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論文

Core seismic experiment and analysis of full scale single model for fast reactor

山本 智彦; 北村 誠司; 岩崎 晃久*; 松原 慎一郎*; 岡村 茂樹*

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

高速炉の地震時における炉心群振動挙動を把握するため、炉心の流体構造連成、鉛直方向変位(跳び上がり)を含めた地震時炉心の3次元群振動挙動を評価するための炉心耐震解析手法を構築した。また、実寸大単体、1/1.5縮尺群体系、1/1.5縮尺列体系、1/2.5縮尺多数体系と、段階的に検証データを取得するための振動試験を実施し、開発した3次元炉心群振動解析コード(REVIAN-3D)の比較検証を実施した。本論文は、実寸大単体試験の結果及びこの試験結果を用いた炉心耐震解析手法の検証結果をまとめたものである。高速炉炉心は、下部支持板に自立した数百の炉心構成要素で構成されており、それぞれは微小な隙間を持って流体中に配置されている。炉心構成要素は熱伸びとスウェリングの影響を回避するため、鉛直方向変位を拘束するための支持を持っていない。近年、日本では想定される地震動が大きくなり、鉛直方向の地震動が重力加速度を超えることで、炉心構成要素の鉛直方向変位(跳び上がり)と水平方向変位を同時に考慮する必要が生じた。この3次元振動挙動は、周囲冷却材からの流体力や周囲構造物との干渉の影響を受ける。

論文

高速炉に適用する厚肉積層ゴムの研究開発; 準実大厚肉積層ゴムを用いた経年特性試験

渡壁 智祥; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 杣木 孝裕*; 諸菱 亮太*; 櫻井 祐*; 加藤 亨二*

日本機械学会論文集(インターネット), 83(850), p.16-00444_1 - 16-00444_14, 2017/06

厚肉積層ゴムとオイルダンパーから構成される免震装置の高速炉への適用が計画されているが、積層ゴムを実機に適用する場合、供用期間中の経年変化を考慮して建屋支持機能や復元機能の構造健全性を評価することが重要となる。そこで、本報告では、加熱促進劣化により経年を模擬した準実大の試験体を用いて静的加力試験を行い、経年が剛性や線形限界ひずみ等の力学特性に及ぼす影響について検討した。

論文

Development of seismic isolation systems for sodium-cooled fast reactors in Japan

川崎 信史; 渡壁 智祥; 若井 隆純; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*

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

日本は地震国であり、また、ナトリウム冷却型高速炉では、軽水炉と比較し薄肉化した構造として、機器が設計されている。それゆえに機器にかかる地震力を低減させるために、免震装置が採用されてきた。炉心耐震性及び原子炉容器の座屈健全性の観点から、高速炉用免震装置には、上下8Hz以下の固有周波数が必要となる。このような周波数条件を満足する3種類の免震概念を紹介する。上下8Hzの固有周波数は、厚肉積層ゴムにより達成される。この厚肉積層ゴムと皿バネを組み合わせることにより、上下固有周波数は、3$$sim$$5Hzとなる。また、積層ゴムと空気バネを組み合わせ、ロッキング防止装置を組み込むことで、1Hz以下の上下固有周波数が達成できる。上下8Hz免震概念は、厚肉積層ゴムとオイルダンパーで構成されており、本概念が日本のリファレンス高速炉用免震概念である。本概念が選定された理由は、システム構成の簡素さと開発課題の少なさである。上下5Hz免震概念を用いた場合の上下方向の加速度応答は、上下8Hz免震概念と比較し、50%のレベルまで低減することが、解析検討によりわかっている。また、皿バネの静的試験等から、皿バネの設計式は既に検討されている。これらの知見を活用し、厚肉積層ゴムと皿バネを組み合わせることにより、上下5Hz免震装置を設計することが可能である。上下1Hz免震概念を用いた場合の上下方向の加速度応答は、上下8Hz免震概念と比較し、10%のレベルまで低減することが、わかっている。上下固有振動数が1Hzといった領域まで低減するとロッキング防止装置が必要となり、これまで複数のオイルダンパーをオイルラインで結合するタイプのロッキング防止装置等が、検討されてきた。このようにロッキング防止装置がシステムを複雑化しているため、システム構成を今後簡素化していくことが、本概念にとって大きな課題となっている。これら3種類の免震概念が高速炉に適用可能な免震装置であり、これらの免震装置を開発していくことは、サイト毎に、機器仕様の統一化を図ったうえで、適切な耐震余裕を確保していくうえで、重要となるため、今後、地震動条件などの関連動向の変化を踏まえ、開発を継続していく。

論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 4; Aging properties of a half scale thick rubber bearings based on breaking test

渡壁 智祥; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 杣木 孝裕*; 諸菱 亮太*; 櫻井 祐*; 加藤 亨二*

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

積層ゴムとオイルダンパーから構成される免震装置の高速炉への適用が計画されている。本装置の特徴の一つは、やや厚肉積層ゴムを採用していることである。地震条件の増大に対応するため、上下固有振動数を通常よりも低下させ、内部機器の応答低減を狙いとしている。本報告では、やや厚肉積層ゴムの経年変化特性について検討した。積層ゴムは成熟した技術となっているが、経年変化に関する試験実施が少ない。また、やや厚肉積層ゴムについては、経年変化後の線形限界や破断特性等の力学特性が把握されていない。経年30年及び60年を模擬した1/2縮尺系積層ゴム(直径800mm)及び1/8縮尺系積層ゴム(直径200mm)を用いて水平及び上下方向の静的加力試験を実施し、終局挙動近傍の復元力特性データを取得して経年が力学特性に及ぼす影響を把握する。また、経年を模擬した2種類の縮尺比の終局挙動を比較評価することで、経年状況下におけるスケール効果の有無を明らかにした。

論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 3; Ultimate properties of a half scale thick rubber bearings based on breaking test

深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 山本 智彦; 川崎 信史; 廣谷 勉*; 森泉 瑛里子*; 櫻井 祐*; 正木 信男*

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 10 Pages, 2016/07

ナトリウム冷却型高速炉で用いられる免震用厚肉積層ゴムの終局特性を1/2スケールモデルを用い取得した。厚肉積層ゴムの基礎復元特性は、既に取得されており、本検討では、ばらつき分布を含む復元特性及び終局特性に着目した試験を実施した。その結果、剛性と減衰率及び破断ひずみに関するデータが取得できた。

論文

Parametric design study about seismic isolation system for fast reactor JSFR

川崎 信史; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 9 Pages, 2015/07

国内の地震条件は、年々増加する傾向にあり、また、機器の大型化に伴い機器の固有振動数も低下する傾向にある。その背景を踏まえ、容器の肉厚と径に着目した機器の応答加速度と座屈裕度の検討を行い、免震装置への要求仕様を再評価した。まず、最新の国内の地震条件及び原子炉構造の仕様等に基づき、従来の免震仕様を前提に、原子炉容器が据え付けられている床の応答を評価した。計算した床応答に基づき、容器の肉厚と径の条件に対する、固有振動数、発生応力、座屈裕度の関係を求めた。また、免震特性の拡張性を評価するために、免震周期を変えた応答評価も実施した。免震周期を変更した場合の床応答は、従来の免震仕様である上下8Hzの免震仕様における床応答に対する比率で整理した。これらの評価の結果、国内の地震条件は増加の傾向にあり、機器固有振動数も低下の傾向にあるが、上下8Hzの免震仕様で、座屈裕度を確保可能であると判断した。また、8Hzの免震仕様がもつ拡張性を他の免震周期と比較、考慮し、将来的な裕度拡大の方策がまだ残されていることも踏まえ、JSFRの免震仕様は、上下8Hzとした。

論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 1; Examination plan

山本 智彦; 川崎 信史; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 杣木 孝裕*; 鮫島 祐介*; 正木 信男*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 7 Pages, 2015/07

Na冷却高速炉は薄肉構造であり地震力を低減するために、免震システムを採用している。SFRに適用する免震装置は、ゴム層を厚くした積層ゴムが用いられている。過去、1/8縮尺モデルで基本的な特性試験を実施しており、今回はハーフスケールの装置を用いた力学特性試験と熱劣化特性試験の計画について報告する。

論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 2; Fundamental characteristics of half-scale rubber bearings based on static test

深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 山本 智彦; 川崎 信史; 杣木 孝裕*; 櫻井 祐*; 正木 信男*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 10 Pages, 2015/07

Na冷却高速炉は薄肉構造であり地震力を低減するために、免震システムを採用している。SFRに適用する免震装置は、ゴム層を厚くした積層ゴムが用いられている。この積層ゴムの水平及び上下方向の剛性及び減衰定数を把握するために、直径800mmのハーフスケールの積層ゴムを用いて、水平方向の線形限界や上下方向の降伏応力を上回る範囲で試験を実施することとし、その結果と考察を報告する。

論文

Seismic PRA for Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR)

鳴戸 健一*; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将; 岡野 靖; 岡村 茂樹*; 衛藤 将生*

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 10 Pages, 2014/11

Seismic Probabilistic Risk Assessment (PRA) is increasingly important in assessing the safety of nuclear power plants after the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident. In this study, a seismic PRA under a rated power operation was performed for Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) developed by Japan Atomic Energy Agency. This PRA was intended to examine seismic impacts on the JSFR by calculating the Core Damage Frequency (CDF) with the identification of all the accident sequences induced by earthquake which may have potential possibility of direct core damage. Seismic hazard data was based on assessment results for existing nuclear site locations in Japan. Seismic fragility needed to quantify the accident sequences was set based on existing assessments for similar equipment. The base-case analysis showed that the total CDF would be approximately 10$$^{-6}$$ /reactor-year and JSFR is robust against the earthquake in the range of this assessment. The dominant contributor (about 80%) to the CDF is direct core damage by the sequence of simultaneous failures of reactor vessel and guard vessel. Sensitivity analysis was performed focusing on the simultaneous failures of reactor vessel and guard vessel. This result suggested that enhancement of failure probability assessment for guard vessels and/or provision of measures for maintaining coolant level following reactor vessel failure would be effective to reduce the CDF.

論文

Evaluation of Earthquake and Tsunami on JSFR

近澤 佳隆; 江沼 康弘; 木曽原 直之; 山野 秀将; 久保 重信; 早船 浩樹; 佐川 寛*; 岡村 茂樹*; 島川 佳郎*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.677 - 686, 2012/06

JSFRに対して地震及び津波の評価を実施した。地震については各機器の耐震性を地震解析により確認した。津波については補機冷却系の機能喪失等が想定されるが、JSFRは自然循環崩壊熱除去、空冷ガスタービンを採用しており安全系設備や非常用電源設備が補機冷却系に依存していないため津波による直接の影響がない可能性はある。ただし、万が一長期間の全交流電源喪失に至った場合でも自然循環崩壊熱除去及び空気冷却機器の運転員手動操作により崩壊熱除去が可能であることを過渡解析により確認した。

論文

Conceptual design study of JSFR, 2; Reactor system

衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 岡村 茂樹*; 渡辺 収*; 大山 一弘*; 根岸 和生; 小竹 庄司*; 阪本 善彦; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

JSFRの設計においては、建設費の低減を目指して、原子炉容器径を小さく、炉内構造物を簡素にしている。原子炉容器径の低減は、先進的な燃料交換システムと運転中高温になる原子炉容器の概念を採用することで達成している。しかし、原子炉容器径の低減により、上部プレナム内の流速が増加し、流動場が厳しくなる。このため、カバーガスの巻き込みとホットレグ吸込口における液中渦によるキャビテーションの発生を抑制するため、上部プレナム流動場の最適化を実施した。加えて、設計地震荷重が増大し、かつ原子炉容器壁が上部プレナムの熱過渡に直接曝されることから、地震荷重と熱荷重に対する構造健全性を評価した。本論文は、これら原子炉構造の設計研究の特徴と結果について記載するものである。

論文

Seismic isolation design for JSFR

岡村 茂樹*; 衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 根岸 和生; 阪本 善彦; 北村 誠司; 小竹 庄司*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

本論文は、地震条件,免震システム及び主要機器の耐震性評価を含む、JSFRの免震設計について記載したものである。JSFRでは地震力を緩和するために免震システムを採用しているが、設計地震荷重は、2007年の新潟県中越沖地震以降、より厳しくなっており、既往の免震システムより主要機器に負荷される地震荷重を緩和する必要がある。このため、主要機器の固有振動数を考慮しつつ、既往の免震システムの性能を最適化することによって、より優れた免震性能を持つ免震システムを検討した。このナトリウム冷却炉向けに性能を最適化した新型免震システムには、既往のものより厚肉の積層ゴムとオイルダンパを採用した。また、この新型免震システムを適用した条件で原子炉構造の耐震性評価を行い、新型免震システムの性能を確認した。

論文

Preliminary evaluation of JSFR achievement level to risk targets

栗坂 健一; 岡村 茂樹*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/05

日本原子力研究開発機構は高速炉サイクルの実用化研究開発(FaCT)プロジェクトにおいてナトリウム冷却高速炉JSFRを開発しており、安全性に関する設計要求の一つとしてリスク目標の達成が設定された。リスク目標とは炉心損傷頻度(CDF)及び炉心損傷時の格納容器機能喪失頻度(CFF)にかかわる定量的な設計要求である。本論文は、FaCTプロジェクトフェーズI(2006年度$$sim$$2010年度)におけるJSFRのリスク目標への達成度の予備評価について記述する。出力運転時の内的事象にかかわるCDFを評価するために予備的なレベル1PSAを実施した。その結果得られたCDF値は、CDF及びCFFの両設計要求値よりも低い。また、地震事象に対して、炉心損傷防止の点から主要な機器・構造物を選定し、免震効果及び免震装置における積層ゴムのハードニング効果を考慮した地震応答解析を行い、これに基づき損傷確率を評価した。その結果、JSFRの主要な機器・構造物は十分な耐震余裕を有することを確認したので、地震事象に対してもリスク目標を達成可能と判断した。

論文

Conceptual design study for the demonstration reactor of JSFR, 4; Structural design of reactor vessel

川崎 信史; 岡村 茂樹*; 澤 直樹*; 阪本 善彦; 根岸 和生

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/05

JSFRはコンパクト化されたホットベッセル概念を原子炉システムに対し採用している。ホットベッセル概念の構造設計において重要となるのは、耐震設計と耐熱設計を両立させることである。本研究では、新潟県中越沖地震を考慮したうえで、国内共通地震条件を設定し、耐震設計を行った。座屈評価裕度の観点から、750MWeと500Mwe両原子炉プラントの原子炉容器肉厚が50mmと設定された。結果として座屈評価裕度は、2.4以上を確保できている。座屈評価裕度の観点からは、750MWeと500Mweという電気出力の差は無視しうる。肉厚50mmの条件で、耐熱設計を実施した。2.2日,3.2日,4.3日起動の3条件が起動条件として選定され、熱ラチェット評価とクリープ疲労評価が実施された。これらの評価を満足させるためには、3.2日以上の起動日数が必要なことがわかった。発生熱応力の大きさはほぼ等しいため、750MWeと500Mweという電気出力の差は、耐熱設計の観点からも無視しうる。

論文

Fundamental study on shape dependency of input energy for failure

皆川 佳祐*; 藤田 聡*; 北村 誠司; 岡村 茂樹

Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 7 Pages, 2009/07

Energy balance equation has been proposed as a new seismic design method. The main feature of the energy balance equation is that it explains accumulated information of motion. Therefore energy balance is suitable to investigate influence of cumulative load. We have already conducted a study that applied the energy balance equation to mechanical structure, and confirmed a relationship between input energy and fatigue failure from results of an experiment. In this paper, we investigate differences in input energy for failure. An experimental model whose cross-section has the width of 12 mm and the breadth of 3 mm. The models are damaged by fatigue failure which vibration response under resonance condition causes. Then input energy for failure is calculated from experimental results. Finally the input energy for failure of this experimental model is compared with it of previous experimental model.

論文

Dynamic strength evaluation of straight pipe using energy balance method

皆川 佳祐*; 藤田 聡*; 北村 誠司; 岡村 茂樹

Proceedings of 2008 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2008) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/08

The ultimate strength of a mechanical structure is investigated from a viewpoint of the energy balance equation. The energy balance is adequate for an investigation into the influence of cumulative load. Authors have already confirmed a relationship between fatigue failure and the input energy from results of experiments using simple single degree of freedom models in a previous study. In this paper, straight pipe models are adopted, and the relationship between fatigue failure and the input energy is investigated. The investigation is implemented by forced vibration experiments that lead the experimental model to fatigue failure. As a result of the experiment, much input energy for failure is needed in case of small input level. This tendency is same as the result of the previous study using simple single degree of freedom model. Therefore it is expected that any actual piping satisfy this tendency, and time for failure can be expected by using energy balance.

論文

Fracture prediction of piping using energy balance method

皆川 佳祐*; 藤田 聡*; 北村 誠司; 岡村 茂樹

Transactions of 19th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/08

配管などの機械構造物は通常弾性域内で静的に設計されている。機械構造物は十分な耐震安全性を有しているが、耐震安全性を高めるためにも終局強度を解明することは非常に重要なことである。本研究では、エネルギーの釣合いに基づく手法を用い、塑性域内における応答と振動による疲労損傷を調査している。単純一質点系モデルを用いた振動実験から、エネルギー算出手法の確立と塑性域でのエネルギーの振る舞いを調査し、塑性変形開始とともに塑性ひずみエネルギーが累積されることを確認した。同モデルを用いた振動破損実験より、破損に至るまでの時間が長いほど、破損まで入力されるエネルギーが大きくなる傾向が確認された。また、破損に至るまでに入力されるエネルギーは実験モデルの材質により異なることを確認した。

論文

Study on dynamic strength evaluation method of mechanical members based on energy balance

皆川 佳祐*; 藤田 聡*; 北村 誠司; 岡村 茂樹

Proceedings of 2007 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference/8th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (PVP 2007/CREEP-8) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/07

配管系の地震時強度評価手法としてエネルギー釣合式に着目した手法を提案し、その有効性を検討している。本論文では、ステンレス鋼と炭素鋼を用いた一次自由度モデルの振動試験を実施し、疲労破損とエネルギの振る舞いを検討した。実験より、入力レベルを小さくしていくと、破損に至るまでの時間が長くなり、結果的に破損に必要となるエネルギ量が大きくなることが確認された。また、破損に至るエネルギ量は材料に依存することを確認した。

論文

第18回原子炉構造力学国際会議参加報告

岡村 茂樹

日本地震工学会誌, (3), p.47 - 48, 2006/01

本報告書は、平成17年8月8日(月)$$sim$$12日(金)までの5日間、北京(中国)にて開催された第18回原子炉構造力学国際会議(18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology: SMiRT18)の会議参加報告書である。本会議は、原子力の工学系の国際会議としては、総合的で大規模な会議であり、原子炉構造力学等に関して、PSA, PRA, 構造解析,構造制御,構造設計,免震技術などの構造にかかわる全般の技術を扱っている。当該研究に携わる研究者・技術者にとって、連日、各国、各技術の現状について、最新かつ充実した内容の報告があった。

論文

Experimental study on vertical component isolation system

岡村 茂樹; 北村 誠司; 高橋 健司

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), 0 Pages, 2005/08

発電用新型炉に適用する3次元免震システムの開発を進めており、その一方策として、積層ゴムを用いた建屋水平免震に加えて、機器を上下方向に免震する装置を組み合わせる方式(機器上下免震システム)が考えられる。機器上下免震システムは、積層ゴムを用いた水平免震建屋を前提として、耐震上重要度の高い原子炉容器と一次系機器を共通床(コモンデッキ)で支持し、この床と基礎構造の間に上下方向の免震装置を設置し3次元免震を実現する。上下免震装置のばね要素には皿ばねを用い、皿ばねを直並列に重ねることにより所要の剛性とストロークをえ、減衰として鋼材ダンパを用いている。免震装置に過大な水平荷重を与えないように、水平荷重を支持するキーや支柱をコモンデッキとRV壁の間に配置する。機器上下免震システムの1/8縮尺モデルによる振動実験から、本システムの成立性の確認を行った。

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