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論文

Application of JSME Seismic Code Case by elastic-plastic response analysis to practical piping system

大谷 章仁*; 甲斐 聡流*; 金子 尚昭*; 渡壁 智祥; 安藤 勝訓; 月森 和之*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07

本論文は、日本機械学会において策定中の事例規格を実機配管に適用した結果を報告するものである。ここでは、高速炉もんじゅの2次系配管を実機配管の代表例として選定した。事例規格に定める手法により配管系の弾塑性時刻歴解析を行い、配管の強度評価を実施した。その結果、事例規格による評価は配管系の耐震強度を左右する疲労強度の観点で、現行規格の手法よりも合理的な評価が可能であることを確認した。

論文

A Concept of intermediate heat exchanger for high-temperature gas reactor hydrogen and power cogeneration system

広田 憲亮; 寺田 敦彦; Yan, X.; 田中 康平*; 大谷 章仁*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 7 Pages, 2018/07

A new conceptual design of intermediate heat exchanger (IHX) is proposed for application to the gas turbine high temperature reactor system (GTHTR300C) which is being developed by JAEA (Japan Atomic Energy Agency). The GTHTR300C cogenerates hydrogen using the iodine-sulfur (IS) hydrogen production process and electric power using gas turbine. The IHX is used to transport high temperature heat from the nuclear reactor to the hydrogen plant. The IHX proposed in this paper is a horizontal design as opposed to conventional vertical design. Therefore, JAEA investigated the advantage of the horizontal IHX and the economic evaluation when scaling up to GTHTR300C. To meet the performance requirement, both thermal and structural designs were performed to select heat transfer tube length, tube bundle diameter, tube header arrangement, and tube and shell support in a horizontal pressure vessel. It is found that the length of the heat exchanger tube can be shortened and the superalloy-made center pipe structure can be eliminated, which results in reducing the quantity of construction steel by about 30%. Furthermore, the maximum stress concentration in the tubes is found to be significantly reduced such that the creep strength to withstand continuous operation is extended to 40 years, equaling the nuclear reactor life time, without replacement.

論文

Investigation on ultimate strength of thin wall tee pipe for sodium cooled fast reactor under seismic loading

渡壁 智祥; 月森 和之; 大谷 章仁*; 森泉 真; 金子 尚昭*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(3), p.16-00054_1 - 16-00054_11, 2016/06

配管の耐震健全性を評価するために配管の破損様式や終局強度を把握することは重要である。軽水炉用厚肉配管の破損試験はこれまでに複数実施されている。その結果から、厚肉配管の耐震設計では、低サイクル疲労破壊を破損様式として想定するべきであるとの結論に至っている。一方、高速炉は軽水炉と比べて相対的に薄肉構造であり、薄肉配管の破損様式を明らかにするためには軽水炉配管の試験結果だけでは十分でない。したがって、本研究では、薄肉ティの破損様式及び終局強度の調査を行った。

論文

Investigation on ultimate strength of thin wall tee pipe for sodium cooled fast reactor under seismic loading

渡壁 智祥; 月森 和之; 大谷 章仁*; 森泉 真; 金子 尚昭*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

It is important to investigate failure mode and ultimate strength of piping components in order to evaluate seismic integrity of piping. Many failure tests of a thick wall and a high pressure piping for Light Water Reactors (LWRs) have been conducted, and the results suggest that the failure mode which should be considered in the design of a thick wall piping for LWRs under seismic loading is low cycle fatigue. On the other hands, the piping in Sodium cooled Fast Reactors (SFRs) is a thin wall configuration compared to the piping in LWRs. Failure tests of a thin wall piping is necessary because the past failure tests for the piping in LWRs are not enough to discuss failure behavior of a thin wall piping. This present work investigated the failure mode and the ultimate strength of a thin wall tees, the critical parts in seismic evaluation of the actual piping of SFRs.

論文

Study on strength of thin-walled tee pipe for fast breeder reactors under seismic loading

渡壁 智祥; 月森 和之; 大谷 章仁*; 森泉 真; 金子 尚昭*

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07

原子炉の耐震安全性の観点から配管の終局的な強度を把握することは重要である。設計地震荷重を超える過酷な入力条件下での高速炉用薄肉ティ配管の破損様式及び終局強度を試験により検証した結果について報告する。

論文

配管の多入力応答に関する研究; 3点支持された配管試験体の3入力加振試験

渡壁 智祥; 金子 尚昭*; 相田 重一*; 大谷 章仁*; 月森 和之; 森泉 真; 北村 誠司

Dynamics and Design Conference 2013(D&D 2013)講演論文集(USB Flash Drive), 8 Pages, 2013/08

配管系の地震応答解析を実際の振動応答挙動に近いものとするためには、多点入力解析を取り入れる必要がある。多点入力解析手法に関する理論的検討は過去に複数実施されているものの、解析手法の妥当性について配管実挙動と比較したものは少なく、十分な検討がなされているとは言えない。そこで、本研究では、多点入力解析法の妥当性及び適用性を検証することを目的とし、本報では、複数の支持点を有する3次元配管モデルを用いた多点入力加振試験を実施した。

論文

Study on piping response under multiple excitation, 1; Triple shaking table test of piping having three-supporting points

渡壁 智祥; 金子 尚昭*; 相田 重一*; 大谷 章仁*; 森泉 真*; 月森 和之; 北村 誠司

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07

現行の配管耐震解析に多入力解析を適用することで配管強度評価の合理化が期待できる。本件では、3点支持配管供試体及び3振動台を用いた加振試験を実施し、多入力を受ける配管の実挙動について調査した結果をまとめたものである。

論文

発電用新型炉に適用する3次元免震装置の開発; 油圧機構によるロッキング抑制機能をもつ3次元免震装置の開発

島田 貴弘*; 大谷 章仁*; 岩本 浩祐*; 北村 誠司

日本機械学会論文集,C, 77(777), p.1661 - 1673, 2011/05

高速増殖炉に適用する3次元免震装置として、油圧機構を用いたロッキング抑制装置の開発を進めている。本報告では、1/2サイズ試験体による耐圧試験を行い、想定される高圧下での摺動特性及び耐圧性を確認したことについて述べる。

報告書

高温工学試験研究炉の中間熱交換器伝熱管強度評価

國富 一彦; 篠崎 正幸; 深谷 好夫; 大久保 実; 馬場 治; 丸山 茂樹*; 大谷 章仁*

JAERI-M 92-147, 77 Pages, 1992/10

JAERI-M-92-147.pdf:1.77MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器は、10MWの熱交換能力を有するたて置きヘリカルコイル型の熱交換器であり、平成6年完成を目指して、現在、製作を進めている。最大900$$^{circ}$$Cを超える状況で使用される伝熱管の強度評価のために、原子炉の運転中に発生すると考えられるすべての運転状態の応力及び非弾性ひずみ等を解析により求めた。本報は、伝熱管の強度評価の手法、クリープ解析の手法及び評価結果を示したものである。解析により、伝熱管に発生する非弾性ひずみ及びクリープ疲れ損傷は、原子炉出口温度850$$^{circ}$$C又は950$$^{circ}$$Cの運転の第1~2サイクルで大幅に増加し、その後の増加は僅かであり、HTTRの寿命20年の間、許容値を超えないことが分かった。また、1次応力も全ての運転状態で許容値を満足した。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅの新指針に照らした耐震安全性評価,4; 2次主冷却系配管の耐震安全性評価

金子 尚昭*; 大谷 章仁*; 和氣 実*; 小川 不二雄*; 月森 和之

no journal, , 

「もんじゅ」の2次主冷却配管の耐震安全性評価では、基準地震動が大きくなったことから、従来手法では一部のティー部で、評価が厳しくなる。配管ティー部の設計評価に用いる応力係数に保守性が含まれていることに着目し、有限要素法及び極限解析を用いて配管の構造解析を行い、十分な耐震裕度のあることを確認した。

口頭

ティの極限解析と一次応力の裕度比較

金子 尚昭*; 北村 誠司; 神保 昇*; 水谷 拓海*; 大谷 章仁*

no journal, , 

原子力配管の耐震安全性評価では、近年、基準地震動が増大してきており、従来の評価手法では設計の成立性が厳しくなってきている。特にティはその傾向が顕著であるが、従来評価手法である梁モデルでの応力計算式や応力係数には余裕が含まれていることが知られている。従来評価手法よりも詳細で、より現実的な評価手法であると考えられる極限解析による評価を実施し、従来評価手法における実態的な裕度を探った。

口頭

開発途上国向け小型高温ガス炉の概念設計,6; 中間熱交換器設計及び配置概念の検討

鈴木 哲*; 丸山 茂樹*; 上條 智春*; 大谷 章仁*; 菅 憲夫*; Yan, X.; 佐藤 博之; 田澤 勇次郎; 大橋 弘史; 橘 幸男

no journal, , 

原子力機構が開発途上国への展開を目指して概念設計を進めている小型高温ガス炉は、水素・電力を併産可能なシステムとする計画であり、水素製造設備に高温2次ヘリウムを供給する中間熱交換器及び発電設備へ蒸気を供給する蒸気発生器を設ける。中間熱交換器は交換熱量20MWt、ヘリカルコイル型であり、HTTRの中間熱交換器を参考に設計を行った。また、小型高温ガス炉のプラント配置設計では、原子炉建屋や蒸気タービン建屋等のほか、将来的にガスタービン建屋、水素製造設備を増設する計画を考慮して敷地内レイアウト並びに主要建屋内の機器配置の検討を行った。本発表では、中間熱交換器設計結果、配置概念の検討結果について、その概要とHTTRとの相違点等について報告する。

特許

構造物の支持装置

礒崎 和則; 川原 啓孝

大谷 章仁*; 森本 吉輝*; 佐藤 祐二*

特願 2014-248583  公開特許公報  特許公報

【課題】構造物の設置場所にかかわらず簡単な構成で安価且つ短期間に構造物を支持し得、構造物の特定方向への倒壊を防止して他の重要な建造施設に対する被害の発生を回避し得る構造物の支持装置を提供する。 【解決手段】構造物としての排気筒1の原子炉格納容器2に対向する側とは反対側の箇所に、基礎側固定部3を設定し、基礎側固定部3と排気筒1とをワイヤロープ4によって接続し、排気筒1の倒伏範囲Dを原子炉格納容器2の配置位置からずらして限定する。

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