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中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 奥田 幸彦; 渡壁 智祥; 滝藤 聖崇; 奥田 貴大; 嶋津 龍弥*; 酒井 理哉*; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
第10回構造物の安全性・信頼性に関する国内シンポジウム(JCOSSAR2023)講演論文集(インターネット), p.143 - 149, 2023/10
原子力発電施設における配管系の耐震設計では、設計対象を弾性はり要素でモデル化し、弾性解析に基づく保守的な応力評価を実施している。一方、これまでに実施された多数の実験結果から、配管系は設計の想定を超えるような地震入力下では弾塑性挙動を示し、破損に至るまでには大きな裕度を有していると認識されている。このような状況を踏まえ、適切な保守性と合理性を有する耐震評価のため、弾塑性応答挙動を考慮した新たな耐震設計・評価手法の構築を目指し、2019年に日本機械学会より発電用原子力設備規格設計・建設規格の事例規格が発刊された。初版発刊後は事例規格の継続的な改善のために議論と検討を進め、2022年には疲労評価に用いるサイクルカウント法等に修正を加えた改訂版の発刊が決定した。また、次期改訂に向け、配管支持構造物の弾塑性評価を規格に取り入れる議論が進められている。本稿では、2022年の事例規格における主要な改訂内容、改訂の背景、次期改訂に向けた取り組み状況及び今後の課題について紹介する。
副島 吾郎; 岩井 紘基; 中村 保之; 桑室 直俊*; 嶋津 正*
エネ研ニュース(インターネット), 131, P. 1, 2019/04
「ふげん」で利用されている原子炉構造材(SUS304)や二重管(Zr-2.5%Nb, Zry-2)の模擬材を対象とし、レーザ切断工法を用いて、水中切断を行った際に発生する粉じんの挙動を調査した。試験では、「ふげん」原子炉と同等の大きさの大型水槽を用いた。
伊藤 直樹*; 間瀬 淳*; 近木 祐一郎*; 瀬古 典明; 玉田 正男; 嶋津 博士*; 坂田 栄二*
Japanese Journal of Applied Physics, 49(10), p.106506_1 - 106506_5, 2010/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Physics, Applied)ミリ波車載レーダやマイクロ波・ミリ波イメージングシステムの高性能化において、効率の良い小型平面アンテナの開発が不可欠である。アンテナ基板としては、低損失材料が有効であり、フッ素樹脂(PTFE)材料が使用されているが、フッ素樹脂基板と銅などの導体パターンの付着力が低いという問題があった。そこで、フッ素樹脂の表面を放射線グラフト重合により親水化処理を行うことで、低損失アンテナの作製を試みた。グラフト処理をしたサンプルに対して銅箔をスパッタし、剥離強度の測定を行ったところ、未処理のPTFEと比較して、約4倍程度の剥離強度の向上することができた。また、グラフト処理前後における比誘電率は大きく変化しないことから、グラフト重合による表面処理は、ミリ波などのアンテナ作製に有効であることがわかった。
伊藤 直樹*; 間瀬 淳*; 瀬古 典明; 玉田 正男; 松村 知宏*; 嶋津 博士*
no journal, ,
マイクロ波・ミリ波プラズマイメージングシステムの高性能化やミリ波車載レーダにおいて、効率の良い小型平面デバイスの開発が不可欠である。そこで、放射線グラフト重合によりアンテナ基板の原料であるフッ素基板表面にアクリル酸を導入し、表面改質を図った。グラフト重合処理後のフッ素基板と銅箔との剥離強度の測定を行った結果、処理前の3.9N/cmに対して、約16N/cmに付着力の改善を図ることができた。また、グラフト処理前後における比誘電率の測定を空洞共振器法により測定し、処理前後で大きく変化しないことを確認した。これは、材料の電気的特性を大きく変化させず、表面の極めて薄い部分に官能基を導入できたことになる。
伊藤 直樹*; 間瀬 淳*; 近木 祐一郎*; 瀬古 典明; 玉田 正男; 松村 知宏*; 嶋津 博士*; 坂田 栄二*
no journal, ,
マイクロ波・ミリ波計測システムの高性能化やミリ波車載レーダーの普及のために、効率の良い小型平面デバイスの開発が不可欠である。アンテナ基材として、低損失材料であるポリテトラフルオロエチレン(PTFE)を基材として使用することが不可欠であるため、この材料の表面を放射線グラフト重合技術により改質した。その結果、未処理のPTFEと銅箔との接着強度が3.9N/cmであるのに対し、約16N/cmにまで付着力を向上することができた。グラフト処理前後における比誘電率も大きく変化しないことから、PTFEの有する電気的特性を保持した状態で表面の改質に成功したと言える。
滝藤 聖崇; 中村 いずみ*; 奥田 幸彦; 酒井 理哉*; 嶋津 龍弥*; 大谷 章仁*; 渡壁 智祥; 奥田 貴大; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
no journal, ,
原子力施設の配管系は、破損に至るまでに大きな弾塑性挙動を示すことが知られている。配管本体の弾塑性挙動を考慮した現行の事例規格では、配管支持構造物は弾性挙動を仮定しており、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性挙動を考慮した評価法が望まれている。著者らは、支持構造物の評価手法を構築するために、配管支持構造物の弾塑性解析における解析パラメータの影響評価及び解析結果のばらつきに関する知見を得るために、配管支持構造物のベンチマーク解析を実施した。本稿では実施したベンチマーク解析の進捗状況を報告する。
