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中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 奥田 幸彦; 渡壁 智祥; 滝藤 聖崇; 奥田 貴大; 嶋津 龍弥*; 酒井 理哉*; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
第10回構造物の安全性・信頼性に関する国内シンポジウム(JCOSSAR2023)講演論文集(インターネット), p.143 - 149, 2023/10
原子力発電施設における配管系の耐震設計では、設計対象を弾性はり要素でモデル化し、弾性解析に基づく保守的な応力評価を実施している。一方、これまでに実施された多数の実験結果から、配管系は設計の想定を超えるような地震入力下では弾塑性挙動を示し、破損に至るまでには大きな裕度を有していると認識されている。このような状況を踏まえ、適切な保守性と合理性を有する耐震評価のため、弾塑性応答挙動を考慮した新たな耐震設計・評価手法の構築を目指し、2019年に日本機械学会より発電用原子力設備規格設計・建設規格の事例規格が発刊された。初版発刊後は事例規格の継続的な改善のために議論と検討を進め、2022年には疲労評価に用いるサイクルカウント法等に修正を加えた改訂版の発刊が決定した。また、次期改訂に向け、配管支持構造物の弾塑性評価を規格に取り入れる議論が進められている。本稿では、2022年の事例規格における主要な改訂内容、改訂の背景、次期改訂に向けた取り組み状況及び今後の課題について紹介する。
武田 信和; 角舘 聡; 柴沼 清
プラズマ・核融合学会誌, 81(4), p.312 - 316, 2005/04
トロイダル磁場コイルや真空容器等のITERの主要機器に用いられる板バネを用いた支持構造体に関して、剛性の荷重方向依存性等の基礎的機械特性の取得を目的として、小規模試験体を用いた振動試験を行った。打診試験と周波数スイープ試験とによって得られた実験結果は一致しており、実験方法の信頼性が確認された。また、適切な数値計算手法を評価するため、実験結果を数値計算結果比較した。その結果、ボルト締結が支持構造の剛性に強い影響を与えることが明らかになった。ボルトのモデル化に関する考察の結果、ボルトの引張方向の剛性のみを有限とし、他の方向の剛性を有限とするモデルを用いた数値計算結果が実験結果と一致した。このモデルを用いて、ITERの主要機器の動的挙動を評価するために必要な、支持構造の剛性が正確に計算できる。
武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆
JAERI-Tech 2004-072, 43 Pages, 2005/01
JAERI-Tech-2004-072.pdf:6.06MB
本研究では、トロイダル磁場コイルや真空容器等のITERの主要機器に用いられる板バネを用いた複雑な構造の支持構造体に関して、剛性の荷重方向依存性等の基礎的機械特性の取得を目的として、小規模試験体を用いた振動試験を行った。この試験結果に基づき、ITERの真空容器とトロイダル磁場コイルの支持構造について数値解析を実施して、支持脚の簡易モデル化を提案した。このモデルは、支持脚を強軸と弱軸の剛性を模擬する2本のバネ要素のみによってモデル化したバネモデルであり、実験結果に基づいて実際の構造を忠実に模擬したシェルモデルとよく一致し、バネモデルの有効性が検証された。提案したバネモデルを用いて、ITERの候補地である六ヶ所村における設計地震動に対する健全性を評価するため、真空容器とトロイダル磁場コイルの動解析を実施した。結果として、真空容器とトロイダル磁場コイルとの間の相対変位は8.6mmであり、設計要求である100mmを大きく下回り、地震時におけるITERトカマクの主要機器の健全性が確認された。
武田 信和; 大森 順次*; 中平 昌隆
JAERI-Tech 2004-068, 27 Pages, 2004/12
JAERI-Tech-2004-068.pdf:7.68MB
ITER真空容器はトリチウムや放射化ダスト等の放射性物質を閉じ込める安全機器である。本報告では、真空容器支持脚について、真空容器下部ポートから支持する独立支持構造を提案する。この独立支持方式は2つの利点を持つ。一つは、真空容器とトロイダル磁場コイルとの大きな温度差による熱荷重が軽減される点であり、もう一点は、トロイダル磁場コイルが真空容器と独立であることにより、安全機器として分類される必要がない点である。この支持脚の健全性を評価するため、真空容器の詳細モデルを用いて応力解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの相対変位は、設計クリアランスの100mmに対して15mmに押さえられた。また、支持脚を含む真空容器の応力はASMEで定められた許容値以下に押さえられた。これらの評価によって、提案する独立支持構造が真空容器支持脚として成立することが確認された。
武田 信和; 大森 順次*; 中平 昌隆; 柴沼 清
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1280 - 1286, 2004/12
被引用回数：3 パーセンタイル：23.51(Nuclear Science & Technology)ITER真空容器はトリチウムや放射化ダスト等の放射性物質を閉じ込める安全機器である。現設計では、多層板バネによる真空容器支持脚はトロイダル磁場コイルに直接接続されているが、本論文では、真空容器下部ポートから支持する独立支持構造を代替案として提案する。この独立支持方式は現設計と比較して2つの利点を持つ。一つは、真空容器とトロイダル磁場コイルとの大きな温度差による熱荷重が軽減される点であり、もう一点は、トロイダル磁場コイルが真空容器と独立であることにより、安全機器として分類される必要がない点である。この支持脚の健全性を評価するため、真空容器の詳細モデルを用いて応力解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの相対変位は許容値100mmに対して15mmに押さえられた。また、支持脚を含む真空容器の応力はASMEで定められた許容値以下に押さえられた。これらの評価によって、提案する独立支持構造が代替案として成立することが確認された。
武田 信和; 大森 順次*; 中平 昌隆; 柴沼 清
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1280 - 1286, 2004/12
トロイダル磁場コイルや真空容器等のITERの主要機器に用いられる板バネを用いた支持構造体に関して、剛性の荷重方向依存性等の基礎的機械特性の取得を目的として、小規模試験体を用いた振動試験を行った。打診試験と周波数スイープ試験とによって得られた実験結果は一致しており、実験方法の信頼性が確認された。また、適切な数値計算手法を評価するため、実験結果を数値計算結果比較した。その結果、ボルト締結が支持構造の剛性に強い影響を与えることが明らかになった。ボルトのモデル化に関する考察の結果、ボルトの引張方向の剛性のみを有限とし、他の方向の剛性を有限とするモデルを用いた数値計算結果が実験結果と一致した。このモデルを用いて、ITERの主要機器の動的挙動を評価するために必要な、支持構造の剛性が正確に計算できる。
武田 信和; 柴沼 清
プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.988 - 990, 2004/11
本研究では、ITERの主要機器である真空容器とトロイダル磁場コイルに関する地震時における動解析を行うために、板バネ等の複雑な構造で構成された重力支持脚の簡易化した数値解析モデルを提案している。具体的には、板バネとボルトによって構成された重力支持脚を2本のバネ要素のみによってモデル化した。このバネモデルは、実際の構造を忠実に模擬したシェルモデルとよく一致した。提案したバネモデルを用いて、ITERの候補地である六ヶ所村における設計地震動に対する、真空容器とトロイダル磁場コイルの動解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの間の相対変位は8.6mmであり、設計要求である100mmを大きく下回り、地震時におけるITERトカマクの主要機器の健全性が確認された。
藤本 望; 橘 幸男; 七種 明雄*; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.273 - 281, 2004/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)HTTRの出力上昇試験では、熱漏洩の観点から二つの事象があった。一つは一次上部遮蔽体の温度上昇であり、もう一つは炉心支持板の温度上昇であった。これら二つの原因は構造物中のわずかなヘリウムの流れによるものであった。一次上部遮蔽体の温度上昇については、微少なヘリウム流れの抑制,放熱の促進,断熱材の設置が行われた。炉心支持板の温度上昇については、微少なヘリウム流れを考慮した温度評価を再度行い、炉心支持板の設計温度を見直した。これらの対策により、それぞれの温度を制限値以下に収めることができた。
角田 淳弥; 石原 正博; 中川 繁昭; 菊地 孝行; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.81 - 88, 2004/10
被引用回数：4 パーセンタイル：29.18(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉(HTGR)は、黒鉛減速ヘリウム冷却型中性子炉であり、高温のヘリウムガスの取り出しが可能であるとともに高い固有の安全性を有している。炉内構造物は、高温のヘリウムガスを得るため耐熱性に優れた黒鉛材料を用いている。HTTRの炉内構造物は、黒鉛構造物,金属製炉心支持構造物及び金属製遮へいブロックから構成される。本報では、特にHTTRの炉心支持構造物についての設計方針及び供用期間中検査(ISI)の計画について述べる。
角田 淳弥; 塙 悟史; 菊地 孝行; 石原 正博
JAERI-Tech 2003-023, 37 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-023.pdf:7.79MB
高温工学試験研究炉(HTTR)では、炉心支持黒鉛構造物の健全性を確認するために、供用期間中検査(ISI)としてのTVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査及びサーベイランス試験片を用いた物性値の測定を行うこととしている。そこで、平成8年9月から平成10年6月にかけて視検査に用いる供用期間中検査装置の開発を行った。また、開発した検査装置を用いて炉心支持黒鉛構造物の初期据え付け時における目視検査を行った。その結果、TVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査で、鮮明な画像が得られることを確認するとともに、炉心支持黒鉛構造物の初期据付時の健全性を確認した。
鈴木 哲; 佐藤 和義; 荒木 政則; 中村 和幸; 大楽 正幸; 横山 堅二; 秋場 真人
Fusion Technology, 30(3(PT.2A)), p.793 - 797, 1996/12
ITER等の次期核融合実験炉におけるダイバータ板はプラズマからの高熱負荷によって変形を生じる。隣り合うダイバータ板との段差が生じることを避けるために、ダイバータ板支持構造の開発が急務となっている。本報では、冷却基板自体を剛な支持構造とするダイバータ模擬試験体を開発し、その熱疲労特性を評価するために実施した熱サイクル実験について報告する。実験は熱負荷25MW/m
、加熱時間15秒の条件下にて実施した。その結果、約1250サイクルを負荷した時点で、加熱側冷却管(純銅製)に貫通き裂が発生した。実験後のSEM観察の結果、き裂はくり返し熱応力による疲労き裂であることが確認された。さらに、実験を模擬した3次元弾塑性熱応力解析の結果、冷却管には局部的に極めて高い歪みが発生することが判明したため、より疲労強度の高い冷却管構造材料の開発が必要であることが明らかとなった。
鈴木 哲; 荒木 政則; 中村 和幸; 佐藤 和義; 横山 堅二; 大楽 正幸; 秋場 真人
JAERI-Tech 95-033, 63 Pages, 1995/06
ITERダイバータ部を構成する冷却構造模擬試験体を製作し、電子ビーム照射による高熱負荷実験を実施した。本試験体はモノブロック型断面をもつ1m級の冷却構造体であり、プラズマ側への熱変形を抑制するための摺動支持機構を有している。実験ではITER概念設計における設計熱負荷を模擬し、定常熱負荷15MW/mの下で繰り返し加熱を行った。その結果、支持部における熱変形は0.5mm以内(上下方向)に抑制され、摺動機構の有効性が確認された。また、実験に合わせて弾性熱応力解析を実施した結果、アーマタイル間の冷却管部に高い熱応力が発生することがわかり、熱サイクルに対する銅製冷却管の損傷評価が必要なことが明らかとなった。
西尾 敏; 佐藤 瓊介*; 松岡 不識*; 金森 直和*; 山田 政男*; 小泉 興一; 阿部 哲也; 細渕 英男*; 多田 栄介
JAERI-M 91-089, 138 Pages, 1991/05
核融合実験炉(FER)の炉心構造系の概念設計を実施し、これに基づいた技術開発課題を摘出した。それらの概要を以下に記す。炉心構造系の構成要素は、真空容器、遮蔽体、容器内大型交換機器、各種ポート、各種配管等が主なものであり、概念設計を通してFERの使命を果たし得る炉心構造系が成立する見通しを得た。これらが充分高い信頼性をもって成立するための技術開発の優先順位としては、設計条件の多少の変更に関わらず共通性の高い要素技術を高位に置いた。一つは容器内大型交換機器の着脱機構の開発であり、水圧を駆動源としたコッター方式を採用した。駆動機構としてピストン型とフイゴ型と内圧による変形をストロークとして用いる形状可変管型の3種類を試作し、所期の性能が得られることをほぼ確認し、実機適用への見通しを得た。他の共通性の高い要素技術として、機器間に施す絶縁コーティング技術及び導通コーティング技術を取り上げ、コーティング材の選定をし、コーティング方法を確立した。現在、性能試験を実施中である。
元木 保男; 羽田 一彦; 西口 磯春*; 馬場 治
JAERI-M 91-056, 44 Pages, 1991/03
高温工学試験研究炉の第1種機器のボルト等と炉心支持構造物のボルト等及び拘束バンドの高温構造設計に適用するために構造の規格を作成した。この構造の規格は通商産業省告示第501号、ASME B&PV Code Sec.III Div.1,ASME B&PV Code Case N-47,N-253-4及び「高速原型炉第1種機器の高温構造設計方針」を参考にしている。本報告書においては、使用材料の材料特性を検討するとともに、構造の規格を作成するに当たっての基本的な考え方を明らかにしている。規格の作成に当たり、使用条件の特徴である以下の項目を考慮している。・使用材料はボルト鋼のJIS SNB16とオーステナイト系ステンレス鋼のJIS SUS316である。・高温工学試験研究炉におけるヘリウム環境及び中性子照射効果は、これ等の材料強度にほとんど影響を与えない。・ボルト等及び拘束バンドは、通常運転時には非クリープ温度域で使用される。
稲垣 嘉之; 藤本 望; 元木 保男; 伊与久 達夫; 丸山 創; 塩沢 周策
JAERI-M 90-223, 30 Pages, 1990/12
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持板は、炉心及び炉心支持黒鉛構造物の鉛直方向の荷重を直接支持する機能を有し、その上部にある炉床部断熱層により、炉心内の高温冷却材(約950
C)からの熱伝導を低減するとともに、その下面を低温冷却材(約400C)で冷却して、制限温度を超えない構造としている。炉心支持板下面の冷却材流路には、1次ヘリウム配管、補助ヘリウム配管及び多数の支持板支持柱等の構造物がある。これらの構造物は、冷却材を偏流させる可能性があり、その結果として炉心支持板にホットスポットが生じる可能性がある。炉心支持板下面の冷却材の流動を明らかにするために、3次元熱流体解析コードSTREAMを用いて解析を行なった。更に、その解析結果から得られた流速分布より、炉心支持板の温度分布を解析した結果、ホットスポットが発生するような偏流が生じないことを確認した。
稲垣 嘉之; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策
JAERI-M 90-020, 70 Pages, 1990/02
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物は、黒鉛ブロック及びポストの積層構造で構成され、炉心を支持するとともに炉心で加熱された冷却材の流路を形成する。炉心支持黒鉛構造物は、原子炉の供用期間中(約20年間)に一度の交換も予定しない永久構造物である。その健全性を維持するために、十分な開発試験に基づいた余裕のある設計を行っており、万一、炉心支持黒鉛構造物の破損あるいは破壊が生じたとしても、原子炉の安全性が確保されることを確認している。また、製作時には厳重な品質管理を行うとともに、供用期間中に目視観察やサーベイランス試験を行い、炉心支持黒鉛構造物の健全性を確認する計画である。本報は、炉心支持黒鉛構造物の健全性を保証する基本的な考え方について報告するものである。
高津 英幸; 清水 正亜
Nucl.Eng.Des., 60, p.297 - 309, 1980/00
被引用回数：2 パーセンタイル：33.82(Nuclear Science & Technology)巨大複合構造物に対する動的解析手法を提案する。この手法は、装置全体を構成要素に分割し、各要素毎に工学的に適切にモデル化した「簡略モデル」を作成し、これらを組み合わせて「装置全体モデル」を構築するというものである。「簡略モデル」は、装置の形状・重量を忠実に表現した「詳細モデル」の振動特性を十分良く近似すると同時に、可能な限り節点数を抑えたモデルであり、これらにより構築される「装置全体モデル」は、各要素の局部的な振動モードを含み、かつ節点数を抑える事ができるという特徴を有している。本手法を、現在原研が建設を進めているJT-60の耐震解析に適用した結果、耐震設計の観点から設計変更の必要なケ所を指摘する等、その有効性を発揮した。
