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。