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J-GLOBAL ID：202102210341453963   整理番号：21A1823088

PWR型原子炉冷却材ループの減衰比測定のためのオンサイト振動試験【JST・京大機械翻訳】

On-Site Vibration Test for Measuring Damping Ratio of PWR Reactor Coolant Loop

著者 (5件)： Ishiguro Takami (The Kansai Electric Power Co., Inc., Mikata, Japan) ,  Numata Takeshi (The Kansai Electric Power Co., Inc., Ohi, Japan) ,  Goshima Nobuyoshi (Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Kobe, Japan) ,  Monde Masatsugu (Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Takasago, Japan) ,  Fuyama Hiroyuki (Mitsubishi Heavy Industries, Ltd., Kobe, Japan)
資料名： ASME Conference Proceedings  (ASME Conference Proceedings)
号： PVP2017  ページ： Null  発行年： 2017年 
JST資料番号： A0478C  資料種別： 会議録 (C)
記事区分： 原著論文  発行国： アメリカ合衆国 (USA)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 東日本大震災後の建設計画Licenseの適用において,過去適用において通常0.5%または1%である2点支持蒸気発生器(SGs)を有する原子炉冷却材ループ(RCL)の地震解析に対して3%を適用する減衰比を再評価する必要がある。再確認のために,SGsの振動試験を,Kansai電力会社のMihama発電所のユニット2とユニット3で実施した。Mihamaユニット2における試験において,SGトップは振り子型ハンマーリング装置によって水平にヒットした。その結果,ホットレッグ(HL)方向において,9%の減衰比率を得た。Mihamaユニット3の試験では,SGとSG上部マンホールを取り巻く鉄筋コンクリート壁の頂部に電気油圧アクチュエータを設置した。励起試験において,周波数応答曲線を,一定振幅で正弦波における周波数段階的変化によって得た。減衰比は,HL方向と比較してより小さな減衰比を与えるHL垂直方向において,標準値としてJEAG4601-1991で規定された3%以上と確認された。スナッバの散逸エネルギーを測定し,スナバー自体がMihamaユニット2とユニット3の試験のような小さなSG変位に対する減衰効果に寄与しないことを確認した。スナバーの大きな散逸エネルギーは地震で予想される。減衰比が使用されるならば,RCL地震解析において,保守的な大きな応答が計算されることが実現された。Please refer to the publisher for the copyright holders. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 周波数応答 ,  励起 ,  保全 ,  発電所 ,  正弦波 ,  マンホール ,  地震 ,  *PWR型原子炉 ,  *原子炉冷却材 ,  工事計画 ,  振り子 ,  スナバ回路 ,  規格値 ,  蒸気ボイラ
準シソーラス用語： 東日本大震災 , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (2件)： 原子炉熱力学  (MD02030Q) ,  原子炉冷却系  (MD04040P)

タイトルに関連する用語 (5件)： PWR型原子炉 ,  冷却材 ,  ループ ,  減衰比 ,  振動試験