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加藤 章一; 吉田 英一; 青砥 紀身
JNC TN9400 2000-042, 112 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-042.pdf:8.55MB
FBR蒸気発生器の伝熱管破損に起因する隣接伝熱管への破損メカニズムのひとつとして、ナトリウム-水反応により急速に伝熱管壁が加熱され破断に至るいわゆる高温ラプチャ現象が考えられる。本研究では、改良9Cr-1Mo鋼に関する高温ラプチャ評価の基礎データとして反映するため、超高温領域における引張及びクリープ試験を実施した。引張試験におけるひずみ速度は10%/min
10%/sec、クリープ破断時間は最長277secである。また、試験温度は700
1300である。本試験において得られた結果を要約すると、以下のとおりである。(1)改良9Cr-1Mo鋼について、ひずみ速度と引張強度との関係及び数分以内の極端時間のクリープ破断強度に関する評価データを取得した。(2)上記取得データに基づき、Mod.9Cr-1Mo鋼伝熱管の構造健全性評価に必要なクリープ破断式を提案した。(3)改良9Cr-1Mo鋼の超高温域における引張強度及びクリープ強度は、「もんじゅ」伝熱管材料の2・1/4Cr-1Mo鋼よりも高い値を示し、優れた強度特性を有していることがわかった。
白川 典幸*; 堀江 英樹*; 山本 雄一*; 松宮 壽人*
JNC TJ9440 2000-008, 47 Pages, 2000/03
JNC-TJ9440-2000-008.pdf:1.96MB
伝熱流動数値実験によって、化学反応を伴う伝熱流動が高速炉を構成する機器に及ぼす影響を評価するには、反応の発生箇所近傍だけでなく機器全体を解析対象とする必要がある。そのため、計算負荷の観点から微視的な解析手法を直接用いることができない。このため、使用する熱流動解析コードには、化学反応によって生じる多相・多成分の反応性流体の挙動をモデル化し、相関式として組み込まなければならない。反応性流体の化学反応の量は反応する相間の境界面積に依存し、この面積は界面の形状によって大きく変化する。しかし、ナトリウム-水反応のように化学反応を伴う系については、これに関する実験的知見もないのが現状である。そこで本件では、微視的解析手法である粒子法を用いて、多相・多成分・反応性流体の挙動を機構論的に解析し、流動様式や境界面積に関する知見を得ることを最終的な目的とする。本年度は、粒子法を用いて水・ナトリウム反応を扱うための第一段階として、液体ジェットが他の液体プールに噴出する際の流体力学的挙動への粒子法の適用性を検討することを目的とした。このため、文献調査によりジェット流動様式のメカニズムを検討するとともに、ここでの目的に合致する、「ガソリンプールに水を噴出させる実験」を選び、解析した。また、蒸気発生器内部の伝熱管水リーク事故では管群内のジェット流を解析する。このような複雑体系への本手法の適用性を検討するため、蒸気発生器安全性総合試験(SWAT/Run19試験)を例として化学反応を含まない流体力学のみの予備解析を実施した。その結果、伝熱管群を含む複雑体系においても、高速ジェット流とプール流体との相互作用を考慮した流動挙動への適用性が確認できた。さらに、今後扱うべき現象のモデリングについて検討し、相変化と化学反応経路を選定し定式化を行った。水の相変化は伝熱律速モデルに基づき、化学反応は水・水素転換率をパラメタとした一括反応モデルに基づいている。また、コード構成についても概念設計を行った。
永井 桂一
JNC TN9410 2000-003, 52 Pages, 1999/12
JNC-TN9410-2000-003.pdf:3.51MB
本書は、平成11年5月に実施した50MW蒸気発生器試験施設内の大型コールドトラップ(1次、2次ナトリウム系用)の解体洗浄に関し、解体洗浄に係る調査検討内容や解体洗浄方法、解体洗浄結果及び安全対策等について実施記録をまとめたものである。大型コールドトラップの解体洗浄は、ほぼ計画通りの方法にて安全且つ効率的に作業を行うことができた。また、これら一連の解体洗浄を通し、様々な知見や経験等を得ることができ、これまであまり経験の無かった大型コールドトラップの空気雰囲気中における解体洗浄技術を構築することができた。本件で得られた知見及び経験等は、今後実施される大型コールドトラップの解体洗浄や類似ナトリウム機器の解体洗浄の作業計画や作業実施及び安全管理等に充分役立つものと思われる。
浜田 広次; 田辺 裕美*; 和田 雄作*; 宮川 明*; 広井 博*
PNC TN9410 98-029, 122 Pages, 1998/05
高速炉蒸気発生器伝熱管の高温ラプチャに対する健全性評価のため、動燃では次の研究を進めてきた。1)超高温材料データの取得と構造健全性評価法の整備2と1/4Cr-1Mo鋼の高温(7001200)クリープ試験データを取得し、高温、短時間破裂である高温ラプチャ特性を踏まえて時間依存のクリープ破断評価法に基づく材料基準値を策定した。また伝熱管破損模擬試験(TRUST-2)により本評価法を検証した。2)ブローダウン時の減圧特性を含む伝熱管内流動解析手法の整備本ブローダウン解析に使用するBLOOPHと汎用コードであるRELAP-5とで実機ブローダウン解析結果の比較を行い、両者が良好な一致を示すことを確認した。また、ナトリウム-水反応時の入熱を考慮した管内蒸気流モデルを開発した。3)ナトリウム-水反応試験データに基づく定量的な検証過去のナトリウム-水反応試験データから保守的に求めた反応域温度と管外熱伝達率を用いてSWAT-3試験及び米国LLTR試験の解析を行い、クリープ破断モードよりも延性破断モードが早期に現われること、破断時間は実際の試験結果よりもかなり短時間の保守的な結果となることを示した。これらの結果を踏まえて、PFR大リーク事故及び高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管破損の再評価を行った。主な結果は、以下のとおり。1.1987年の英国PFRの事故が多数の伝熱管破損に至った最大の原因は、事故当時過熱器に高速減圧系が設置されていなかったためであることが、上記評価法を適用して定量的に示された。2.以上の検証解析結果を踏まえて選定した保守的なパラメータを用いて、「もんじゅ」条件での100%、40%、10%の各定常運転から水ブローまでの解析を行い、いずれの場合も高温ラプチャが発生する条件に至らないことを確認した。3.管束部中下部ではブロー途中に伝熱管内部流量が低下するため、安全裕度が相対的に小さくなるが、蒸気ブロー弁の増設による水ブローの高速化が裕度拡大方策として有効であることを示した。
大音 明洋*; 唐沢 博一*; 青木 俊夫*; 渡部 一郎*; 塩田 達也*; 秋田 晴夫*
PNC TJ9164 96-023, 1167 Pages, 1996/07
蒸気発生器(SG)伝熱管の設計基準水リーク(DBL:Design Basis Leak)評価手法の整備とその妥当性を,水リーク時のナトリウム┼水反応事象を模擬した総合的な試験により確認するため,既説のSWAT-3の改造内容に関し,詳細設計を行い,以下の結果を得た。(1)試験内容・条件の確認平成6年度に設定した試験項目,内容,計装等の試験計画を確認するとともに,試験条件・試験方法の見直しを行った。また,SWAT-3試験装置の構造健全性を確認するために,圧力と温度に着目したNa┼水反応準定常圧解析を実施し,構造健全性上問題ないことを確認した。また,改造SWAT-3を用いた多本数破断試験(BDBL)時の許容注水量及びその時の試験条件を確認した。(2)試験ループの確認主循環系(Na配管),純化系等の対象とする角配管系の設計条件,材質及び寸法設定の根拠を明確にするとともにSWAT-3全体系統図の作成を行った。試験ループの検討では,DBLの妥当性確認試験,接液型ラプチャ試験及び今後のBDBL試験を考慮した試験ループの考え方をまとめ,さらに注水管及び隣接管の注水方法,注水ノズル方向及び伝熱管配列の項目に対する試験方法の見直し検討を実施した。制御特性解析については,放出系の弁開閉に伴う圧力制御特性解析及び水注入系の弁開度,圧力設定条件をパラメータとして注水管・隣接管流量制御特性解析を実施し,良好な制御特性が得られることを確認した。また,音響検出系の検討では,パッシブ法及びアクティブ法の開発にあたって必要となるそれぞれの評価項目に対してSWAT-3試験において実施すべき内容をまとめ,音響検出計試験ケースの検討を実施した。また,パッシブ法及びアクティブ法のデータ採取に対する検出器の具体的設置について検討を実施した。さらに,計測システム構成の検討の結果,システムへの要求事項を満足させる高速ディジタル信号処理システムを採用することが非常に有効であることがわかった。(3)機器等の設計反応容器,配管等について構造解析条件及び耐震解析条件の検討を行い,それに基づき,応力解析及び耐震解析を実施し,構造健全性上問題ないことを確認した。反応容器,水加熱器等の機器について,計装品取付計画,組立手順計画,輸送治具計画及び据付手順計画等の検討を実施した。また,これらの機器・配管の製作に係わる試験検査項目を
浜田 広次; 田辺 裕美
PNC TN9410 96-027, 41 Pages, 1995/12
FBR蒸気発生器(SG)で水リークによるナトリウム-水反応ジェットが生じると、隣接伝熱管が急速に高温状態に曝される。このような条件下でも、管壁の機械的強度の低下による高温ラプチャが生じないことを確認することが安全上重要である。高温ラプチャ評価手法を確立するため、これまで構造解析コードFINASによる解析モデルを使用し、模擬試験データによる検証を行ってきた。今回は英国PFRの過熱器を対象として、1987年の大リーク事故解析を行った。事故当時の低速ブロー系設置体系においては、反応ジェットに曝された隣接管に過熱器隔離後3秒で解析上の高温ラプチャが生じており、実際の事故シナリオと非常に良好な一致が得られたことから、採用した高温ラプチャ解析モデルの妥当性を確認できた。また高速ブロー系設置体系を想定した比較解析からは、伝熱管やナトリウム側の条件が同じでも、過熱器隔離後の蒸気ブローによる急速な減圧及び管内冷却効果の存在により隣接管に高温ラプチャは生じないことが確認された。以上の解析結果は、PFRで見られた大リークへの進展が過熱器の設計・運転の違いに起因して生じたものであったことを示しており、これらの知見からは、SGの設計はもちろん水/蒸気系の隔離及びブローといったリーク後の運転操作も高温ラプチャを回避する観点から極めて重要であることが推測できる。実証炉以降の大型炉SGの設計においては、水リーク後の最適な蒸気ブローの設計・運転法を見いだす必要があり、本報で開発した高温ラプチャ解析手法は、その設計評価にも充分反映できるものであると考える。
not registered
PNC TN1440 96-026, 51 Pages, 1995/12
高速増殖原型炉もんじゅ40%出力試験中における2次系ナトリウム漏えいについて(第2報)標記の件について、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第67条第1項及び試験研究の用に供する原子炉等の設置、運転等に関する規則第21条第2項の規定に基づき、別紙のとおり報告いたします。
not registered
PNC TN1410 95-087, 89 Pages, 1995/10
「信頼性・経済性を目指した核燃料リサイクル技術の開発」の第二部として、「高速炉の研究開発課題」について報告させていただきます。ここでの目標は、安心できる、経済的に魅力のある高速炉を開発することであります。高速炉の開発に対する動燃の基本方針には、「核燃料の安定供給、有効利用はもとより、原子力発電の有利性を最高度に発揮せしめるため」と謳われております。核燃料サイクルと調和のとれた高速炉の開発の究極の目標は、相当に高いレベルに設定されていると言えます。第一部で述べられたように、エネルギーの経済性について高い関心を呼んでいる中、実用化を目指している高速炉の経済性の向上を中心として、さらに、信頼性・安全性の向上に向けての研究開発の取り組みについて、ご報告いたします。
浜田 広次
PNC TN9410 95-262, 35 Pages, 1995/09
FBR蒸気発生器(SG)で水リークによるナトリウム-水反応ジェットが生じると、隣接伝熱管が急速に高温状態に曝される。このような条件下でも、管壁の機械的強度の低下による高温ラプチャが生じないことを確認することが安全上重要である。高温ラプチャ評価に向けて、これまで構造解析コードFINASによる1次元解析モデルを使用してきたが、本モデルの妥当性を確認するために、火薬トーチの火炎噴流により高温ラプチャを模擬した試験及び同解析モデルの検証を行った。その結果、以下が明らかになった。(1)同じ管内圧力でも、蒸気封入管はラプチャ破損し、蒸気流動管には破損が生じないことから、高温ラプチャでは管内冷却(除熱)効果が大きい。(2)同じ封入管でも、管外熱伝達率が小さい加圧管は破損しないことから、管内冷却効果と同様に反応ジェットによる管外熱伝達率の効果が大きい。(3)以上の傾向は、破損時間などが幾分保守的となるものの、FINASによる試験解析においても充分説明できることから、本解析モデルの妥当性が確認できる。以上の知見を踏まえ、今後火薬トーチ等による高温ラプチャ模擬試験及びコード検証を実施していく上での課題として、以下を提案した。試験条件となる実際のナトリウム-水反応ジェットによる管外熱伝達率を正確に把握し、試験条件の設定に反映すること。実機の管内条件を模擬するため、試験体には高圧の過熱蒸気を供給できる設備に変更すること。また、反応ジェットでは伝熱管の周方向及び軸方向に温度分布が生じることから、より現実的な高温ラプチャ解析には多次元(23次元)モデルを採用する必要があること。
Ugolini; 吉川 信治; 小澤 健二
PNC TN9410 95-210, 11 Pages, 1995/09
蒸気発生器の出口蒸気温度の正確な制御は、原子力発電所の水/蒸気系全体の性能を向上させるために重要である。本報告書では、制御対象の挙動予測及び制御対象の上流で時間的に先行して観測される境界条件をニューラルネットワークによって制御信号に反映させるアルゴリズムについて述べる。このアルゴリズムはニューラルネットワークを用いたモデル適応制御法(MRACnn)に組み込まれている。MRACnnが原子炉の蒸気発生器のような非線形な機器をも制御できることは既に報じられているが、MRACnnシステムの性能向上のためにニューラルネットワークの特性を更に利用する手法については今まで考えられてはいなかった。本報告書に述べるMRACnnの改良型は高速炉プラントシュミレータと接続して、蒸気発生器出口蒸気温度の制御に用いられた。この結果、制御対象の挙動予測及び制御対象の上流で時間的に先行して観測される境界条件を制御信号に反映させることが制御性能を向上させることを確認した。
大後 美道; 山崖 佳昭
PNC TN2410 95-035, 53 Pages, 1995/05
本報告書は、平成7年2月14日にサンケイホールにおいて行われた第11回高速増殖炉研究開発成果報告会にもんじゅ建設所から報告した2件のスライドとオーラルペーパーをまとめたものである。発表テーマ(1)性能試験の現状-高速増殖原型炉もんじゅ-(2)「もんじゅ」の総合的評価の計画
青木 昌典; 吉田 英一; 和田 雄作
PNC TN9410 94-262, 120 Pages, 1994/09
FBR蒸気発生器用材料として適用されるMOD.9CR-1MO 鋼、 2 1/4CR-1MO鋼およびSUS321に関して、ナトリウム-水反応等を想定した高温バースト特性の解析評価の基礎データとして反映するため、最高1,200 までの超高温領域における引張試験を実施した。主要な結果は次の通りである。(1) 2 1/4CR-1MO鋼、SUS321および MOD.9CR-1MO鋼伝熱管材の1200における引張強さは、各々約 2.5、2および 2.5kg/MM2であった。(2)引張強度におよぼす試験片の加熱昇温速度(550/MIN) および加熱保持時間(10 30MIN)の影響は、各鋼種とも本試験の範囲内では顕著に認められなかった。(3)伝熱管内の蒸気圧力を150KG/CM2 と想定した場合、MOD.9CR-1MO 鋼、2 1/4CR-1MO鋼およびSUS321の破断の想定温度は、本試験の範囲内では各々約 960、860および1040程度と考えられた。本試験の結果は、今後の蒸気発生器伝熱管のナトリウム-水反応を考慮した高温ラプチャー評価のための基礎的データとして反映される。
青木 昌典; 加藤 章一*; 小峰 龍司; 吉田 英一; 和田 雄作
PNC TN9410 94-261, 143 Pages, 1994/06
FBR大型炉の一体貫流型蒸気発生材料として適用が予定されているMOD.9CR-1MO 鋼の伝熱管相当板材(12MMT) ならびに伝熱管材について、高温引張試験、大気中クリープおよびリラクセーション試験を実施し、基本材料特性を把握した。また、9CR-2MO 鋼を用いて同様な試験を行い、MOD.9CR-1MO 鋼との比較を行った。得られた結果を要約すると以下の通りである。1.引張特性(1)MOD.9CR-1MO 鋼の伝熱管相当板材および伝熱管材の引張強さならびに0.2 %耐力は、材料強度基準暫定値のSu、Syを充分満足していた。ただし、Su値に関しては見直しの可能性が残っていることから、今後総合的な再評価を行う必要がある。(2)MOD.9CR-1MO 鋼の伝熱管相当板材及び伝熱管材の引張強さは、9CR-2MO 鋼の平均傾向より高い値を示した。(3)MOD.9-1MO 鋼の伝熱管相当板材と伝熱管材との比較では、引張強さ、0.2 %耐力はほぼ同じであり、素材による差異は認められなかった。2.クリープ特性(1)MOD.9CR-1MO 鋼の伝熱管相当板材および伝熱管材のクリープ破断強度は、 500600 での材料強度基準暫定値の設計クリープ破断応力強さSR と比較し、全体的に大きく上回っていた。これは特に長時間側で顕著である。(2)定常クリープ速度と破断時間との関係において本試験の結果は、暫定的に定められた材料強度基準で示されている定常クリープひずみ速度
M と比較的良い一致を示した。(3)MOD.9C-MO 鋼のクリープ破断強度は板材および伝熱管材とも9CR-2MO 鋼よりも高い値を示し、MOD.9-1MO 鋼が優れたクリープ特性を有していることが明らかになった。3.リラクセーション特性(1)MOD.9CR-1MO 鋼のひずみ 0.1 0.5%の条件での応力は初期時から約50時間でほぼ緩和し、それ以降の応力緩和量は小さいものであった。これらの応力緩和量は高温、高ひずみ側ほど増大した。一方9CR-2MO 鋼は200 時間経過後も徐々に応力緩和が進展しておりM--.9C--1M- 鋼と異なった挙動を示した。(2)本試験範囲におけるリラクセーション挙動は、概ね従来のクリープひずみ式で記述できることが確認できた。本試験の結果は、今後の材料強度基準暫定値の見直しや強度評価法の高
森 建二*; 大音 明洋*; 井上 正明*; 青木 俊夫*; 中村 武則*; 小*; 塩田 達也*
PNC TJ9164 94-006, 133 Pages, 1994/03
本研究は、実証炉蒸気発生器の設計基準水リーク率(DBL:DESIGN BASIS LEAK)の妥当性を確認するため、既設の蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT-3)の適用性及び改造内容に関し、予備的検討を行ったものである。以下に成果を示す。1) 基本仕様の検討 破損箇所(管束上部、管束下部)及び水側流動状態(定格状態、30%部分負荷状態、ブローダウン状態、起動時)が高温ラプチャに及ぼす影響について、実証炉SG条件を模擬した隣接伝熱管壁温度評価を行い、次の結果を得た。a.破損箇所については、水側条件が過熱域である管束上部が厳しくなる。b.水側流動状態の影響として、管壁温度は水側条件に依存し、定格状態、部分負荷、ブローグウンの順で厳しくなる。c.上記結果より、水リーク率約1KG/S, 管束上部破損、部分負荷30%条件を模擬した試験を基準ケースとして設定した。また、破損箇所(管束下部破損)、運転条件、注水継続時間、水リーク率及び接液型ラプチャディスクの有無等をパラメータとした試験ケース(計10ケース)を設定した。2) 改造に伴う系統・機器設計 a.系統・機器設計仕様の設定に当たり、試験時の注水管及び隣接管の計11本がギロチン破断した場合の大リーク解析(水噴出率解析、準定常圧解析)を実施した。水噴出率解析の結果、1本当たりの最大噴出率は7.2KG/S, その後3.1KG/Sとなる。また、前記水噴出率を用いた準定常圧解析の結果、最大圧力は注水点近傍で9.7KG/CM2A 、配管部で18.1KG-2- であり、現状のSWAT-3の設計条件の範囲内であることを確認した。 b.改造に伴う系統構成を検討し、系統図を作成するとともに、リスト類(配管リスト、弁リスト、計装品リスト)を作成した。 c.準定常圧解析結果に基づき、改造に伴い新規製作が必要となる、反応容器、水加熱器(注水管用、隣接管用)及びダンプタンクに関する、設計仕様を明確にするとともに、構造図を作成した。 d.反応容器は実証炉SGの1/3スケール(胴内径10--、全高7000MM)、ナトリウム入口ノズルは2系統設け、1試験体で2回の注水試験が可能な構造とした。伝熱管は、実証炉伝熱管寸法及び材質を模擬するとともに、本数は注水管2本、隣接伝熱管20本及び窒素ガス封入管38本から構成されている。また、改造範囲内の配管についても、
熊坂 勝行*; 岡部 綾夫*; 石井 孝信*; 藤又 和博*
PNC TJ9124 94-009, 164 Pages, 1994/03
次期大型炉蒸気発生器(SG)伝熱管の合理的設計基準水リーク率(DBL)の選定にあたって、高温ラプチャによる破損伝播の可能性を定量的に評価する必要がある。本予備設計では、高温ラプラャを含む破損伝播挙動を適切に評価し、合理的なDBLを選定するために必要となるa)高温ラプチャモデル(構造/破壊力学的モデル)、b)非定常熱伝導解析モデル、c)ブローダウン解析モデル、d)反応領域温度分布解析モデル等に関する全体の開発計画の設計を行った。また、ブローダウン解析モデルに対しては、高温ラプチャを評価するために必要となる解析モデルの設計を行うとともに、このモデルの設計を基に、開発に必要なコードの構成要素、要素間のつながり等に関するコードの設計を行った。なお、コードの設計にあたっては、将来的にLEAPへのカップリングが容易に行えるよう十分に配慮した設計とした。
下山 一仁; 浜田 広次; 田辺 裕美; 宇佐美 正行
PNC TN9410 93-212, 134 Pages, 1993/09
高速増殖炉の実証炉において、蒸気発生器(SG)を原型炉の分離型から一体貫流型に合理化することに伴い、新しい伝熱管材であるMod.9Cr-1Mo鋼の破損伝播特性を把握するため、大リーク・ナトリウム-水反応試験装置(SWAT-1)を用いて、中リーク領域(10g/s数100g/s)でのナトリウム-水反応試験を実施した。試験によって以下に示すことが明らかになった。(1)Mod.9Cr-1Mo鋼の中リーク領域での耐ウェステージ性は、2・1/4Cr-1Mo鋼とオーステナイト系ステンレス鋼SUS321の中間に位置しており、ウェステージ率は2・1/4Cr-1Mo鋼の約1/2倍である。また、2・1/4Cr-1Mo鋼のウェステージ率とL/D(L:ノズル・ターゲット間距離,D:注水ノズル孔径)の関係式を基準にして、Mod.9Cr-1Mo鋼の比例定数を求めることによって実験整理式を得た。(2)ターゲット伝熱管のウェステージ形状はトロイダル型が多く、2次破損孔径の最大値は同条件の2・1/4Cr-1Mo鋼に比べて1/2倍以下である。同じように、Mod.9Cr-1Mo鋼の注水ノズル孔径と2次破損孔径の関係式の定数を得た。これらの実験整理式とその定数を破損伝番解析コードLEAPに反映することにより、同コードをMod.9Cr-1Mo鋼製一体貫流型SGのナトリウム-水反応事象評価に適用できるよう整備を図る。
爲平 浩一; 永井 桂一; 横山 邦彦; 荒 邦章; 林道 寛
PNC TN9420 92-014, 125 Pages, 1992/11
本報告書は、高速増殖原型炉もんじゅ建設所蒸気発生器伝熱管の体積試験に使用する超音波探傷試験装置の開発に関し、昭和55年より59年にかけて実施された試作試験に関するR&D成果についてまとめたものである。当該R&Dは、超音波ビームを電子的に回転走査することで伝熱管の全周全長を内面より漏れなく探傷する、管内挿入マルチアレイ型電子的回転操作式プローブを中心とした試験装置の開発に関するものである。ここではプローブの複合化、プローブ位置検出性能の向上、マルチチャンネル超音波探傷器の構成等に関する検討及び試作試験を実施し、装置単体レベルで所定の機能性能を確保するに至った。実機仕様はここでのR&D成果をベースとして定めたものであり、本成果のまとめは実機全体システムを構築する上での指針となるものである。
爲平 浩一; 永井 桂一; 横山 邦彦; 荒 邦章; 林道 寛
PNC TN9410 92-254, 76 Pages, 1992/07
もんじゅ蒸気発生器伝熱管に対し,その健全性を確認するため運転中定期的に体積試験を実施する。ここで使用する検査装置は専用に開発したものであり,この検査装置実用化の最終段階として実規模モックアップ装置による総合機能試験にて最終的な機能,性能の確認を行う。もんじゅ蒸気発生器伝熱管ISI装置用総合機能試験装置はこの総合機能試験に供することを目的に設計,製作したものである。本装置の設計,製作にあたっては検査装置の機能,性能及び実機への適用性が確認できるよう試験対象部と検査装置が取り合う部分について,寸法,形状,材質等を実機と同一になるよう模擬するものとした。検査装置が取り合う部分としては検査装置の据付を行う蒸気発生器上部構造部及び試験対象である伝熱管が挙げられ,上部構造部についてはメンテナンスフロアを含む水室周辺の構造物について寸法,形状を実機と同一とし,伝熱管についてはヘリカルコイル部の最内層,中間層及び最外層の伝熱管各1本ずつを選択し,これらをモデルとして寸法,形状,材質及び溶接施工法を実機と同一として設計,製作を行った。本装置の実機を模擬した部分に対し,製造段階及び据付時に実機と同一の試験検査を行い,本装置が実機と同一の仕様であることを確認した。これより本装置は試験対象である蒸気発生器と検査装置との取り合い部分が実機と同一に模擬されており,総合機能試験にて検査装置の機能,性能の確認に供することが可能となった。
林道 寛; 荒 邦章; 横山 邦彦; 三田部 稔秋; 秋山 貴由輝; 爲平 浩一; 大高 雅彦
PNC TN9410 92-218, 103 Pages, 1992/04
平成3年度から4年度にかけて,「もんじゅ」実プラントの併用前検査(PSI),及びその後の必要な改良を経て,併用機関中検査(ISI)へ流用することを目標に,平成2年度から,核種の併用機関中検査装置の開発を進めている。本報告は平成3年7月に開催した「もんじゅ」併用機関中検査装置開発(中間報告)において発表した際に用いたOHP現行を取りまとめ,若干の修正を加えたものである。設置許可申請,安全審査,AVE委員会の答申及び研究開発の現状までを体系化,包括化した資料は本報告書が初めてである。
浅山 泰; 長谷部 慎一; 一宮 正和
PNC TN9410 92-148, 65 Pages, 1992/02
Mod.9Cr-1Mo鋼は高速実証炉の蒸気発生器の最有力候補材料として実用化が進められており,その重要課題の一つとして溶接継手強度評価法の開発が行われている。本溶接継手は,溶接時の熱影響により母材軟化部(以下「熱影響部」という)が生じるため,同部の挙動・強度が溶接継手全体の強度に影響を及ぼす可能性がある。このため,熱影響部が軟化せず,同部が溶接継手の強度に及ぼす影響を考慮する必要のなかったSUS304溶接継手の強度評価法をそのまま適用することはできない。本報告では,Mod.9Cr-1Mo鋼溶接継手の疲労強度評価法を開発することを目的とし,同継手のひずみ集中のメカニズムを,母材,熱影響部,溶接金属の動的応力ひずみ関係及び疲労寿命のみに基づくモデルを用いて,FEM解析により解明し,疲労破損との対応を明らかにした。この結果,寿命初期においては熱影響部にひずみ集中が生じるが,繰返しひずみ負荷に伴い,母材が軟化するのに対し,熱影響部はほとんど軟化せず,半寿命付近で両者の硬さがほぼ等しくなると考えられるため,半寿命付近以降ではもはや熱影響部にはひずみ集中は生じず,母材においてひずみ集中が生じることが明らかになった。さらに,このひずみ集中挙動に基づき本鋼溶接継手の累積疲労損傷を評価すると,本解析を行った条件下ではすべての場合において熱影響部の疲労損傷は継手の中で最大とはならず,熱影響部で破損は生じないことが明らかとなった。疲労破損は弾性域近傍以上のひずみ範囲ではひずみ集中挙動に支配され母材で生じ,弾性域近傍以下のひずみ範囲では疲労強度に支配され溶接金属で生じる可能性があることが明らかとなった。この結果は,疲労試験結果と一致した。本検討により,FEM解析に基づいて本溶接継手の疲労強度を評価することが可能であることが明らかとなった。この結果を応用することにより,実際の構造物の溶接継手の疲労強度も,FEM解析により合理的に評価できる。