[2I15-17] 事故時熱流動

[2I15] RPV保全最適化のための3D-CFD＆FEMによるPTS時の構造健全性評価

*阮 小勇¹、中筋 俊樹¹、森下 和功¹ (1. 京都大学)

キーワード：原子炉圧力容器、加圧熱衝撃、保全最適化、構造健全性評価、三次元数値流体解析、有限要素法解析

冷却材喪失事故(LOCA)時の炉心冷却により原子炉圧力容器(RPV)は加圧熱衝撃(PTS)荷重を受ける。特に、圧力容器は中性子照射により脆化するため、圧力容器は脆性破壊する可能性がある。
本研究では、4ループRPVを対象に、非常用炉心冷却設備(ECCS)の5つの異なる対称または非対称冷却水注入ケースを検討した。それぞれのケースについて、三次元数値流体解析(3D-CFD)および有限要素法(FEM)に基づく構造健全性評価を行い、PTS時のRPV全体の健全性を検討した。これら5つのケースの応力拡大係数(SIF)を比較することにより、RPVの保全および検査・補修方法の最適化について議論した。