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論文

Development of level-1 PSA method applicable to Japan sodium-cooled fast reactor, 1; Research plan and internal event evaluation related to reactor shutdown failure

栗坂 健一; 堺 公明; 山野 秀将; 藤田 聡*; 皆川 佳祐*; 山口 彰*; 高田 孝*

Transactions of the 21st International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-21) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/11

本論文は、ナトリウム冷却型高速炉JSFRに適用可能なレベル1PSA手法の開発について記述する。本研究は2010年8月に開始し、(1)内的事象について受動的安全特性,(2)外的事象(地震)について高速炉用免震システムの新評価手法の開発を目標としている。2011年3月11日の福島第一原子力発電所事故後、研究計画が当初の4年から2年へ短縮され、一部の研究課題のみがこの2年間に遂行されることとなった。内的事象評価に関して、原子炉停止失敗による炉心損傷の頻度の評価を実施し、受動的原子炉停止の失敗をイベントツリーモデルにて考慮した。高速炉特有の機器故障率を既存の高速炉の運転経験をもとにプラント間のばらつきを考慮できる階層ベイズ法を適用して評価した。不確実さ解析の結果、主炉停止系と後備炉停止系間での確率パラメータの相関性についての想定が炉心損傷頻度の平均値へ感度を有することがわかった。

論文

Development of level-1 PSA method applicable to Japan sodium-cooled fast reactor, 2; Seismic response analysis considering characteristics of the advanced seismic isolation system

皆川 佳祐*; 藤田 聡*; 山口 彰*; 高田 孝*; 栗坂 健一

Transactions of the 21st International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-21) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/11

本論文は、免震システムの地震応答解析及び感度解析について述べる。免震システムを構成する積層ゴムは、大きい変位を加えた場合、水平方向においてはハードニング特性を示し、上下方向にはソフトニング特性を示す。そのため、解析では積層ゴムの非線形性を考慮し、水平及び上下方向の非線形性を多直線モデルで表した。質点解析モデルを適用した。まず、積層ゴムの非線形性の建屋応答への影響を調査するために地震応答解析を実施した。次に積層ゴム,オイルダンパ及び建屋のパラメータのばらつきの建屋応答への影響を調査するために、感度解析を実施した。これらの解析の結果、積層ゴムの非線形特性が建屋及び内部設備の応答へ影響を及ぼすことを確認した。

論文

Demonstration of leak-before-break in Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) pipes

若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*; Xu, Y.*; 月森 和之

Transactions of the 21st International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-21) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/11

This paper describes LBB assessment procedure applicable to JSFR pipes made of modified 9Cr-1Mo steel. Firstly, a LBB assessment flowchart was proposed. Secondly, a rational unstable fracture assessment technique, taking the compliance changing with crack extension into account, was also proposed. Thirdly, a COD assessment technique was developed, because COD assessment method applicable to JSFR pipes - thin wall and small work hardening material - had not been proposed yet. In addition, fracture toughness tests were performed using CT specimens to obtain the fracture toughness and the crack growth resistance curve at elevated temperature. Finally, by using the flowchart, proposed techniques and collected data, LBB assessment for the primary sodium pipes of JSFR was conducted. As a result, LBB aspect was successfully demonstrated with sufficient margins.

論文

Experimental and feasibility study on steel-plate-reinforced-concrete containment vessel for Japan sodium-cooled fast reactor

加藤 篤志; 根岸 和生; 山本 智彦; 秋山 洋*; 原 裕之*; 岩崎 幹典*

Transactions of the 21st International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-21) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/11

JSFRでは工期短縮と品質の向上を目的に、鋼板コンクリート構造(SC構造)を格納容器(CV)に採用することとしている(SCCV)。SCCVは軽水炉の廃棄物貯蔵施設等に使用された実績はあるものの、格納容器としての採用は未だない。格納容器としての採用のためには、高温下におけるSC構造の挙動特性を明確にする必要があるため、FaCTプロジェクトでは、その設計研究及び実験的検証を実施している。本稿は、その成果を紹介するものである。

論文

Development of constitutive models for fast reactor design

月森 和之; 岩田 耕司*; 川崎 信史*; 笠原 直人*

Transactions of the 21st International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-21) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/11

R&D to enable a practical fast breeder reactor plant is proceeding in Japan, which is called FaCT (Fast reactor Cycle Technology development). One of the key issues of R&D is to realize a reasonably small reactor vessel by eliminating the thermal liner which is installed inside the vessel in order to reduce thermal loading in the conventional design. Most important concern is the amount of the inelastic strain of the vessel accumulated around the liquid sodium surface which moves up and downward cyclically with start-up and shut-down. The aim of this study is to develop rational constitutive models that enable prediction of this kind of complex inelastic behaviors precisely and to prepare the design guide based on inelastic analysis. In this paper, the R&D results are introduced.

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