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He, Y.; 磯崎 敏邦
JAERI-Research 2000-012, p.58 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-012.pdf:1.89MB
原子炉圧力容器の想定重大事故のひとつに冷却材喪失(LOCA)があり、その際には、内圧が高い状態でノズルからダウンカマーへと冷却水が注入され、加圧下熱衝撃が生じる。本報は、中国秦山300MW原子力プラント圧力容器に対して想定される小規模LOCA、大規模LOCAの際の加圧下熱衝撃時の破壊力学解析結果をまとめたものである。圧力容器の寿命に対する欠陥の種類や圧力変動の違いの影響を探るため3次元モデルを用い、また応力及び破壊力学解析には弾塑性モデルを用いた。異なるタイプの欠陥及びステンレス肉盛溶接部の影響を種々のPTS変動について調べ、破壊靱性値K
と比較することによりPTS時の破壊評価を行った。
磯崎 敏邦; 柴田 勝之; 川上 誠*; 大石 智子*
JAERI-Research 96-039, 133 Pages, 1996/07
JAERI-Research-96-039.pdf:3.85MB
PTSは加圧水型原子炉容器に生じる最も厳しい事象とされている。とくに、中性子照射脆化が進行した原子炉容器にあっては、PTSに対して十分健全性が保持されなければならない。この研究は、き裂進展に伴うき裂進展抵抗の増加を考慮しき裂進展解析を行うことによって、より現実的な安全裕度を評価することを最終目標とする。本報は、この目標を達成するための第一歩として、MPAが実施したPTS実験について解析した。解析の目的は、ADINA Version6.1コードの非定常熱解析とき裂進展解析能力を明らかにすることである。内容は(1)壁内非定常温度分布解析 (2)周方向初期欠陥からの延性き裂進展量解析である。
柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 山崎 隆*
JAERI-Data/Code 95-015, 67 Pages, 1995/11
JAERI-Data-Code-95-015.pdf:1.77MB
高経年軽水炉の安全性に係わる課題のうち、圧力容器の健全性を厳しく評価・管理し、十分な安全余裕を確保していくことは最も重要な課題の一つである。この観点から、圧力容器寿命に与えるPTS事象の影響評価に関する研究として、非線形破壊力学に基づく亀裂進展解析により、圧力容器の加圧熱衝撃下での安全余裕の詳細な解析を進めている。この研究の一環として、有限要素法による詳細解析に加えて、R6法およびEPRI-GE法による加圧熱衝撃下の健全制評価も実施している。簡易解析を行うため、R6法とEPRI-GE法に基づく非線形破壊力学簡易解析プログラムを開発した。本報告書では解析プログラムの解説と例題解析結果をとりまとめた。
磯崎 敏邦; 柴田 勝之
LBB95: Specialist Meeting on Leak Before Break in Reactor Piping and Vessels, 0, 10 Pages, 1995/00
LBB(破断前漏洩)とは、き裂が貫通した配管からの冷却水漏洩を検知し、その後原子炉停止等の手段を講じることにより、配管の破断を未然に防止する技術的手法を言う。したがって、LBBの成立にはき裂寸法と漏洩量が重要なパラメータとなる。漏洩量について実験と解析が世界的に実施されているが両者が一致しない。漏洩量は臨界流量とき裂開口面積の積で表わされる。原研で実施した漏洩試験の結果に基づき、周方向き裂からの漏洩による試験配管表面温度がき裂開口面積に与える影響について述べた。試験配管と金属保温材間の環状空間に漏れた冷却水が停滞し配管底部が濡れて100
Cに保持される。すると配管底部は熱収縮しその結果き裂は配管の開口する。その結果、漏洩量が増えLBB成立には有利であることを示した。さらに有限要素法によるADINAコードを用い、実験で得られた配管表面温度を入力させてき裂下向面積を解析し実験結果を裏付けた。
柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩三; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫
Nucl. Eng. Des., 153, p.71 - 86, 1994/00
被引用回数：11 パーセンタイル：68.70(Nuclear Science & Technology)原研では、科技庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性および信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本論文は実証試験の成果の概要を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験及び配管破断試験を実施した。配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。
柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩三; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫
日本原子力学会誌, 35(10), p.923 - 939, 1993/10
被引用回数：1 パーセンタイル：18.69(Nuclear Science & Technology)原研では、科学技術庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性・信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本報告は、実証試験の成果を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験および配管破断試験を実施した。配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。
柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩之*; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫
Proc. of 6th German-Japanese Seminar on Structural Strength and NDE Problems in Nuclear Engineering, 19 Pages, 1993/00
原研では、科技庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性および信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本報告は、実証試験の成果を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験および配管破断試験を実施した配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。
磯崎 敏邦; 柴田 勝之; 鈴木 三郎*; 植田 脩三; 栗原 良一
Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology, Vol. SDO, p.401 - 412, 1991/08
この論文は原研が1975年から1990年まで実施してきた配管信頼性実証試験の概要について述べてある。この試験の目的は、(1)軽水炉配管の寿命期間中の健全性、(2)軽水炉配管に不安定破壊の発生しないこと、(3)想定配管破断事故に対する防護設備の有効性を実証する、ことである。そのため上記目的に対応して、(a)配管疲労試験、(b)配管不安定破壊試験、(c)配管破断試験、を実施した。(1)配管疲労試験の結果、初期き裂つき配管にくり返し曲げ荷重を作用させても、き裂は貫通せず炉寿命中健全性は保持されることが分かった。(2)配管不安定破壊試験の1つとして、き裂つき4点曲げ試験と貫通き裂つき配管からの冷却材漏洩率試験を実施した。4点曲げによって配管が破断するき裂角度よりも、漏洩検知可能なき裂角度の方が大であれば、配管破断以前に漏洩検知可能となり破断前漏洩が成立する。配管系統別に成立範囲を求めた結果、BWR給水系配管・再循環系配管およびPWR hot leg配管では、口径4インチ以上ならば破断前漏洩が成立することが分かった。
磯崎 敏邦; 早田 邦久; 宮園 昭八郎
Nucl. Eng. Des., 126, p.387 - 393, 1991/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.61(Nuclear Science & Technology)本報はシビアアクシデント解析の一環として実機PWR鋼製格納容器に内圧荷重が負荷された時の容器の応答について有限要素法コードAbiNAで解析した結果を述べたものである。内圧荷重は静荷重と動荷重の2種与え、静荷重は1MPaまで、動荷重としては、ピーク圧2MPa、荷重作用時間=10msなる三角波を与えた。計算の結果、静荷重の場合局所的降状が0.8MPaのとき機器搬入口廻りで発生することがわかった。動荷重解析では、Biggsによる簡易解析法と比較してみた。周方向変形は両者で大体一致した。
篠川 英利; 柴田 勝之; 磯崎 敏邦
JAERI-M 90-050, 106 Pages, 1990/03
軽水型原子力プラントで使用する配管の構造安全設計基準へLBB概念を導入するための研究の一環として、配管貫通き裂からの冷却材漏洩量を評価するためのプログラムを作成した。本プログラムの漏洩流量評価モデルではHENRYの臨界流モデルとMOODYの二相流モデルとを使用し、配管き裂開口変位の計算にはTada-Parisの式を使用している。き裂形状、内圧、配管寸法、流体温度、曲げ応力を入力する事で、冷却材の漏洩量の計算が行なえる。また、逆に必要な冷却材漏洩量を荷重条件を入力する事でき裂の大きさを決める事もできる様にした。また、配管貫通き裂からの漏洩量だけでなく、長方形スリット形状からの漏洩量評価も行なえる様にした。
磯崎 敏邦; 柴田 勝之; 篠川 英利; 宮園 昭八郎*
Int. J. Press. Vessels Piping, 43, p.399 - 411, 1990/00
被引用回数：8 パーセンタイル：75.83(Engineering, Multidisciplinary)漏洩が配管破断に先行して検知可能となるならば、原子炉運転員は十分な時間的余裕をもっとプラントを停止させることが出来る。その結果格納容器内のレストレントや防護板等、LOCAを起因事象とした後続事故の防止設備が撤去可となり、プラントの設計合理化に役立つ。このような原子炉安全工学上の技術をLBB(Leak Before Break:破断前漏洩)と言う。現在の技術では4kg/分の漏洩率は1時間以内に検知可能とされている。貫通疲労き裂つき配管に曲げ荷重のレベルを変えて計測した冷却漏洩率と、この検知可能な漏洩率とを比較することによってLBBの可能性を検討した。その結果(1)曲げ応力の増加とともに漏洩率は上昇する。(2)き裂長さの増加とともに漏洩率も上昇する。(3)4kg/minを生じる漏洩では不安定破壊は生じない。
磯崎 敏邦; 早田 邦久; 宮園 昭八郎
NUREG-CP-0095, p.523 - 536, 1988/11
本報は、シビアアクシデント解析の一環として、実機PWR鋼製格納容器の内圧荷重による弾塑性変形について有限要素法を用いて解析した結果を述べたものである。著者等はすでに第3回ワークショップ、1986年5月、でBWR格納容器の構造解析結果について述べたが、本報はこの続報となるものである。
磯崎 敏邦
JAERI-M 88-077, 106 Pages, 1988/04
この論文は、配管破断によるジェット流の周辺機器構造物に与える力学的ならびに熱的影響を明らかにしたものである。
中城 憲行; 柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 鬼沢 邦雄
JAERI-M 88-039, 38 Pages, 1988/03
軽水型原子力プラント配管の構造安全設計基準へLBB概念を導入するための研究プログラムおよびLBB実証試験が各国で活発化している。本報告は、貫通疲労き裂付試験体のき裂角度を決定するためにおこなったMoodyの臨界流モデルによる冷却材漏洩予備計算結果をまとめたものである。
磯崎 敏邦; 宮園 昭八郎
Nucl. Eng. Des., 106, p.257 - 263, 1988/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)著者らはすでにBWR/PWR・LOCA条件のもとにおける、ジェット流によって生じたターゲット上の最高圧力および配管反力について報告してきた。本報は、これに引継いでターゲット上の最高温度について述べたものである。
宮園 昭八郎; 植田 脩三; 柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 鬼沢 邦雄; 中城 憲行; 栗原 良一; 橋口 一生*; 加藤 潔
日本原子力学会誌, 29(11), p.952 - 969, 1987/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本稿は、1986年12月9日発生した米国サリー2号炉配管破断事故に関連して公表された資料及び情報をもとに、研究で実施してきた配管信頼性実証試験等の経験ならびに、国内の原子力発電所における配管の検査、保守等の実績を踏まえ、この事故を調査し、検討・評価した結果をまとめたものである。
栗原 良一; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 加藤 六郎; 加藤 潔; 宮園 昭八郎
JAERI-M 87-135, 43 Pages, 1987/09
日本原子力研究所では、一連の配管破断試験を軽水炉の配管破断事故時の一次冷却系の安全性を実証するために実施している。
磯崎 敏邦; 橋口 一生*; 加藤 潔; 宮園 昭八郎
JAERI-M 87-121, 32 Pages, 1987/08
米国電力研究所の漏洩解析コードを原研機FACOM-M380にマウントさせた。
