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杉野 英治*; 伊藤 裕人*; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
日本原子力学会和文論文誌, 4(4), p.233 - 241, 2005/12
本研究の目的は、既存の軽水炉原子力発電プラントの長期利用の観点から、安全上重要な機器構造物の経年変化事象を適切に考慮した地震時構造信頼性評価手法を確立することである。そこで、1次冷却系配管における応力腐食割れや地震荷重による疲労き裂進展などの経年変化事象に着目し、確率論的破壊力学に基づいた配管破損確率評価コードPASCAL-SCと、プラントサイトの地震発生確率及び地震発生確率レベルに応じた地震動を算出するための確率論的地震ハザード評価コードSHEAT-FMを開発し、これらを組合せた経年配管の地震時構造信頼性評価手法を提案した。この手法を用いてBWRモデルプラントの再循環系配管溶接線の1つについて評価した。その結果、経年配管の破損確率は、運転時間がある時期を過ぎると急激に増加する傾向にあり、相対的に地震荷重よりも経年変化による破損の影響が大きいことがわかった。
茅野 栄一; 丸山 結; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 湯地 洋子; 工藤 保; 橋本 和一郎*
Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.107 - 115, 2001/06
高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性の評価を目的とした配管信頼性実証試験計画では、配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得している。試験と並行して、試験後解析は汎用有限要素法解析コードABAQUSを用いて行っている。原子力用SUS316冷間引抜管と蒸気発生器伝熱管を用いた試験の解析をまとめた。これらの解析では本計画で作成した3次クリープ域を考慮したクリープ構成式を用いた。冷間引抜管の試験結果とシェル要素を用いた3次元解析の結果は試験結果と比較して、外径増加量は過小評価となり、破断時間が長くなる傾向が見られた。シェル要素とソリッド要素を用いた2次元解析から、この差異はシェル要素に起因することがわかった。蒸気発生器伝熱管の解析では、ソリッド要素を用いた2次元解析を実施し、破断時間が実験結果と良く一致した。
茅野 栄一; 丸山 結; 湯地 洋子; 柴崎 博晶*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 工藤 保; 橋本 和一郎; 前田 章雄*
JAERI-Conf 2000-015, p.303 - 308, 2000/11
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。WIND計画ではこれまでに配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得してきた。これと並行して、実施した試験の試験後解析を行い、解析モデルの適用性を検討してきた。WIND計画で実施されたいくつかの配管破損試験の事例を提示する。さらに、それらの1つである原子力用SUS316冷間引抜管を用いた小口径配管試験の試験後解析を実施した。この解析では3次クリープ域を考慮した構成式を用いた。2次元モデル及び3次元モデルの解析結果の提示、及び試験結果との比較を行った。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。3次元解析の結果は、過小評価ではあるものの、破損時間は推定誤差範囲内に収まった。
小森 芳廣; 桜井 文雄; 石塚 悦男; 佐藤 猛; 斎藤 実; 二村 嘉明
ANL/RERTR/TM-19, CONF-9209266, 0, p.251 - 258, 1993/00
JMTRの低濃縮化に伴い、安全解析を実施した。安全解析では、設計基準事象についてシナリオを含めて再検討し、選定した事象を運転時の異常な過渡変化と事故とに分類した。また、安全性の判断基準についても見直しを行った。設計基準事象の熱水力解析を行った結果、一次冷却水流出事故に対応するために、事故発生後より早期に原子炉を停止し、また崩壊熱除去のための冷却水流量を増加する必要のあることが明らかとなった。このため、「主循環ポンプ商用電源異常」によるスクラム信号を安全保護系統に新たに追加し、また主循環ポンプを非常用電源に接続して事故発生後も崩壊熱除去のために運転継続することとした。
