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機器信頼性研究室
JAERI-Data/Code 96-026, 108 Pages, 1996/09
JAERI-Data-Code-96-026.pdf:5.34MB
原研は科技庁からの受託研究として、昭和50年度から平成4年度まで、電源開発促進対策特別会計法に基づく配管信頼性実証試験を実施した。この実証試験の目途とするところは、軽水炉型原子力発電所で圧力バウンダリの一部を構成している1次冷却系配管について、その構造強度上の信頼性を実験的に検証することである。すでに、大型試験装置を用いた実験は平成2年度までに終了し、平成3年度から平成4年度までは確率論的手法を用いた配管信頼度解析を実施した。この報告書は、大型試験装置を用いた実験データをデータベース化した、その利用方法について述べた。これら大型試験装置を用いた研究成果については、配管信頼性実証試験技術報告書としてJAERI M-reportに述べた。本報告書はそれと対をなすものであって、試験結果のデータベースについて述べた。2冊の報告書でもって、配管信頼性実証試験の詳細な全容が明らかとなる。
中村 尚彦; 橋本 和一郎; 丸山 結; 五十嵐 実*; 日高 昭秀; 杉本 純
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 3, p.199 - 203, 1996/00
シビアアクシデント時に炉心から放出されたFPが一次系へ移行し配管へ沈着する。その沈着したFPの崩壊熱および炉心からの自然対流等により配管が高温に加熱され配管の健全性が損なわれることが懸念される。配管信頼性実証試験(WIND)計画では、この配管内のFP挙動および配管にかかる高温、高圧条件下での配管の健全性を評価するために実施している計画である。本解析では、汎用有限要素法コードABAQUSを使用し、WIND計画における配管高温負荷試験の配管局所加熱スコーピング試験の試験解析を実施した。この配管局所加熱スコーピング試験では、小径配管を試験対象配管として内圧最大10MPa、配管局所加熱部温度を500
Cまで昇温保持し、その時の配管温度分布おび歪みデータを測定した。この試験解析では、熱伝導解析により配管温度分布、弾塑性解析により歪みを計算し試験結果と解析結果の比較検討を行った。