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川崎 信史; 永江 勇二; 加藤 章一; 安藤 勝訓; 笠原 直人
第13回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.507 - 510, 2008/06
高速炉の原子炉容器に対する高温構造設計評価技術における強度評価法開発の計画と現状を紹介した。現在開発中の革新的高温増殖炉の原子炉容器の特徴を踏まえ、クリープ疲労強度評価法とラチェット変形許容値の研究開発を進めている。クリープ疲労強度としては、中間保持,時効,構造不連続部におけるひずみ集中を開発に必要な課題として選定し、試験及び解析による検討を進めている。ラチェット変形許容値は、ラチェット疲労及びラチェットクリープ疲労試験から、ラチェット変形がクリープ疲労あるいは疲労強度に及ぼす影響を把握し、許容値の策定を進めている。
阪本 善彦; 久保 重信*; 小竹 庄司; 神島 吉郎*
第13回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.505 - 506, 2008/06
本報告は、JSFRの設計における原子炉構造の信頼性向上方策についてまとめたものである。製作性の観点からは、原子炉容器のコンパクト化により、原子炉構造を工場内で製作することができる。これにより、高い加工精度や溶接品質により製作することが可能となる。また、リング鍛鋼品を原子炉容器胴に適用することで、寸法精度の確保や熱応力に対する信頼性確保が期待できる。保守性の観点からは、炉内構造物を簡素化することで、検査対象への検査機器のアクセス性向上を図っている。JSFRの設計ではナトリウムバウンダリ面積を大幅に減らすことによって配管の二重化が容易となり、溶接線も減らすことができる。したがって、JSFRの原子炉構造は、効率的な炉内構造物検査に適しており、プラントの信頼性を確保できる見通しがある。また、ナトリウム中の構造物を検査可能な先進的な検査技術についても開発を行っている。
吉川 龍志; 浜田 広次; 大島 宏之; 柳沢 秀樹*
第13回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.495 - 496, 2008/06
高速増殖炉の蒸気発生器における詳細な熱流動現象を評価することを目的として、数値解析コードを整備している。その一環として、サブクール沸騰及び二相流スリップ効果を取り込んだドリフトフラックスモデルを用いて、蒸気発生器水側の不安定挙動解析に適用可能な手法を開発した。また、密度波不安定流動に適用する解析アルゴリズムを検討した結果、複雑な行列計算の必要がない、大きい時間ステップが可能である数値方法を考案した。サブクール沸騰モデルについては、定常流動のボイド率分布の計算によりその機能を検証した。さらに、出入口圧力,熱流束を境界条件として与えて、入口流量を計算する流動不安定性解析により、非定常流動の解析機能を確認した。