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論文

Results of reliability test program on light water reactor piping

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

Nucl. Eng. Des., 153, p.71 - 86, 1994/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:68.99(Nuclear Science & Technology)

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。本論文は実証試験の成果の概要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、破断前漏洩試験及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。

論文

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

 被引用回数:1 パーセンタイル:18.76(Nuclear Science & Technology)

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。

報告書

Pipe rupture test results: Cross-over leg pipe whip test under PWR LOCA conditions (RUN 5808,5809)

栗原 良一; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 加藤 六郎; 加藤 潔; 宮園 昭八郎

JAERI-M 87-135, 43 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-135.pdf:2.06MB

日本原子力研究所では、一連の配管破断試験を軽水炉の配管破断事故時の一次冷却系の安全性を実証するために実施している。

報告書

冷却材喪失事故時の配管の力学的挙動に関する研究

植田 脩三

JAERI-M 87-027, 179 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-027.pdf:5.43MB

第1章では、パイプホイップやブロ-ダウン推力に関する従来の研究成果と本研究の目的を明らかにする。第2章では、配管破断試験装置の設置目的や仕様について明らかにする。第3章では、ブロ-ダウン推力の測定結果とその解析方法について検討した結果について示す。第4章では、試験配管とU型レストレントを用いてBWR・LOCA条件下でパイプホイップ試験を行ない、クリアランス、オ-バ-ハング長さ、試験配管の口径などのパラメ-タが配管やレストレントの挙動に及ぼす影響について明らかにする。第5章では、汎用有限要素法ADINAを用いてパイプホイップ解析を行ない、最大レストレント力などが推定できる事を示す。また、エネルギ-バランス法を用いた簡易解析によりレストレントの設置限界が定められる事を示す。第6章では、全体結論と実機プラントへの応用の一例を示す。

論文

Experimental and analytical studies of pipe whip tests under PWR LOCA conditions

栗原 良一; 植田 脩三; 宮園 昭八郎

Nucl. Eng. Des., 103, p.253 - 265, 1987/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:44.92(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所では原子炉一次冷却系配管の瞬時破断を想定して一連の配管破断試験が実施されている。BWR及びPWR・LOCA条件下でジェット放出試験ならびにパイプホイップ試験が行われた。本報は4,6及び8B口径の配管試験体を用いて,PWR・LOCA条件下で実施したパイプホイップ試験の結果をまとめたものである。

論文

Analytical studies of blowdown thrust force and elastic-plastic behavior of pipe at pipe rupture accident

宮崎 則幸*; 植田 脩三

J. Pressure Vessel Technol., 108, p.175 - 181, 1986/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Engineering, Mechanical)

原子炉に想定配管破断事故が生じた時、高温高圧水が噴出しブローダウン推力が発生する。このブローダウン推力が破断管に作用してパイプホイップ運動が生じる。この論文の目的はブローダウン推力の予測方法と配管のホイップ運動による弾塑性挙動の解析法を明らかにすることである。本論文の結論は以下の通りである。(1)熱流解析コードRELAP4/MOD6と運動量保存の方程式を用いてブローダウン推力の予測ができる。(2)配管断面の偏平化量が小さい時、ビーム要素を用いた有限要素解析は実験と良く一致する結果を与える。(3)ホイップ運動する配管の弾塑性挙動の解析において、配管の偏平化量が大きい時には偏平化による曲げ剛性の減少を考慮しなければならない。

論文

Analytical studies of 4-inch pipe whip tests under BWR LOCA conditions

植田 脩三; 栗原 良一; 宮崎 則幸; 磯崎 敏邦

Int.J.Press.Vessels Piping, 18, p.161 - 176, 1985/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:77.81(Engineering, Multidisciplinary)

本論文はBWR・LOCA条件下で行った4インチ口径パイプホイップ試験に関する解析結果について述べたものである。パイプ-レストレント系の動的構造解析は汎用有限要素法計算コードADINAを用いて行った。試験配管はビーム要素でモデル化した。4本のレストレントは1本のトラス要素でモデル化した。実験結果と比較して得た結論は次の通りである。(1)衝突時間、最大レストレント反力については実験結果と一致した。(2)パイプひずみの最大値はレストレントのオーバハング長さが短い時ほぼ予測できる。(3)パイプ変位は実験と解析とで良い一致は得られなかった。パイプ先端の変位は解析値の方が小さくなる。

論文

Moment-rotation relationship considering flattening of pipe due to pipe whip loading

植田 脩三

Nucl.Eng.Des., 85, p.251 - 260, 1985/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:74.17(Nuclear Science & Technology)

本論文はパイプホイップ試験においてレストレントと配管との衝突により生じたヒンジについて考慮したものである。ヒンジ部の配管の外表面ひずみと配管の偏平化率との実験的関係を得て、ヒンジのモーメントと回転角の関係を導出し、従来用いられている極限モーメントの式やGerberの式との比較を行った。その結果、本式による配管の最大モーメントは他の2つの式による値の中間の値を示すことが判明した。また本式とエネルギーバランス法を用いてパイプホイップ試験における配管のヒンジ部の歪の最大値とオーバハング長さとの関係を求めた。解析結果と実験結果は比較的よく一致した。

論文

LOCA条件下でのパイプホイップとジェット流に関する研究,第1報; BWR・LOCA条件下でのパイプホイップ

植田 脩三; 宮園 昭八郎; 関谷 秀郎*; 栗原 良一

圧力技術, 22(6), p.281 - 290, 1984/00

本報は沸騰水型原子力発電プラントに想定配管破断事故が生じた時のパイプホイップ現象に関する研究をまとめたものである。本報の目的は試験装置,試験方法,4インチ,6インチおよび8インチパイプホイップ試験の結果やパイプホイップ現象に関する解析方法を明らかにすることであり、次の結論が得られた。(1)パイプホイップレストレントの設置位置には限界値があり、これ以上では配管は塑性崩壊し、レストレントは折れ曲る。(2)レストレントには配管との衝突により、その直後に過渡的な最大レストレント力が生じ、直ちに減衰する。(3)有限要素法ADINAを用いて最大レストレント力を求めることができる。(4)エネルギバランス法や静的釣合い法を用いた簡易解析法によりレストレントの設置限界を求めることができる。

報告書

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(285$$^{circ}$$C、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。

論文

BWR・LOCA条件下の4インチ口径パイプホイップ試験; オーバーハング長さの効果

栗原 良一; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 斉藤 和男*; 宮園 昭八郎

日本原子力学会誌, 25(3), p.207 - 216, 1983/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:22.52(Nuclear Science & Technology)

原子炉一次冷却系配管が瞬時に周方向ギロチン破断した場合を想定して、パイプホイップ試験およびジェット放出試験が日本原子力研究所において実施されている。本報は1979年から1981年にかけて実施したBWR・LOCA条件下における4インチ口径パイプホイップ試験結果(RUN 5407,5501,5504,5603)についてまとめたものである。試験圧力は6.8MPaであり、試験温度は285$$^{circ}$$Cであった。この一連の試験においてクリアランスは100mmで一定とし、オーバーハング長さをそれぞれ250mm、400mm、550mm、および1000mmに変えて行なった。試験の目的はパイプホイップ挙動に対するオーバーハング長さの効果を調べることである。試験結果から配管およびレストレントの変形を抑制するためにはオーバーハング長さを短くするのが望ましいことがわかった。また、あるオーバーハング長さ以上で配管は塑性崩壊する結果を得た。

論文

Experimental studies of 4-inch pipe whip test under BWR LOCA conditions

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

Nucl.Eng.Des., 76(1), p.23 - 33, 1983/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:68.41(Nuclear Science & Technology)

原子炉一次冷却系配管が瞬時にギロチン破断した場合を想定して、パイプホイップ試験およびジェット放出試験が日本原子力研究所において実施されている。本報は1979年から1981年にかけて実施したBWR・LOCA条件下における4インチ口径パイプホイップ試験結果についてまとめたものである。試験圧力は6.8MPaであり、試験温度は285$$^{circ}$$Cであった。この一連の試験においてクリアランスは100mmで一定とし、オーバーハング長さをそれぞれ250,400,550および1000mmに変えた。この試験の主な目的はパイプホイップ挙動に対するオーバーハング長さの効果を調べることである。試験結果からオーバーハング長さが短いほど、配管およびレストレントの変形が抑えられることが明らかになった。またオーバーハング長さを1000mmにすると、配管はレストレント設置点の近くで塑性破壊する結果を得た。

報告書

Pipe Rupture Test Results; 4 inch Pipe Whip Test Under BWROperating Conditions - Overhang Length Parameter Test

栗原 良一; 植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 斎藤 和男*; 宮園 昭八郎

JAERI-M 82-022, 68 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-022.pdf:3.6MB

日本原子力研究所では原子炉の一次冷却系配管が周方向に瞬時破断した場合を想定してパイプホイップ試験とジェット放出試験が実施されている。本報は1979年から1981年までに実施したBWR条件4インチ口径パイプホイップ試験(RUN 5407,5501,5504,5603)の結果をまとめたものである。試験圧力は6.8MPa、試験温度は285$$^{circ}$$Cである。これらの試験でクリアランスは100mm一定とし、オーバーハング長さはそれぞれ250mm,400mm,550mm,および1000mmに変えた。試験の主な目的はパイプホイップ挙動におけるオーバーハング長さの影響を調べることである。試験結果からオーバーハング長さが短いほど配管およびレストレントの変形をより小さくすることが判明した。

論文

PWR・LOCA条件下ブローダウン反力の過渡状態解析

矢野 歳和; 宮崎 則幸; 磯崎 敏邦

日本原子力学会誌, 24(9), p.723 - 733, 1982/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:53.34(Nuclear Science & Technology)

本報は、原子炉一次冷却系の瞬時破断を仮定したときに生じるパイプホイップ運動に関し、PWR・LOCA条件のブローダウン特性と反力を解析し、実験結果と比較したものである。ブローダウン反力は積分形の運動量式を用い、臨界流のとき、出口圧力を臨海圧とし、単相流、均質二相流、分離二相流について反力を求めた。試験体系の熱水力物性値は、ノード・ジャンクション法ではRELAP4/MOD5、特性曲線法はDEPCO-MULTIによる熱流体解析から求めた。その結果(1)水撃の解析は特性曲線法が最適であるが、ノード・ジャンクション法でも可能である。(2)ノード・ジャンクション法はブローダウン反力計算に適する。(3)反力の最大値は、Henry-Fauskeのサブクール臨界流モデルが適する。ジェット反力係数は1.08である。(4)よどみ点圧力を飽和圧力とすると、飽和ブローダウンの反力係数は加圧条件と一致する。(5)反力成分のうち、圧力項と運動量項が支配的である。

論文

Transient analysis of blowdown thrust force under PWR LOCA

矢野 歳和; 宮崎 則幸; 磯崎 敏邦

Nucl.Eng.Des., 75, p.157 - 168, 1982/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:71.25(Nuclear Science & Technology)

本報は原子炉一次冷却系の瞬時破断を仮定した時に生じるパイプホイップ運動に関しPWR・LOCA条件のブロ-ダウン特性と反力を解析し実験結果と比較したものである。ブローダウン反力は積分形の運動量式を用い、臨界流のとき出口圧力を臨界圧とし、単相流、均質二相流、分離二相流について反力を求めた。試験体系の熱水力物理量はノード・ファンクション法ではRELAP4/MOD5,特性曲線法はDEPCO-MULTIによる解析から求め、これから反力を算出した。その結果は(1)水撃の解析は特性曲線法が最適であるが、ノード・ジャンクション法でも可能である。(2)ノード・ジャンクション方はブローダウン反力の計算に有効である。(3)反力の最大値はHenry-Fauskeのサブクール臨界流モデルが適する。ジェット反力係数は1.08である。(4)よどみ点圧力を飽和圧力とすると飽和ブローダウンの反力係数は加圧条件と一致する。(5)反力成分のうち破断直後以外は圧力項と運動量項が支配的である。

報告書

Pipe Rupture Test Results; 4 inch Pipe Whip Tests under BWR Operational Condition-Clearance Parameter Experiments, Run 5405,5406,5407

植田 脩三; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 栗原 良一; 斎藤 和男*; 宮園 昭八郎

JAERI-M 9496, 61 Pages, 1981/05

JAERI-M-9496.pdf:1.76MB

本報告は4inch口径配管が瞬時破断をしたと仮定した時に生じる配管のパイプホイップ運動とそれを抑止するレストレントの挙動に関する実験結果をまとめたものである。試験圧力、温度は、BWR型原子炉の運転条件を選んだ。本報告に述べる3回の実験はレストレント設置位置を一定とし配管とのクリアランスを30、50、100mmと3種類変えておこなわれた。試験体に貼付したひずみゲージによる電気測定、残留変形測定、高速度カメラによる観測結果からパイプホイップ運動のメカニズムが推定できレストレントの有効性が確認された。試験配管の残留歪分布からレストレント近傍にヒンジが形成されていることがわかった。配管とレストレントの吸収エネルギーを評価した結果配管の方が大きなエネルギーを吸収することがわかった。

報告書

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/cm$$^{2}$$a、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。

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