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永江 勇二; 山本 賢二*; 大谷 知未*
Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 7 Pages, 2015/07
The most important failure mode to be prevented is creep-fatigue at elevated temperatures in fast reactors. 316FR stainless steel is a candidate material for the reactor vessel and internal structures. Evaluation method for creep-fatigue life, based on the time fraction rule, has been already developed in base metal of 316FR stainless steel. Development of procedure in evaluating creep-fatigue life is also necessary for the weldment of 316FR stainless steel by using similar filler or 16-8-2 filler. Compared between mechanical properties of weldment and those of base metal, strength-reduction factors for weldment have been evaluated. Strength-reduction factor for fatigue has been proposed. It is considered that strength-reduction factor for creep strength is not necessary. Creep-fatigue life could be evaluated for weldments of similar filler and 16-8-2 filler in the same way, because a difference in mechanical properties between both filler metals is negligible. Creep-fatigue life by the time fraction rule using analytical relaxation curve for weldments were compared with experimental data, and the evaluation method of creep-fatigue life for the weldments of 316FR stainless steel has been proposed.
安藤 勝訓; 渡邊 壮太*; 菊地 浩一*; 大谷 知未*; 佐藤 健一郎*; 月森 和之; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 11 Pages, 2013/07
日本機械学会 発電用設備規格 設計・建設規格 第II編 高速炉規格の2012年版では新たに316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼が新材料として登録された。本件ではこれらの新材料を高速炉規格で定められている各種規程に適用した場合の設計裕度について評価した結果をまとめたものである。
若井 隆純; 永江 勇二; 鬼澤 高志; 小原 智史; Xu, Y.*; 大谷 知未*; 伊達 新吾*; 浅山 泰
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07
This paper describes a proposal of provisional allowable stress for the welded joints made of modified 9Cr-1Mo steel applicable to the structural design of Japanese Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR). In the welded joints of ferritic heat resistant steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may obviously degrade especially in long-term region. This phenomenon is known as "Type-IV" damage. Though obvious strength degradation has not observed at 550
C yet for the welded joint made of modified 9Cr-1Mo steel, it is proper to suppose strength degradation must take place in very long-term creep. Therefore, taking strength degradation due to "Type-IV" damage into account, the allowable stress applicable to JSFR pipe design was proposed based on creep rupture test data obtained in temperature acceleration conditions. Available creep rupture test data were analyzed by region partition method. For conservativeness, allowable stress was proposed provisionally considering design factor for each region. Present design of JSFR hot leg pipe of primary circuit was evaluated using the proposed allowable stress. As a result, it was successfully demonstrated that the compact pipe design was assured.
磯部 展宏*; 祐川 正之*; 中山 康成*; 伊達 信悟*; 大谷 知未*; 高橋 由紀夫*; 笠原 直人; 柴本 宏*; 長島 英明*; 井上 和彦*
Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.347 - 352, 2008/02
被引用回数：21 パーセンタイル：78.82(Nuclear Science & Technology)高速炉設計基準の高度化を目的として、ラチェット疲労条件におけるひずみ制限について検討した。ラチェット変形を与える期間を1000回とし、累積非弾性ひずみをパラメータとして疲労試験を行った。累積非弾性ひずみの増加に伴い、平均応力が上昇し、疲労寿命が低下したが、平均応力が25MPa以下のときは、疲労寿命の低下はほとんど無視できた。高速炉運転条件に対して安全側と考えられるラチェット期間1000回の条件では、平均応力25MPaに対応する累積非弾性ひずみは2.2パーセントであり、現行の設計基準におけるひずみ制限値(2パーセント)により、ラチェットによる疲労寿命低下も防止できると考えられる。
渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 大谷 知未*; 柴本 宏*; 井上 和彦*; 笠原 直人
Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.389 - 398, 2008/02
被引用回数：5 パーセンタイル：35.07(Nuclear Science & Technology)原子炉容器のナトリウム液面近傍では、炉容器軸方向に生じる温度勾配によって、熱応力が発生する。また、炉の起動時や停止時にナトリウムの液位が変動した場合、上記熱応力の繰返しが生じ、このような条件下でのラチェット挙動やクリープ疲労強度の明確化が高温構造設計上の重要課題となっている。この課題に取り組むため、ナトリウム液面近傍の負荷条件を模擬できる「液面近傍モデル試験装置」を作成し、構造物の熱ラチェット変形試験を行った。熱ラチェット挙動を明らかにするとともに、試験結果との比較により非弾性解析法の適用性を確認することができた。
猪狩 敏秀*; 高尾 伸行*; 大谷 知未*; 柴本 宏; 笠原 直人
日本機械学会2006年度年次大会講演論文集, Vol.1, p.957 - 958, 2006/09
高速増殖原型炉の蒸気発生器管板は平板形状であったのに対して、実用炉には球形管板の採用が計画されている。球形管板の場合、構造解析上は3次元形状として扱う必要があり、原子力構造として現実的な設計手法が確立していないという課題がある。そこで、既存のASME Boiler and Pressure Vessel Code Sec.3 A-8000(1)の平板管板構造設計手法に関する知見を踏まえて、球形管板の構造設計手法を開発することを目的として本検討を行った。検討の結果、下記を明らかにした。(1)HCM12A(12Cr鋼)製球形管板の等価中実体の巨視的な弾塑性/クリープ挙動は、平管板に対する著者らの推定法を改良することで推定可能である。(2)球形管板の弾塑性ひずみ集中係数には角度依存性があり、鋭角になるほど大きい。(3)球形管板の部分孔空きモデルは、全体孔空きモデルと対応する非弾性挙動が得られ、その有効性が確認できた。(4)球形管板の孔無しセクタモデルは、孔縁部の応力推定法と組合せることで、全体孔空きモデルと対応する弾性挙動が得られ、簡易モデルとして有効である。
渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 大谷 知未*; 柴本 宏; 井上 和彦*; 笠原 直人
Proceedings of 2006 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2006)/International Council on Pressure Vessel Technology (ICPVT-11) (CD-ROM), 7 Pages, 2006/00
繰返し熱荷重を受ける高速炉の高温機器において、熱ラチェットによる破損防止は重要課題である。ラチェット挙動を明らかにするため、構造モデル試験が計画された。熱ラチェット現象を理解するうえでひずみ測定は重要であるが、高温下では従来のひずみゲージによる測定は困難である。このため、2つのレーザービームを用いたレーザースペックル法が構造物モデルのひずみを測定するために開発された。このシステムは原子炉の実際の運転状態を模擬した熱ラチェット試験に適用された。単軸試験結果との比較を通じ、レーザースペックル法が確証された。構造物モデル試験の測定データは、高速炉機器のひずみ予測法を記載している非弾性設計解析に関するガイドラインを検証するために用いられた。
渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 大谷 知未*; 柴本 宏; 井上 和彦*; 笠原 直人
no journal, ,
設計研究中の実用高速炉の原子炉容器の液面近傍を模擬した構造モデル試験を実施するとともに、開発した設計用の非弾性構成式を用いて試験条件下のひずみの解析評価を行った。ひずみの計測結果、弾性解析結果との比較を通じ、非弾性解析により、累積非弾性ひずみが計測結果よりも安全側、弾性解析よりも合理的に評価できることを確認し、開発した非弾性構成式を取り入れた「非弾性設計解析に関するガイドライン(暫定案)」が妥当であることを検証した。
柴本 宏; 笠原 直人; 木曽原 直之; 猪狩 敏秀*; 高尾 伸行*; 大谷 知未*
no journal, ,
実用高速炉で採用を検討している直管型2重管蒸気発生器は、大型化に伴い管板は3次元構造をした球形形状となっている。平管板と異なり球形管板に関しては、解析手法が確立しておらず、設計規格・基準は存在しない。本研究では、球形管板の構造健全性評価の観点から、評価対象とすべき熱過渡条件を明確にした。また、設計手法として孔無しモデルを用いた簡易な弾性解析評価法と、部分孔空きモデルを用いた精緻な非弾性解析評価法を開発し、全体孔空きモデルとの比較検討を行った。これら2つの評価法を用いて蒸気発生器の球形管板の設計評価を進めている。
今泉 友見; 角谷 浩享*; 奥村 啓介; 片倉 純一; 長尾 美春
no journal, ,
JMTRは、照射利用者から技術的価値の高い照射データの提供が求められているため、JMTR再稼働(平成23年度)までに熱中性子束の評価精度を高速中性子束レベルまで高めるための検討を平成20年度より実施している。これまでの検討から、ベリリウム反射体領域において、熱中性子束のみ特に誤差が大きくなる傾向を確認するとともに、ベリリウムの熱中性子散乱則(S(
,
))ライブラリの温度を意図的に変更した場合、ベリリウム反射体の照射領域のみで熱中性子束の値が低下することがわかっている。そのため、ベリリウムについて、全断面積測定実験のシミュレーション,散乱法則のシミュレーションを実施し、ベリリウムの熱中性子散乱の解析コード(3次元連続エネルギーモンテカルロコードMCNP)上の処理方法について検証を行うとともに、金属ベリリウムの結晶構造等の違いによるベリリウム全断面積の変化等について検討を行った。
浅山 泰; 永江 勇二; 若井 隆純; 二神 敏; 江沼 康弘*; 大谷 知未*
no journal, ,
JSFR実証施設では、改良9Cr-1Mo鋼を冷却系配管,中間熱交換器、蒸気発生器等に使用することにより、配管短縮及び機器コンパクト化を実現する計画である。そこで、このために必要な技術開発を実施した。
鬼澤 高志; 浅山 泰; 大谷 知未*
no journal, ,
現在、検討を実施している実証炉の構造材料への適用には、原子力材料への規格化と合わせて、60年設計を可能とするために、最長50万時間まで対応した材料強度基準の整備が必要である。材料強度基準では、設計引張強さSuや設計降伏点Syなどの許容値に加え、クリープを考慮した高速炉特有の許容値である設計クリープ破断強さSRや設計応力強さStなどを規定しており、それらを策定するには、クリープ破断関係式など各種材料特性式を整備する必要がある。本論文は、改良9Cr-1Mo鋼のクリープ破断関係式に関する検討内容及び策定結果を示す。
清水 克祐*; 皆月 功*; 大谷 知未*; 溝上 頼賢*; 小山 直*; 塚本 裕貴*; 國富 一彦; 橘 幸男; 寺田 敦彦
no journal, ,
三菱重工業と日本原子力研究開発機構とが連携し、平成21年より、高温ガス炉の特長(安全性,運転性,経済性,熱利用)を生かした実用高温ガス炉(MHR-50/100is)の設計研究を行っている。原子炉炉システムの開発理念は、HTTRで開発された技術及び既往技術を活用することによる開発リードタイムの短縮、投資リスクの低減から小型炉を志向した。加えて、小型炉の強みを活かして建設工期の短縮によるコスト低減を図った。本発表では、本実用高温ガス炉のプラント概念を中心に、開発の概要、小型高温ガス炉の市場性及びフィナンシャル分析による事業性について報告する。加えて、高温ガス炉で懸念される水浸入事故,反応度印加事故に対する耐性を有するシステムの概要を報告する。
矢板 由美*; 酒井 仁志*; 遠藤 洋*; 大谷 知未*; 高橋 嘉明*; 及川 景晴*; 村田 裕俊*; 福嶋 峰夫; 川妻 伸二
no journal, ,
原子炉建屋内に遠隔除染技術を適用するのに先立ち、除染技術の選定、適用計画に資することを目的として、建屋内の汚染状態、汚染形態等を把握するための基礎データ取得を行った。
