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論文

「もんじゅ」点検期間長期化の要因分析及び次世代高速炉の保全合理化案の提案,1; 低温停止中の「もんじゅ」のプラント工程の分析

橋立 竜太; 豊田 晃大; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂

保全学, 19(4), p.115 - 122, 2021/01

原子力発電所の安全性と経済性を両立させるためには、発電所の特性に基づく合理的な保全を実現させる必要がある。一方で高速増殖原型炉「もんじゅ」は、年間の大半をメンテナンスに費やしてきた。もんじゅの点検期間長期化の要因を明らかにし、次世代高速炉の合理的な保全を実現することは重要である。本研究では、低温停止中のもんじゅの点検長期化の要因について、もんじゅのプラント工程を基に分析した。また抽出された課題から、保全の合理化の観点を提案した。

論文

Proposal of inspection rationalization method and application for sodium cooled fast reactor

矢田 浩基; 高屋 茂; 江沼 康弘

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

In order to rationalize maintenance for nuclear power plants, it is necessary to develop optimize maintenance plan by considering characteristics of each plant. In sodium-cooled fast reactor, there are constraints on inspections due to the specialty of handling sodium equipment, that is one of the important points when considering rationalization of maintenance. To solve this problem, we proposed a basic concept of maintenance optimization scheme that is a design support tool in order to develop maintenance strategy, based on "system based code". One of the proposed scheme goals is to make a concrete way of necessary assessment method. Another is to provide several combinations of design and maintenance, and information for owner in order to choose the acceptable combination. In the beginning, we are working to develop the scheme that can be applied to sodium fast reactor as the main concept of next generation reactor. In this context, primary heat transfer system (PHTS) piping of fast reactor was evaluated by the scheme. This piping was chosen because it is major significant component and the inspection have constraint conditions that need preparation work. As a result, design candidate (e.g. single and double wall piping) and inspection candidate (e.g. ultrasonic testing and continues leakage monitoring) combinations along with benefit of each cases were provided.

論文

Development of LORL evaluation method and its application to a loop-type sodium-cooled fast reactor

今泉 悠也; 山田 文昭; 有川 晃弘*; 矢田 浩基; 深野 義隆

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00083_1 - 18-00083_11, 2018/08

ループ型高速炉において想定される液位確保機能喪失(LORL)に対しては、ナトリウム汲み上げあるいはサイフォンブレークといった液位確保対策が考えられるが、それらの対策の有効性を評価するために、液位計算プログラムを開発した。確率論的リスク評価(PRA)により発生確率が無視できないため、本研究では、一次主冷却系での2か所漏えいが発生するものとして評価を行った。従来の保守的な想定に替り、漏えいの原因となる現実的な配管破損規模の検討を行うとともに、代表的な事故シーケンス及び漏えい箇所を選定した上で、炉容器内の液位の変化を計算した。さらに、液位確保策への影響を明らかにするため、より大きな破損規模での計算も行った。その結果、液位確保対策を考慮すれば、一次主冷却系での2か所漏えいが発生した場合においても、一次冷却材の循環ループを維持することができることを明らかにした。

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

Leak rate tests of penetrate cracked head plates and modeling of head plate thickness distribution for 3-D analyses

月森 和之*; 矢田 浩基; 安藤 勝訓; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Proceedings of 12th International Conference on Asian Structure Integrity of Nuclear Components (ASINCO-12) (CD-ROM), p.105 - 121, 2018/04

高速炉プラントにおいて、鏡板構造は格納容器バウンダリの一部を構成することから、重大事故時にそのバウンダリ機能が維持されるか否かは重要な問題である。また、格納容器からの核分裂生成物の放出量を推定するためには、バウンダリ機能喪失後の貫通亀裂からの漏えい率を評価することも重要である。著者らは、中高面に圧力を受ける鏡板の耐圧試験を実施し、座屈やその後の挙動、さらには亀裂が貫通に至るまでの試験を実施した。本稿では、バウンダリ機能喪失後の鏡板を用いて、種々の圧力条件下で漏えい率試験を実施し、貫通亀裂長さと圧力条件に関連する漏えい率の傾向を検討した。また、試験で観察された3次元変形挙動や貫通亀裂長さに影響する可能性のある鏡板の詳細な3次元形状に基づく解析を行うため、板厚分布のモデリングを検討した。

論文

ナトリウム冷却型高速炉配管のLBB評価に対する荷重条件の提案と配管パラメータの影響

矢田 浩基; 高屋 茂; 若井 隆純; 仲井 悟; 町田 秀夫*

日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00389_1 - 17-00389_15, 2018/03

ナトリウム冷却型高速炉の供用期間中検査において、ナトリウムバウンダリを構成する機器に対して連続漏えい監視による試験が検討されている。連続漏えい監視試験は、破断前漏えい(LBB)が成立することを前提に機器の内包物の系統外への漏えいを検出設備により連続的に監視する試験である。高速炉における既往のLBB評価ではエルボ横腹部に軸方向亀裂を想定した評価が行われているが、供用期間中検査の観点からは管の周方向亀裂に対してもLBBが成立することを確認する必要がある。本研究では、高速炉配管を対象としたLBB評価条件の検討及び適用例として高速増殖原型炉「もんじゅ」のクラス1配管を対象に周方向亀裂を想定したLBB成立性の評価を行った。さらに、実機条件を参考に設定した多数のLBB評価を実施し、配管パラメータがLBB成立性に及ぼす影響を検討した。

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

 被引用回数:0 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

会議報告; 2016 ASME Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2016)

矢田 浩基

保全学, 15(3), P. 86, 2016/10

2016年7月17日$$sim$$21日の5日間、カナダのバンクーバーにて開催された"2016 ASME Pressure Vessels & Piping Conference"の概要を報告する。

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

Study on behaviours of multi-ply bellows subjected to pressure and displacement loads

月森 和之; 安藤 勝訓; 矢田 浩基

Transactions of 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08

耐圧性と柔軟性を兼ね備えた多層ベローズは広く利用されている。しかしながら、層間の摩擦による不確定性のため、単層のベローズに比べて、その挙動の解析的な扱いが難しい。本研究では、多層ベローズの強度評価について検討し、層間の摩擦の影響について、例として2層ベローズを取り上げて、簡易モデル及び詳細FEM解析により、塑性域まで含めて分析、評価した。主に次の結果を得た。(1)摩擦が無いと仮定した場合、塑性域に及ぶまで2層ベローズを構成する1層分のベローズのモデルを利用して、2層ベローズの挙動を良好に近似できる。この場合、数値解析にかかる負担は大幅に低減できる。(2)摩擦の影響は、現実的な摩擦係数の範囲では比較的小さい。したがって、摩擦の影響を無視しても実際的な挙動を捉えることができる。(3)圧力に対する多層ベローズの強度、すなわちベローズ固有の座屈挙動については、内圧による層間の面圧の上昇を考えると、若干保守側に評価される。このような観点から、摩擦を無視した評価は設計上合理的と言える。

論文

Development of constitutive models for fast reactor design

月森 和之; 岩田 耕司*; 川崎 信史*; 岡島 智史; 矢田 浩基; 笠原 直人*

Nuclear Engineering and Design, 269, p.23 - 32, 2014/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.44(Nuclear Science & Technology)

高速増殖炉実用化のためのR&D、すなわちFaCT(Fast reactor Cycle Technology development)が日本において進められている。そのR&D項目の一つとして、従来設計で熱荷重低減のために原子炉容器の内側に取り付けられていた炉壁保護構造を取り去って、コンパクトな原子炉容器を実現する課題がある。最も重要なことは、起動,停止を繰り返すたびに上下する液面近傍の原子炉容器に累積する非弾性ひずみ量の評価である。本研究の目的は、このような複雑な非弾性挙動を精度よく評価できる合理的な構成モデルを開発し、これに基づく設計ガイドを用意することである。われわれは、高精度塑性構成モデル及び簡便な塑性構成モデルを開発し、系統的な試験を実施し、その結果に基づいてこれらモデルの有効性を示した。

論文

高経年化評価研究に係る実機プラントの利用に関する研究

榊原 安英*; 矢田 浩基

日本保全学会第10回学術講演会要旨集, p.477 - 481, 2013/07

How to use the real materials of the nuclear power plant during decommissioning stage are studied and discussed for a research of ageing management for safe long term operating. Moreover the real structural materials of Fugen Power Station during decommissioning stage has been performed to study for the research of ageing management.

論文

水中及び液体金属中流れ系におけるキャビテーション初生と壊食に関する基礎的研究

矢田 浩基; 金川 晃大*; 服部 修次*

日本機械学会論文集,B, 78(788), p.811 - 820, 2012/04

液体金属噴流によるキャビテーション試験が可能な試験ループを開発し、融点が68$$^{circ}$$Cの低融点合金(PbBi-68)を用いた液体金属流れ系でキャビテーション初生試験及び壊食試験を行った。加速度センサを用いて検出した初生キャビテーション数は水中及びPbBi-68中でほぼ等しく、流速依存性は見られない。また、異なる形状のノズルを用いて水中で試験を行い、初生キャビテーション数は下流圧と実測の流速から求めたキャビテーション数を用いて評価することによりノズル形状にかかわらずほぼ同じ値となること、各ノズルでの壊食速度は加速度センサ出力電圧の大小関係と定性的に一致することが明らかとなった。

論文

液体金属中のキャビテーション壊食に及ぼす液体金属種及び試験材料の影響

矢田 浩基; 倉地 宏晃*; 月森 和之; 服部 修次*

日本機械学会論文集,A, 77(773), p.146 - 153, 2011/01

3種類の組成の異なる鉛ビスマス合金中で磁わい振動によるキャビテーション壊食試験を行った。試験温度を融点と沸点を百分率で整理した相対温度を使用すると、相対温度14$$^{circ}$$Cにおける各種鉛ビスマス中の壊食速度はイオン交換水中に比べて約10$$sim$$12倍、ナトリウム中では約2$$sim$$5倍となる。また、試験後の材料の硬さを調査した結果、イオン交換水中よりも鉛ビスマス中でより加工硬化が進むことから、鉛ビスマス中ではより大きな気泡崩壊圧が作用したと考えられる。さらに、試験材料にSUS304, SUS403, 9Cr-1Mo鋼を用いて壊食試験を行い、壊食速度の違いは材料の硬さと平山のNi当量で整理が可能であることが明らかとなった。

報告書

1次ナトリウム純化系プラギングユニット戻り配管合流部の熱過渡損傷評価

矢田 浩基; 月森 和之; 前田 純一*

JAEA-Research 2009-045, 64 Pages, 2010/03

JAEA-Research-2009-045.pdf:10.61MB
JAEA-Research-2009-045(errata).pdf:11.48MB

もんじゅ定格出力運転中において、1次ナトリウム純化系プラギング計電磁ポンプが停止し、1次ナトリウム純化系内のナトリウム流動が停止した場合、原子炉が運転状態のままでプラギング計電磁ポンプを再起動すると、系内に停滞している低温ナトリウムが押し出された後、高温のナトリウムが流入することで配管合流部ミキシングティの構造不連続部に熱過渡による応力が発生する。本件は、プラギング計電磁ポンプがトリップし、その後、原子炉を停止することなく、電磁ポンプを再起動した場合のプラギング計戻り配管合流部ミキシングティ部分の熱過渡解析を実施し、構造不連続部に発生する応力を求め、損傷を概略評価することを目的とする。電磁ポンプトリップ後を初期状態として、再起動後のナトリウムの温度変化を保守的に簡便に仮定して、熱伝導解析を行い、その結果に基づいて応力解析を実施した。解析のパラメータとしては、電磁ポンプ再起動後の流量の多少、ポンプ再起動時の予熱の有無などを考慮し、応力的に厳しい部位について疲労許容繰返し数を評価した。その結果、疲労損傷は高温側と低温側の温度差に大きく依存し、予熱による損傷の緩和効果が大きいこと、また、予熱を考慮しない最も厳しいケースでも今回の保守的な条件設定にもかかわらず、400回以上の熱過渡荷重の繰返しが許容されることがわかった。

論文

Effect of liquid metal composition and hydrodynamic parameters on cavitation erosion

服部 修次*; 矢田 浩基; 倉地 宏晃*; 月森 和之

WEAR, 267(11), p.2033 - 2038, 2009/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:58.3(Engineering, Mechanical)

Cavitation erosion testing machine was developed using the vibratory apparatus for low-temperature melting alloys. The erosion tests of SUS304 were carried out in three kinds of lead bismuth and deionized water to discuss the influence of metal kind on erosion rate. Moreover, the effect of flow velocity and cavitation number on the erosion rate was discussed. The erosion rate was evaluated in terms of a relative temperature which was defined as the percentage between freezing and boiling points. At 14 degrees Celsius relative temperature, the erosion rate is 10 to 12 times in various lead-bismuth alloys, and 2 to 5 times in sodium, compared with that in deionized water. It is considered that the erosion rate in sodium is in proportion to 1st to 6th power of flow velocity similarly to that in mercury.

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