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J-GLOBAL ID：201702272076227778   整理番号：17A1059129

高内圧を受ける原子炉格納容器構造物の有限要素モデル化【Powered by NICT】

Finite element modelling of a nuclear containment structure subjected to high internal pressure

著者 (5件)： Tavakkoli I. (Civil Engineering Department, Ryerson University, Toronto, Canada) ,  Tavakkoli I. (Civil/Design/Layout, SNC-Lavalin Inc., Mississauga, Canada) ,  Kianoush M.R. (Civil Engineering Department, Ryerson University, Toronto, Canada) ,  Abrishami H. (Civil/Design/Layout, SNC-Lavalin Inc., Mississauga, Canada) ,  Han X. (Civil and Project Engineering, SNC-Lavalin Inc., Mississauga, Canada)
資料名： International Journal of Pressure Vessels and Piping  (International Journal of Pressure Vessels and Piping)
巻： 153  ページ： 59-69  発行年： 2017年 
JST資料番号： H0395A  ISSN： 0308-0161  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： イギリス (GBR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 本論文の目的は,過酷事故時に遭遇することがはるかに高い内圧を原子力発電所格納容器構造の応答を調べることである。内圧を受けるプレストレスト格納容器構造の非線形応答を予測するために,有限要素プログラムANSYSを用いた。モデリングプレストレス緊張材要素のための主要な課題はプレストレス損失を含むプレストレス力に影響するパラメータに適応した。本研究では,プレストレス緊張材を離散要素を用いてモデル化した。対称様式で位置していないとき,この方法である緊張材をモデル化するために,より適切である。プレストレッシングシステムの影響を,有限要素モデルにおける緊張材に及ぼす初期歪として直接添加した。提案した方法はプレストレス力を更新するために,緊張材力の不均一損失を収容するために有限要素モデルの能力を可能にした。がこの研究の主題格納容器構造は現在の標準の設計要求に適合することが観察された。格納容器構造は1.5回設計圧力以上の直線的に挙動し,圧力能力の構造健全性限界は2.7時間設計圧力として推定した。Copyright 2017 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【Powered by NICT】

シソーラス用語： *モデリング ,  *内圧 ,  対称性 ,  原子力発電所 ,  緊張材 ,  *原子炉格納容器 ,  プレストレス ,  *構造物
準シソーラス用語： 有限要素解析 ,  構造健全性 ,  初期歪 ,  ANSYS ,  *有限要素 ,  非線形応答 ,  *FEMモデル , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (5件)： 原子力発電所 ,  格納容器構造 ,  有限要素解析 ,  プレストレスト構造 ,  限界耐圧能力

分類 (1件)： 原子炉格納施設  (MD04060L)

タイトルに関連する用語 (4件)： 内圧 ,  原子炉格納容器 ,  構造物 ,  有限要素モデル