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中島 憲宏; 西田 明美; 宮村 浩子; 飯垣 和彦; 沢 和弘
可視化情報学会誌(USB Flash Drive), 36(Suppl.2), 4 Pages, 2016/10
組立構造を意識した有限要素解析により、原子力プラント全体での俯瞰的な耐震裕度評価と各部ごとの詳細な評価技術を実現する手段として、FIESTA(Finite element analysis for structure of assembly)と呼ぶコードを開発するとともに、組立構造解析技術の研究を進めている。本報では、観測値と計算解の照合を具体事例で例証した結果の可視化技術について報告する。地震波としては、震源地でマグニチュード5以上の7波を使い、「京」コンピュータにより地震応答解析を実施した。結合部を有する複雑構造物である原子力プラントの振動解析/耐震性評価過程を、Visual Analytics手法により実施した内容について報告する。これにより「組立構造解析」で耐震性評価に不可欠な計算結果の「確かさ」を向上する方法論をVisual Analytics手法により提案できた。
中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 鈴木 喜雄; 沢 和弘; 飯垣 和彦
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
数値解析結果の妥当性を推定する手段の一つを提案する。有限要素法による構造解析をスーパーコンピュータの並列計算機能を活用して実行し、解析結果の相違を分析するとともに、入力データである有限要素分割の粗密を変更した解析結果を分析し、数値計算的な確かさを推定するシステムを提案する。解析結果を表現する解析結果モデルの形成過程は、データベースで機能IDとその計算手順のリストによって記述する。解析モデルマネージャは、計算手順を記述したリストの順序によって、すなわち複数の数値計算手続きにより、シミュレーションを実行することで、目的とするシミュレーションの数値計算解を出力する。その結果、目的とするシミュレーション結果が複数生成されることから、これらの結果の相違を比較し分析することで、解の正確さを推定する。本論での数値実験は静解析と動解析で実施し、その正確さを判断するための必要な手続きを明らかにした。数値実験は、京を用いて行った。
中島 憲宏; 西田 明美; 川上 義明; 岡田 達夫*; 鶴田 理*; 沢 和弘; 飯垣 和彦
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07
機械製品は、その大小や複雑さによらず少なくとも二つ以上の部品から組立てられており、原子力発電所などは1000万以上の部品からなる構造物である。本論では、その構成部品を集積してアセンブリ構造の解析方法論について報告する。集積された部品を有限要素解析しようとすると、部品間の合わさる部分の有限要素分割数が合わず、節点や要素が不連続な状態となり、一般には連続体として計算ができなくなる。これを回避する方法として、六面体の有限要素を結合する技術を開発した。これにより従来の自動要素分割手法等でも困難であったアセンブリ構造物の有限要素解析を可能とした。
丸山 創; 七種 明雄; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 辻 延昌*
Transactions of the 13th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT),Vol. I, 0, p.581 - 586, 1995/00
HTTR実機炉内構造物の据付工事に先立ち、炉内構造物の組立状態の確認、シール性能及び流量配分特性の確認を行うことを目的として、炉内構造物の工場組立試験を実施した。試験の結果、炉心性能に悪影響を及ぼす漏れ流れに対して十分なシール性能を有していることが確認できた。また、炉心支持鋼構造物の構造健全性の観点から適切な流量配分特性が得られることが分かった。
奥野 健二; 榎枝 幹男; 井手 隆裕*; 福井 裕*; 吉田 浩; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; Sherman, R. H.*; R.V.Carlson*; et al.
JAERI-M 90-028, 73 Pages, 1990/02
本報告書は、日米協力Annex IVに基づいて1988年7月に米国ロスアラモス国立研究所のトリチウム試験施設(TSTA)において実施されたTSTA共同ループ試験の結果をまとめたものである。本共同ループ試験の主要目的は、DOEによる技術安全審査委員会(TSA)に対してTSTAシステムの安全性を示すことにあった。試験は安全かつ成功裏に終了した。また、本試験において多くの技術的成果も得られた。特に、水素同位体分離システムの制御およびその分離特性に及ぼすヘリウムの影響に関しては重要な知見が得られた。
安田 秀志; 秋濃 藤義; 山根 剛; 吉原 文夫; 北舘 憲二; 吉藤 久; 竹内 素允; 小野 俊彦; 金子 義彦
JAERI 1305, 138 Pages, 1987/08
本書はSHE(半均質臨界実験装置)の炉心改造により建設されたVHTRC(高温ガス炉臨界実験装置)に関する設計、安全性の検討及び主要な試験検査結果についての報告書である。VHTRCは高温ガス実験炉詳細設計IIの模擬を目指した装置であり、黒鉛ブロック構造、低濃縮ウラン被覆粒子燃料装荷及び炉心を210
Cまで電気的に昇温可能という特徴がある。設計では水平、鉛直とも0.3Gの耐震性を持たせ、210C炉心昇温時にも各設備がその機能を保こととし、安全性検討でこれを証明した。使用前検査では各設備の性能が設計基準値を満足することを確認し、施設の安全性を実証した。1985年5月13日の初臨界達成時のデータ解析の結果、臨界質量についてはSRACコードによる予測値は実験値をわずか3%小さく評価したに留まり、VHTRCの製作精度の高い事とSRACコードの予測精度が基本的な炉心構成において高い事を示した。
中村 秀夫; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 鈴木 光弘; 入子 真規*; 斯波 正誼
JAERI-M 84-008, 177 Pages, 1984/02
本報は、ROSA-III実験装置を用い、HPCS故障を仮定して行なった再循環ポンプ入口配管での200%両端破断総合事件RUN926の実験結果について記述したレポートである。ROSA-III実験装置は、BWR/6型原子炉の炉心を電気加熱ヒーターで模擬した実炉化(1/424)の装置である。RUN926では、破断口はノズルにより模擬され、また実験は予定通り行なわれた。RUN926の最高被覆管温度(PCT)は783.5Kで、炉心再冠水時118.5秒に燃料棒A71の中央表面に生じた。全炉心はECCS作動後クエンチされ、ECCS注入効果が確認された。本報では、全ECCS作動を仮定した200%両端破断実験RUN901の実験結果との比較がなされた。RUN901では、下部プレナムフラッシング(LPF)鎮静後、RUN926程燃料表面の温度は上昇しなかった。これは、RUN901で作動したHPCSの効果である。ただし、RUN901のブローダウンの際に生じ、780Kであったが、これはRUN926のPCTとほとんど同じ値であった。
中村 秀夫; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 鈴木 光弘; 斯波 正誼
JAERI-M 84-007, 156 Pages, 1984/02
本報は、ROSA-III実験装置を用いた、再循環ポンプ入口配管での200%両端破断実験RUN901の実験結果について記述したレポートである。ROSA-III実験装置は、BWR/6型原子炉の炉心を電気加熱ヒーターで模擬した実炉との体積比(1/424)の装置である。RUN901において、すべての非常用炉心冷却系(ECCS;Emergency Core Cooling System)が作動させられた。上部ダウンカマ水位信号により、主蒸気隔離弁閉鎖およびECCS作動が行なわれた。炉心入口流量は炉心入口オリフィスに取り付けた差圧伝送機によって測定された。RUN901の最高被覆管温度は780Kで、ブローダウンの際に生じた。全炉心はECCS作動後クエンチされ、ECCSの有効性が確認された。
