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勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 古田 琢哉; 加治 芳行
Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/07
To assess rupture behavior of the lower head of reactor pressure vessel in boiling-water-type nuclear power plants due to severe accident like Fukushima Daiichi, we have been developing an analysis method based on coupled analysis of three-dimensional multi-physics simulations composed of radiation transport, thermal-hydraulics (TH) and thermal-elastic-plastic-creep analyses. In this simulation, Monte Carlo radiation transport calculation is firstly performed by using PHITS code to compute proton dose distribution considering molten conditions of core materials. Then the deposit energies at each location is imported into TH analysis code ANSYS Fluent with the same geometry and temperature distribution is simulated by thermal-fluid dynamics. Finally, temperature distribution obtained from TH analysis is applied to thermal-elastic-plastic-creep analyses using FINAS-STAR and then damage evaluation is carried out based on several criterions such as Kachanov, Larson-Miller-parameter, melting point. To conduct such analyses, we also have continued to obtain experimental data on creep deformation in high temperature range. In this study, to predict time and location of reactor pressure vessel (RPV) lower head rupture of boiling water reactors (BWRs) considering creep damage mechanisms, we performed creep damage evaluations based on developing analysis method by using detailed three-dimensional model of RPV lower head with control rod guide tubes, stub tubes and welds. From the detailed analysis results, it was concluded that failure regions of BWR lower head are only the control rod guide tubes or stub tubes under simulated conditions.
勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 加治 芳行; 逢坂 正彦
Transactions of the 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/08
東京電力福島第一原子力発電所のような沸騰水型原子炉(BWR)のRPV下部ヘッドは、形状が複雑で多数の制御棒案内管が存在するため、その破損挙動は複雑である。そこで我々は、重大事故時のBWR下部ヘッド破損について、クリープ損傷機構を考慮した熱流動構造連成解析に基づく評価手法を整備した。本研究では、事故シナリオの違いを想定し、溶融デブリの深さや発熱位置の違いが破損位置に及ぼす影響について評価した。その結果、BWR下部ヘッドの破損やデブリの流出は、貫通部における制御棒案内管やスタブ管で生じることを示した。
根本 義之; 加藤 仁; 加治 芳行; 吉田 啓之
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
福島第一原子力発電所の炉内状況の推定等に寄与するため、原子力機構では、炉心溶融物の熱流動解析と構造解析を連成させ、圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価する研究を行っている。この構造解析では過去の単軸試験による材料物性データを用いる。しかし、特に複雑な形状の部位では、多軸応力条件下での変形挙動を解析することになる。このため、多軸応力条件下の構造解析に対する、単軸試験により得られた材料物性データを用いた解析モデルの適用性について検討する必要がある。本論文では、多軸応力試験として高温での内圧クリープ試験を行うとともに、単軸試験による材料物性データを用いて有限要素法(FEM)解析を実施し、両者の結果を比較することで、その妥当性を検討した。
青柳 孝義*; 佐原 史浩*; 三原 守弘; 奥津 一夫*; 前田 宗宏*
JNC TN8400 2001-024, 103 Pages, 2001/06
JNC-TN8400-2001-024.pdf:8.84MB
TRU廃棄物は高レベル放射性廃棄物と比較して発生量が多いものの、そのほとんどが非発熱性の廃棄体であるため、高埋設密度での処分が可能である。そのため、地下深部の大空洞処分施設による集合埋設が経済的観点から合理的と考えられている。このようなTRU廃棄物の特徴を考慮して、TRU廃棄物を埋設する処分坑道の断面形状や人工バリア材の構成を設計した場合、岩盤の長期にわたるクリープ変形が人工バリア材に過度の負荷を与え、処分システムに影響を及ぼす可能性が考えられる。本研究では、非線形粘弾性モデルを用いて岩盤の長期クリープ変形量の解析を行い、クリープ量を算出するとともに、人工バリア材への影響検討を行った。ここで、岩盤物性値については、地層処分研究開発第2次取りまとめの物性値を用い、結晶質岩系岩盤と堆積岩系岩盤を検討対象とした。検討結果として、結晶質岩系岩盤では、経過時間100万年においても岩盤のクリープ変形は発生しない結果となった。一方、堆積岩系岩盤では、経過時間100万年において80
90mmのクリープ変形が生じる結果となった。また、その時の緩衝材に生じる厚さの減少量は、最大で45mm程度となることが示された。今回の検討結果からは、この程度の岩盤クリープ変形や緩衝材厚さの減少量であれば、緩衝材に考慮される余裕しろの範囲でカバーできるものであると考えられることから、岩盤の長期にわたるクリープ変形は処分システムに大きく影響を及ぼすものではないと判断できた。本報告書は、平成10年度に実施した鹿島建設株式会社への委託研究の成果に対して、使用した非線形粘弾性モデルについての解説等を加えるとともに、研究内容を再度とりまとめたものである。
上平 明弘; 鵜飼 重治; 水田 俊治
JNC TN9400 2000-023, 126 Pages, 2000/02
JNC-TN9400-2000-023.pdf:2.94MB
サイクル機構が高速炉炉心材料として開発した改良SUS316鋼、および15Cr-20Ni鋼の照射クリープ特性については、MOTA材料照射データを用いて評価が行われ、照射クリープ歪み式が策定されている。しかし、海外炉心材料の評価報告において、材料照射データに基づいて作成された照射クリープ歪み式では燃料ピンの照射クリープ変形を適切に評価できない可能性が示されている。そこで本報告では、改良SUS316鋼および15Cr-20Ni鋼それぞれを被覆管とするMFA-1,2燃料照射データを用いて照射クリープ特性の評価を行い、さらに、MOTAデータに基づき策定された照射クリープ歪み式の燃料ピンへの適用性について検討を行った。得られた主な結果は次の通りである。1.MFA-1,2データに基づき算出した照射クリープ歪み式における照射クリープ係数「B0」は5.615.0
10のマイナス6乗[(10の26乗n/mの2乗,E
0.1MeV)のマイナス1乗(MPa)のマイナス1乗]であり、MOTAデータから得られた「B0」の値2.26.410のマイナス6乗に比べて大きい傾向にあるが、海外材料について報告されている値の範囲には十分含まれている。2.MFA-1,2データから照射クリープ歪み式におけるスエリング相互作用項の係数「D」を求めた結果、スエリング速度が増加するにつれて「D」は減少する傾向が見られた。MFA-1,2データから求めた「D」の値の範囲は、MOTAデータから得られた「D」の値3.88.210のマイナス3乗[(MPa)のマイナス1乗]、および海外材料の評価値を含んでいる。3.MOTAデータに基づき策定された照射クリープ歪み式を用いてMFA-1,2燃料ピンの照射クリープ変形を評価した結果、MOTAデータに基づく照射クリープ歪み式により燃料ピンの照射クリープ変形を概ね適切に評価できると考えられる。
高治 一彦; 杉野 弘幸
JNC TN8400 99-043, 52 Pages, 1999/11
処分場地下施設の建設時には、坑道の掘削にともなって岩盤に応力再分配が起こる。また、オーバーパックおよび緩衝材の定置後から、緩衝材の膨潤、オーバーパックの自重沈下、腐食膨張変形、岩盤のクリープ変形等が発生し、それらの現象が相互に作用することにより、緩衝材や坑道周辺岩盤の応力状態が経時的に変化することが考えられる。これらの応力状態の変化が緩衝材、岩盤に与える影響を確認することが安全評価上、また人工バリアの仕様設定上重要であることから、緩衝材、岩盤の安定性に影響を与える可能性のある種々の現象に対して、経時変化や相互作用の程度を把握するために、岩盤クリープ挙動、オーバーパックの腐食膨張による緩衝材におよぼす力学的な影響、オーバーパックの自重による沈下挙動について、各現象の相互作用を考慮しながら個別に解析を実施し、長期構造力学安定性を検討、評価した。その結果、基本ケースとした硬岩系岩盤、軟岩系岩盤については、岩の強度、坑道内部の充填物(ベントナイト)の強度、側圧係数等によって、クリープ変形挙動や応力状態の経時変化、ゆるみ領域の拡大する範囲等が異なることが分かった。また、緩衝材の力学的挙動にはオーバーパックの腐食膨張が支配的であり、オーバーパックの自重沈下や基本ケースとした硬岩系岩盤や軟岩系岩盤のクリープ変形はほとんど影響しなかった。また、オーバーパックの腐食膨張によって、緩衝材はオーバーパック周辺のごく限られた部分が限界状態に近い値を示したが、全体的には安定した状態であることが分かった。
橘 勝美; 西 宏; 衛藤 基邦; 武藤 康
JAERI-Tech 98-010, 107 Pages, 1998/03
鉄基耐熱合金Alloy 800Hについて、700~950
Cの温度で、大気中応力一定の条件下でクリープ試験を行い、クリープ曲線、最小クリープひずみ速度、3次クリープ開始時間、クリープ破断時間のデータを取得した。クリープ曲線は応力50MPaを境として、より高応力では典型的な1次+2次+3次クリープ特性を示すが、より低応力では時間とともに軟化する特異な形状を示すことが分かった。高応力側ではGarofaloの式を用いて、ほぼ定式化できた。低応力側では、クリープ曲線そのもののばらつきが大きいことから定式化が難しいが、指数関数を用いて一定の定式化を行うことができることが分かった。
野田 健治; 有田 真之*; 石井 慶信; 坂 公恭*; 井村 徹*; 黒田 光太郎*; 渡辺 斉
Journal of Nuclear Materials, 141-143, p.353 - 356, 1986/00
被引用回数：12 パーセンタイル：77.31(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉環境におけるLi
O(トリチウム増殖材)の健全性を評価するためLiOの高温における機械的性質を単結晶試片を用い、圧縮試験及び圧縮クリープ試験により調べた。圧縮試験では560K以上で塑性変形することが観察された。その可塑性は温度と共に大きくなり、780Kでは塑性歪が3%以上に達した。変形後、試料表面に630K以下では粗大なすべり線が観察されたが、630K以上では微細になった。さらに、そのすべり線の解析より、560~780Kの温度範囲ですべり系が{100}
100であることがわかった。590~930Kにて圧縮クリープ試験を行った。試験開始時に於けるクリープ変形の歪速度は大きいが、時間と共に急速に減少し、その後変形は停止した。変形停止までのクリープ歪は温度及び付加応力と共に増大し、試験温度930K及び付加応力5.6Kg/mm
では21%にも達した。また、歪速度の減少は温度が高い程急速であった。
根本 義之; 加藤 仁; 加治 芳行; 吉田 啓之
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所において発生したと考えられている炉心溶融に起因する圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価し、炉内状況や破損個所の推定等に寄与することを目的として、原子力機構では有限要素法(FEM)による当該事象の解析評価研究を行っている。その際、構造解析においては、過去の単軸試験によって取得された材料物性データを入力データとして使用している。ここで特に破損個所となった可能性が高いと考えられている、制御棒案内管と下部ヘッドの接続部近傍等、複雑な形状の部位では、多軸応力条件下での材料の変形挙動を考慮する必要がある。そのため多軸応力条件下での材料の変形挙動解析への単軸試験で取得した材料物性データの適用性について検討しておくことが必要である。そこで本研究では原子炉圧力容器鋼相当材の高温での多軸応力試験として内圧クリープ試験を行い、またそのFEM解析を単軸試験で取得した材料物性データを入力して実施し、それらの結果について検討を行った。これまでに実施した試験及び解析の条件においては、FEM解析による多軸変形の評価に対し、単軸試験による材料物性データが適用可能であることが示された。今後、さらに広範囲の条件で試験、解析を行い、詳細を検討する。
