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山野 秀将; 守田 幸路*
日本機械学会2022年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2022/09
我が国の先進大型ナトリウム冷却高速炉(SFR)の炉心損傷事故(CDA)における炭化ホウ素(B
C)とステンレス鋼(SS)の共晶反応及び再配置挙動を模擬する必要がある。SFRのCDA解析のため、その挙動を模擬する物理モデルを開発し、シビアアクシデント解析コードSIMMER-IVに組み込んだ。本研究では、新規に開発した物理モデルを含むこのコードをSFRのCDA解析に適用した。この解析により、共晶反応モデルを組み込んだSIMMER-IVは、共晶反応及び溶融プールでの共晶溶融物の上方移動及び溶融炉心物質再配置による反応度過渡挙動を示すことができた。
岡村 茂樹*; 平山 智之*; 横井 忍*; 杣木 孝裕*; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 深沢 剛司*; 藤田 聡*
no journal, ,
近年、原子力発電施設の耐震性の向上を目的として、設計用基準地震動が大幅に見直されている。薄肉構造を指向している高速炉においては、水平のみならず、上下方向の地震力の低減が機器の耐震性を確保するうえで重要となっている。そのため、われわれは、高速炉への適用を目的とした上下免震用皿ばねユニットで構成される新たな3次元免震システムの開発を進めてきた。本論文では、高速炉に適用する3次元免震システムの装置概念を報告するとともに、全体の開発計画と試験の進捗状況について報告する。
滝藤 聖崇; 奥田 幸彦; 西田 明美; Li, Y.
no journal, ,
設計想定を超える入力地震動を対象とする地震フラジリティ評価には、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性応答解析が必要となる。一方、配管系を構成する配管支持構造物の弾塑性解析手法については具体化が検討課題となっている。本研究では配管支持構造物の弾塑性解析手法構築のために荷重-変位特性に着目した解析及び定式化による検討を進め、既往載荷試験を対象に材料特性等のパラメトリック解析を実施した。本稿では、実施した解析で得られた荷重-変位特性曲線からエネルギ散逸効果を定量的に評価した結果を報告する。
寺田 敦彦; 永石 隆二
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故で発生する燃料デブリ等の含水放射性廃棄物の保管管理においては、含水する水の放射線分解による水素発生に伴う水素爆発燃焼リスクの低減が重要である。本研究では、これらの対策の妥当性検証に向けたシミュレーション技術の開発と新たな滞留防止技術開発の一環として、部分開放空間の室外雰囲気による滞留水素濃度への影響等についてシミュレーションを行い、風況(風向,温度)条件において室内の水素濃度が上昇するリスクを明らかにした。
小川 文男*; 今川 裕也; 橋立 竜太; 旭吉 雅健*; 伊藤 隆基*
no journal, ,
近年、環境保護の要望が高くなっていることから火力プラントにおける起動及び停止間隔の短時間化が進められている。高速増殖炉においても、運転環境(温度,ナトリウム環境)をより厳しくすることが検討されている。改良9Cr-1Mo鋼は高温における機械的性質に優れていることから火力プラント、高速増殖炉などで使用されている。実機では、複雑な応力状態でのクリープ疲労型で使用されることから、単軸状態に比べてより損傷を受ける可能性があるため、多軸クリープ疲労寿命を測定するとともに、寿命評価法を確立する必要がある。本研究では550
C大気中にて軸・ねじりの多軸クリープ疲労試験を行い、特性データを蓄積するとともに寿命評価を行った。結果については後述するが、ひずみ速度、保持時間依存性に従来とは異なる特異性が見られた。次に応力とひずみのヒステリシスループ面積に対応するひずみエネルギーを算出して寿命評価を行うとともに、同エネルギーの理論化を行い、実寿命と理論寿命の比較を行った。具体的には、比例負荷の試験で観察された特異なひずみ速度、保持時間依存性及び多軸状態を包括して評価可能な、新しいひずみエネルギーによる寿命評価法を検討した。
内堀 昭寛; 椎名 祥己*; 栗原 成計; 岡野 靖; 齋藤 雅史*; 金子 暁子*; 阿部 豊*
no journal, ,
高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時ナトリウム-水反応現象を対象とした数値解析コードSERAPHIMの整備及び妥当性確認を進めている。隣接伝熱管で発生する液滴衝突エロージョンの評価に資することを目的に、気体噴流内部への液滴エントレインメント及び輸送に関する解析モデルをこれまでに開発した。本件では、その妥当性確認の一環として、水中空気噴流の液滴エントレインメントに関する可視化実験を対象に解析を実施し、解析結果が実験で得られた知見と整合することを確認した。
月森 和之*; 矢田 浩基; 前田 純一*
no journal, ,
鏡板は原子力プラント機器などにおいてバウンダリを形成する構造物のひとつである。圧力荷重による鏡板の座屈やその後の変形挙動については、鏡板の成形過程において生じる板厚の分布が大きく影響するものと考えられる。そこで、鏡板の特徴的な板厚分布を合理的に把握するために、鏡板の成型過程を模擬したシミュレーション解析を試みた。ここでは既報の結果を分析し、さらに考えられる影響因子を加えて検討を実施し、定性的,定量的に子午線方向板厚分布実測データと符合するよう改善を図った。
月森 和之*; 前田 純一*; 矢田 浩基
no journal, ,
原子力プラント機器などにおいてバウンダリを形成する構造物について、シビアアクシデント(SA)時の安全確保の観点から、そのバウンダリ機能維持限界が重要な関心事となる。本研究では、板金のプレス加工などで広く使われている成形限界線図(FLD: Forming Limit Diagram)に着目して、原子力プラント機器の主要構造材のひとつであるオーステナイトステンレス鋼についてFLD試験を実施し、合わせて試験のシミュレーション解析を実施し、破損クライテリアとしての適用性について検討した。
小野田 雄一; 山野 秀将
no journal, ,
原子力機構におけるナトリウム冷却高速炉の設計では、シビアアクシデントが生じた場合に、さまざまな設計対策により損傷炉心物質を原子炉容器内で安定的に冷却する方針(炉容器内保持: IVR)をとっている。IVRに失敗する可能性は非常に低いものの、確率論的リスク評価の研究では、IVRの失敗を含むさまざまなシナリオの検討が必要となる。そこで本研究では、原子炉容器内におけるデブリの安定冷却に関わる事象スペクトルを幅広く検討するため、コアキャッチャーのスカート部にデブリが堆積する場合の原子炉容器の変形・破損挙動を、構造解析コードFNAS-STARを用いて数値的に解析した。原子炉容器の破損条件を調査する観点から、出力密度の異なる2ケースの解析を実施した。今回の想定条件下における高出力密度のケースでは、原子炉容器の温度が約1100Cに達すると原子炉容器が大幅に変形し、その破損判断基準に到達した。