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塙 悟史; 角田 淳弥; 柴田 大受; 石原 正博; 伊与久 達夫; 沢 和弘
Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.600 - 605, 2005/08
炭素繊維強化炭素複合材料(C/C複合材)は高強度かつ優れた耐熱性を有することから高温ガス炉の炉内構造材として有望視されている。C/C複合材の原子力適用に際しては、黒鉛材料と同様に中性子照射による損傷がC/C複合材にも生じることが予想される。そこで、C/C複合材の熱・照射応力を評価するためにC/C複合材の高い異方性を考慮できる有限要素コードVIENUSを開発した。本報告では、炉心拘束機構への2次元C/C複合材の適用を想定し、C/C複合材の厚さや炉心拘束機構取付時のギャップをパラメータとした熱・照射応力解析を実施した。その結果、厚さとギャップの適切な設定によりC/C複合材は炉心拘束機構へ適用可能であること、また照射による寸法収縮に起因してC/C複合材に生じる周方向引張応力は増加するが、炉心拘束機構としてのC/C複合材の適用を考えた場合その増加は十分に小さいことが明らかとなった。
永瀬 文久; 更田 豊志
Journal of Nuclear Science and Technology, 42(2), p.209 - 218, 2005/02
被引用回数：47 パーセンタイル：93.6(Nuclear Science & Technology)冷却材喪失事故(LOCA)時の高燃焼度燃料棒挙動に関し、未照射ジルカロイ-4被覆管を用い、LOCA模擬試験を行った。水素濃度約100
1400ppmを有する被覆管を、水蒸気中にて12201500Kの温度範囲で等温酸化した後、冠水により急冷した。急冷時に生じる燃料棒の収縮を拘束したが、生じる荷重の最大値を4段階に調節した。主として肉厚に占める酸化割合に依存して、被覆管は急冷時に周方向亀裂を伴って破断した。酸化割合に関する破断/非破断のしきい値は、初期水素濃度と拘束荷重の増大とともに低下した。結局、拘束荷重が535N以下であれば、水素濃度にかかわらず、破断しきい値は酸化割合20%を超え、日本におけるECCS性能評価指針の基準値を上回ることが明らかになった。
永瀬 文久; 上塚 寛
NUREG/CP-0176, p.335 - 342, 2002/05
高燃焼度燃料のLOCA時挙動を評価するための基礎データを得ることを目的とした試験計画の一環として、被覆管中の水素濃度の増大が急冷時の耐破損特性に及ぼす影響を分離効果的に調べた。試験の結果、水素濃度と急冷時の軸方向拘束力に依存した被覆管の破断しきい値(酸化量)の変化を明らかにすることができた。拘束力が比較的大きな場合は、破断しきい値は水素添加により明確に低下した。拘束力の減少とともに破断しきい値は低下し、調べた水素濃度範囲(1200ppm以下)において、拘束力が540N以下であれば破断しきい値は20% ECR(等価酸化量)を超えた。
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。
植田 脩三
JAERI-M 87-027, 179 Pages, 1987/03
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。
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。
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。
國富 一彦; 菱田 誠; 田中 利幸
日本原子力学会誌, 26(1), p.44 - 46, 1984/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.3(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所が開発を進めている多目的高温ガス実験炉の炉心の周囲には固定反射体が配置されている。この固定反射体は炉心拘束バンド(以下拘束バンド)により締め付けられている。拘束バンドの各要素は,1Cr-0.5Mo-0.3V鋼製の中心棒のまわりに,SUS304鋼と1Cr-0.5Mo-0.3V鋼製の中空円筒状の部材を同心円状に4個交互に組み合せた構造となっている。このような構造とすることにより,拘束バンド全体の線膨張係数を黒鉛の線膨張係数と等しくし,運転中・停止中とにかかわらず常時固定反射体ブロックに一定の締付け力を与えることができなくなる可能性がある。
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
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
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。
植田 脩三; 栗原 良一; 磯崎 敏邦; 宮崎 則幸; 加藤 六郎; 宮園 昭八郎; 斎藤 和男*
日本原子力学会誌, 25(5), p.383 - 393, 1983/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.52(Nuclear Science & Technology)本報はBWR型原子力発電プラントの一次冷却系配管の瞬時破断時のパイプホイップ挙動を明らかにし、それを抑止するためのレストレントの挙動に関するモデル試験結果をまとめたものである。試験配管口径は4インチであり、SUS304ステンレス鋼製である。4本のU型SUS304ステンレス製レストレントを用いた。レストレントの試験配管先端からの設置位置を400mm一定とし、クリアランスを30,50,100mmと変えて試験を実施した。すべての試験においてレストレントは配管のホイップ運動を有効に止めたが、レストレントは4本均一に働くのではなく破断口側の1本が最も良く働くことが判明した。試験配管のレストレント設置点近傍には配管としレストレントとの衝突による塑性ひずみのピークが生じた。汎用有限要素法計算コードADINAを用いたホイップとレストレントの挙動に関する計算結果と試験結果が比較され設計に応用可能な見通しを得た。
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285C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。
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285C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。
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
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285C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。
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
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。
宮崎 則幸; 斎藤 和男*
JAERI-M 8487, 34 Pages, 1979/10
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
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。
