Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
研究炉使用済燃料輸送容器構造検討グループ
JAERI-Review 2005-023, 133 Pages, 2005/07
JAERI-Review-2005-023.pdf:18.88MB
原研では、2基のステンレス製研究炉使用済燃料輸送容器JRC-80Y-20Tを作製し、1981年から使用してきた。シリサイド燃料を輸送するために設計変更を米国原子力規制委員会(NRC)に申請したが、落下衝撃解析に用いたDavisの評価式がその適用範囲外であることを指摘され、2004年4月以降の容器使用が認められなかった。衝撃応答解析コードLS-DYNAを用いた計算結果を追加でNRCに提出したが、蓋のシール領域に塑性変形を示しており、依然として容器承認が取得できなかった。このような輸送容器の設計承認問題に対応するため、検討グループを6月末に設置した。同グループでは、まず既に実施した落下解析結果の妥当性検討として、入力データの妥当性検討及び感度解析を実施した。検討した範囲において落下解析がおおむね妥当であり、解析結果の見直しだけで容器承認をNRCから得ることはできないと結論付けた。
國富 一彦; 篠崎 正幸; 大久保 実; 小池上 一*; 丸山 茂樹*
Proc. of ARS 94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.188 - 192, 1994/00
高温工学試験研究炉(HTTR)には、熱交換能力10MWで、950
Cの1次系ヘリウムガスを2次系と熱交換する中間熱交換器が設置してある。中間熱交換器の内部構造物の温度は、通常運転時でも900Cを超えるため、内部構造物の構造評価は非弾性解析で行わなくてはならない。本発表では、(i)非弾性解析のための評価事象の選定方法、(ii)初期の数サイクルの解析結果から寿命末期のクリープ損傷を外挿する方法を中心に内部構造物の構造評価について述べる。また、内部構造物のうち高温ヘッダ部の評価結果を示す。
幾島 毅; 武田 洋*; 佐野川 好母
日本原子力学会誌, 23(7), p.470 - 476, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子炉構造解析に広く使用されている汎用有限要素法計算プログラムについて、開発経緯、使用用途、計算能力、プリ、ポストプロセッサおよび計算例について概説する。汎用有限要素法計算プログラムの大部分のものは米国やヨーロッパ諸国において製作されたものであるが、最近、国内でも精力的に独自の計算プログラムが開発されており、これらの近況についても概説したものである。
森下 正樹; 大谷 章仁*
no journal, ,
日本機械学会コードケースN-CC-008は、非弾性応答時刻歴解析とひずみ基準による配管耐震設計のための設計ルールを定めている。コードケースは疲労損傷評価において、サイクルカウントにレインフロー法を用いている。一方、ASME Code Section VIII, Division 2には"The Rainflow cycle counting method is recommended but not applicable for non-proportional loading"と記載されている。そこで、われわれは地震加振による配管のひずみが比例か非比例かを検証した。解析には伊藤らにより提案されたIS法を用いた。解析の結果、地震動によって配管系に生じる多軸ひずみは、ほぼ比例することが示された。この結果に基づき、われわれはRainflowサイクルカウント法が配管の地震時疲労評価に十分適用可能であると結論づけた。本論文では地震荷重による配管のひずみが比例するという結論を支持するために、振動モードとひずみ成分の関係の観点からもいくつかの考察を行った。
