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森下 正樹
JNC TN9400 99-041, 187 Pages, 1999/05
現行の配管耐震設計手法には必要以上の安全裕度が含まれていると認識されている。そこで、高速炉の主冷却系配管の設計例を対象とした耐震解析を行い、種々の基準による強度評価を実施するとともに、実際の配管の耐力を評価し、基準が有している裕度の定量化を試みた。また、現行の許容値を緩和した場合の配管設計への影響や合理化効果を検討した。その結果、以下の点が明らかになった。a)非線型時刻歴解析による応答と(設計許容値から安全裕度を除いて求めた)真の強度を比較すると、本検討で取り上げた設計例の配管は、現行の設計手法(床応答解析と高温構造設計方針を使用)で許容される地震力の、数倍から20倍程度の地震力を与えて、初めて破損する。b)ASME新基準と非線形時刻歴解析による評価とは比較的対応性が良い。従って、ASME新基準による許容限界が今後の基準合理化に向けての目安目標となろう。c)ASME新基準相当の合理化基準を適用する場合、許容応力が高いため設計において応力を抑えるための対策(サポート設置や板厚増)を施す必要はほとんど無くなる可能性がある。但し、固有振動数をある程度に確保する必要があり、そのためのサポートは必要である。
深野 義隆; 佐藤 一憲
PNC TN9410 98-057, 55 Pages, 1998/05
CABRI-2及び、CABRI-FAST試験、EBR-II TOPI-1E試験、以前のTREAT試験等、既存の炉内ランプ型過出力試験(以下スローTOPと呼ぶ)のデータを広範にサーベイし、燃料破損限界に係わるこれらの試験データを統一的に説明し得る解釈を得た。これにより基本的な燃料ピン破損メカニズムが把握でき、低
中スミア密度燃料ではFCMIが緩和され高い破損限界が得られることを確認した。このような低中スミア密度燃料の高い破損限界は、(1)燃料内の気相空間による燃料熱膨張及びスウェリングの吸収、(2)自由空間への早期ガス放出によるスウェリングの抑制、及び(3)燃料溶融時の溶融領域圧力の抑制の3つの主要な効果によるものであると考えられる。これらの効果を過渡時燃料挙動解析コードPAPAS-2Sのモデルに反映するとともに、既存スローTOP試験の解析に適用した。その結果、試験結果との整合性が確認され、前述の考え方の妥当性が示唆された。
藤井 正*; 家田 芳明*; 田村 政昭*; 森山 正敏*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-131, 75 Pages, 1988/08
高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(2)の一環として、60年度要素技術設計研究(2)のループ型プラントを対象に、高速炉システムコードSSC-Lを用いて、1次冷却材漏洩事故時のプラント挙動を解析し、冷却材漏洩が炉心冷却に与える影響を評価した。得られた結論は次のとおりである。 (1)原子炉入口ノズル部近傍のコールドレグ配管において、破壊力学的手法を活用して合理化された想定漏洩口1†からの漏洩を想定した場合、漏洩流量は、破損直後最大3.6㎏/sec、ポニーモータ(PM)運転状態の300秒の時点では0.9㎏/secに達する。 (2)起因事象である漏洩口1†からの漏洩に加え、単一故障として非常用ディーゼル発電機1基の起動失敗を想定し、2ループにおいてPM引継に失敗した場合、被覆管最高温度は758
となり、炉心は大きな損傷に至ことなく、かつ十分な冷却が可能である。(3)漏洩口合理化の影響を比較するため、「もんじゅ」での想定漏洩口1/4D・t(本解析では25†)に拡大した場合、被覆管最高温度は漏洩口1†の場合に比べ、5程度の上昇にとどまる。(4)立地評価のソースタームの設定根拠を得ることを目標に、炉心冷却を阻害する条件の重ね合わせとして、漏洩事故ループ以外の3ループでのPM引継失敗を想定した場合には、被覆管最高温度は847(漏洩口1†)、854(漏洩口25†)となり、「もんじゅ」の運転時の異常な過渡変化時の燃料被覆管破損制限温度830を上回る結果となった。 しかし、設計基準事象の被覆管破損評価手法の保守性から判断すると、内圧破損には至らないことが考えられ、また燃料溶融や、炉心部のナトリウム沸騰も生じない。このように、現在想定している漏洩口1†という条件下においては、1次冷却材漏洩事故が、炉心冷却に与える影響は小さく、事故を安全に収束できる見通しが得られた。また設計基準事象を超えた条件での解析結果から、ソースターム量としては燃料被覆管のある割合の破損に伴うギャップ中インベントリにとどまるものと考えられる。
竹内 則彦*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*; 尾崎 栄進*
PNC TN9410 88-111, 134 Pages, 1988/08
高速増殖大型炉の燃料取扱系の合理化を図るため、昭和61年においてEVS方式(Ex-Vessel Storage:炉外貯蔵方式)の燃料取扱系について設備設計を実施した。EVS方式は設備物量の観点からもIVS方式(In-Vessle Storage:炉内貯蔵方式)に競合出来る概念であり、(1)炉容器径の縮少化、(2)ナトリウム系から水系への燃料移送プロセスの削除、及び(3)炉外NIS(核計装)の実現化、等が期待できる。そこで、本年度はEVS方式としてナトリウムポットEVS貯蔵方式燃料取扱系を対象に、定常時及び異常時の温度挙動解析を行い、昭和61年度の設計評価の妥当性を確認するとともに、設備の要求条件を検討した。その結果、前年度設計の妥当性を改めて確認し、必要な要求事項を摘出した。
