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橋本 和一郎; 早田 邦久; 関谷 秀郎*
Nuclear Technology, 87, p.1058 - 1066, 1989/12
TMI-2事故の初期事象(0~174分)について、THALES-PM1/TMIコードを用いた熱水力挙動解析を行った。本コードは原研で開発されたTHALES-PM1コードの熱伝達モデル及びポンプモデルをTMI-2事故解析のために改良したコードである。解析に際しては、OECD/NEA/CSNIが実施しているTMI-2標準問題データベースを用いて入力データを作成した。
橋本 和一郎; 早田 邦久; 関谷 秀郎*
Transactions of the American Nuclear Society, 57, p.436 - 437, 1988/00
TMI-2事故の初期事象(0~174分)について、THALES-PM1/TMIコードを用いた熱水力挙動解析を行った。本コードは原研で開発されたTHALES-PM1コードの熱伝達モデル及びポンプモデルをTMI-2事故解析のために改良したコードである。解析に際しては、OECD/NEA/CSNIが実施しているTMI-2標準問題のデータベースを用いて入力データを作成した。解析の結果、次の結論を得た。
植田 脩三; 栗原 良一; 加藤 潔; 鬼沢 邦雄; 関谷 秀郎*; 宮園 昭八郎
日本機械学会論文集,A, 53(495), p.2097 - 2100, 1987/00
軽水型原子力発電プラントにおいて現在、想定されている瞬時破断の考え方を緩和するため軽水炉配管が周方向欠陥を有する場合の不安定破壊条件を明らかにすることが必要になっている。原研では、配管信頼性実証試験の一環として、高温高圧水を負荷した状態での未貫通欠陥つき配管の曲げ荷重下の破壊試験を行っている。6インチ口径、11.0mm板厚の配管試験体について種々の欠陥条件で試験を行った結果、次の結言が得られた。 (1)欠陥角度が小さいところでは、実断面応力基準による予測方法は安全側とは言えない。 (2)KanninenらのLBB予測曲線は安全側の評価を与える。
植田 脩三; 宮園 昭八郎; 関谷 秀郎*; 栗原 良一
圧力技術, 22(6), p.281 - 290, 1984/00
本報は沸騰水型原子力発電プラントに想定配管破断事故が生じた時のパイプホイップ現象に関する研究をまとめたものである。本報の目的は試験装置,試験方法,4インチ,6インチおよび8インチパイプホイップ試験の結果やパイプホイップ現象に関する解析方法を明らかにすることであり、次の結論が得られた。(1)パイプホイップレストレントの設置位置には限界値があり、これ以上では配管は塑性崩壊し、レストレントは折れ曲る。(2)レストレントには配管との衝突により、その直後に過渡的な最大レストレント力が生じ、直ちに減衰する。(3)有限要素法ADINAを用いて最大レストレント力を求めることができる。(4)エネルギバランス法や静的釣合い法を用いた簡易解析法によりレストレントの設置限界を求めることができる。
