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論文

貫通亀裂付きエルボの変位制御荷重下の破壊挙動に関する研究

町田 秀夫*; 小泉 悠*; 若井 隆純; 高橋 宏治*

日本機械学会M&M2019材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.OS1307_1 - OS1307_5, 2019/11

本研究では、変位制御荷重を受ける管の破壊試験と破壊解析を実施した。ナトリウム冷却原子炉配管における破断前漏洩(LBB)の実現可能性を評価する上で重要な周方向貫通亀裂を有する管の破壊挙動を把握するため、直管とエルボの間の溶接線に周方向貫通亀裂を有する管に対する破壊試験をで実施した。その結果、180度の大きな周方向貫通亀裂があっても、変位制御荷重条件において不安定破壊が生じないことがわかった。材料の引張試験結果に基づいて設定されたGursonのパラメータを使用して、管の破壊解析を実施したところ、解析結果と試験結果とよく一致し、ナトリウム冷却原子炉配管の破壊挙動を予測することが可能であることが分かった。

報告書

核融合装置二重壁真空容器設計の合理化と実用化に関する研究

中平 昌隆

JAERI-Research 2005-030, 182 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-030.pdf:12.57MB

ITERの真空容器は供用中非破壊検査が困難なため、全く新しい安全確保の考え方を構築する必要がある。また、二重壁構造の閉止溶接の裏側へのアクセスが不可能であるため、従来の構造技術基準では対応できない。さらに高さ10m以上の大型構造体であるが$$pm$$5mm以下の高精度で製作する必要があり、複雑形状で大型なため合理的な溶接変形予測手法を構築する必要がある。本研究では、微小な水リークによる核融合反応停止という性質に着目し、トカマク型の核融合装置が反応停止にかかわる固有の安全性を有することを証明した。これにより、安全性を損なわず供用中非破壊検査が不要とする大幅な合理化の提案ができた。また、二重壁構造を合理的に構築する部分溶込みT字溶接継手を提案し、継手強度並びにすきま腐食感受性を定量的に把握し受容性を確認した。さらに、合理的な溶接変形予測手法を提案するとともに、実大での溶接試験結果と比較してその有効性を確認し、大型の複雑形状を持つ溶接構造物の溶接変形を簡易的に、かつ十分な精度で評価できる手法を提案した。

論文

ITER真空容器におけるき裂と水リーク量の相関並びにトカマク型核融合固有の安全性評価

中平 昌隆; 渋井 正直*

日本機械学会第9回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集,No.04-2, p.267 - 272, 2004/06

ITER真空容器はトリチウムと放射化ダストを内包する放射性安全上の物理障壁である。貫通き裂から水リークが発生し、生じた電磁力に対して真空容器が不安定破壊を起こさなければ、構造安全性が確保され、固有の安全性を証明できる。まず貫通き裂と水リークの解析モデルを構築し、実験的に検証した。本モデルによりITERの核融合反応を停止させる貫通き裂長さは、約2mmと算出し、不安定破壊を起こすき裂長さは約400mmと評価した。したがってプラズマ停止を起こす貫通き裂により真空容器が不安定破壊することはないと結論づけられ、核融合の固有の安全性を証明した。

論文

Structural safety assessment of a tokamak-type fusion facility for a through crack to cause cooling water leakage and plasma disruption

中平 昌隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(2), p.226 - 234, 2004/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.35(Nuclear Science & Technology)

トカマク型核融合装置は、プラズマ停止に関し固有の安全性があるとされる。水リークにより、プラズマが安全停止することもあるが、プラズマディスラプションが生じる可能性もあり、この時真空容器に電磁力が作用する。真空容器はトリチウムと放射化ダストを内包する放射性安全上の物理障壁である。貫通き裂から水リークが発生し、生じた電磁力に対して真空容器が不安定破壊を起こさなければ、構造安全性が確保され、固有の安全性を証明できる。よって構造安全性を確保する系統的手法の開発を行った。まず貫通き裂と水リークの解析モデルを構築し、実験的に検証した。本モデルによりプラズマを停止させる貫通き裂長さは、約2mmと算出し、不安定破壊を起こすき裂長さは約400mmと評価した。したがってプラズマ停止を起こす貫通き裂により真空容器が不安定破壊することはないと結論づけられ、固有の安全性を証明した。

報告書

Applicability of LBB concept to tokamak-type fusion machine

中平 昌隆

JAERI-Tech 2003-087, 28 Pages, 2003/12

JAERI-Tech-2003-087.pdf:1.74MB

トカマク型核融合装置は、プラズマの自動消滅という固有の安全性を有している。わずか0.1g/s以下の水リークによりプラズマが消滅するが、この際ディスラプションを起こすことがある。このプラズマディスラプションは、真空容器及びプラズマ対向機器に電磁力を発生させる。真空容器は、トリチウムや放射性ダスト等の物理障壁であり、もし貫通き裂からのリークによって発生する電磁力に対し、不安定破壊することがなければ、構造安全性は確保され、固有の安全性を実証することになる。本報告では、上記のような破断前漏洩(Leak Before Break, LBB)概念の真空容器への適用性を評価するため、解析モデルを構築し、クラック状の貫通き裂を模した真空リーク試験によりその妥当性を検証した。本解析により、プラズマを消滅されるための限界き裂長さは約2mmと見積もられ、一方真空容器を不安定破壊させる限界き裂長さは約400mmと見積もられた。したがって真空容器は貫通き裂からのリークによって発生する電磁力に対し、不安定破壊することは無いと結論づけられ、構造安全性を確保するとともに固有の安全性を実証した。

報告書

安全研究成果の概要(平成11年度-動力炉分野)

安全計画課

JNC TN1400 2000-012, 250 Pages, 2000/11

JNC-TN1400-2000-012.pdf:10.18MB

平成11年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に基づき実施してきた。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに、耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成11年度の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。

報告書

安全研究基本計画(平成13年度$$sim$$平成17年度)

not registered

JNC TN1400 2000-010, 70 Pages, 2000/10

JNC-TN1400-2000-010.pdf:2.87MB

本計画は、平成11年度より国の「安全研究年次計画」(平成13年度$$sim$$平成17年度)の策定作業に協力する形でニーズ調査及び研究課題を提案し、国の「年次計画」で採用された研究課題の他に社内研究を含めたサイクル機構の計画として策定した。サイクル機構の安全研究は、高速増殖炉、核燃料施設、耐震、確率論的安全評価、環境放射能、廃棄物処分及びその他(「ふげん」の廃止措置)の7分野において実施することとしている。なお、本計画は、安全研究専門部会、中央安全委員会及び理事会において審議され、決定されたものである。

報告書

軽水型原子炉配管の不安定破壊特性に関する研究

栗原 良一

JAERI-Research 98-043, 106 Pages, 1998/08

JAERI-Research-98-043.pdf:6.65MB

軽水炉原子炉配管の漏洩先行型破損(LBB:Leak Before Break)概念の成立性を実証するための試験研究として、特に、貫通に至らない表面き裂を配管内面周方向に想定した場合、過大荷重が作用しても、き裂が瞬時に伝播するような不安定破壊を起こさず、板厚方向にのみ伝播する安定破壊に至ることを実証することは重要である。日本原子力研究所で実施した配管不安定破壊試験は、このような背景のもとに計画されたものであり、表面き裂を有する配管試験体に単調増加荷重または繰り返し荷重を負荷することによって、配管が不安定破壊する条件を明らかにした。本論文では、配管不安定破壊を、外荷重を単調増加して内表面き裂を有する配管を破壊させる静的不安定破壊と、繰り返し荷重で配管を破壊させる動的不安定破壊に分けて検討した。

論文

Influence of wetting effect at the outer surface of the pipe on increase in leak rate; Experimental results and discussion

磯崎 敏邦; 柴田 勝之

LBB95: Specialist Meeting on Leak Before Break in Reactor Piping and Vessels, 0, 10 Pages, 1995/00

LBB(破断前漏洩)とは、き裂が貫通した配管からの冷却水漏洩を検知し、その後原子炉停止等の手段を講じることにより、配管の破断を未然に防止する技術的手法を言う。したがって、LBBの成立にはき裂寸法と漏洩量が重要なパラメータとなる。漏洩量について実験と解析が世界的に実施されているが両者が一致しない。漏洩量は臨界流量とき裂開口面積の積で表わされる。原研で実施した漏洩試験の結果に基づき、周方向き裂からの漏洩による試験配管表面温度がき裂開口面積に与える影響について述べた。試験配管と金属保温材間の環状空間に漏れた冷却水が停滞し配管底部が濡れて100$$^{circ}$$Cに保持される。すると配管底部は熱収縮しその結果き裂は配管の開口する。その結果、漏洩量が増えLBB成立には有利であることを示した。さらに有限要素法によるADINAコードを用い、実験で得られた配管表面温度を入力させてき裂下向面積を解析し実験結果を裏付けた。

報告書

Fail-safe first wall for preclusion of little leakage

渋井 正直*; 中平 昌隆; 多田 栄介; 高津 英幸

JAERI-M 94-074, 16 Pages, 1994/05

JAERI-M-94-074.pdf:0.56MB

二重壁構造は、破断全漏洩や多経路荷重の概念を使えばフェールセーフにできる可能性があり、また微小リーク問題を解決できる可能性があるため、ITERの第一壁には有望である。フェールセーフ強度が都合良く定義できれば、損傷領域でのき裂の成長がある程度許されるため、プラズマ運転に支障をきたすことなく安定した冷却材のリークを検出することができる。本報告では、微小リーク問題を扱い、き裂状欠陥からの冷却材の微小リーク量を評価する手法を提案する。更に、この微小リーク問題を解決するための二重壁・フェールセーフ第一壁構造を提案し、そのフェールセーフ性を議論する。

論文

Results of reliability test program on light water reactor piping

柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩三; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫

Nucl. Eng. Des., 153, p.71 - 86, 1994/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:66.93(Nuclear Science & Technology)

原研では、科技庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性および信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本論文は実証試験の成果の概要を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験及び配管破断試験を実施した。配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。

論文

軽水炉1次冷却系配管信頼性実証試験の成果概要

柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩三; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫

日本原子力学会誌, 35(10), p.923 - 939, 1993/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:19.05(Nuclear Science & Technology)

原研では、科学技術庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性・信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本報告は、実証試験の成果を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験および配管破断試験を実施した。配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。

報告書

配管信頼性実証試験技術報告書

機器信頼性研究室

JAERI-M 93-076, 438 Pages, 1993/05

JAERI-M-93-076.pdf:14.56MB

原研は科技庁からの受託試験として、昭和50年度から平成4年度まで、特別会計事業として配管信頼性実証試験を実施している。本報告書は大型試験装置を用いた平成2年度まで約16年間の研究成果を体系的にまた包括的にまとめた。試験目的は、軽水型発電プラントの1次冷却系配管は(1)供用期間中健全であること、(2)破断の可能性はないこと、(3)万一破断しても周辺機器へ重大な影響を与えないことを実証することである。そのため、上記目的に対応して(i)配管疲労試験、(ii)配管不安定破壊試験、(iii)配管破断試験、(iv)計算コードによる解析および評価を実施し、所期の目的を達成した。

論文

Results of piping reliability test program at JAERI

柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩之*; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫

Proc. of 6th German-Japanese Seminar on Structural Strength and NDE Problems in Nuclear Engineering, 19 Pages, 1993/00

原研では、科技庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性および信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本報告は、実証試験の成果を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験および配管破断試験を実施した配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。

論文

複数疲労き裂の進展を考慮したLBB成立性評価

柴田 勝之

日本機械学会論文集,A, 58(552), p.1347 - 1352, 1992/08

配管のLBB評価においては、複数疲労き裂が成長・合体して大きな単一の未貫通または貫通亀裂が生じる可能性やこのき裂から破断が発生する可能性についての検討が必要である。本論文では複数疲労き裂の進展を考慮したLBB評価法を検討するとともに、BWR再循環系配管についてLBB成立性を評価した。複数き裂を考慮する方法として複数き裂が成長し、肉厚貫通と同時に合体すると仮定し、き裂寸法が最大となる条件を導入した。この複数き裂の考慮に基づきBWR再循環系配管のLBB評価を行った結果、口径4インチ以上の配管ではLBBが成立すると推定される。

論文

Overview of piping reliability test program at the Japan Atomic Energy Research Institute

磯崎 敏邦; 柴田 勝之; 鈴木 三郎*; 植田 脩三; 栗原 良一

Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology, Vol. SDO, p.401 - 412, 1991/08

この論文は原研が1975年から1990年まで実施してきた配管信頼性実証試験の概要について述べてある。この試験の目的は、(1)軽水炉配管の寿命期間中の健全性、(2)軽水炉配管に不安定破壊の発生しないこと、(3)想定配管破断事故に対する防護設備の有効性を実証する、ことである。そのため上記目的に対応して、(a)配管疲労試験、(b)配管不安定破壊試験、(c)配管破断試験、を実施した。(1)配管疲労試験の結果、初期き裂つき配管にくり返し曲げ荷重を作用させても、き裂は貫通せず炉寿命中健全性は保持されることが分かった。(2)配管不安定破壊試験の1つとして、き裂つき4点曲げ試験と貫通き裂つき配管からの冷却材漏洩率試験を実施した。4点曲げによって配管が破断するき裂角度よりも、漏洩検知可能なき裂角度の方が大であれば、配管破断以前に漏洩検知可能となり破断前漏洩が成立する。配管系統別に成立範囲を求めた結果、BWR給水系配管・再循環系配管およびPWR hot leg配管では、口径4インチ以上ならば破断前漏洩が成立することが分かった。

論文

複数疲労き裂の進展を考慮したLBB成立性評価

柴田 勝之

材料力学講演会講演論文集, Vol. B, p.149 - 151, 1991/00

配管のLBB評価においては、複数疲労き裂が発生し、大きな未貫通き裂に成長する可能性や、このき裂から破断が発生する可能性についての検討が必要である。本報では、複数疲労き裂の進展を考慮したLBB評価法を検討するとともに、BWR再循環系配管についてLBB成立性を評価した。複数き裂を考慮する方法として複数き裂が成長し、肉厚貫通と同時に合体すると仮定してき裂寸法が最大となる条件を検討した。この複数き裂の考慮に基づきBWR再循環系配管のLBB評価を行った結果、口径4インチ以上の配管でLBBが成立することが分った。

報告書

貫通き裂からの冷却材漏洩量計算プログラムの作成

篠川 英利; 柴田 勝之; 磯崎 敏邦

JAERI-M 90-050, 106 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-050.pdf:2.17MB

軽水型原子力プラントで使用する配管の構造安全設計基準へLBB概念を導入するための研究の一環として、配管貫通き裂からの冷却材漏洩量を評価するためのプログラムを作成した。本プログラムの漏洩流量評価モデルではHENRYの臨界流モデルとMOODYの二相流モデルとを使用し、配管き裂開口変位の計算にはTada-Parisの式を使用している。き裂形状、内圧、配管寸法、流体温度、曲げ応力を入力する事で、冷却材の漏洩量の計算が行なえる。また、逆に必要な冷却材漏洩量を荷重条件を入力する事でき裂の大きさを決める事もできる様にした。また、配管貫通き裂からの漏洩量だけでなく、長方形スリット形状からの漏洩量評価も行なえる様にした。

論文

Measurement of leak-rate through fatigue-cracks in pipes under four-point bending and BWR conditions

磯崎 敏邦; 柴田 勝之; 篠川 英利; 宮園 昭八郎*

Int. J. Press. Vessels Piping, 43, p.399 - 411, 1990/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:76.59(Engineering, Multidisciplinary)

漏洩が配管破断に先行して検知可能となるならば、原子炉運転員は十分な時間的余裕をもっとプラントを停止させることが出来る。その結果格納容器内のレストレントや防護板等、LOCAを起因事象とした後続事故の防止設備が撤去可となり、プラントの設計合理化に役立つ。このような原子炉安全工学上の技術をLBB(Leak Before Break:破断前漏洩)と言う。現在の技術では4kg/分の漏洩率は1時間以内に検知可能とされている。貫通疲労き裂つき配管に曲げ荷重のレベルを変えて計測した冷却漏洩率と、この検知可能な漏洩率とを比較することによってLBBの可能性を検討した。その結果(1)曲げ応力の増加とともに漏洩率は上昇する。(2)き裂長さの増加とともに漏洩率も上昇する。(3)4kg/minを生じる漏洩では不安定破壊は生じない。

論文

Progress and evaluation of test results on JAERIs ductile pipe fracture test program

柴田 勝之; 中城 憲行*; 鬼沢 邦雄; 宮園 昭八郎

Proc. on the 4th Japanese-German Joint Seminar on Structural Strength and NDE Programs in Nucl. Eng., p.347 - 364, 1988/00

原研では、軽水炉配管の寿命中における健全性ならびに破断前漏洩に関する実証試験の一環として配管の不安定破壊試験を実施している。この試験では、3インチ、6インチおよび12インチ口径の貫通または未貫通欠陥付きステンレス鋼配管および炭素鋼配管を供試体に使用し、4点曲げ荷重下における破壊挙動を調べている。本報では、得られた配管試験データに基づいて、実断面応力基準の適用性、き裂開口面積評価、配管の安定性評価等を検討した。

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