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論文

On The Non-Proliferation Framework of Japan's Peaceful Nuclear Utilization Program

加納 巌

Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-4), P. 561, 1996/00

None

論文

None

加納 巌

INMM Annual Meeing, 35, 918 Pages, 1994/07

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報告書

第4回日英原産会議他 出張報告

加納 巌*

PNC-TN2600 88-001, 87 Pages, 1988/10

PNC-TN2600-88-001.pdf:2.44MB

(1)第4回日英原産会議 昭和63年9月12$$sim$$16日に英国ロンドン、セラフィールド及びドンレイで開催され、日本からは村田原産副会長、豊田原燃サービス社長、飯田関西電力副社長、石渡動燃副理事長、青木三菱重工常務、青木原産企画部次長等が出席した。英国ではCEGBの分割民営化、UKAEAの民営化等の最近の英国政府の原子力政策転換を踏まえて、国内の関係機関が今後の進み方についていろいろと模索している状況が伺われた。英国側は日本に対して持っている技術を出来るだけ見せて、利用できるものは利用してほしいという態度を強く示した。(2)欧州FBR開発動向調査9月6日にロンドンで開催された欧州高速炉電気事業者グループ(EFRUG)と、FBRR&Dステアリング会議、及びエンジニアリング会社との合同会議の状況について、NOVATOME、CEA、及びEdF関係者から各々の立場からの説明を受けた。また、特にカールEdF副総裁からは今後の日欧協力強化の必要性と重要性について、日本側も真剣に考えてもらいたいという要望があった。

報告書

日欧情報交換会議報告書

加納 巌*

PNC-TN2450 87-001, 118 Pages, 1987/06

PNC-TN2450-87-001.pdf:3.33MB

〔1〕概要報告1.日程(A--)2.出席者(L---P---)3.配布資料4.会議の内容4.1日欧のFBR研究開発の現状紹介4.2日欧の運営委員会の紹介1)日本の運営委員会の紹介2)欧州の運営委員会の紹介(I)概要(II)研究費(III)研究者数(IV)R&Dテーマ(V)電力の役割(VI)情報の管理(VII)建設費4.3日独仏協定にもとづく今後の協力事項報告4.4欧州提案の新協定の説明4.5法的問題に関する予備打合せメモ5.会議のまとめ(日欧FBRR&D運営委員会間の情報交換会議議事録)〔2〕日本側配布資料1.ANSWERTOQUESTONNAIRE2.S--〔3〕欧州側配布資料(本文中に含まれているので省略する。)

報告書

欧州のFBR開発動向調査

加納 巌*

PNC-TN260 85-03, 152 Pages, 1985/11

PNC-TN260-85-03.pdf:6.14MB

FBR開発に関する今後の日欧協力のあり方を検討するために,欧州各国のFBR開発動向及び,欧州各国から見たFBR日欧協力への期待及び懸案事項の調査を目的として,昭和60年10月に欧州6ケ国,15ケ所を訪問し,関係者と討論を行なった。本報告書はその概要を記したものである。本報告書に記された今後の懸案事項については既に別途関係者に報告し,対処方針が検討されているが,今回の欧州FBR開発動向調査の内容には広くFBR開発に従事する関係者に参考になる事項も多く含んでいると思われるので,別途本報告書をとりまとめ関係者の参考に供することになった。報告書内容は短期間の調査によって得られたものであり,正確を欠く記述も含まれていることを恐れるが,お気づきの点についてはぜひコメントをお寄せ下さい。なお,本調査の実施に際して,社内外の関係各位から多大の協力と御支援を得たことを記し謝意を表します。

報告書

A Review of Fast Reactor Program in Japan

加納 巌*

PNC-TN243 84-02, 77 Pages, 1984/09

PNC-TN243-84-02.pdf:4.99MB

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報告書

24インチエルボの熱過渡強度試験; 日米協力によるETECでの委託試験とその解析

武藤 猛*; 加納 巌*; 厚母 栄夫

PNC-TN241 81-23, 232 Pages, 1981/08

PNC-TN241-81-23.pdf:7.66MB

高速炉に関する日米協力の一環として,SUS304製24インチエルボの熱過渡強度試験を米国のETEC(Energy Technology Engineering Center)へ委託して実施し,その結果を動燃事業団で解析,評価して次の結果を得た。(1) 熱過渡試験は機械荷重として面内曲げモーメントを,熱荷重としてチッ素ガスによる繰返し一定急速冷却を加えることにより行われた。機械荷重を階段状に増大させたときある荷重以下ではシェークダウン挙動が見られ,変形は進行しないが,それ以上ではラチェッティング挙動が生じ,くり返し熱応力によりエルボの曲げ変形が進行することが観察された。エルボ内外面の多くの点で高温ひずみゲージによりひずみが測定された。(2) FINASを用いて熱ラチェット解析を行なった。定性的なシェークダウンまたはラチェッティング挙動については解析と試験結果はほぼ一致したが,サイクル当りの変位およびひずみ増分については解析の方が試験結果よりかなり大き目の値となった。これはエルボの端部効果を無視しているためと考えられる。(3) クリープ効果を無視してよい今回の試験の場合,現行の高温構造設計基準(ASMEコードケースN‐47および高速原型炉高温第1種機器の構造設計指針(案))を用いて計算されたラチェッティング発生限界の機械的荷重は,試験で得られた限界の荷重に比べ,十分安全側である。(4) 面内荷重を受けるエルボの熱ラチェットの発生メカニズムは,横腹部で周方向曲げ変形が,横腹部から約20度外側および約30度内側で各々長手方向伸びおよび圧縮変形が進行することであることが試験および解析により確認された。

報告書

SUS304円筒モデルのリラクセーション曲線とクリープ損傷評価

加納 巌*; 岩田 耕司; 武田 洋*; 上杉 誠一*

PNC-TN241 79-05, 354 Pages, 1979/01

PNC-TN241-79-05.pdf:17.63MB

高速原型炉の高温構造設計評価に際して,クリープ損傷を詳細に評価することが重要となっている。本報告書は,構造材料SUS304について円筒モデルの典型的な構造形状および荷重条件における応力リラクセーション曲線を作成し,合理的なクリープ損傷評価法を提案するための一資料を作成したものである。なおクリープ損傷評価法を提案するにあたって行なった一連の応力解析は,一次元非弾性解析プログラム「TEPC」を用いた。 (2001.7.31の区分見直し時には、区分は記入されていなかった。)

報告書

海外出張報告書 オドンネル訪問およびASMEコ-ド会議出席

加納 巌*

PNC-TN260 78-25, , 1978/12

PNC-TN260-78-25.pdf:9.19MB

本報告書は米国ASMEコード会議に出席してその状況を報告したものと,オドンネル社を訪問して,委託契約として実施中の炉心支持構造物の解析に関する打ち合せおよび同時に行なった,高温構造設計法に関するO'Donnell氏らとの討論に関する報告からなっている。内容は各会議あるいは打合せ会毎にとりまとめた報告メモと,関連する参考資料からなる。報告書中で,入手して資料はすべて引用しているがそのうち,適切なものについて報告書中に 示した。 (2001.7.31の区分見直し時には、区分の記入がなかった。)

報告書

高速原型炉簡易非弾性解析法の開発1$$sim$$3

原母 栄夫*; 加納 巌*

PNC-TN241 78-04, 637 Pages, 1978/02

PNC-TN241-78-04.pdf:12.12MB

本報告書は高速原型炉機器を対象にして,各種の簡易非弾性解析法の開発を行なった成果をとりまとめたものである。高速炉機器の設計にあたっては,弾性解析による設計法が広く用いられているが,荷重条件が厳しい場合については,弾性解析による場合の設計許容値を越えることがあり,この場合には非弾性解析が必要となる。一方,詳細な非弾性解析は時間および費用が多大となるため,一連の非弾性解析によって裏付けられた簡易解析法の開発が待たれている。本年は,まず最も重要な課題であると思われるテーマを3件選び,具体的な一連のバックアップ非弾性解析を行ない,これらのデータによって配管系,エルボ,多孔板等の設計評価を行なう方法を示した。これらの簡易法は比較的限定された荷重条件下では一つの有効な設計手法となるものである。本年度のテーマおよび分担は下記の通りであった。 (1) 配管エルボの熱ラチェット簡易評価法の開発 日立製作所(株) (2) 高温配管系の簡易非弾性解析法の開発 石川島播磨重工業(株) (3) 多孔板の簡易非弾性解析法の開発 三菱重工業(株) (2001.7.31の区分見直し時には、区分は記入されていなかった。)

報告書

ANSYSプログラムによる応力解析報告19-32;

加納 巌*; 川島 俊吉*; 川口 修*; 浅倉 純一*

PNC-TN241 76-14, 367 Pages, 1976/06

PNC-TN241-76-14.pdf:6.48MB

本報は昭和49,50年度に動燃事業団がANSYSプログラムを使用して行なった熱伝導,弾性および非弾性応力解析例の概要をとりまとめたものである。ANSYSプログラムにおいては,既に6冊の資料が動燃事業団の手でまとめられており,そのプログラムの能力および代表的な計算例が示されたが,この報告書はそれにつづいて実施された計算例を示している。第(1)編では最近のFBR構造解析プログラムの動燃事業団における整備状況を示した。第(2)編では主として高速炉構造機器の定常および非定常の熱応力解析例を14例示している。解析例の具体的な目的,結果の概要とその評価は各々1頁に要約されている。有限要素法の発達普及に伴ない,この方法の設計への応用例はますます増大することが予想されるが,その正しい適用と評価のためには多くの経験を必要とされることが多い。本解析例についても必ずしも充分まとめられているわけではないが,同様の解析を実行する場合の参考資料あるいは構造物の基本的な変形およびひずみ挙動を理解するための参考資料となれば幸いと考えてとりまとめた。

報告書

海外出張報告書(1975,June15$$sim$$July4 米国)

飯田 精一*; 山岸 佳昭*; 加納 巌*

PNC-TN260 75-10, 176 Pages, 1975/08

PNC-TN260-75-10.pdf:7.42MB

本報告書は昭和50年6月15日より7月4日にわたり飯田,山崖,加納が米国に出張した際の報告に関するものである。主な内容はニューヨークに於る"ASMEコードミーティング",ワシントンに於ける"高速炉の熱衝撃に関する日米専門家会議",サンフランシスコに於けるASME主催"圧力容器と配管技術に関する第2回国内会議"等の会議報告,およびこれらの会議の訪問したGE, HEDL, LMEC, Physics International社,Pasific Sientific社での見学,討論の内容報告である。 (2001.7.31の区分変更時には、区分の記入はなかった。)

報告書

高速炉の熱衝撃に対する設計法とその緩和法に関する専門家会議(IAEA,IWGFR主催)他出張報告書

加納 巌*; 井上 達也*

PNC-TN260 75-03, 56 Pages, 1975/03

PNC-TN260-75-03.pdf:4.13MB

本報は昭和49年6月17日$$sim$$21日にIAEAのInternational Working Group on Fast Rea-ctorが主催して米国カリフオルニア州,Ganoga ParkのAtomics International社で開催された「高速増殖炉プラントの熱衝撃に関する設計手法および緩和法」に関する専門家会議の概要を報告したものである。会議は,英,米,独,仏,日の五ヶ国の代表12名が参加して5日間にわたって行なわれ,日本からは,加納巌,井上達也の2名が参加した。またこの会議の後,主として高速炉の高温構造設計法の動向等の調査のため,米国内の数ケ所を訪問したのであわせてその概要を報告する。

報告書

TASCプログラムによる熱応力解析報告1-11

川口 修*; 加納 巌*; 浅倉 純一*

PNC-TN241 73-53, 281 Pages, 1973/10

PNC-TN241-73-53.pdf:3.84MB

本報は動燃事業団において1972年3月から1973年6月までにTASCプログラムを用いて熱応力解析を行なった結果の概要をとりまとめたものであり、合計11の例題を示している。また同じ時期におけるASKA,Thermal ASKA,ANSYS等の構造解析プログラムの使用状況についても既説した。本報告書は応力解析の立場から、これらの多くの例題を集めたものであるが、必ずしも充分にその結果が整理されているとは言えない面もあるが、これらの解析結果は、高速炉の設計、あるいは大洗工学センターにおける試験計画、試験結果の解析に使用されており、それらは別の報告書の一部分として使用されるであろう。有限要素法による熱応力の解析は、内圧あるいは機械的な荷重による場合に比べて、非定常な現象であるだけに、多くの困難を伴なう。ふり返ってみると、ここに集められた解析方法も、特に初期のものは必ずしも最良の方法ではなく、欠点が目立つが、今後の解析方法の決定に役立てば幸いと考えて、あえてその詳細を示したつもりである。これらの計算を実施するにあたって、動燃事業団およびセンチュリーリサーチセンタ社の多くの方々の御協力を得たことを感謝します。

報告書

高温材料特性の構造設計規則への変換

加納 巌*

PNC-TN251 72-28, 34 Pages, 1972/11

PNC-TN251-72-28.pdf:0.89MB

本論文は高速実験炉(FFTF)の構造設計規則を作るために、どのようにしてオーステナイトステンレス鋼材料の既存データが用いられたかということについて記す。これらの規則はコアサポートおよびコアホールドダウン構造物を含むすべての熱輸送システム圧力パウンダリーの設計に適用される。質量移行と照射損傷による材料劣化に加えて、この規則は、延性破壊、ラチエッティング、全体的変形、不安定座屈およびクリープと疲労の相乗効果に対しても安全であることを目指している。

報告書

軸対称および平面構造物の非定常熱応力解析プログラム TASC User's Manual

川口 修*; 岡林 邦彦*; 加納 巌*

PNC-TN252 72-02, 56 Pages, 1972/01

PNC-TN252-72-02.pdf:1.27MB

このコードは、昭和46年度に、動力炉核燃料開発事業団により、高速増殖炉の開発に必要な、熱応力解析コード開発計画の一環として、CRC社の協力のもとに開発されたものである。このコードは有限要素法により、軸対称構造物の過渡熱応力解析を行なうものである。温度計算、応力計算はそれぞれ単独に、或は組合せて行なうこともでき、その結果はプロッターを使用して、図形化することができる。インプット、アウトプットは各種の方法を用いることができ、要素の自動分割を行なうこともできる。各種の材料特性は温度の関数として変化させながら計算を行なうことができる。

論文

STUDY OF NUCLEAR NONPROLIFERATION MEASURES WITH A RISK ANALYSIS APPROCH

加納 巌

第35回年回INMM, 918 Pages, 

原子力平和利用が、長期にわたって世界のエネルギー需要と環境問題に貢献していくためには、より安定的な核不拡散体制を構築していくことが重要である。また核不拡散対策は、広範囲の側面から総合的に検討され、実施されなければならない。そこで、本論文では、核兵器が再び人類に対して使用されるリスクの総合的な分析を行い、そのリスク要因と低減化するための様々の核不拡散対策の位置づけを検討した。ここに示した分析方法は、今後更に詳細な分析・評価を深めていくための基礎になることが期待される。

論文

核拡散リスクの中立的評価基準を40年来の結実「もんじゅ」臨界と今後の対応

加納 巌

エネルギーフォーラム, 40(6), 48-51 Pages, 

「もんじゅ」は本年4月5日に臨界を達成したが、今後の課題として、経済性の問題の他に、最近は核不拡散の問題が言われるようになってきた。わが国の核不拡散問題への対応は原子力委員会の長期計画専門部会第三分科会報告書に詳しく述べられているが、最近では、さらに新しい視点からの検討も世界各国で行われている。本論文では、「核兵器が使用されるリスク」を分析して、既存の核不拡散対策を評価する手法の概要を示した。予備的な評価結果によると、核燃料サイクル技術を含む民生用原子力開利用によりリスクは、核兵器開発に起因するリスクよりはるかに小さい。

論文

米国。核物質管理学会「年次大会での発表を終えて

加納 巌

エネルギーフォーラム, (10), , 

本年7月20日に米国フロリダ州ネイプルズ市で開催された国際会議における論文発表の反響について記した。

論文

リスク解析法による核不拡散対策の検討

加納 巌

原子力工業, 40(12), 45-51 Pages, 

本年7月20日に米国核物質管理学会の年次大会で発表した同じ題名の論文を若干加等訂正した日本語論文を発表する。内容は核不核対策を核兵器使用リスクという観点からリスクの要因分析を行い、これらリスク要因の基本的特性を分析し、その結果をベースにした様々の核不拡散対策づけを示し、いくつかの予備的な結論を述べたものであり、本論文によって、核不拡散対策の全体像の提示を試みている。

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