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傍島 眞; 片西 昌司; 藤城 俊夫
SMiRT 11 Transactions,Vol. C, p.191 - 194, 1991/08
高速炉の想定事故の一つである流量喪失時の出力過渡において、燃料棒がボイド中にあって出力上昇した場合の挙動を可視観察した。NSRRの可視カプセル中にSUS被覆の燃料棒を装着し、Heガス雰囲気としてパルス照射した。1回目の実験では250cal/g・UO
の発熱量を与えた結果、0.8秒までに被覆管が溶融落下した。2回目の実験では340cal/g・UOを与えた結果、燃料が溶融噴出し、飛び散った。これらの様子は中速度フィルムに撮影され、分析された。観察結果から、急過出力時の燃料破損挙動が理解された。
荒井 長利; 西山 裕孝; 小西 隆志*
SMiRT 11 Transactions,Vol. G, p.313 - 318, 1991/08
HTTR用黒鉛構造物設計方針は、使用黒鉛材料の強度基準の設定において、従来の原子力用技術基準にはない信頼性工学的手法を採用している。その手法は、材料強度の統計的性質が正規分布に従うことを前提としている。本研究は、炉心構造物用等方性黒鉛IG-11の単軸引張り、圧縮強さ、2軸応力破壊強さ及び低サイクル疲労強度のデータを評価し、実験データに基づいて上記の設計法の妥当性を論証するものである。先ず、単軸強度については、従来データを集約した350点以上の総合判定として、強度分布は正規分布で近似することが最適又は唯一の解であることを明らかにした。2軸破壊強度においても、各組合わせ応力場の破壊データが、正規分布に従い変動することを明らかにした。疲労寿命においては、著しい変動を考慮した信頼限界寿命の設定が、現時点での効果的な方法としてPrice法を採用し、正規統計によって可能となった。
江草 茂則; 杉本 誠; 中嶋 秀夫; 吉田 清; 辻 博史
SMiRT 11 Transactions,Vol. L, p.301 - 306, 1991/08
核融合炉用超電導磁石中で使用される有機複合絶縁材料として有望なTGDDM/DDSのエポキシ母材の高分子複合材料に対して、その耐放射線性に及ぼす補強材の種類、試験片の厚み、放射線の種類、及び照射雰囲気等の影響について検討した。補強材の種類に関しては、ボロンを含むEガラス繊維でもボロンをほとんど含まないTガラス繊維でもその高分子複合材料の
線に対する耐放射線性はほとんど同じであることが分かった。この結果は、中性子照射を受ける核融合炉用超電導磁石では、Tガラス繊維の高分子複合材料を使用すべきであることを示している。実際の超電導磁石では、有機複合絶縁材料とステンレス鋼との界面における接着強度も重要な因子であるので、この界面強度の耐放射線性についても報告する。
二川 正敏; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 白井 浩史*; 三木 俊也*
SMiRT Transactions,Vol. C, p.161 - 166, 1991/08
HTTR炉床部に用いられるキー結合構造物の振動特性は、キー/キー溝間の衝突を含む複雑な非線型振動挙動を示す。このような、非線型特性を有するキー/キー溝構造物の振動挙動を表し得る解析モデルにより、炉床部構造物の健全性を確立しておくことは耐震安全上重要である。そこで、キー結合部の部分要素試験体による振動試験を実施し、非線型特性を有するキー/キー溝構造の振動解析モデルの検討を行った。さらに、ここで得られたモデルを炉床部構造に適用した解析結果を炉床部振動試験結果と比較した。得られた主な結論を以下に示す。(1)キー結合部を有する構造物の非線型振動特性は、キー/キー溝間の衝突挙動を考慮した解析モデルにより表し得る。(2)振動時に発生するキー溝部周辺の応力分布は、静的加力試験及び静解析結果とほぼ一致する。
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。
中島 鐵雄; 斎藤 裕明*; 逢坂 俊郎*
Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. C, p.1 - 6, 1991/08
FEMAXI-IVは、通常時及び異常な過渡時における軽水炉燃料の熱的及び力学的な挙動を解析する計算コードである。本コードの主な目的は、ペレットと被覆管の力学的相互作用(PCMI)による被覆管内の応力・歪分布計算、及び運転中、特に過渡時のFPガス放出率計算である。このため、本コードでは力学的挙動の解析に有限要素法を採用し、PCMIを考慮した複雑な応力計算を行えると共に、FPガス放出挙動の解析には機構論的モデルを採用し、詳細なFP放出挙動の計算が行える。本コードは3つのサブコードから構成され、それらは(1)熱的挙動サブコード、(2)全体的な力学的挙動計算サブコード、(3)局所的な力学的挙動計算サブコードである。本コードは、ハルデン計画、スタズビック計画等から入手したデータを用いて入念に検証を行なった。本論文は、FEMAXI-IVコードの概要と計算結果を紹介するものである。
橋本 和一郎; 鬼沢 邦雄; 栗原 良一; 川崎 了; 早田 邦久; 木村 裕明*
Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. F, p.123 - 128, 1991/08
構造解析コードABAQUSを用いてTMI-2事故時の圧力容器下部ヘッドを対象とした熱応答解析を行なった。この解析の目的は、TMI-2事故によって原子炉圧力容器下部ヘッドのステンレス製ライナーに生じた亀裂の発生要因を解明することである。ここでは、下部ヘッドに堆積した約20トンの炉心溶融物の下部ヘッドに対する熱的影響を2次元軸対称モデルを用いて解析した。解析の結果、下部ヘッドに堆積した均質のUO層が炉内の冷却材により急冷された場合に下部ヘッド表面付近に最大の引張り応力が生じることが分かった。また下部ヘッド貫通ノズルの溶接部近傍に最大応力が生じたが、これは下部ヘッド上の亀裂がノズル近傍に生じていた事実と一致する。
菊地 賢司; 加治 芳行
Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. L, p.295 - 300, 1991/08
ひずみ速度を変えて、ハステロイXR低サイクル疲労試験におけるリラクセーション挙動を調べた。その結果、繰り返しリラクセーション挙動は定常クリープより計算される値より大きな変形速度を示すとともに、繰り返しに伴い変形速度が加速されることがわかった。したがって、リラクセーション中の適正なクリープ損傷評価のためには、リラクセーション挙動より得られる応力とひずみ速度の関係を用いることが推奨される。
井岡 郁夫*; 加治 芳行; 宮本 喜晟; 西口 磯春*
Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. L, p.61 - 66, 1991/08
高温での外圧力を受ける伝熱管の破壊時間に及ぼす初期偏平率、肉厚と圧力レベルの影響について実験的及び解析的に調べた。その結果、以下のことがわかった。(1)汎用解析コードABAQUSによって伝熱管のクリープ変形挙動をよく表すことができ、クリープ破壊時間についても実験結果とほぼ一致していた。(2)試験を行った何本かの伝熱管の外表面にクリープ破壊による多くのき裂が観察されたが、き裂は貫通していなかった。したがって、クリープ破壊によってき裂は生じるにもかかわらず気密性は維持されることがわかった。