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論文

Effect of 3-D initial imperfections on the deformation behaviors of head plates subjected to convex side pressure

矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 9 Pages, 2018/07

原子力発電所の格納容器(CV)は、放射性物質の放出を防止するための重要な構造であるが、格納容器の耐圧限界は明らかにされていない。本研究では、CVバウンダリの一部を構成する機器である鏡板構造に着目し、重大事故時を想定した鏡板の耐圧限界評価法を開発するために、中高面に圧力をかけた鏡板の耐圧試験と有限要素解析を実施した。相対的に薄板の鏡板を用いた試験において、座屈後に局部変形集中を伴う非軸対称変形が観察され、他の試験よりも有意に低い圧力で破損が生じた。試験で見られた非軸対称変形を検討するために、詳細な3次元ソリッドモデルを用いた解析、さらに、均一な板厚を有するモデルまたは局所的な薄肉部を有するモデルを用いた解析を実施し、座屈後変形挙動の発生要因について検討した。

論文

Experimental study on the deformation and failure of the bellows structure beyond the designed internal pressure

安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Journal of Pressure Vessel Technology, 139(6), p.061201_1 - 061201_12, 2017/08

 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

本研究では、内圧の影響を受けたベローズ構造の到達圧力の評価方法を開発するために、ベローズ構造の破壊試験と有限要素解析(FEA)を行った。一連の試験により破壊モードを実証し、3種類の破壊モードを確認した。試験中の座屈および変形挙動をシミュレートするために、陰解法および陽解法による解析を実施し、試験結果と比較した。

論文

Experimental study on behaviours of two-ply bellows subjected to pressure and displacement loads

月森 和之; 安藤 勝訓; 矢田 浩基; 一宮 正和*; 安濃田 良成*; 荒川 学*

Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08

2層ベローズは層間の摩擦の影響があるため、解析上の取り扱いが1層ベローズよりも難しい。本研究では、2層ベローズと1層ベローズに対する内圧をパラメータとしたバネ定数試験を実施し、2層ベローズのバネ定数は、内圧によらず1層ベローズのほぼ2倍であることを実験的に明らかにした。また、2層と1層のベローズ両方でインプレーン座屈が観察された。両者の変形挙動は類似していたが、2層ベローズの座屈圧力は1層ベローズのほぼ2倍であった。これらは層間の摩擦を無視できることを意味しており、2層ベローズの解析においては半分の圧力負荷の1層ベローズに置き換えることができることを明らかにした。

論文

Experimental demonstration of failure modes on bellows structures subject to internal pressure

安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 11 Pages, 2017/07

本研究では、設計基準を超えた状況におけるベローズ構造の限界圧力評価法を開発するためベローズ構造の耐圧破壊試験と有限要素解析を行った。内圧試験は、室温下でベローズ試験体に加圧された水を供給することにより行い、漏えいが観察されるまで加圧した。ガードパイプ付き0.5mm厚ベローズ試験体の最大圧力はガードパイプなしの試験体の最大圧力よりも大きく、ベローズ構造が大きく膨らみ延性破損が観察された。一方、0.5mm厚のガードパイプなしの試験体では、ベローズの初期設定条件にかかわらず、局部破損が確認された。1.0mmの厚さのベローズ試験体では、1層および2層ベローズの両方で延性破損が観察された。すべての試験で得られた最大圧力は、EJMA標準によるインプレーン不安定性に基づく設計圧力の制限の推定結果より約10倍大きかった。しかし、試験で確認された3つの破壊モードは、複雑な変形挙動を伴うため通常の有限要素法解析で模擬することは難しくため、いくつかの限界圧力の評価手順を適用し試験結果の対比を整理した。

論文

Failure mode of ED and AD type head plates subject to convex side pressure

矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07

FBRの1次冷却材と2次冷却材とのバウンダリを構成する中間熱交換器の鏡板は、重大事故シナリオの検討において重要な部位である。本研究では、重大事故シナリオの検討に資する鏡板の限界圧力評価法を開発するために、2種類の鏡板に対して、中高面に圧力を負荷した限界圧力試験及びFEA解析を行った。その結果、中高面に圧力を受ける鏡板の破損モードは、変形による鏡板端部での曲げ及び曲げ戻し挙動によって引き起こされる周方向の板厚貫通亀裂であることが明らかとなった。

論文

Experimental study on ultimate strength of single and double type bellows under internal pressure

安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07

本件では、高速炉の原子炉格納容器バウンダリを構成する部位のうち薄肉であり相対的に限界圧力が小さいと考えられる原子炉格納容器貫通部配管ベローズおよび冷却材ガスバウンダリの中で薄肉であり相対的に限界圧力が小さいと考えられる中間熱交換器のカバーガスバウンダリベローズについて破損様式の検証と限界圧力の評価法の開発を目的とした試験および解析を実施した。

論文

Experimental study on ultimate strength of a ellipsoidal dished head plate under pressure on convex surface

矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 7 Pages, 2016/07

高速炉の原子炉格納容器バウンダリを構成する部位のうち、相対的に限界圧力が小さいと考えられる中間熱交換器下部鏡板を対象として、鏡板中高面に設計圧力を超える圧力が作用した場合の破損様式の検討と限界圧力の評価法の開発を目的とした試験及び解析を実施した。

論文

Safety requirements expected for the prototype fast breeder reactor "Monju"

齋藤 伸三; 岡本 幸司*; 片岡 勲*; 杉山 憲一郎*; 村松 健*; 一宮 正和*; 近藤 悟; 与能本 泰介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05

Japan Atomic Energy Agency set up "Advisory Committee on Monju Safety Requirements" in order to establish original safety requirements expected to the prototype FBR "Monju" SFRs use sodium as coolant. It is not necessary to increase primary system pressure for power generation because of the high boiling point of sodium (883$$^{circ}$$C at atmospheric pressure) and sodium coolant liquid level can be maintained by guard vessels. It would therefore not result in core uncovering accident in early stage even in the case of a loss of primary coolant accident which could occur in LWRs, and hence forced pressure reduction and coolant injection are not necessary for SFRs. Liquid sodium can be used in the wide temperature range and be cooled by natural circulation. In addition, multiple accident management strategies by manual operation can be applied because temperature increase is generally gradual even under accident conditions and grace period (several to several ten hours) before significant core damage occurs can be achieved due to large heat capacity of sodium in systems. This paper summarizes the above mentioned safety requirements expected to Monju discussed by the committee.

論文

Future R&D programs using Monju

此村 守; 一宮 正和; 向 和夫

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 9 Pages, 2012/00

もんじゅにおける研究開発及びこれに関連する研究開発について、2025年ごろまでの長期研究開発計画と、今後5年程度の具体的な研究開発内容とをまとめ、もんじゅを利用した研究開発計画の概要を広く国内外に公表する。本研究開発計画は、もんじゅの安全・安定運転による運転経験の蓄積,もんじゅのデータによる解析コードの検証、及び将来の照射施設に向けた準備を行うことを目的としている。これらの成果は実証炉の設計・運転に活用される。

論文

次世代炉開発における「もんじゅ」を用いた国際協力

名倉 文則; 一宮 正和; 佐賀山 豊

原子力eye, 56(6), p.20 - 23, 2010/06

各国がFBRサイクル技術の開発をスローダウンしてきた中、日本はエネルギーセキュリティ確保等の観点から、高速実験炉「常陽」を建設・運転し、高速増殖原型炉「もんじゅ」を建設して、FBRと関連燃料サイクルの技術開発を継続してきた。近年、新興国の発展などから、世界的に長期的なエネルギー安全保障,地球環境問題等への対応に関心が集まり、FBRサイクルが再び注目されてきている。今年、14年ぶりに運転を再開した、「もんじゅ」は、西側諸国として稼動する唯一の高速増殖原型炉であり、これらの研究開発の成果は、世界的にも期待されている。このような中、二国間,多国間の国際協力を行うことで、「高速増殖炉の効率的な開発」,「開発リスクの低減」,「世界標準技術の確立」の観点から「もんじゅ」を活用した国際協力を進めている。このような活動を通じて、今後は、「もんじゅ」が国際的な研究開発の拠点としての位置づけを確立し、世界的な貢献を果たせるよう努めていく所存である。

論文

次世代原子炉と燃料サイクル研究開発; 実用化に向けたFBRサイクル開発の推進

永田 敬; 一宮 正和; 船坂 英之; 水田 俊治; 名倉 文則

日本原子力学会誌, 51(4), p.234 - 238, 2009/04

高速増殖炉(FBR)サイクルは、限りあるウラン資源を有効利用し地球環境保全にも適合し、持続的な社会を支える枢要技術である。この技術の基盤となる次世代原子炉とサイクル研究開発について、これまでの経緯,開発の現状及び今後の展望について紹介する。

論文

Status and prospects of the FaCT project

長沖 吉弘; 菊地 晋; 一宮 正和

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

FBRサイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)が2006年から進められている。本研究では、2015年に実証施設及び実用施設の概念設計を提示するため、FBRサイクルの革新的技術にかかわる設計研究と試験研究が進められている。そして、その成果は2025年からの実証炉の運転開始につなげられる。研究開発は、高い性能を発揮するFBRサイクルに必須の革新的な技術の具体化に向けて、段階的に進められる。2010年までの研究開発の目的は、革新的技術の採否判断である。原子炉の開発を推進するため、プロジェクトのガバナンスが構築された。さらに、幾つかの研究開発は、GNEP, GIF, INPROといった国際協力の枠組みを用いて効率的に進められる。

論文

Design challenges for sodium cooled fast reactors

此村 守; 一宮 正和

Journal of Nuclear Materials, 371(1-3), p.250 - 269, 2007/09

 被引用回数:15 パーセンタイル:22.69(Materials Science, Multidisciplinary)

ナトリウム冷却高速炉の経済性を向上させるために、配管短縮化,ループ数の削減,原子炉構造の簡素化,機器の合体といった革新的な方法を適用した。これらの方法を適用できるためには、配管内流速の高速化,高クロム鋼の採用といった革新的な技術の利用が必要である。これらの技術を採用した結果、電気出力1500MWの大型ツインプラントで、建設コストは20万円/kWeを切ることが示され、高い経済的競争力のある高速炉プラント概念が構築できた。

論文

A Next generation sodium-cooled fast reactor concept and its R&D program

一宮 正和; 水野 朋保; 小竹 庄司

Nuclear Engineering and Technology, 39(3), p.171 - 186, 2007/06

第4世代原子力システムとしてナトリウム炉システムが有望視されている。ナトリウム炉システムについては、原子力機構(JAEA)は実用化研究開発の中で主概念として集中的に取り組んでいる。将来の高速炉サイクルシステムは、安全性,資源有効利用性,環境負荷低減性,経済性,核拡散抵抗性等の開発目標を十分に満たす必要がある。JAEAが開発したナトリウム炉JSFRはこれらの開発目標を十分に満たし、次世代高速炉の有望な概念である。本論文では、JSFRの概念を示すとともにJSFRの実用化に至るロードマップ及びそのR&D計画を示す。

論文

Research and development activities on partitioning and transmutation of radioactive nuclides in Japan

湊 和生; 一宮 正和; 井上 正*

Proceedings of 9th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.35 - 43, 2007/00

最近の日本における原子力及び核燃料サイクル政策について概説する。2005年10月に原子力委員会の「原子力政策大綱」、2006年3月に「第3期科学技術基本計画」が決定され、それらに基づいた「原子力立国計画」,「原子力分野における研究開発の推進方策」が策定又は議論されている。そこでは、日本の原子力利用を支える技術として、分離変換技術を基盤的に着実に進めることが記載されている。高速炉増殖サイクルについては、2025年ごろまでの実証炉、2050年より前までの商用炉の導入を目指すことが示されている。また、日本においては、商用の高速炉サイクルを用いる分離変換技術の研究開発、及び階層型核燃料サイクルにおいて核変換専用の加速器駆動未臨界炉を用いる分離変換技術の研究開発が行われている。これらの研究開発の現状について概要を示す。

論文

Sodium-Cooled Fast Reactor Concepts and Supporting Fundamental Researches

山下 清信; 山下 清信; 一宮 正和; 山下 英俊

Proceedings of 14th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-14), p.834 - 841, 2004/00

実用化戦略調査研究の中で、安全性、環境負荷低減性、経済性、資源有効利用性、核拡散抵抗性の開発目標を満たす大型ナトリウム冷却高速炉の概念の構築、及び同炉の実現のために実施中の基礎基盤的研究について報告する。

論文

Design Study on Advanced Fast Reactor Cycle System in Japan

一宮 正和

第18回韓国原子力産業会議/韓国原子力学会年会, 165 Pages, 2003/00

平成11年度より開始した「実用化戦略調査研究」は、21世紀における多様なニーズに応えるFBRサイクルの候補概念とその開発戦略を構築、提案することを目的としている。本報告ではFBRプラントの種々の概念に関する検討状況を報告する。プラントの冷却材としては、ナトリウム、重金属(鉛、鉛-ビスマス)、ガス(炭酸ガス、ヘリウム)、水(沸騰水、加圧水、超臨界圧水)を対象とし、燃料形態としては、酸化物、金属、窒化物を対象としている。また、出力規模の大きい大型炉はもちろん、小型炉についても対象としている。評価項目として、安全性、経済性、環境負荷低減等を設定し、これらのプラント概念のそれぞれについて評価している。原子炉については、評価目的に一つである約20万/KWeを達成し得る概念の構築ができた。今後は、これらの概念の中から評価目標の充足度、技術的な容易さ等から有望な概念を選択していくことになる。

論文

A Promising Sodium-Cooled Fast Reactor Concept and its R&D Plan

一宮 正和; 一宮 正和; 水野 朋保; 此村 守

Global 2003; International Conferenceon Atoms for Prosperity: Upda, 0 Pages, 2003/00

実用化戦略調査研究の中で、開発目標とした安全性、環境負荷低減性、経済性、資源有効利用性、核拡散抵抗性の各点を十全に満たすナトリウム冷却高速増殖炉の概念を構築した。同炉概念は適切な燃料サイクルと相俟って、GenⅣ等の次世代核燃料サイクルの有望な候補である。

論文

A Promising Sodium-Cooled Fast Reactor Concept and its R&D Plan

山下 清信; 山下 清信; 一宮 正和; 山下 英俊

ロシア高速炉国際会議, 0 Pages, 2003/00

実用化戦略調査研究の中で、安全性、環境負荷低減性、経済性、資源有効利用性、核拡散抵抗性の開発目標を満たすナトリウム冷却高速炉の概念の構築、及び同炉の実現に必要な研究開発について報告する。

論文

Feasibility Studies on Commercialized Fast Breeder Reactor System(1)-Sodium Cooled Fast Breeder Reactor

新部 信昭; 島川 佳郎; 笠井 重夫; 一宮 正和

16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-16), 0 Pages, 2001/00

JNCと電力会社は実用化戦略調査研究において、将来の軽水路と比肩する経済性ポテンシャルを有するFBRプラント概念を検討しており、この中でナトリウム冷却大型炉については、経済性向上を主眼に複数の有望なプラント概念を抽出した。経済性向上方策の検討に当たっては、ナトリウムの持つ特性に着目し、その長所を伸ばす方策及び短所をカバ-する方策を検討し、プラント概念を構築した。ここでは、将来有望なナトリウム冷却大型ル-プ型炉について、コストダウン方策として採用したコンパクトな原子炉構造、ル-プ数の局限化(2ル-プ化)、IHXと一次主循環ポンプの機器合体、コンパクトな燃料取扱設備等の概念を明らかにするとともに、これら設備の成立性等の検討状況について紹介する。

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