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大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
岡島 智史; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 井上 康弘*; 渡邊 壮太*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(5), p.051204_1 - 051204_6, 2016/10
被引用回数：2 パーセンタイル：13.5(Engineering, Mechanical)In this paper, we simplify the existing method and propose a screening method to prevent thermal ratcheting strain in the design of practical components. The proposed method consists of two steps to prevent the continuous accumulation of ratcheting strain. The first step is to determine whether all points through the wall thickness are in the plastic state. The second step is to determine whether the accumulation of the plastic strain saturates. To validate the proposed method, we performed a set of elastoplastic finite element method (FEM) analyses, with the assumption of elastic perfectly plastic material. Not only did we investigate about the effect of the axial length of the area with full section yield state but also we investigated about effects of spatial distribution of temperature, existence of primary stress, and radius thickness ratio.
天野 克則; 江沼 康弘; 二神 敏; 井上 智之*; 渡邊 壮太*
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
GIFにおいてSFRのSDC, SDGの検討が進められている。原子力機構と三菱FBRシステムズは革新的ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計を行っており、この中でポンプ組込型IHXの安全対策について評価してきた。更に、保守・補修についても検討されている。ポンプ組込型IHXはこれら要求を満足するために最適化されてきた。本稿では耐震性、Naリーク時のGVの信頼性、Na-水反応時のCSEJの信頼性確保のための最適化検討について述べる。また、この最適化により影響が出る熱過渡、ポンプとの共振、伝熱管摩耗それぞれの評価についても述べる。
安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 唐戸 孝典*; 渡邊 壮太*; 井上 修*; 川崎 信史; 江沼 康弘*
Journal of Pressure Vessel Technology, 136(4), p.041406_1 - 041406_10, 2014/08
被引用回数：9 パーセンタイル：43.74(Engineering, Mechanical)構造不連続部のクリープ疲労評価法の比較評価のため、改良9Cr-1Mo鋼切り欠き試験体によるクリープ疲労試験を実施した。試験は単軸の引張り-圧縮試験及びインダクションコイルを用いた熱荷重による試験を行った。応力集中部の応力は切り欠き半径により調整した。種々のクリープ疲労評価法により寿命評価を行うために有限要素法解析を実施するとともに、その予測寿命と試験寿命の比較検証を行った。クリープ疲労評価法としては応力再配分軌跡法(SRL法),弾性追従法,高速炉規格による方法等を採用した。これらの比較によりすべての試験結果に対してSRL法が最も適切な予測寿命を与えることが確認された。高速炉規格については繰り返し数で70倍以上安全側の評価を与えることが確認された。
岡島 智史; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 井上 康弘*; 渡邊 壮太*
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07
The prevention of excessive deformation by thermal ratcheting is important in the design of high-temperature components of fast breeder reactors (FBR). This includes evaluation methods for a new type of thermal ratcheting caused by a traveling temperature distribution. Igari et al. proposed a mechanism-based evaluation method to evaluate thermal ratcheting caused by temperature distributions traveling long and short distances. In this paper, we simplify the existing method and propose a screening method to prevent thermal ratcheting strain in the design of practical components. The proposed method consists of two steps to prevent the continuous accumulation of ratcheting strain. To validate the proposed method, we performed a set of elasto-plastic finite element method (FEM) analyses, with the assumption of elastic perfectly plastic material.
安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 唐戸 孝典*; 渡邊 壮太*; 井上 修*; 川崎 信史; 江沼 康弘*
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 11 Pages, 2011/07
To compare and evaluate these estimation methods, a series of creep-fatigue test was carried out with notched specimens. All the specimens were made of Mod.9Cr-1Mo steel. Deformation controlled creep-fatigue tests and temperature controlled creep-fatigue tests were performed and creep-fatigue lives, crack initiation and propagation processes were observed by digital micro-scope and replica method. A series of elastic Finite Element Analysis were carried out and number of cycles to failure was predicted by several creep-fatigue damage evaluation methods. Then these results were compared with test results. Four types of evaluation methods which are stress reduction locus method, simple elastic-follow up method, the method using conventional Neuber's rule and the methods described in JSME FBR design code were applied. In addition that, experimental based estimation were also compared.
出雲 寛互; 知見 康弘; 石田 卓也; 川又 一夫; 井上 修一; 井手 広史; 斎藤 隆; 伊勢 英夫; 三輪 幸夫; 宇賀地 弘和; et al.
JAEA-Technology 2009-011, 31 Pages, 2009/04
JAEA-Technology-2009-011.pdf:4.38MB
軽水炉の炉内構造材料の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に対する健全性評価においては、照射後試験(PIE)によるデータの拡充が進められている。しかし、実際の炉内でのIASCCは材料と高温高圧水が同時に照射の影響を受ける現象であるため、照射下試験データとの比較によりPIEで取得されたデータの妥当性を確認する必要がある。照射下き裂進展試験において、低照射量領域の中性子照射の影響を適切に評価するためには、破壊力学的な有効性の観点から、従来より大型の試験片に対応できるき裂進展試験ユニットの開発が必要となる。そこで技術検討を行った結果、従来の単軸方式からテコ式に変更することによって、目標荷重を負荷できる見通しが得られた。また、き裂発生試験ユニットに関しては、リニア可変差動トランス(LVDT)を採用するユニット構造を検討し、今後さらに技術検討を進めるべき項目を抽出した。
石川 寛*; 川口 修*; 阿部 康弘*; 井上 晃次*; 尾尻 洋介*
PNC TN241 68-24, 459 Pages, 1969/03
高速実験炉の第2次概念設計に関し、その設計および安全性の検討評価をフランス原子力公社CEAに依頼した。第1回派遣団出張報告書はすでに発表されている。この報告書は昭和43年10月から昭和44年1月下旬までサクレー研究所に長期駐在していた2名の報告と、昭和44年1月下旬にサクレー研究所で開かれた第2回会議の綜合報告である。CEAからのコメントおよび日本側から提出した質問に対するCEAの回答を項目別に整理してまとめ、実験炉の設計に十分反映されるよう考慮した。CEAの最終報告書は、この報告書より後に提出される予定である。実験炉設計全般に対するCEAの意見は下記の3点である。 (1)実験炉はできるだけ単純な設計にして建設すること。(2)次の原型炉(あるいはさらに大型炉)に必要な技術を開発することを十分考慮すること。(3)大型炉における燃料の高燃焼度達成に必要な照射施設として役立つこと。(FBR-MEMO-0028)
知見 康弘; 塙 悟史; 西山 裕孝; 中村 武彦; 田原 祐規*; 小嶋 崇夫*; 井上 博之*; 岩瀬 彰宏*
no journal, ,
腐食電位(ECP)測定に対する放射線照射の影響を把握するために、ジルコニア隔膜型センサーを対象として、センサー部の構成材料単体についての照射効果を調べた。本報告では、隔膜材料として使用されているイットリア安定化ジルコニア(YSZ)の高エネルギー重イオン照射による材料特性変化について述べる。YSZ試料に室温で200MeV Xeイオンを1
10
ions/cm
まで照射したところ、格子定数が約0.5%以上増大した。同様に、微小ビッカース硬さも照射量に伴って上昇した。Xeイオン照射による損傷量(最大約0.2dpa)を考慮すると、ジルコニア隔膜型センサーを炉内で使用する場合に、中性子照射によりYSZの機械的特性が変化し、YSZと金属筺体との接合部分の耐久性に影響を及ぼす可能性があると考えられる。
半田 卓也; 江沼 康弘; 大野 幸彦*; 中村 裕樹*; 坂田 展康*; 串岡 清則*; 下地 邦幸*; 井上 智之*; 松本 岩男*
no journal, ,
ポンプ主軸の回転に伴ってポンプ主軸周りの液面が変動することについて、軸回転数や液面変動対策構造をパラメータとして流動解析を行い、液面変動状況とポンプ主軸に作用する流体力への影響を確認した。
江沼 康弘; 半田 卓也; 島崎 正則*; 大野 幸彦*; 吉田 和弘*; 早川 教*; 井上 智之*
no journal, ,
ポンプ主軸周りのカバーガス空間における自然対流について、熱遮蔽板とカバーガス対流防止板との隙間量等をパラメータとして周方向温度分布への影響評価を実施した。また、その結果を基にした対策構造改良案の効果を評価するとともに、軸変形による軸受との接触有無を確認した。
神原 理; 青山 和弘; 山内 康弘; 岩橋 孝明; 小野 信乃; 梶本 亮一; 中村 充孝; 柴田 薫; 中島 健次; 河村 聖子; et al.
no journal, ,
In the presentation, we will show some examples of shielding devices, how we developed them, and how we made them. In carrying out neutron scattering experiment, it is important to improve signal to noise ratio on the instrument. Even if the neutron flux becomes strong, we cannot improve the statistics of the experimental data without any reduction of the unnecessary background scattering. Thus, we have designed and produced various kinds of devices that reduce the transmission and scattering of the unwanted neutrons. For example, very thin vane in the scattering chamber made by a mixture of boron carbide powder and epoxy resin (B
C-resin), direct beam catcher (see Fig.1), thermal radiation shield of aluminum with cadmium plating, and so on. These shielding devices have been installed in the surrounding of the instrument components, such as the sample, the scattering chamber, the neutron guide tube, as a measure to reduce the background.
天野 克則; 江沼 康弘; 近澤 佳隆; 渡辺 収*; 早川 教*; 井上 智之*
no journal, ,
次世代ナトリウム冷却高速炉の1次冷却材中にはベント型制御棒からのヘリウムの放出、1次ポンプ軸周りの遠心力によるカバーガスの巻込みなど、気泡が混入する可能性がある。炉出力変動の原因となる1次冷却材中の気泡を許容値以下に抑えるための対策である1次ポンプのガス巻込み防止及びガス抜き構造を検討し、CFD解析(二相流解析)によりその妥当性を評価した。
端 邦樹; 井上 博之*; 佐藤 智徳; 知見 康弘
no journal, ,
Cl
は中性水溶液中では放射線による水分解ラジカルとの反応性が低いため、希釈海水中では水の放射線分解にはほとんど寄与しないと考えられている。しかし、福島第一原子力発電所の滞留水のような環境では、人為的な添加物や周囲の環境から流入する不純物等の作用により、Clの反応が促進される可能性も否定できない。Cl水溶液の放射線分解への不純物の寄与を調べる一環として、本研究では、ClとFe
が共存する水溶液の放射線分解シミュレーションを実施した。Feと水分解ラジカルとの反応により生成するFe
の加水分解の過程で溶液の酸性化が起こり、これが原因となってClの放射線分解における反応が促進されることが示された。この反応機構は、pHやFe濃度等の初期条件に強く影響を受けることも示された。
