核融合装置二重壁真空容器設計の合理化と実用化に関する研究

中平 昌隆

JAERI-Research 2005-030, 182 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-030.pdf:12.57MB

ITERの真空容器は供用中非破壊検査が困難なため、全く新しい安全確保の考え方を構築する必要がある。また、二重壁構造の閉止溶接の裏側へのアクセスが不可能であるため、従来の構造技術基準では対応できない。さらに高さ10m以上の大型構造体であるが5mm以下の高精度で製作する必要があり、複雑形状で大型なため合理的な溶接変形予測手法を構築する必要がある。本研究では、微小な水リークによる核融合反応停止という性質に着目し、トカマク型の核融合装置が反応停止にかかわる固有の安全性を有することを証明した。これにより、安全性を損なわず供用中非破壊検査が不要とする大幅な合理化の提案ができた。また、二重壁構造を合理的に構築する部分溶込みT字溶接継手を提案し、継手強度並びにすきま腐食感受性を定量的に把握し受容性を確認した。さらに、合理的な溶接変形予測手法を提案するとともに、実大での溶接試験結果と比較してその有効性を確認し、大型の複雑形状を持つ溶接構造物の溶接変形を簡易的に、かつ十分な精度で評価できる手法を提案した。

Structural safety assessment of a tokamak-type fusion facility for a through crack to cause cooling water leakage and plasma disruption

中平 昌隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(2), p.226 - 234, 2004/02

https://doi.org/10.3327/jnst.41.226

トカマク型核融合装置は、プラズマ停止に関し固有の安全性があるとされる。水リークにより、プラズマが安全停止することもあるが、プラズマディスラプションが生じる可能性もあり、この時真空容器に電磁力が作用する。真空容器はトリチウムと放射化ダストを内包する放射性安全上の物理障壁である。貫通き裂から水リークが発生し、生じた電磁力に対して真空容器が不安定破壊を起こさなければ、構造安全性が確保され、固有の安全性を証明できる。よって構造安全性を確保する系統的手法の開発を行った。まず貫通き裂と水リークの解析モデルを構築し、実験的に検証した。本モデルによりプラズマを停止させる貫通き裂長さは、約2mmと算出し、不安定破壊を起こすき裂長さは約400mmと評価した。したがってプラズマ停止を起こす貫通き裂により真空容器が不安定破壊することはないと結論づけられ、固有の安全性を証明した。

安全研究成果の概要(平成11年度-動力炉分野)

安全計画課

JNC TN1400 2000-012, 250 Pages, 2000/11

JNC-TN1400-2000-012.pdf:10.18MB

平成11年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)に基づき実施してきた。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに、耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成11年度の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。

軽水型原子炉配管の不安定破壊特性に関する研究

栗原 良一

JAERI-Research 98-043, 106 Pages, 1998/08

JAERI-Research-98-043.pdf:6.65MB

軽水炉原子炉配管の漏洩先行型破損(LBB:Leak Before Break)概念の成立性を実証するための試験研究として、特に、貫通に至らない表面き裂を配管内面周方向に想定した場合、過大荷重が作用しても、き裂が瞬時に伝播するような不安定破壊を起こさず、板厚方向にのみ伝播する安定破壊に至ることを実証することは重要である。日本原子力研究所で実施した配管不安定破壊試験は、このような背景のもとに計画されたものであり、表面き裂を有する配管試験体に単調増加荷重または繰り返し荷重を負荷することによって、配管が不安定破壊する条件を明らかにした。本論文では、配管不安定破壊を、外荷重を単調増加して内表面き裂を有する配管を破壊させる静的不安定破壊と、繰り返し荷重で配管を破壊させる動的不安定破壊に分けて検討した。

Fail-safe first wall for preclusion of little leakage

渋井 正直*; 中平 昌隆; 多田 栄介; 高津 英幸

JAERI-M 94-074, 16 Pages, 1994/05

JAERI-M-94-074.pdf:0.56MB

二重壁構造は、破断全漏洩や多経路荷重の概念を使えばフェールセーフにできる可能性があり、また微小リーク問題を解決できる可能性があるため、ITERの第一壁には有望である。フェールセーフ強度が都合良く定義できれば、損傷領域でのき裂の成長がある程度許されるため、プラズマ運転に支障をきたすことなく安定した冷却材のリークを検出することができる。本報告では、微小リーク問題を扱い、き裂状欠陥からの冷却材の微小リーク量を評価する手法を提案する。更に、この微小リーク問題を解決するための二重壁・フェールセーフ第一壁構造を提案し、そのフェールセーフ性を議論する。

軽水炉1次冷却系配管信頼性実証試験の成果概要

柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩三; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫

日本原子力学会誌, 35(10), p.923 - 939, 1993/10

https://doi.org/10.3327/jaesj.35.923

原研では、科学技術庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性・信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本報告は、実証試験の成果を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験および配管破断試験を実施した。配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。

Results of piping reliability test program at JAERI

柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩之*; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫

Proc. of 6th German-Japanese Seminar on Structural Strength and NDE Problems in Nuclear Engineering, 19 Pages, 1993/00

原研では、科技庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性および信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本報告は、実証試験の成果を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験および配管破断試験を実施した配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。

Overview of piping reliability test program at the Japan Atomic Energy Research Institute

磯崎 敏邦; 柴田 勝之; 鈴木 三郎*; 植田 脩三; 栗原 良一

Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology, Vol. SDO, p.401 - 412, 1991/08

この論文は原研が1975年から1990年まで実施してきた配管信頼性実証試験の概要について述べてある。この試験の目的は、(1)軽水炉配管の寿命期間中の健全性、(2)軽水炉配管に不安定破壊の発生しないこと、(3)想定配管破断事故に対する防護設備の有効性を実証する、ことである。そのため上記目的に対応して、(a)配管疲労試験、(b)配管不安定破壊試験、(c)配管破断試験、を実施した。(1)配管疲労試験の結果、初期き裂つき配管にくり返し曲げ荷重を作用させても、き裂は貫通せず炉寿命中健全性は保持されることが分かった。(2)配管不安定破壊試験の1つとして、き裂つき4点曲げ試験と貫通き裂つき配管からの冷却材漏洩率試験を実施した。4点曲げによって配管が破断するき裂角度よりも、漏洩検知可能なき裂角度の方が大であれば、配管破断以前に漏洩検知可能となり破断前漏洩が成立する。配管系統別に成立範囲を求めた結果、BWR給水系配管・再循環系配管およびPWR hot leg配管では、口径4インチ以上ならば破断前漏洩が成立することが分かった。

貫通き裂からの冷却材漏洩量計算プログラムの作成

篠川 英利; 柴田 勝之; 磯崎 敏邦

JAERI-M 90-050, 106 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-050.pdf:2.17MB

軽水型原子力プラントで使用する配管の構造安全設計基準へLBB概念を導入するための研究の一環として、配管貫通き裂からの冷却材漏洩量を評価するためのプログラムを作成した。本プログラムの漏洩流量評価モデルではHENRYの臨界流モデルとMOODYの二相流モデルとを使用し、配管き裂開口変位の計算にはTada-Parisの式を使用している。き裂形状、内圧、配管寸法、流体温度、曲げ応力を入力する事で、冷却材の漏洩量の計算が行なえる。また、逆に必要な冷却材漏洩量を荷重条件を入力する事でき裂の大きさを決める事もできる様にした。また、配管貫通き裂からの漏洩量だけでなく、長方形スリット形状からの漏洩量評価も行なえる様にした。

Progress and evaluation of test results on JAERIs ductile pipe fracture test program

柴田 勝之; 中城 憲行*; 鬼沢 邦雄; 宮園 昭八郎

Proc. on the 4th Japanese-German Joint Seminar on Structural Strength and NDE Programs in Nucl. Eng., p.347 - 364, 1988/00

原研では、軽水炉配管の寿命中における健全性ならびに破断前漏洩に関する実証試験の一環として配管の不安定破壊試験を実施している。この試験では、3インチ、6インチおよび12インチ口径の貫通または未貫通欠陥付きステンレス鋼配管および炭素鋼配管を供試体に使用し、4点曲げ荷重下における破壊挙動を調べている。本報では、得られた配管試験データに基づいて、実断面応力基準の適用性、き裂開口面積評価、配管の安定性評価等を検討した。