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西村 昭彦
第62回光波センシング技術研究会講演論文集, p.79 - 86, 2018/12
蓄熱プラントは極めて有用であり膨大な再生可能エネルギーの変動を安定化させる。蓄熱プラントの安全な運転にとって、FBGによる遠隔計測が期待される。このFBGセンサはピコ秒レーザ加工により製作された。耐熱性を最大限発揮させるため、銀コロイド接着剤を使用して金属モールドの中に埋め込んだ。模擬実験のため敦賀地区にあるナトリウム循環ループを使用した。ナトリウムは500
Cの温度で配管内を循環する。実験中、緊急冷却が生じ配管収縮が記録された。先進的な遠FBGセンサを活用した隔計測技術が、蓄熱プラントが提案された。
原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純
JAERI-Conf 99-005, p.171 - 175, 1999/07
配管信頼性実証試験では、シビアアクシデント時における原子炉冷却系配管の耐性を明らかにするための配管高温付加試験を実施している。配管試験体から切り出した試験片を用いた引張り試験及びクリープ破断試験を行っている。引っ張り試験及びクリープ破断試験の結果に基づいて、316ステンレス鋼の降伏応力、引っ張り強さ及びクリープ破断時間の応力及び温度依存性に関する相関式を導出した。クリープ破断時間については、800C以下の温度領域ではNorton則、800Cを越える場合はNorton則を改良することにより試験結果を再現できることが明らかになった。内圧により発生する配管試験体外面における周方向応力と流動応力を比較した。流動応力と破損した配管試験体の外面周方向応力が同程度になった。このことは、原子炉冷却系配管破損の有無を評価する上では、流動応力が有効な指標になり得ることを示すものと考えられる。破断した試験片及び配管試験体の観察では、応力の増大により炭化物の析出及び成長が促進されること、960C程度の温度になると析出した炭化物が再固溶により消失すること、亀裂が金属組織の結晶粒界から発生していることが判明した。
前田 章雄; 丸山 結; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 中村 尚彦; 日高 昭秀; 杉本 純
JAERI-Conf 99-005, p.165 - 170, 1999/07
シビアアクシデント時には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。沈着したFPの崩壊熱や炉心で発生した高温ガスの流入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。日本原子力研究所では、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。現在までに口径や材質を変えた7回の破損試験を実施している。外径約11cmの原子力用SUS316配管を用いて内圧15MPaで実施した試験では、970Cにて温度を保持した。温度保持中は急激な配管外径の増加が観測され、温度保持後1時間で破損した。試験後には、3次クリープを含む改良
法を用いた解析を実施した。2次元解析の結果は、配管外径の膨張履歴や試験後の外径と肉厚を良好に再現した。また、3次元モデルによる解析結果も含め、破損時刻を良好に再現した。
前田 章雄; 丸山 結; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 杉本 純; 中村 尚彦*
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
シビアアクシデント時には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。沈着したFPの崩壊熱や炉心で発生した高温ガスの流入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。日本原子力研究所では、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。外径約11cmの原子力用SUS316配管を用いて内圧15MPaで実施した試験では、970Cにて温度を保持した。温度保持後約1時間で配管は破損した。試験後には、3次クリープを含む改良法を用いたクリープ解析を実施した。2次元解析の結果は、配管外径の膨張履歴や試験後の外径と肉厚を良好に再現した。また、破損時刻を試験結果と比較すると、2次元解析は50分で幾分短め、3次元解析は109分で長めとなったが、破損時刻予測式の誤差範囲内であった。
前田 章雄; 丸山 結; 中村 尚彦*; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎*; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純
Proc. of 5th Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE-5), p.1 - 8, 1997/00
日本原子力研究所では、高温・高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。試験部配管は窒素ガスにて加圧、中央部を内部ヒータにより部分的に加熱している。試験では、配管内部の自然対流効果により内圧の違いが温度分布に大きく影響すること、及び内圧荷重による歪みに加え、熱応力に起因する歪みが配管外表面に生じることが示された。配管の膨れと破損を観測する試験も実施した。破損は1000C以上の高温で生じており、その破損メカニズムはクリープによるものと考えられる。試験と並行して汎用有限要素法コードABAQUSを用いた試験後解析も実施している。弾塑性解析では配管中央上部の外表面軸方向歪みは良く一致するが、周方向歪みを過大評価する結果となった。クリープ解析では量的には異なるものの、質的には配管変形を良く再現することができた。
