H2 流体-構造連成解析による構造健全性評価手法に関する研究 -高速炉上部プレナム内筒における温度成層化時の累積損傷指導教員高田孝准教授・量子システムデザイン工学領域 28H13035 児玉敦司（Atsushi KODAMA）１．序論ナトリウム冷却高速炉で原子炉トリップが発生すると、上部プレナムでは温度勾配の大きな層が形成される温度成層化現象が発生する。温度成層化により構造に損傷が与えられる可能性があるため、流体-構造連成解析による構造健全性評価手法を構築した。２．高速炉上部プレナム内の三次元熱流動解析核燃料サイクル開発機構による 40%出力運転状態からのタ 120s (40%) 3600s (40%) 120s (定格) 3600s (定格) 1) ービントリップ試験を摸擬するために三次元熱流動解析を行い、上部プレナム内構造（内筒）周辺の温度分布を評価し 0 -1000 出力運転状態の模擬解析についても図 1 に示す通り実施した。 -2000 ３．熱応力解析手法の改良従来の熱応力解析手法 2)は、無限円筒に対する各時刻の定常熱応力を求める手法であるため、実際の条件とは大きく異なる。そこで、板厚方向の一次元非定常熱伝導による曲げ応力、上下端部の境界条件、フローホール（FH）の応力集中を Elevation[mm] た（図 1）。同様に、40%出力の流入条件を基に定格（100%）内筒上端 -3000 -4000 上部FH -5000 下部FH -6000 -7000 570 考慮することで熱応力解析手法を改良し FEM との比較を行 630 690 750 Temperature[K] 0 結果が得られたが、応力集中を考慮した場合は 30%程度の誤 40%出力４．高速炉上部プレナム内筒に対する構造健全性評価 -2000 出力の最大累積損傷値は定格出力よりも 100 倍以上高い値である。これは定格出力の場合、温度成層界面に起因する最大応力が FH から離れた位置で発生しているためである。従っ定格出力 Elevation[mm] 差範囲で評価できる見通しを得た。 -1000 リップ 1 回あたりの累積損傷の評価結果を図 2 に示す。40% 810 図 1 各出力の軸方向温度分布った。応力集中を考慮しない場合には FEM とほぼ一致した開発した手法を用い、応力集中を考慮した場合の原子炉ト 600s (40%) 7200s (40%) 600s (定格) 7200s (定格) -3000 -4000 上部FH -5000 下部FH -6000 て、応力集中の影響する FH 付近で高い応力が発生することが有意な累積損傷の原因となることが判明した。また、累積 -7000 1.E-08 1.E-06 損傷蓄積の時系列変化より、原子炉トリップから数百秒以内の熱過渡による応力が重要であることが明らかになった。 1.E-04 1.E-02 1.E+00 Cumulative damage[-] 図 2 各出力の累積損傷分布５．結論実現象に近い条件での流体-構造連成解析及び構造健全性評価を行い、温度成層化時に高速炉上部プレナム内筒に与えられる累積損傷の特徴及び重要な原因を明らかにした。参考文献 1) S. YOSHIKAWA, et al., JAEA-Data/Code 2008-024, 2008. 2) I. FURUHASHI, et al, J. of comp. sci. and tech. Vol.2, No.4, pp.547-558, 2008. H2 Study on Structural Integrity Assessment by Fluid-Structure Interaction Analysis - Cumulative Damage of Thermal Stratification at Inner Barrel of Upper Plenum in Fast Reactor – 28H13035 Atsushi KODAMA Quantum Engineering and System Design Laboratory 1. Introduction When a reactor scram occurs in a sodium cooled fast reactor (SFR), a thermal stratification takes place at an upper plenum of the reactor. Because thermal stratification may damage inner structures of the plenum, we have developed a method of structural integrity assessment based on fluid-structure interaction analysis. 2. Three-dimensional thermal-hydraulics analysis 120s (40%) 3600s (40%) 120s (Full) 3600s (Full) A three dimensional thermal-hydraulics analysis is conducted to simulate a turbine scram test1) from 40% power operation by Japan 0 Nuclear Cycle. So that a temperature distribution near the inner barrel -1000 40% power output. 3. Modification of thermal stress analysis Elevation[mm] is evaluated (Figure 1). Full power output conditions are also simulated as shown in Fig. 1 by modifying the inflow condition of An existing model2) only evaluates a steady state thermal stress at -3000 -4000 Upper FH -5000 Lower FH -7000 stress analysis is modified considering the effects of bending stress, 570 upper and bottom edges and stress concentration at flow holes (FH). 4. Structural integrity assessment of inner barrel Figure 2 shows the result of cumulative damage per one reactor scram. The maximum damage of 40% power output is more than 100 times as much as that in the full power output because the maximum 40% -1000 Full -2000 -3000 -4000 Upper FH -5000 Lower FH stress caused by thermal stratification appears at a little bit far from FH. It is concluded that a main factor of cumulative damage is a stress near flow holes that causes stress concentration. It is also found from time histories of the cumulative damage accumulation that thermal transient within several hundred seconds after a reactor 810 0 Elevation[mm] concentration. 630 690 750 Temperature[K] Fig. 1 Axial temperature distribution The result of analysis without stress concentration is in close stress is predictable within 30% of accuracy in case of stress Upper edge -2000 -6000 each instant of time on infinite cylinder. Consequently the thermal agreement with the result of FEM. On the other hand, the thermal 600s (40%) 7200s (40%) 600s (Full) 7200s (Full) -6000 -7000 1.E-08 1.E-06 1.E-04 1.E-02 1.E+00 Cumulative damage[-] Fig. 2 Cumulative damage distribution scram is of importance. 5. Conclusion We have developed a practical fluid-structure interaction analysis method and have shown the important factor and characteristics of cumulative damage due to thermal stratification in SFR. References 1) S. YOSHIKAWA, et al., JAEA-Data/Code 2008-024, 2008 2) I. FURUHASHI, et al, J. of comp. sci. and tech. Vol.2, No.4, pp.547-558, 2008.