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山崎 泰広*; 篠宮 啓介*; 奥村 忠晴*; 鈴木 賢治*; 菖蒲 敬久; 中村 唯我*
Quantum Beam Science (Internet), 7(2), p.14_1 - 14_12, 2023/05
The suspension plasma spray (SPS) technique has attracted attention because of its various microstructures, which can be achieved by mixing submicron spray particles with a solvent to form a suspension. Thermal barrier coatings (TBCs) with a columnar structure, which might achieve high strain tolerance, can be obtained using the SPS technique. In this study, the internal stress distribution of the SPS-TBC with different columnar structures was evaluated by hybrid measurement using high-energy synchrotron X-ray diffraction analysis and laboratory low-energy X-rays. The effect of microstructure on the internal stress distribution of the SPS-TBC was discussed on the basis of the experimental results. In addition, the in-plane internal stress was decreased by decreasing the column diameter. The thin columnar microstructure of the SPS-TBC has superior strain tolerance. The internal stresses in the column of the SPS-TBC are periodic decrements caused by stress relaxation in porous layers.
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(5), p.051501_1 - 051501_10, 2020/10
被引用回数：4 パーセンタイル：21.72(Engineering, Mechanical)Structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) is essential for the safe operation of nuclear power plants. For RPVs in pressurized water reactors (PWRs), the assessment should be performed by considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. To assess the structural integrity of an RPV, a traditional method is usually employed by comparing fracture toughness of the RPV material with the stress intensity factor (
) of a crack postulated near the RPV inner surface. When an underclad crack (i.e., a crack beneath the cladding of an RPV) is postulated, of this crack can be increased owing to the plasticity effect of cladding. This is because the yield stress of cladding is lower than that of base metal and the cladding may yield earlier than base metal. In this paper, detailed three-dimensional (3D) finite element analyses (FEAs) were performed in consideration of the plasticity effect of cladding for underclad cracks postulated in Japanese RPVs. Based on the 3D FEA results, a plasticity correction method was proposed on calculations of underclad cracks. In addition, the effects of RPV geometries and loading conditions were investigated using the proposed plasticity correction method. Moreover, the applicability of the proposed method to the case which considers the hardening effect of materials after neutron irradiation was also investigated. All of these results indicate that the proposed plasticity correction method can be used for calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.
Wan, T.; 大林 寛生; 佐々 敏信
Nuclear Technology, 205(1-2), p.188 - 199, 2019/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)To perform basic research and development to realize future accelerator-driven systems, a lead-bismuth eutectic (LBE) alloy spallation target will be installed within the framework of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) project, Japan Atomic Energy Agency. The target will be bombarded by high-power pulsed proton beams (250 kW, 400 MeV, 25 Hz, and 0.5 ms in pulse duration). The Beam Window (BW) of the spallation target is critical because it should survive under severe conditions that occur, i.e., high temperature, high irradiation, intense stress, and various kinds of damage. Therefore, the target vessel should be carefully designed to obtain an adequate safety margin. Our previous research indicates that there is a stagnant flow region in the LBE at the BW tip due to the symmetric configuration of the target, which causes high temperature and concentration of stress on the BW. On the basis of our previous work, three types of upgraded target head designs are studied in the current research to reduce/move the stagnant flow region from the BW tip and to increase the target safety margin. Thermal-hydraulic analyses and structural analyses for the target head designs are carried out numerically under a steady-state condition. Results illustrate that the designs can almost eliminate the stagnant flow region in the LBE. As a consequence, the concentration of thermal stress on the BW is released and greatly decreased. The safety margin of the target is improved through this study.
Wan, T.; 大林 寛生; 佐々 敏信
Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2017/09
To realize the future Accelerator-driven systems (ADSs), an ADS Target Test Facility (TEF-T) will be constructed within the framework of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) project to carry out basic R&Ds. A LBE spallation target will be installed in the TEF-T facility and be bombarded by high power pulsed proton beams (250 kW, 400 MeV, 25 Hz, 0.5 ms in pulse duration). The beam window (BW) of the spallation target is critical because it should survive under severe conditions, i.e., high temperature, high irradiation, intense stress and various occurred damage. Therefore, the target vessel should be carefully designed to obtain enough safety margin. Our previous research indicated that there are stagnant flow region in LBE at the BW tip due to the symmetric configuration of target, which causes high temperature and stress concentration on the BW. To reduce/move the stagnant flow region from BW tip and to increase the target safety margin, on the basis of our previous work, three types of upgraded target head designs were performed steadily in the present study. The thermal-hydraulic analyses and structural analyses for the target head designs have been carried out numerically under a steady-state condition. Results illustrated that the designs can almost eliminate the stagnant flow region in LBE. As a consequence, the thermal stress concentration on BW has been released and greatly decreased. The safety margin of target has been improved through this study.
古谷 一幸; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 戸上 郁英*; 喜多村 和憲*; 三浦 秀徳*; 伊藤 裕*; 黒田 敏公*; 高津 英幸
JAERI-Tech 97-022, 113 Pages, 1997/05
支持脚のバックプレートへの接続を溶接接合構造としたITER遮蔽ブランケットに対し、モジュール支持概念電磁力及び熱・強度解析等による特性評価、製作手順等に関する設計検討を行った。構造設計においては、遮蔽
増殖ブランケットへの交換を考慮し、パージガスライン等の設計概念を反映させた。熱応力解析では、BPPにおけるプラズマ立ち上げ~炉停止までの一連のモードにおいて十分な設計強度を有することを確認すると共に、電磁力解析においては、プラズマディスラプション時にブランケットに発生する応力に対する設計裕度に一部不足がみられるなど、一部設計改善の余地があることを明らかにした。またCu/Cu,ss/ss,及びCu/ssの同時HIP接合方法によるモジュール製作手順等も検討した。
古谷 一幸; 橋本 俊行*; 佐藤 聡; 黒田 敏公*; 中村 孝紀*; 倉沢 利昌; 喜多村 和憲*; 高津 英幸
JAERI-Tech 95-045, 53 Pages, 1995/09
ブランケット(BL)の非正常時(LOFA、LOCA、PEC)における構造健全性の確認の為の熱応力解析を行った。その結果、1)第一壁(FW)、シールド、FWとシールドのLOFA/LOCAにおいてBL各部位が400
Cに達する時間はそれぞれBeの18秒、中央リブの90秒、Beの17秒。2)FW、シールドのLOFA/LOCAにおいてBLが3Smを満足する最高温度はそれぞれCuの280C、中央リブの170C。3)FWのLOFA/LOCA時ではFW温度及び応力の過度な上昇を防ぐ為にプラズマを停止する必要がある。4)FW、シールドのLOFAとLOCAの比較ではどちらの場合も応力、変位量に大きな差は無い。5)1.8GWまでのPECの影響は問題無い。LOFA-Loss of Flow Accident(冷却材流動停止事故) LOCA-Loss of Coolant Accident(冷却材損失事故) PEC-Power Excursion Condition(過出力状態)
Bains, R.S.*; 杉本 純
Engineering Analysis with Boundary Elements, 14, p.267 - 275, 1994/00
被引用回数：4 パーセンタイル：76.17(Engineering, Multidisciplinary)局所的なホットスポットを含む薄肉配管に対する数値解の収束解析を実施した。空間メッシュの細分化に基づいた収束解のパターンが存在する。ホットスポットの近傍で配管内面とホットスポットの温度変化を記述するために温度遷移領域(TTR)を導入した。TTR内の唯一可能な温度場は、BEM法で用いられる内挿関数で表現されるものである。さらに、TTRが薄すぎると数値的な不安定性が起こり、正しくない解を与える場合があることを明らかにした。
I.Smid*; 秋場 真人; 荒木 政則; 鈴木 哲; 佐藤 和義
JAERI-M 93-149, 200 Pages, 1993/07
本報告は、ITERダイバータ板の有限要素解析を行う上で必要な物性データについて、最適なデータセットを種々の候補材料について評価するとともに、ダイバータ板の接合形状について有限要素解析を実施した結果をまとめたものである。特に、ヒートシンク材料のW-Cuは今回初めてITERダイバータ板への適用を提案した。有限要素解析は汎用コードABAQUSを用い、ろう付け時の残留応力およびプラズマ対向面に15MW/m
の一様定常熱負荷が加わった時の熱応答と熱応力について解析を行った。また、解析に用いたダイバータ板の形状には異なる10種類の形状を採用するとともに、可能な材料の組み合せについても検討を行った。その結果、平板型のMFC-1とW-30Cu、MFC-1とDSCuの組み合せがITERダイバータ板の設計条件を満たす可能性があることを明らかにした。なお、本報告は平成3年10月より平成5年3月までNBI加熱研究室に在籍した原研リサーチフェローのIvica Smid氏の研究成果をまとめたものである。
鈴木 哲; 荒木 政則; 秋場 真人
JAERI-M 93-049, 26 Pages, 1993/03
1989年IAEAにおいて「核融合実験炉第1壁の寿命評価」研究協力会議(IAEA Coordinated Research Program)が開始され、イスプラ研究所(JRC-Ispra)、NETチーム、カールスルーエ研究所(KfK)、ロシア研究所(旧クルチャトフ研究所)及び原研の5つの研究所が本研究協力会議に参加した。本会議の目的は、次期核融合実験炉の第1壁における熱疲労寿命を数値解析によって予測し、ITERの設計活動に貢献することである。今回はイスプラ研究所にて実施された第1壁模擬試験体の熱疲労実験がベンチマーク問題のモデルとして採用され、全参加者は有限要素解析コードを用いて熱応力解析を実施し、模擬試験体の熱疲労寿命を予測した。その解析モデルに対する研究協力会議は1992年をもって終了した。本報告は上記の解析モデルに対する原研の解析結果をまとめたものである。
幾島 毅; 武田 洋*; 佐野川 好母
日本原子力学会誌, 23(7), p.470 - 476, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子炉構造解析に広く使用されている汎用有限要素法計算プログラムについて、開発経緯、使用用途、計算能力、プリ、ポストプロセッサおよび計算例について概説する。汎用有限要素法計算プログラムの大部分のものは米国やヨーロッパ諸国において製作されたものであるが、最近、国内でも精力的に独自の計算プログラムが開発されており、これらの近況についても概説したものである。
宮本 喜晟; 鈴木 邦彦; 佐藤 貞夫
JAERI-M 6264, 128 Pages, 1975/10
本報告は多目的高温ガス実験炉炉心の参考設計(Mk-I&Mk-II)を進めるなかで、熱流動・強度特性に関して検討した項目、すなわち、設計条件、設計方法、設計定数を示すとともに、今後の多目的高温ガス炉の炉心設計を進める場合の参考になることを目的してて述べたものである。また、熱流動・強度に関して参考設計(Mk-I&Mk-II)の初期炉心の特性解析、燃焼炉心の特性予測ならびに種々の特性検討を述べる。
