技術システム研究所原子力発電の安全性・信頼性の一層の向上を求めて

原子力発電の安全性・信頼性の一層の向上を求めて
トラブルを未然の防ぐ

 原子力発電所の機器や設備の故障要因を見つけだすことにより、発電所での事故・故障を未然に防ぐことができます。熱流動・構造グループでは、高経年化の一因である応力負荷・熱負荷を評価する研究および劣化によるトラブルを未然に防止する研究を行っています。

熱流動評価

 流体の温度変化による疲労、流動による配管劣化などについて、数値解析と実験の両面からその要因となる流れの挙動評価を行い、防止対策を検討しています。

構造評価

 数値解析と実験を組み合わせて、地震荷重や運転時の振動荷重、溶接や流動による熱負荷の影響を明らかにし、機器の構造強度を解析・評価するための技術開発を行っています。

配管合流部の流体温度変動の
数値シミュレーション

熱疲労実験装置

レーザーと高速度カメラによる
配管内流速分布の測定実験

小口径配管の異常振動を評価する
振動応力測定装置開発

溶接部の残留応力を予測する数値シミュレーション

主な成果

●配管中の流体温度変動の解析評価研究の成果を踏まえ日本機械学会指針策定に参画
●流れ加速型腐食およびキャビテーションに関する研究成果を踏まえ、日本機械学会規格策定に参画
  • 補機容器の地震時応力評価システム開発

  • 原子力施設の設計評価を技術指導

研究スタッフ

  • 高経年化研究センター熱流動・構造グループリーダー
    釜谷 昌幸リンク
  • 高経年化研究センター熱流動・構造グループ
    歌野原 陽一リンク
  • 高経年化研究センター熱流動・構造グループ
    港 昭三リンク
  • 高経年化研究センター熱流動・構造グループ
    三好 弘二リンク
  • 高経年化研究センター熱流動・構造グループ
    村瀬 道雄リンク