2016年秋の大会

講演情報

一般セッション

III. 核分裂工学 » 304-1 伝熱・流動(エネルギー変換・輸送・貯蔵を含む)

[2K21-23] 熱疲労評価

2016年9月8日(木) 17:40 〜 18:30 K会場 (久留米シティプラザ 大会議室1)

座長:大島 宏之(JAEA)

17:40 〜 17:55

[2K21] 高低温水合流部における高サイクル熱疲労評価

その1:管壁温度測定実験による熱応力特性

*三好 弘二1、歌野原 陽一1、釜谷 昌幸1 (1.INSS)

キーワード:熱疲労、高低温水合流、T字配管、熱応力、熱電対、温度変動

原子力発電所の配管合流部では温度差のある流体が混合する場合があり,このような部位に熱疲労が生じる可能性がある.熱疲労を考慮した設計を行うには,構造材中の応力分布を適切に把握することが重要である.本研究では,T字配管を対象に高低温水合流部の管壁温度測定実験と数値解析により熱応力特性を検討した.実験では,ステンレス製T字合流配管下流域を中心に管内壁に熱電対148本を埋め込んだ試験体を使用した.実験条件は高温側流体温度約60℃,低温側流体温度約25℃,主管/分岐管の流速比は分岐管からの噴流が主管上壁に沿って流れる壁面噴流条件とした.熱応力は,管内面の温度測定結果を境界条件とし、有限要素解析により求めた.その結果、応力変動が大きい範囲は局所的であり,その変動幅と管内面の温度変動幅の分布は類似していた.また,周期が10秒程度の管壁温度の変動が応力変動幅増加の要因となっていることがわかった.