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川崎 信史; 渡壁 智祥; 若井 隆純; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07
日本は地震国であり、また、ナトリウム冷却型高速炉では、軽水炉と比較し薄肉化した構造として、機器が設計されている。それゆえに機器にかかる地震力を低減させるために、免震装置が採用されてきた。炉心耐震性及び原子炉容器の座屈健全性の観点から、高速炉用免震装置には、上下8Hz以下の固有周波数が必要となる。このような周波数条件を満足する3種類の免震概念を紹介する。上下8Hzの固有周波数は、厚肉積層ゴムにより達成される。この厚肉積層ゴムと皿バネを組み合わせることにより、上下固有周波数は、3
5Hzとなる。また、積層ゴムと空気バネを組み合わせ、ロッキング防止装置を組み込むことで、1Hz以下の上下固有周波数が達成できる。上下8Hz免震概念は、厚肉積層ゴムとオイルダンパーで構成されており、本概念が日本のリファレンス高速炉用免震概念である。本概念が選定された理由は、システム構成の簡素さと開発課題の少なさである。上下5Hz免震概念を用いた場合の上下方向の加速度応答は、上下8Hz免震概念と比較し、50%のレベルまで低減することが、解析検討によりわかっている。また、皿バネの静的試験等から、皿バネの設計式は既に検討されている。これらの知見を活用し、厚肉積層ゴムと皿バネを組み合わせることにより、上下5Hz免震装置を設計することが可能である。上下1Hz免震概念を用いた場合の上下方向の加速度応答は、上下8Hz免震概念と比較し、10%のレベルまで低減することが、わかっている。上下固有振動数が1Hzといった領域まで低減するとロッキング防止装置が必要となり、これまで複数のオイルダンパーをオイルラインで結合するタイプのロッキング防止装置等が、検討されてきた。このようにロッキング防止装置がシステムを複雑化しているため、システム構成を今後簡素化していくことが、本概念にとって大きな課題となっている。これら3種類の免震概念が高速炉に適用可能な免震装置であり、これらの免震装置を開発していくことは、サイト毎に、機器仕様の統一化を図ったうえで、適切な耐震余裕を確保していくうえで、重要となるため、今後、地震動条件などの関連動向の変化を踏まえ、開発を継続していく。
渡壁 智祥; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 杣木 孝裕*; 諸菱 亮太*; 櫻井 祐*; 加藤 亨二*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07
積層ゴムとオイルダンパーから構成される免震装置の高速炉への適用が計画されている。本装置の特徴の一つは、やや厚肉積層ゴムを採用していることである。地震条件の増大に対応するため、上下固有振動数を通常よりも低下させ、内部機器の応答低減を狙いとしている。本報告では、やや厚肉積層ゴムの経年変化特性について検討した。積層ゴムは成熟した技術となっているが、経年変化に関する試験実施が少ない。また、やや厚肉積層ゴムについては、経年変化後の線形限界や破断特性等の力学特性が把握されていない。経年30年及び60年を模擬した1/2縮尺系積層ゴム(直径800mm)及び1/8縮尺系積層ゴム(直径200mm)を用いて水平及び上下方向の静的加力試験を実施し、終局挙動近傍の復元力特性データを取得して経年が力学特性に及ぼす影響を把握する。また、経年を模擬した2種類の縮尺比の終局挙動を比較評価することで、経年状況下におけるスケール効果の有無を明らかにした。
山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 10 Pages, 2016/07
Several nuclear power plants in Japan have been operating for more than 30 years and cracks due to age-related degradations have been detected in some piping systems during in-service inspections. Furthermore, several of them have experienced severe earthquakes in recent years. Therefore, failure probability analysis and fragility evaluation for piping systems, taking both age-related degradations and seismic loads into consideration, has become increasingly important for the structural integrity evaluation and the seismic probabilistic risk assessment. Probabilistic fracture mechanics (PFM) is recognized as a rational methodology for failure probability analysis and fragility evaluation of aged piping, because it can take the scatters and uncertainties of influence parameters into account. In our Japan Atomic Energy Agency (JAEA), a PFM analysis code PASCAL-SP was developed for aged piping considering age-related degradations. In this study, we improved PASCAL-SP for the fragility evaluation taking both age-related degradations and seismic loads into account. The details of the improvement of PASCAL-SP are explained and some example analysis results of failure probabilities, fragility curves and seismic safety margin are presented in this paper.
東 喜三郎*; Li, Y.; 長谷川 邦夫; Shim, D. J.*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 7 Pages, 2016/07
In some cracks attributed to primary water stress corrosion cracking, the crack depth a was greater than half-length of the crack 0.5
, namely, cracks with large aspect ratio a/. This paper presents details of stress intensity factor solutions for circumferential surface cracks with large aspect ratios in piping system subjected to global bending. The stress intensity factor solutions for semi-elliptical surface cracks were obtained by finite element analyses with quadratic hexahedron elements. Solutions at the deepest and the surface points of the cracks with various aspect ratio (0.5 
a/ 4.0), crack depth ratio (0.0 a/t 0.8) and pipe sizes (1/80 t/R
1/2) were investigated, where t and R are wall thickness and inner radius of pipe, respectively. Proposed stress intensity factor solutions for cracks with a/ = 0.5 are consistent with the values reported in the previous study. The solutions developed in this study are widely applicable to various engineering problems related to crack evaluation in piping systems.
東 喜三郎*; Li, Y.; 長谷川 邦夫
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07
Multiple flaws are often observed in engineering structures and components. Since interaction between multiple flaws may lead to increase of the stress intensity factors, fitness-for-service codes provide combination rules to consider the effect. However, the criteria for flaw combination are not unified among the codes. In order to establish a reasonable combination rule, it is necessary to clarify what parameter is dominant to interaction. The interactions of stress intensity factors for two coplanar subsurface flaws in a plate were investigated. The plate was subjected to a remote tension acting normal to the flaw surface. The stress intensity factor solutions for the elliptical subsurface flaws with various shapes and distances were obtained from finite element analyses. It was concluded that distance and flaw area are important parameter to characterize interaction factor between two subsurface flaws.
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 岩松 史則*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 7 Pages, 2016/07
圧力容器の板厚内部に存在する楕円亀裂の応力拡大係数の解は日本機械学会維持規格に記載されている。しかし、圧力容器内表面近傍の楕円亀裂については、その応力拡大係数の解はまだ提案されていない。本論文では、この内表面近傍の楕円亀裂を対象として、その応力拡大係数の解を提案した。提案解は、亀裂のアスペクト比については0から0.5、欠陥深さ比については0から0.8、板厚方向亀裂位置については0.01と0.1を考慮するとともに、応力分布については板厚方向の4次多項式を考慮できる。本提案解は、維持規格に提案できる成果であるとともに、確率論的破壊力学解析コードの精度向上を実現できるものである。
Lu, K.; Li, Y.; 長谷川 邦夫; Lacroix, V.*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 7 Pages, 2016/07
When multiple flaws are detected in structural components, remaining lives of the components are estimated by fatigue flaw growth calculations using combination rules in fitness-for-service codes. ASME, BS7910 and FITNET Codes provide different combination rules. Fatigue flaw growth for adjacent surface flaws in a pipe subjected to cyclic tensile stress were obtained by numerical calculations using these different combination rules. In addition, fatigue lives taking into account interaction effect between the two flaws were conducted by extended finite element method (X-FEM). As the calculation results, it is found that the fatigue lives calculated by the X-FEM are close to those by the ASME Code. Finally, it is worth noticing that the combination rule provided by the ASME Code is appropriate for fatigue flaw growth calculations.
岩田 景子; 飛田 徹; 高見澤 悠; 知見 康弘; 吉本 賢太郎*; 西山 裕孝
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 6 Pages, 2016/07
原子炉圧力容器の破壊靱性に対する高温予荷重効果について評価を行った。1T-CT試験片を用いて様々な熱力学的荷重負荷条件でWPS試験を実施した。得られた結果は4つのWPS工学モデルによる予測値と比較した。また1T-, 0.4T-, 0.16T-CT試験片を用いて予荷重負荷-除荷-冷却-低温再負荷条件で試験片寸法依存性について調査した。試験片寸法による塑性域分布や残留応力分布の違いを解析により明らかにした。
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07
When conducting structural integrity assessments for reactor pressure vessels (RPVs) under pressurized thermal shock (PTS) events, the stress intensity factor (SIF) is evaluated for an underclad crack which is postulated near the inner surface of RPVs. It is known that cladding made of the stainless steel is a ductile material which is overlay-welded on the inner surface of RPVs for corrosion protection. Therefore, the plasticity of cladding should be considered in the SIF evaluation for a postulated underclad crack. In our previous study, we performed three-dimensional (3D) elastic and elastic-plastic finite element analyses (FEAs) for underclad cracks during PTS transients and discussed the conservatism of a plasticity correction method prescribed in the French code. In this study, additional FEAs were performed to further investigate the plasticity correction on SIF evaluation for underclad cracks. Based on the 3D FEA results, a new plasticity correction method was proposed for Japanese RPVs subjected to PTS events. In addition, the applicability of the new method was verified by studying the effects of the RPV geometry, cladding thickness and several loading conditions. Finally, it is concluded that the newly proposed plasticity correction method can provide a conservative and more rational evaluation on SIFs of underclad cracks in Japanese RPVs.
深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 山本 智彦; 川崎 信史; 廣谷 勉*; 森泉 瑛里子*; 櫻井 祐*; 正木 信男*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 10 Pages, 2016/07
ナトリウム冷却型高速炉で用いられる免震用厚肉積層ゴムの終局特性を1/2スケールモデルを用い取得した。厚肉積層ゴムの基礎復元特性は、既に取得されており、本検討では、ばらつき分布を含む復元特性及び終局特性に着目した試験を実施した。その結果、剛性と減衰率及び破断ひずみに関するデータが取得できた。
宇野 隼平; 勝山 仁哉; 渡辺 正*; Li, Y.
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07
加圧熱衝撃(PTS)事象中の加圧水型原子炉の原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価には、冷却水の熱履歴及び冷却水とRPVの間の熱伝達係数が重要な影響因子である。これらの値は、現状の評価方法では、一次元のPTS事象の熱水力(TH)シミュレーション及びJackson-Fewsterの相関式により決定されている。その後、得られた値を用いた構造解析を行うことで、RPVの構造健全性に関する荷重条件が評価される。近年では、RPVの構造健全性のより精度のよい評価手法として、3次元のTH及び構造解析が可能になってきた。本研究では、PTS事象時の構造健全性に必要となる荷重条件を評価するため、コールドレグ、ダウンカマー及びRPVを模擬した3次元モデルを用いたTH解析を実施した。また、この結果を使用し、肉盛溶接及び溶接後熱処理による残留応力を考慮することで、構造解析により荷重条件を評価した。これらの解析により、RPVの原子炉炉心領域における三次元的な荷重条件の分布及び履歴が得られた。そして、PTS事象における現行の評価手法による荷重条件との比較を行うことにより、現行の評価手法の保守性を議論した。
高見澤 悠; 西山 裕孝
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 5 Pages, 2016/07
原子炉圧力容器の照射脆化に関して、高照射量領域における脆化に寄与する化学元素を明らかにするため、国内のPWRプラントの監視試験データを対象にノンパラメトリックベイズ法に基づく統計解析を実施した。すべての脆化予測式でパラメータとして考慮されている中性子照射量、Cu, Ni含有量に加えてP, Si, Mnの照射脆化への寄与を評価した。その結果、シリコンを入力パラメータとして考慮することで予測性がよくなることから、高照射量領域においてシリコンが脆化に寄与していることが示唆された。
安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07
本件では、高速炉の原子炉格納容器バウンダリを構成する部位のうち薄肉であり相対的に限界圧力が小さいと考えられる原子炉格納容器貫通部配管ベローズおよび冷却材ガスバウンダリの中で薄肉であり相対的に限界圧力が小さいと考えられる中間熱交換器のカバーガスバウンダリベローズについて破損様式の検証と限界圧力の評価法の開発を目的とした試験および解析を実施した。
矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 7 Pages, 2016/07
高速炉の原子炉格納容器バウンダリを構成する部位のうち、相対的に限界圧力が小さいと考えられる中間熱交換器下部鏡板を対象として、鏡板中高面に設計圧力を超える圧力が作用した場合の破損様式の検討と限界圧力の評価法の開発を目的とした試験及び解析を実施した。
高屋 茂; 藤崎 竜也*; 田中 正暁
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 5 Pages, 2016/07
原子力機構では、現在、先進ループ型ナトリウム高速炉の研究開発を行っている。原子炉冷却系は、経済性向上の観点から簡素化が図られているが、その結果、ホットレグ配管における流速の増加やエルボ近傍での乱流が設計上の課題として挙がっている。配管内部の流れは、配管入口部の影響を受けるため、上部プレナムを含めた検討が重要となる。本研究では、上部プレナムとホットレグ配管を結合した統合モデルと乱流解析手法であるURANSを用いて、ホットレグ配管エルボ下流における乱流の解析を実施した。解析結果は、1/3縮尺の配管単体を用いて実施した整流、旋回流及び偏流条件での水試験の結果と比較した。全体として、解析結果は、偏流試験の結果と類似しており、今後より詳細な検討が必要であるものの、実機体系における偏流と旋回流のカップリング効果は小さいことが予測された。
西田 明美; 海老根 典也; Li, Y.
no journal, ,
原子力施設における減肉配管の地震時応答応力については、減肉の進行につれて、配管の剛性や固有周波数等が変化し、同一地震動による減肉配管の応答応力が変化することが予想できる。配管減肉を反映したFEM解析モデルを用いることにより、減肉の進行に伴う地震動による応答応力の変化を評価できる。しかしながら、多くの減肉配管をサンプル対象にモンテカルロ法等を用いたフラジリティ評価解析を行う場合は、FEMによる解析は現実的ではない。そこで本研究では、地震時応答応力を合理的に評価できる簡易評価手法の提案を目的とする。本論文では、確率論的評価に適する地震動を用いて、減肉配管の地震時応答応力を評価できる簡易評価手法を調査するとともに、簡易評価手法の適用性を検証し、既存の簡易評価手法を改良することで合理的な簡易評価手法を提案する。
岩崎 晃久*; 澤 直樹*; 松原 慎一郎*; 北村 誠司; 岡村 茂樹*
no journal, ,
高速炉の炉心は数百本もの炉心構成要素で構成されている。炉心構成要素は六角柱の梁形状であり、下部の炉心支持板に差し込まれて自立している。また、隣接する炉心構成要素は小さいギャップを有して六角配列で冷却材中に配置されている。炉心構成要素は、熱膨張やスウェリングの影響を回避するため、鉛直方向には固定されていない。近年、日本では、想定される地震動が大きくなり、鉛直方向の地震動が重力加速度を超えることで、炉心構成要素の鉛直方向変位(跳び上がり)と水平方向変位を同時に考慮する必要が生じた。この3次元振動挙動は、周囲冷却材からの流体力や周囲構造物との干渉の影響を受ける。本研究では、実寸大の試験体を用いて単体振動試験を行い、炉心構成要素の3次元振動挙動の基本的な特徴を確認した。また、鉛直方向変位を抑制する構造(ダッシュポット構造)を考案し、その効果を確認した。試験の結果、雰囲気(空気中, 水中, 流水中)、パッド部隙間、加振方向、加振波形やダッシュポット構造が炉心構成要素の振動挙動に与える影響について確認した。雰囲気については、冷却材の流れを模擬した流水中では上向き流体力が作用するため、気中・水中より鉛直方向変位は大きくなった。パッド部隙間については、隙間が大きいほど水平変位による干渉効果が強くなり、鉛直方向変位を低減させた。また、ダッシュポット構造については、鉛直方向変位を低減する構造として適していることが確認できた。
