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高橋 幸司; 小松崎 学*
JAERI-Research 2000-054, 23 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2000-054.pdf:1.37MB
核融合実験炉に必要とされる電子サイクロトロン波加熱(ECH)装置の伝送系・結合系において、ECH装置の真空隔壁として使用する化学気相成長(CVD)ダイアモンド真空窓(トーラス窓)の応力解析を行った。ABAQUSコードによる解析結果は、ダイアモンド窓の圧力試験結果と良い一致を示し、実機サイズとほぼ同等となる有効径70mm,厚さ2.25mmの窓は、1.45MPa(14.5気圧)の圧力まで耐えうることが判明した。また、真空あるいは安全隔壁としてのダイアモンド窓の設計指針を得た。
菊池 茂人*; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男
JAERI-Tech 98-059, 75 Pages, 1999/01
ペブル状の増殖材、増倍材が採用される増殖ブランケットの熱・応力解析では、ペブル充填層に特有な熱・機械特性、すなわち、ペブル充填層の伝熱特性が圧縮応力の状態により変化する特性や、せん断力により容易に破壊(流れ)が生じる等の粉体としての機械特性を考慮する必要がある。ここでは、地盤(土壌)解析に使用される弾塑性モデルの一つであるドラッカー・プラガー/キャップモデルを採用するとともに、熱・変位連成解析により伝熱特性の圧縮応力依存性を考慮して、定常時ITER増殖ブランケットの熱・応力解析を行った。解析に必要な、ペブル充填層の熱・機械データは、文献に記載されるペブル充填層の応力-ひずみ測定試験と熱特性測定試験の結果を基に評価した。解析により、現設計のITER増殖ブランケットは、温度の設計条件を満たすことを示した。
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。
橋本 和一郎; 中村 尚彦; 五十嵐 実*; 丸山 結; 杉本 純
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1241 - 1246, 1995/00
シビアアクシデント時に炉心から放出されるFPが配管へ沈着する場合、FPの崩壊熱により配管への高温負荷が生じる。そこでFPの崩壊熱等による局所的高温負荷に対する配管構造の挙動に関する知見を得ることを目的に、汎用有限要素法構造解析コードABAQUSを用いた解析を実施した。解析の結果から、シビアアクシデント条件下では、配管曲がり部に局所的にFPが沈着した場合、FPの崩壊熱が局所的高温負荷をもたらし、これが配管に高応力を生じさせること、及び配管拘束条件が配管の変形挙動に大きな影響を及ぼすことを明らかにした。
井岡 郁夫; 加治 芳行; 照沼 勲*; 根小屋 真一; 宮本 喜晟
JAERI-Data/Code 94-010, 60 Pages, 1994/09
JAERI-Data-Code-94-010.pdf:3.76MB
2次冷却系減圧事故時における中間熱交換器(IHX)伝熱管のクリープ座屈時間の評価方法を確証するため、IHX伝熱管を模擬したハステロイXR製の厚肉円筒試験体を用いて、ヘリウムガス中950Cで外圧によるクリープ座屈試験を行い、試験結果と有限要素構造解析コード「ABAQUS」による解析結果を比較した。伝熱管の座屈挙動及び座屈時間に関して、試験結果と解析結果は比較的よく一致し、評価方法の妥当性を検証した。また、座屈後試験片の供用後検査により、引張応力の発生する試験片外側表面に多数の微細な亀裂が確認されたが、その亀裂は試験片を貫通しておらず、伝熱管が座屈しても圧力境界としての健全性が保たれることを確認した。
加治 芳行; 武藤 康
Proc. of the 12th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. L; SMiRT 12, p.129 - 134, 1993/00
高温ガス炉の中間熱交換器の伝熱管は、起動停止時の熱膨張による熱応力を受ける。特に曲り管は、中間熱交換器構造物の中での重要なものの1つである。冷却系の圧力境界となっていることから伝熱管の寿命に対する安全率を確認することは重要である。そこで高温曲り管多軸試験機を製作し、変位制御の面内および面外曲げ試験を行った。その結果をFEMコードABAQUSの解析結果と比較検討した。面内および面外曲げ疲労試験において主き裂の位置および進展方向は、解析結果とよく一致した。クリープ構成式を用いた非弾性解析結果をもとに時間分数和則によって予測した寿命と実験値の比較を行う。
井岡 郁夫*; 加治 芳行; 宮本 喜晟; 西口 磯春*
Nucl. Eng. Des., 137, p.259 - 266, 1992/00
被引用回数：6 パーセンタイル：52.64(Nuclear Science & Technology)高温で外圧力を受ける伝熱管のクリープ破壊時間に及ぼす初期偏平率、肉厚及び圧力レベルの影響について、実験的及び解析的に検討を行った。汎用有限要素法コードABAQUSによる解析結果は、クリープ変形及びクリープ破壊時間ともに実験結果とよく一致した。また、破損試験体の供用後試験を行った結果、試験体の外面にクリープ破壊によって発生した多数のき裂が観察されたが、貫通していなかった。したがって、全ての試験体において破損したにもかかわらず気密性が保たれていることが確認できた。
橋本 和一郎; 鬼沢 邦雄; 栗原 良一; 川崎 了; 早田 邦久; 木村 裕明*
Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. F, p.123 - 128, 1991/08
構造解析コードABAQUSを用いてTMI-2事故時の圧力容器下部ヘッドを対象とした熱応答解析を行なった。この解析の目的は、TMI-2事故によって原子炉圧力容器下部ヘッドのステンレス製ライナーに生じた亀裂の発生要因を解明することである。ここでは、下部ヘッドに堆積した約20トンの炉心溶融物の下部ヘッドに対する熱的影響を2次元軸対称モデルを用いて解析した。解析の結果、下部ヘッドに堆積した均質のUO
層が炉内の冷却材により急冷された場合に下部ヘッド表面付近に最大の引張り応力が生じることが分かった。また下部ヘッド貫通ノズルの溶接部近傍に最大応力が生じたが、これは下部ヘッド上の亀裂がノズル近傍に生じていた事実と一致する。
井岡 郁夫*; 加治 芳行; 宮本 喜晟; 西口 磯春*
Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. L, p.61 - 66, 1991/08
高温での外圧力を受ける伝熱管の破壊時間に及ぼす初期偏平率、肉厚と圧力レベルの影響について実験的及び解析的に調べた。その結果、以下のことがわかった。(1)汎用解析コードABAQUSによって伝熱管のクリープ変形挙動をよく表すことができ、クリープ破壊時間についても実験結果とほぼ一致していた。(2)試験を行った何本かの伝熱管の外表面にクリープ破壊による多くのき裂が観察されたが、き裂は貫通していなかった。したがって、クリープ破壊によってき裂は生じるにもかかわらず気密性は維持されることがわかった。
