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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; 宇野 隼平*; 渡辺 正*; Li, Y.
Frontiers of Mechanical Engineering, 13(4), p.563 - 570, 2018/12
被引用回数：2 パーセンタイル：12.21(Engineering, Mechanical)加圧水型原子炉(PWR)における原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価において、加圧熱衝撃(PTS)事象時の荷重条件に影響する冷却水の熱水力挙動は重要な影響因子の1つである。機器の構成と寸法、運転員操作の時間が、冷却水の温度や流量、内圧等に大きく影響する。本研究では、運転員操作の時間がPTS事象中の熱水力挙動に及ぼす影響を調べるため、RPVや1次系及び2次系で構成された国内の代表的PWRプラントに対する解析モデルを整備し、システム解析コードRELAP5による熱水力解析を行った。日本と米国の規則に基づき、PTS事象が発生した後、日本の規則を参考に10分後、米国の規則を参考に30分後に、緊急炉心冷却系を止める運転員操作を想定した。その結果を用いて構造解析を行い、健全性評価における荷重条件評価も行った。以上の結果、運転員操作の時間の差異が熱水力挙動や荷重条件に大きな影響を及ぼし、日本の規則に従ったケースでは、米国のケースに比べてRPVの内圧が低下すること等を明らかにした。保守的な評価を行う観点から、米国の過渡事象は国内RPVの健全性評価に適用できることを示した。
佐藤 猛; 玉置 等史
JAERI-Data/Code 2000-009, p.120 - 0, 2000/02
JAERI-Data-Code-2000-009.pdf:5.06MB
重水の熱的物性値を、文献をもとにニュートン法による陰関数計算を用いて、重水の基本蒸気表作成プログラムとして作成した。このプログラムは、熱水力解析コードの中で、蒸気が圧力とエンタルピを独立変数とする表が必要とされるため、圧力とエンタルピで表が出力される。しかしながら、実用的には簡単な熱計算でも使用できるように温度と圧力を独立変数とする蒸気表を出力できるようにしている。
玉越 武*; 渡邉 憲夫; 平野 雅司
JAERI-Data/Code 98-037, 193 Pages, 1998/11
JAERI-Data-Code-98-037.pdf:6.14MB
商用BWRで実際に起きた事故・故障事例の解析や複数の炉に共通する安全問題の解析等に適用することを目的として、電気出力110万kW級BWRを解析対象とした熱水力解析コードTRAC-BF1用入力データを作成した。本報告書は、作成した入力データの内容を記述するとともに、その適用性と問題点を検討するために実施した計算の結果についてとりまとめたものである。入力データの作成に際しては、国内の複数のBWRの設置許可申請書、米国におけるBWRの最終安全解析書及びその他の公開文献を参照した。したがって、解析対象炉は特定のBWRではなく、いわば仮想的なものである。
平野 雅司; J.Sun*
JAERI-M 92-060, 61 Pages, 1992/04
平成3年2月9日に関西電力美浜発電所2号機で発生した蒸気発生器伝熱管損傷事象の暫定的な解析を実施した。この解析は、事象の過渡熱水力解析と加圧熱衝撃(PTS)事象時圧力容器健全性評価解析とに分けられる。過渡熱水力解析は、事象の熱水力過程をできるだけ忠実に模擬することにより事象全体についての理解を深めることを目的としたものである。一方、PTS評価解析は、美浜-2事象がPTSの観点からどの程度厳しいものであったかを把握することを目的としたものである。尚、本解析結果は、原子炉安全専門審査会発電用炉部会美浜ワーキンググループ第2回会合(平成3年4月3日)に速報として報告した。今回ワーキンググループの報告書が公開されたのを契機に、この速報を当時まとめたままで公開することとした。
平野 雅司; 渡辺 正
Proc. of the 5th Int. Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics: NURETH-5,Vol. 1, p.165 - 173, 1992/00
リスク評価解析研究室では、事故・故障の分析・評価に関する研究として、原子力発電所で実際に起きた事故事例の詳細な解析を実施している。この研究の一環として、昨年2月に美浜2号炉で発生した蒸気発生器伝熱管損傷事象と同事象を忠実に模擬したROSA-IVSB-SG-06実験の解析を実施した。この解析には、米国で開発された過渡熱水力解析コードTRAC-PF1を用いた。この解析は、同一の解析コード及び類似の入力モデルを用いた点に特徴がある。こうした解析は、これまでに例がない。この解析により、解析コードの高い解析能力が示されたとともに、実験結果を実炉での実事象に外挿する際に不足な情報を補間することができた。
田辺 文也; 村松 健; 須田 徹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(9), p.779 - 793, 1986/00
被引用回数：4 パーセンタイル：48.02(Nuclear Science & Technology)軽水炉の炉心損傷事故時の一部露出した炉心の熱水力的挙動を解析する1次元の計算コードを開発した。このなかでは次の現象を考慮している。(1)フラス水位(ドライアウト点)の移動、(2)対流熱伝達における伝熱様式の遷移と混在の効果、(3)固体壁と気相流体の間の輻射熱伝達、(4)Zr-水反応による熱発生、(5)酸化ジルコニウム被膜によるルツボ効果、(6)Zr-水反応に対する水蒸気欠乏の効果。本コードでは燃料棒構成物質の移動は計算しないが、移動の発生時期を予測することができる。フロス水位計算モデル、熱伝達計算モデル、ルツボ効果モデル等の重要な影響を持つモデルは実験解析により検証した。本コードは溶融による物質移動の影響が顕著になる前のシビアアクシデントおよび燃料損傷実験の解析に適用できる。
数土 幸夫; 井川 博雅; 平野 雅司; 大西 信秋
JAERI-M 84-066, 74 Pages, 1984/03
本報告書は、JRR-3改造炉の熱水力解析に使用すべき熱伝達相関式を、JRR-3改装炉の熱水力特性の特徴を考慮し従来の関連実験と比較検討して、熱伝達パッケージを作成したものである。JRR-3改造炉は熱出力約20MWtの、いわゆる低圧・低温の研究用原子炉であって、定常状態では流速約6m/sの下向流で炉心冷却が行われている。本報告書で検討・作成した熱伝達パッケージは、定常運転、運転時の異常過渡変化及び事故時の下向流・上昇流の両者に対し、狭い間隙の矩形流路での炉心熱水力解析に適用できるものである。
谷川 尚; 中村 誠; 染谷 洋二; 増井 章裕; 渡邊 和仁
no journal, ,
核融合炉におけるブランケットは、熱の取り出し、燃料であるトリチウムの生産、中性子の遮蔽、の機能を持つ機器である。これらの機能の内、ITERのブランケットは遮蔽の機能しか持たないために、遮蔽ブランケットと呼んで区別している。ITERまでの実験装置と、原型炉以降の核融合炉とを比較したとき、ブランケットはその役割と仕様とが最も大きく異なる機器の一つである。核融合炉の安全上の特徴を整理することを目的とし、ブランケットと放射性物質内蔵機器である真空容器に注目しつつ、ITERと原型炉との違いについて分析する。原型炉では発電のために高温・高圧の冷却水の適用を想定しているため、真空容器内冷却水放出事象による真空容器の過圧について評価した。また、増殖ブランケットに関わる事象として、ブランケット筐体内の冷却管破断の影響についても評価した。
勝山 仁哉; 宇野 隼平; Li, Y.
no journal, ,
原子炉圧力容器(RPV)は圧力バウンダリを構成する機器の1つであり、健全性確保が重要である。現行のRPVに対する健全性評価方法は、日本電気協会規程に準拠しているが、それには、加圧熱衝撃(PTS)事象の評価等、約20年前に策定された内容も含まれており、技術的進歩や現実の運転年数の増加を踏まえ、十分に適切な内容であることを確認する必要がある。また、炉心損傷頻度等の合理的な数値指標を適切に設定し、長期供用に対する安全水準の維持を図るため、近年欧米で導入が進んでいる炉心損傷頻度を算出可能な確率論的評価体系を整備することも重要課題である。本発表では、最新の解析技術を用いたPTS時の荷重条件解析や確率論的破壊力学(PFM)に基づく評価手法の整備に関する成果を示す。
玉置 等史; Zheng, X.; 田中 洋一; 久保 光太郎; 杉山 智之; 丸山 結
no journal, ,
原子力機構では、事象発生の順序や安全工学設備の動作にプラント内の状態を反映できないという従来のPRA手法の制限を克服するため、レベル1PRAと熱水力解析との連携解析を行うダイナミックPRA手法の開発に着手した。本報では原子力機構のダイナミックPRA手法開発の目的及びダイナミックPRAを実施するにあたり構築した手順の概要について述べる。
田中 洋一; Zheng, X.; 玉置 等史; 杉山 智之
no journal, ,
シミュレーションに基づくダイナミックPRAでは、従来から行われる機器故障等の不確実さ評価に加え、事象発生時間等の不確実さも同時に取り扱うことができる。ただし、計算量が膨大になり、事故進展に大きく寄与する機器故障や事象を直接評価することは困難である。そこで、不確実さを考慮する入力変数に対して、他との相関が小さく少数で全体の傾向をよく表す主成分と呼ばれる変数を導き出し(主成分分析)、クラスタリング手法を用いてグループ化を行った。また、主成分に対する各変数の重み係数は事故進展への寄与度を表すものであり、時間的な要素を考慮した重要度と捉えることができる。本発表では、この手順をSBO事故のシミュレーション結果に対して適用し、少ない変数で効率的に事故シーケンスのグループ化を行った事例を示す。
