかわる国際貢献。
村松 壽晴; 笠原 直人; 菊池 政之; 西村 元彦; 上出 英樹
JNC TN9400 2000-010, 168 Pages, 2000/02
JNC-TN9400-2000-010.pdf:8.78MB
サーマルストライピングは高温と低温の流体が構造材に交互に接することにより、構造材の温度分布が時間的に変動し、結果として構造材に熱応力による高サイクル疲労を生じさせる現象である。ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウムの高い熱伝導率により流体側の温度変動が構造に伝わりやすいため特に留意が必要である。本現象は流体と構造の境界分野にある複雑な現象であることから、十分な解明がなされておらず、設計では構造表面での温度変動幅を考えられる最大温度差である流体の混合前温度差とするか、モックアップ試験により温度変動幅等を測定した上で保守的に設計条件を定めることが多い。また、その方法はルール化/基準化されていない。これに対し、著者らは流体と構造の両面からの分析により、流体側の温度変動の発生から構造内への伝達までの過程を現象論的に明らかにしつつあり、熱疲労に対する支配因子として温度ゆらぎ振幅の減衰に着目している。これまでに、流体内、熱伝達、構造材内での変動の減衰を考慮し、疲労損傷、き裂進展まで評価できる解析コードシステムを構築してきており、実機解析を通してその適用性を確認した。今後は、実験検証を継続して一般化していく予定である。さらに、高速炉の経済性向上に寄与するためには、温度変動の減衰を含め熱荷重を合理的に評価し設計に適用できる「サーマルストライピングの評価ルール」を確立する必要がある。その原案を構築し、大きく2つの道筋を立てた。すなわち、現象解明を進めることによって、温度ゆらぎ振幅の減衰機構等の支配メカニズムを忠実にモデル化した詳細解析手法を提示するとともに、安全率を明確にした見通しの良い簡易評価手法を提案し、解析に基づく詳細評価手法と並行して選択できる評価体系を整備する。本報ではこの目標に必要な実験計画を策定し、さらにより一般的な熱荷重の取り扱いについて検討した。
笠原 直人; 菊池 政之
JSME International Journal, Series A, 40(3), p.247 - 254, 1997/00
溶接継手のクリープ疲労強度は母材に対して一般に低下するが、その支配的要因として母材と溶接金属の治金的不連続、溶接余盛り等の形状不連続、および溶接金属自体の材質劣化に着目している。本研究においては、構造物中の溶接継手に対して、治金的不連続と形状不連続の重畳を考慮したひずみ集中モデルを構築し、さらに本モデルに基づく溶接構造物のクリープ疲労損傷評価法を提案した。ひずみ集中モデルの予測精度は、有限要素法による弾塑性解析結果との比較により検証した。また、溶接構造物クリープ疲労評価への適用性については、構造物強度試験データを用いて、その妥当性を確認した。
田中 信之; 若井 隆純; 石崎 公人; 菊池 政之; 渡士 克己; 永田 敬
PNC TN9410 93-220, 112 Pages, 1993/09
本報は、内面にナトリウムによる繰返し熱過渡を受ける9Cr系鋼製周溶接付き円筒型供試体の熱疲労き裂発生試験を対象とした実測温度データによる熱応力解析とクリープ疲労損傷計算の結果を示した報告書である。本報で評価対象とする供試体は、板厚20MM、15MM、および1-の3種の板厚の円筒母材部からなり、それぞれの円筒部には2本づつの周方向の溶接継手が含まれている。現在、このような供試体内部に 550
と 300のナトリウムをそれぞれ5分づつ交互に流入させる条件で、熱過渡サイクル数9000回を目標に繰返し熱過渡試験を実施中である。本報ではまず有限要素法による弾性熱応力解析を汎用非線形構造解析コードFINASを用いて行い、この結果に基づいて設計基準の有する安全係数を取り除いた正味ベースのクリープ疲労損傷計算を、オーステナイト系ステンレス鋼である(SUS304)に対して開発した寿命予測法(TTSDS)を用いて実施した。伝熱・応力解析および損傷計算の材料定数には暫定的に材料室が定めた定数を採用した。この結果、現在計画している試験熱過渡サイクル 000回において、板厚20MM、15MM、および10MMの一般円筒母材部でのクリープ疲労損傷値はそれぞれ、約 1.1、 0.5、0.15となり、厚肉部ではある程度のき裂進展が、中間板厚部では初生段階のき裂の存在が、薄肉部ではき裂発生に至っていないことがそれぞれ予測された。一方、溶接継手部のき裂発生寿命予測については現時点では充分なデータが得られていないのが現状であるが、従来のオーステナイト系ステンレス鋼の溶接継手の場合と同程度のひずみ集中係数が適用できるとすると、厚肉部および中間板厚部の溶接継手ではある程度のき裂進展が、薄肉部の溶接継手では初生段階のき裂の存在がそれぞれ予測された。
田中 信之; 若井 隆純; 石崎 公人; 菊池 政之; 渡士 克己; 永田 敬
PNC TN9410 93-209, 115 Pages, 1993/09
本報は、内面にナトリウムによる繰返し熱過渡を受ける高速炉構造用SUS316鋼製周溶接付き円筒型供試体の熱クリープ疲労き裂発生試験を対象とした熱応力解析とクリープ疲労損傷計算の結果を示した報告書である。本報で評価対象とした供試体は、内径53.5mm、板厚20mm、長さ350mmの円筒形状モデルであり、円筒中央部には周方向の溶接継手が含まれている。このような供試体内部に550と300のナトリウムをそれぞれ5時間と1時間づつ交互に流入させる条件で、熱過渡サイクル数1600回までの繰返し熱過渡試験を実施し、溶接部および一般母材部にき裂の発生を確認している。本報ではまず有限要素法による弾性熱応力解析を汎用非線形構造解析コードFINASを用いて行い、この結果に基づいて設計基準の有する安全係数を取り除いた正味ベースのクリープ疲労損傷計算を、同種のオーステナイト系ステンレス鋼であるSUS304に対して開発した寿命予測法(TTSDS)を用いて実施した。伝熱・応力解析および損傷計算の材料定数には暫定的に材料開発室が定めた定数を採用した。この結果、試験熱過渡サイクル1600回において、板厚20mmの一般円筒母材部でのクリープ疲労損傷値は約1.2となり、これまでのSUS304の実績からある程度のき裂進展が生じうることが推定される。一方溶接継手部のき裂発生寿命予測については現時点では充分なデータが得られていないのが現状であるが、従来のSUS304鋼の溶接継手の場合と同程度のひずみ集中係数が適用できるとすると、厚肉部の溶接継手でも同程度以上のき裂進展が推定される。これらの推定は実際に供試体に観察されたき裂の存在と矛盾しておらず、SUS304鋼で開発した手法の材料特性データをSUS316鋼のものに置き換えることにより、妥当な評価が行える見通しが得られたと考える。
梅田 寿雄; 菊池 政之
PNC TN9410 93-156, 147 Pages, 1993/06
(1)〔目的〕本試験の目的は、大型構造モデルの熱過渡下におけるクリープ疲労破損データを得て、安全裕度の適性化に必要な強度評価法を開発し、高速炉機器の耐熱応力設計法を確立することにある。本報では溶接容器型モデル供試体熱過渡強度試験に係る一連の報告書の第6報として、熱過渡強度試験結果について述べる。(2)〔供試体〕本溶接容器型モデル供試体は、大型高速炉の構造設計において課題となる典型的な形状および応力分布をモデル化した形状を有するとともに、一部に大型高速炉用候補材料の一つとされているSUS316FR鋼を採用している。(3)〔熱過渡条件〕試験は、構造物強度確性試験施設(TTS)を使用して実施した。供試体内を流動するナトリウムの温度条件は、低温側250/1時間、高温側600/2時間(3時間/サイクル)であり、温度変化速度は、40/秒とした。(4)〔試験結果〕試験対象部である上部Yピースでき裂が発生し、1055サイクルで熱過渡強度試験を終了した。これにより他の試験対象部においてもき裂発生データを取得できた可能性が高いと言える。(5)〔温度分析〕供試体に取付けた熱電対197点の温度データを分析して、ナトリウム流動下における構造物の温度変化挙動を得た。供試体設計時に実施した流動伝熱解析による温度変化挙動は、相対的に試験値側の温度応答が早い結果となった。(6)〔き裂観察〕試験の中間に実施したストロースコープを用いたき裂観察では、き裂を的確に捕らえることができた。供試体外表面の接近可能な部位であれば有効であり、次期供試体においても適用可能である。
梅田 寿雄; 田中 信之; 渡士 克己; 菊池 政之; 岩田 耕司
Nuclear Engineering and Design, 140, p.349 - 372, 1993/06
高速炉機器のいくつかの典型的な構造部位を模擬した,SUS304鋼製容器型構造供試体の熱過渡強度試験で得られたクリ-プ疲労破損デ-タを基に,形状不連続部および溶接継手部に対する非弾性解析の簡易適用法の検討,非弾性ひずみ集中係数の詳細分析,各種強度評価法の適用性検討ならびに破壊力学に基づくき裂進展解析を実施した結果について述べている。
町田 秀夫; 菊池 政之; 渡士 克己
PNC TN9410 92-308, 159 Pages, 1992/08
溶接容器型モデル構造材料の疲労およびクリープ強度の把握を目的とした疲労およびクリープ試験を実施した。試験材料は、供試体製作時に素材から予め採取しておいたSUS304鋼および高速炉構造用SUS316鋼を用いた。本試験で得られた疲労およびクリープ特性を材料開発室が材料強度基準策定用にまとめた疲労およびクリープ特性と比較した結果、従来材の平均的な傾向を示すことがわかった。本報告書は、熱過渡強度試験後の詳細な応力解析や強度評価に利用するために、試験データをとりまとめたものである。
田中 信之; 石崎 公人; 菊池 政之; 渡士 克己; 岩田 耕司
PNC TN9410 92-284, 229 Pages, 1992/05
容器ノズル形状部の過渡熱応力下でのクリープ疲労強度評価法の詳細化を図ることを目的に,容器ノズルを模擬した試験体を用いた熱過渡強度試験結果について,弾塑性応力ひずみ関係,クリープ挙動,クリープ損傷評価法等をパラメータとする非弾性解析および同解析結果に基づくクリープ疲労損傷評価を行った結果以下が明らかとなった。(1) 弾塑性応力ひずみ関係に標準ひずみ速度の繰返し応力ひずみ関係を使用した非弾性解析結果をひずみ範囲に使用し,一方当該ひずみ範囲極値に対応する応力を初期応力としてクリープ損傷を計算すると供試体き裂発生状況と良好に対応するクリープ疲労損傷値が得られる。(2) 材料のクリープ挙動を考慮した非弾性解析結果と考慮しない非弾性解析結果とでは、クリープ疲労損傷値に有意な差が得られなかった。(3) (1)での評価について,標準ひずみ速度の繰返し応力ひずみ関係を低ひずみ速度の繰返し応力ひずみ関係に置き換えると、ひずみ範囲が10%、またクリープ疲労損傷値が20%程度増加するが、供試体き裂発生状況との対応に大幅な差違はなく、いずれも良好な破損との対応を示す。(4) (1)での評価について,標準ひずみ速度の繰返し応力ひずみ関係を単調負荷曲線に置き換えると,ひずみ範囲が30
40%、またクリープ疲労損傷値が6080%程度増加し、単調負荷曲線を用いた損傷値は実際より広い範囲でのき裂発生を予想する結果となった。(5) クリープ損傷値を相当応力の時刻歴に沿って計算すると疲労損傷値に比べて無視できる程度の大きさのクリープ損傷値を示すに止まる。(6) き裂発生領域では,弾性解析結果にひずみ拡大係数1.2を乗じて求めたひずみ範囲は(1)による計算結果と良好に対応した。一方,き裂が発生していない領域ではこの方法は損傷値を過大評価する結果となった。
町田 秀夫; 菊池 政之; 渡士 克己
PNC TN9410 92-202, 56 Pages, 1992/05
溶接容器型モデル構造材料の疲労およびクリープ強度を調べる目的で疲労およびクリープ試験を実施した。試験材料は、SUS304鋼および高速炉構造用SUS316鋼であり、これらは供試体製作時に素材から予め採取しておいたものである。試験結果を材料開発室が材料強度基準策定用にまとめた最適疲労破損式、クリープひずみ式、主クリープ破断関係式、および繰り返し応力-ひずみ関係式等と比較した結果、供試体材料は疲労強度、クリープ強度ともに従来材の平均的な強度を有することがわかった。また、繰り返し応力-ひずみ関係、クリープひずみ速度についても平均的挙動との大きな差異がないことがわかった。したがって、今後の供試体の非弾性解析およびクリープ疲労損傷評価は、基本的には材料開発室がまとめた最適傾向式を使用することにする。
町田 秀夫; 梅田 寿雄; 田中 信之; 菊池 政之; 渡士 克己
PNC TN9410 92-116, 174 Pages, 1992/01
本報は、構造物強度確性試験施設を用いた試験が予定されている、フィレ付容器熱曲げ供試体の設計及び製作について示すものである。本供試体は、高速増殖炉の機器構造設計において課題となるナトリウム液面近傍部およびYピース構造に代表される非等2軸応力、およびすみ肉溶接に対する熱過渡強度データの取得を目的として設計製作された。供試体は、非等2軸応力場における応力比と熱過渡強度の関係を調べるために、最大主応力範囲を統一し、各評価部位の面内応力2成分の比率が大きく変化するように設計された3種類のスカートと厚肉胴を試験対象部とした。また、すみ肉溶接の熱過渡強度を調べるため、開先・溶接仕上げをパラメータとした整流板-内筒溶接部を試験対象部とした。供試体外形状は、フィレ付円筒胴、厚肉円筒胴及び上下部鏡から成る俵型の容器であり、下部鏡に溶接された支持脚を介して構造物強度確性試験施設の中間架台上に設置される。容器内部には、ナトリウムの流況を安定させる目的で内筒を設けた。
梅田 寿雄; 菊池 政之; 渡士 克己; 岩田 耕司
PNC TN9410 91-253, 221 Pages, 1991/01
本試験研究の目的は,高速炉機器における耐熱応力設計法の開発のために実機構造モデルの熱過渡強度試験を実施し,クリープ疲労破損データを得て,安全裕度の適正化および強度評価法を確率することにある。本報では一連の報告書の第2報として,熱過渡試験,超音波探傷試験およびき試験後の供試体の解析検査結果を述べる。構造物強度確証試験施設による熱過渡強度試験を実施した結果,第1報で示した強度試験対象部全てにクリープ疲労破損データを得た。性能・機能保持確認対象部のうち,整流装置については,熱過渡の影響を受けず健全であった。管-多孔板溶接部については表面,内側ノッチ部にき裂が生じていた。その接合面にはナトリウムが付着していたものの腐食はなかった。熱抵抗体については熱抵抗体廻りへのナトリウムの流れ込みや熱抵抗体内部へのナトリウム流入により,その性能の確認はできなかった。解体検査前に実施した超音波探傷試験では,厳密な深さを促えることは無理でもクリープ疲労で生じた微少なき裂にも有効であった。伝熱応力解析および破壊力学解析に供せられる温度データおよび強度データをうることができた。
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
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。
笠原 直人; 菊池 政之
1995 ASME/JSME PVP CONFERENCE, ,
事業団内の溶接継手の材料試験研究により、力学的モデルによる溶接継手の精緻なクリープ疲労強度評価が可能となった。一方、高速炉の高温構造設計基準では各国とも溶接継手の評価に強度減少係数を使用している。そこで、過渡熱応力を受ける構造物中の溶接継手は、板厚内の歪み再配分母材と溶接金属の冶金的不連続、および溶接ビード端の応力集中により強度が低下する。よって各々の挙動を評価可能な弾性追従モデルを提案した2種類の熱過渡強度試験によりモデルの検証を行った結果、高速炉機器の精緻な評価を行える見通しが得られた。
田中 信之; 渡士 克己; 梅田 寿雄; 菊池 政之; 岩田 耕司
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
容器各種構造の熱クリープ疲労寿命予測法の精度向上を目的として、SUS304製容器(直径1m,高さ2.5m,板厚30mm)にナトリウムを用いてHot TransientとCold Transientを1サイクル2時間で、1300回繰り返し与える試験を行った。試験後の供試体解体検査にて、強度試験対象部であるノズル構造、スカート構造、円筒溶接部、熱応力緩和型内部構造に、熱クリープ疲労亀裂を観察した。これに対する強度評価として、上記供試体の伝熱解析、弾性・非弾性熱応力解析を行い、これらによるクリープ疲労損傷度評価を実施した。その結果、従来著者らが示してる熱クリープ疲労寿命予測法により算出した損傷値は、供試体の亀裂発生状況と良く対応することが分かった。さらに、溶接継ぎ手部の強度評価に関して、形状および材質の不連続の影響を把握し、予測寿命の精度向上を計った。
