浜岡原子力発電所1号機配管破断部サンプル調査適用試験

ホット試験室

JAERI-Tech 2002-050, 51 Pages, 2002/06

JAERI-Tech-2002-050.pdf:18.17MB

平成13年11月7日、中部電力浜岡原子力発電所1号機で、非常用炉心冷却系(ECCS)の高圧注入系(HPCI)で手動起動試験開始直後、余熱除去系(蒸気系)の配管が破断し、蒸気漏れ事故が発生した。この事故の原因究明に向けて、急きょ、経済産業省原子力安全・保安院(保安院)では、タスクフォースを設置し配管破断部を切断して詳細調査を行うこととし、事業者(中部電力)による調査と並行して第三者中立機関である日本原子力研究所(原研)に対して調査協力の指示を文部科学省に依頼した。これを受けて、原研東海研究所では浜岡1号機配管破断部調査グループを設置して、配管破断部から採取した試料(調査試料)の調査を東海研燃料試験施設等の各種装置類を用いて行うことになった。本報告書は、ホット試験室の3施設(燃料試験施設,WASTEF,ホットラボ)で実施した全調査試験項目,使用した照射後試験装置,試験技術等の技術的事項について、まとめたものである。

浜岡原子力発電所1号機余熱除去系配管破断部調査報告書

浜岡1号機配管破断部調査グループ

JAERI-Tech 2001-094, 60 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-094.pdf:13.99MB

平成13年11月7日に発生した中部電力(株)浜岡原子力発電所1号機余熱除去系配管破断事故の原因究明等を行うため、原子力安全・保安院は配管破断部を切断して詳細調査を行うこととし、事業者による調査と並行して、第三者中立機関である原研に対しての配管破断部調査への協力についての指示を文部科学省に依頼した。原研は、配管破断部調査に全面的に協力することとした。調査にあたって、原研東海研究所に調査グループを設置し、燃料試験施設等の研究施設,走査型電子顕微鏡等の各種分析機器類を活用して、配管破断部の調査を行った。調査の結果、以下のことが明らかになった。(1)破断部近傍で大きな肉厚減少が認められた。(2)観察した試料のほぼ全ての破面はディンプル状であり、また、疲労によって生じたき裂の存在を示すような破面は確認されなかった。(3)金属組織は典型的な炭素鋼組織(フェライトとパーライトの混合組織)であり、破断部付近では、伸ばされた金属組織が観察された。(4)肉厚減少が著しいほど硬さが高い値を示していた。(5)試料分析の結果から、管内面には断熱材に使用していた珪酸カルシウムが部分的に付着していたほか、Zn,Pt等が認められた。これらの結果から、配管破断の主な原因は、配管に何等かの原因により過大な負荷が加わったためと考えられる。今後、過大負荷を生じた原因の究明が必要である。

Thermohydraulic experiments on a water jet into vacuum during ingress of coolant event in a fusion experimental reactor

小川 益郎; 功刀 資彰

Fusion Engineering and Design, 29, p.233 - 237, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(95)80029-W

トカマク真空容器への冷却材侵入事象は、核融合実験炉で過酷な結果を生じる最も重要な事象のうちの1つである。冷却材侵入事象(ICE)は、真空容器内での冷却材配管破断に始まり、真空中への水侵入、高温プラズマ対向壁との水の衝突、化学反応を伴う蒸発へと進展する。このとき圧力上昇によって真空容器が破れ、放射性物質が真空容器外へ洩れ出る可能性がある。それ故、ICE時のこの圧力上昇を評価する必要がある。そこで、真空中での水の蒸発と高温面での水の蒸発による圧力上昇を調べるため、真空容器内への水噴出に関する実験を行った。小破断を模擬して水噴出口の直径は、0.5,1.0,2.0,5.0mmとし、噴出圧力を0.2~0.6MPaまで変えた。真空中での水噴出の水力学的挙動を調べ、水性の凍結を確認した。また、300Kまでの過熱度に対して、高温壁面上での水の蒸発による圧力上昇速度特性を得た。従来の相関式は本実験結果を予測できなかった。

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。

Pipe Rupture Test Results; 6 inch Pipe Whip Test Under BWR LOCA Conditions -Overhang Length Parameter

栗原 良一; 矢野 歳和; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 宮園 昭八郎

JAERI-M 83-020, 44 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-020.pdf:1.7MB

軽水炉一次冷却系配管の瞬時破断に対する健全性を実証するために、日本原子力研究所では一連の配管破断試験が実施されている。本報は昭和56年8月に実施したBWR・LOCA条件(285C、6.8MPa)の6インチ口径パイプホイップ試験(RUN5605、5606)の結果をまとめたものである。配管試験体はSUS304ステンレス鋼製6B、sch80の配管から製作した。レストレントはSUS304ステンレス鋼製16mm径を2本使用し、クリアランスを100mmで一定にして、オーバーハング長さを300mmと700mmに変えた。試験から次の結果を得た。(1)オーバーハング長さを300mmにした場合、配管試験体およびレストレントの変形は有効に抑制される。(2)配管先端の速度は破断直後約30m/secであり、レストレント設置点の配管の速度は破断直後約4m/secになる。(3)4インチ口径パイプホイップ試験結果と比較して、レストレント反力は約2倍になる。

Test Results of a Jet Impingement from a 4 Inch Pipe under BWR LOCA Conditions

磯崎 敏邦; 矢野 歳和; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 栗原 良一; 植田 脩三; 津田 孝

JAERI-M 82-110, 51 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-110.pdf:1.53MB

本報はBWR条件のもとで4インチ管、Sch80配管を用い、ジェット放出試験を実施した試験結果についてまとめたものである。配管破断時に配管に作用する配管反力、ジェエト流を受けるターゲット板上の圧力上昇、温度上昇等のデータが収録されている。すべてのデータはブローダウン初期における現象について収録されており、時間範囲は破断後200msecまでである。

Preliminary Analysis for Pipe Whip Test; RUN No.5319

宮崎 則幸; 斎藤 和男*

JAERI-M 8487, 34 Pages, 1979/10

JAERI-M-8487.pdf:0.9MB

1978年10月~11月にかけて行われた配管破断試験の予備試験ではレストレントを取り付けた2B、sch-80の曲管状試験体を用いて試験圧力40Kg/cma、飽和水条件のパイプホイップ試験を実施した。この予備試験に先立ってADINAプログラムを用いて予備解析を行った。予備試験においてはクリアランスは固定であるが、オーバハング長さは任意に選ぶことが可能であったので、オーバハング長さをパラメータにとった計算を行った。さらに解析モデルでベンドを入れた場合の計算を行いその結果を比較することにより、ベンドの質量の効果が結果にどのような影響を及ぼすかも調べた。この解析結果より、配管とレストレントとの相互作用を見るという目的意識をもって予備試験を実施するならば、予備試験計画段階および機器設計段階で予定していたオーバハング長さ=500mmという値は大きすぎることが判明した。