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北村 誠司; 伊藤 啓; 毛呂 達
ASME PVP 2004, 486(2), p.61 - 67, 2004/07
FBR実用炉への適用を目指し、3次元免震構造の開発を進めている。その有望な一方策として、建屋水平免震を前提とし機器を上下方向に免震する構造がある。本報では、この機器上下免震構造に用いる免震装置について、その主要構成要素である皿ばね及び偏断面型ダンパーの実大規模モデルによる力学特性試験を行い、設計手法の妥当性を確認するとともに、機器上下免震構造の成立性の見通しがあることを示す。
笠原 直人; 安藤 昌教; 伊藤 啓; 田中 良彦; 柴本 宏; 井上 和彦
2004 ASME/JSME PVP Conference, p.25 - 32, 2004/07
高速炉の実用化には、安全性と経済性に優れたプラントシステムの開発が不可欠である。そのため、核燃料サイクル開発機構と日本原子力発電は、共同でこのような要件を満たすプラント像の創出に向け、「FBRサイクル実用化戦略調査研究」を実施している。そのなかで、高温、低圧、薄肉構造等高速炉の特性を考慮した合理的な構造設計技術の確証及びそれらを踏まえた構造設計基準体系の確立が、経済性を向上させるうえでの枢要課題の一つとして摘出されている。これを受けて、実用化高速炉のプラント機器の特徴を活かし、合理的な設計を可能とする「実用化高速炉構造設計基準(略称 FDS:Fast Reactor Structural Design Standard)策定のための研究開発を実施している。主要開発課題は、機器の使用条件に応じて合理的健全性評価を行うための「破損クライテリアの高度化」、高温機器の非弾性変形を精度よく評価するための「非弾性設計解析に関する指針」、及び高温低圧条件での支配荷重を設定するための「熱荷重設定に関する指針」の整備である。
田中 良彦; 柴本 宏; 井上 和彦; 笠原 直人; 安藤 昌教; 伊藤 啓
2004ASME/JSME PVP Conference, p.53 - 60, 2004/07
高速炉の特徴を考慮すると、設計に非弾性解析を導入して構造に生ずるひずみを合理的に評価した上で、その値が許容値を下回るようなプラント設計を行うことができれば、高度な安全性及び経済性を両立できる可能性が高い。そこで実用高速炉のための新しい構造設計基準(FDS)開発の一環として、非弾性解析による設計を実現するために必要となる"非弾性設計解析に関する指針案"の開発を進めている。現在までに次のとおり同指針案の基本的考え方を定めた。(a)実挙動のノミナル値よりもむしろ保守的な解析結果を得ることを重視する。(b)適用範囲を明確に定義する。また、解決すべき5課題を摘出し、下記のとおりに着手している。1)指針の適用範囲;設計上重要な2箇所を設定した 2)構成則の選定;2直線近似の移動硬化則(降伏曲面移動量補正オプション有り)を選定した 3)負荷履歴効果が解析結果に及ぼす影響の保守的な見積もり;履歴の影響を保守側に抱絡する方法を検討中である 4)非弾性解析に適したラチェット及びクリープ疲労損傷評価法;ひずみ解析値の保守性を活用した評価法を暫定した 5)解析の品質検査及び一般則に対する補足の役目を果たす例題;2)
4)の検討過程の試解析を基に例題を作成する
田中 正暁; 村松 壽晴
ASME/JSME 2004 Pressure Vessels and Piping Conference, p.35 - 42, 2004/07
温度の異なる流体が混合することにより生じる温度変動が構造材に伝達し、構造材内部に周期的な熱疲労が発生じる現象はサーマルストライピング現象と呼ばれ、構造健全性の観点から原子炉の安全性を評価する上で重要な現象である。配管合流部に隣接して設置されるエルボ(曲管部)で生じる2次流れが流体混合に及ぼす影響を把握するために、準直接シュミレーションコードを用いて数値解析を行った。
橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫
Elevated Temperature Design and Analysis, Nonlinear Analysis, and Plastic Components, 2004 (PVP-Vol.472), p.39 - 44, 2004/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器は、内径5.5m,内高13.2m,肉厚122mm(胴部)160mm(上鏡)の縦置円筒型圧力容器である。HTTRの原子炉入口冷却材温度は軽水炉よりも高温となるため、原子炉圧力容器材料として、2 1/4Cr-1Mo鋼が選ばれている。原子炉圧力容器の照射量は、1
10
n/cm
(E
1MeV)以下と予測されているため、照射脆化は無視できるが、熱脆化について考慮する必要がある。HTTRでは、原子炉圧力容器の脆化低減対策として、J-factor及びX-barの脆化パラメーターを用いて、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量不純物成分を制限している。本報は、HTTR原子炉圧力容器の設計,製造,供用期間中検査技術等についてまとめたものである。
鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 鈴木 雅秀; 加藤 大輔*; Li, Y.*
RPV Integrity and Fracture Mechanics (PVP-Vol.481), p.11 - 17, 2004/07
原研では、原子炉圧力容器を対象として、確率論的破壊力学(PFM)解析に基づく構造健全性評価についての標準的手法に関する検討を進めている。本報では、PFM解析コードに導入した内部欠陥の取扱い方法及び破壊靱性評価法について検討した結果を述べる。原研でこれまで開発してきたPFM解析コードPASCALに、内部欠陥に対する日本機械学会維持規格の評価法及び電中研の応力拡大係数算出法を導入し、内部欠陥の進展及び破壊確率評価法の検討,表面欠陥との破壊確率の比較等を行った。この結果、加圧熱衝撃時には、内表面側き裂先端における破壊評価が最も重要であること,内部欠陥に対する破壊確率は表面欠陥の場合と比較して約1桁低いこと等が明らかとなった。破壊靱性評価法に関しては、マスターカーブ法及びORNLの統計モデルを導入し、従来の評価法と比較した結果、両者に大きな差は生じないことがわかった。
笠原 直人; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 安藤 昌教; 川崎 信史; 森田 博*
2004 ASME/JSME PVP Conference, P. 2986, 2004/00
Na温度変動に対する高サイクル熱疲労の現象解明とそれに基づく機構論的評価法の検証を目的として、温度変動の周波数特性を精密に制御できる熱疲労Na試験装置(SPECTRA)の開発を行った。装置開発にあたっては次の性能達成を目標とした。目標性能(1): 周波数をパラメータに正弦波状の温度変動を一定流量の条件下で制御できる。目標性能(2): 荷重条件の不確定性を排除した制度の良い強度データを得るため、軸対称な温度変動を試験体に与えることができる。目標性能(3): 1体の試験体でき裂の発生から進展までのデータを効率良く取得できる。また、実プラントで生じるようなランダム変動での特性を評価する一歩として、単一波だけではなく重畳波の温度変動を与えることを可能とする。
柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 関東 康祐*; 吉村 忍*
Pressure Vessel and Piping Codes and Standards (PVP-Vol.480), p.235 - 242, 2004/00
ASME Code Sec.XIでは、クラス1機器に対してプラント寿命期間を通して健全性が確保できる微小き裂のスクリーニング基準として評価不要欠陥が規定されている。一方、確率論的健全性評価の観点から、評価不要欠陥は、き裂形状によらず破損確率が一様になるように設定されているか、寿命中を通して十分低い破損確率が確保されているか等の疑問がある。さらに、破損確率に基づけばより合理的に評価不要欠陥が設定できる可能性がある。本研究では、Sec.XIに規定された容器の評価不要表面欠陥について、確率論的破壊力学コードPASCALを使用して加圧熱衝撃下における破損確率を種々のアスペクト比について行い、評価不要欠陥の破損確率に関する検討を行った。解析結果から、評価不要欠陥を有する原子炉容器の破損確率は、初期欠陥のアスペクト比に依存し、特に半円に近い欠陥の場合、表面からき裂が発生しやすくなるため、破損確率が高くなることがわかった。さらに、破損確率がアスペクト比に依存しないように評価不要欠陥の設定を試みた。