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論文

Comparison of sodium fast reactor core assembly seismic evaluation using the Japanese and French simulation tools

山本 智彦; 松原 慎一郎*; 原田 英典*; Saunier, P.*; Martin, L.*; Gentet, D.*; Dirat, J.-F.*; Collignon, C.*

Nuclear Engineering and Design, 383, p.111406_1 - 111406_14, 2021/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

2014年から実施している日仏ASTRID協力の一環として、日仏で炉心耐震評価を実施している。本研究では、日仏双方のシミュレーションツールを使用してASTRID炉心を対象とした地震時における炉心構成要素の水平挙動を評価した。評価の結果、日仏双方の結果がよく一致することを確認した。

論文

Comparison of sodium fast reactor core assembly seismic evaluation using the Japanese JAEA/MFBR/MHI and French CEA simulation tools

山本 智彦; 松原 慎一郎*; 原田 英典*; Saunier, P.*; Martin, L.*; Gentet, D.*; Dirat, J.-F.*; Collignon, C.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

2014年から実施している日仏ASTRID協力の一環として、日仏で炉心耐震評価を実施している。本研究では、日仏双方のシミュレーションツールを使用してASTRID炉心を対象とした地震時における炉心構成要素の水平挙動を評価した。評価の結果、日仏双方の結果がよく一致することを確認した。

論文

Holding force tests of Curie Point Electro-Magnet in hot gas for passive shutdown system

松永 尚子*; 松原 慎一郎*; 加藤 篤志; 山野 秀将; D$"o$derlein, C.*; Guillemin, E.*; Hirn, J.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

本論文では、日仏の協力のもとに行われているフランスのナトリウム冷却高速炉(ASTRID)開発プログラムに対する、受動的炉停止機構として設置されるキュリー点電磁石(CPEM)の設計について述べる。CPEMの妥当性を確認するために、日本における自己作動型炉停止機構(SASS)に関する過去の一連の総合試験に基づき、CPEMの認定プログラムが開発される。本論文の主な成果は、設計要求を満たす高温ガス中の保持力試験の結果である。また、数値磁界解析の結果は、保持力試験と同様の傾向を示した。

論文

Fast reactor core seismic experiment and analysis under strong excitation

山本 智彦; 岩崎 晃久*; 川村 一輝*; 松原 慎一郎*; 原田 英典*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 8 Pages, 2018/07

高速炉の炉心支持構造、炉心構成要素を適切に設計するためには、地震時における炉心群振動挙動を把握する必要がある。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の開発を進めている。炉心構成要素を模擬した37体の1/1.5縮尺集合体を用いて六角配列の群体系振動試験を実施した。振動試験で得られたデータを基に、強加振条件に対応するために新たに組み込んだ解析評価モデルの比較検証を実施した。

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

3D FEA elastoplastic structural analysis of hypothetically cracked Monju FBR core support structures

Garcia Rodriguez, D.; 松原 慎一郎

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07

もんじゅ高速増殖炉の炉心支持取付台周辺のき裂の構造的信頼性についてFEAを用いて解析する。解析に用いる3Dシェルモデルは3Dソリッドモデルを用いた炉心支持取付台挙動の解析結果を用いて定める。初めに、弾塑性静的解析において、通常運転状況の下で、全体構造物が炉心支持取付け部すべてを失っても耐えることができることを示す。次に、地震荷重を推定する2倍弾性勾配法は、全周の50%以上のき裂を表現することを保証できることを示す。

口頭

高速増殖実証炉に向けた耐震性評価技術開発,1; 全体概要と要素試験

北村 誠司; 澤 直樹*; 岩崎 晃久*; 門出 匡胤*; 松原 慎一郎*; 岡村 茂樹*

no journal, , 

地震時における高速増殖炉の炉心の3次元応答挙動を評価する手法の開発を進めている。本報では、開発計画の全体概要及び集合体試験体の衝突特性を調べるための要素試験について述べる。

口頭

高速増殖実証炉に向けた耐震性評価技術開発,2; 実寸単体試験と解析

松原 慎一郎*; 澤 直樹*; 岩崎 晃久*; 門出 匡胤*; 岡村 茂樹*; 北村 誠司

no journal, , 

高速増殖炉の実用化研究開発において、想定地震動での炉心構成要素の3次元群振動を考慮した、炉心の耐震性評価技術の開発を実施している。本件では、燃料集合体を模擬した実寸試験体の単体振動試験を実施し3次元振動挙動を把握した。また、開発中の解析評価法の検証のための解析を実施し、計算モデルの妥当性を確認した。

口頭

高速増殖実証炉に向けた耐震性評価技術開発,3; 1/1.5縮尺模擬集合体群体系試験

岩崎 晃久*; 澤 直樹*; 門出 匡胤*; 松原 慎一郎*; 岡村 茂樹*; 北村 誠司

no journal, , 

高速増殖炉の実用化研究開発において、想定地震動での炉心構成要素の3次元群振動を考慮した、炉心の耐震性評価技術の開発を実施している。本件では、燃料集合体を模擬した1/1.5縮尺試験体の群体系振動試験を実施し、3次元振動挙動を把握した。また、3次元挙動に対する群体系特有の事象(流体構造連成,炉心支持板との連成挙動)の影響を確認した。

口頭

高速増殖実証炉に向けた耐震性評価技術開発,4; 1/1.5縮尺模擬集合体群体系試験解析

門出 匡胤*; 澤 直樹*; 岩崎 晃久*; 松原 慎一郎*; 岡村 茂樹*; 北村 誠司

no journal, , 

高速増殖炉の実用化研究開発において、想定地震動での炉心構成要素の3次元群振動を考慮した、炉心の耐震性評価技術の開発を実施している。本発表では、燃料集合体を模擬した37体の1/1.5縮尺試験体を用いて、炉心槽内部の液体との流体構造連成振動の影響を検討するために実施した耐震試験と解析結果を比較することにより、解析評価手法の妥当性を確認した。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉における原子炉構造の検討; 照射変形を考慮した炉心構成要素の挿入・引抜き性

松原 慎一郎*; 今岡 健悟*; 碇本 岩男*; 小川 伸太*; 衛藤 将生*; 川崎 信史

no journal, , 

高速増殖炉の炉心槽内に設置された炉心構成要素には、定格出力時の照射変形(スエリング, 照射クリープ)等により、燃料交換時においても残留変形が生じている。その変形による摩擦力を考慮した炉心構成要素の挿入・引抜き性について検討した結果の概要を紹介する。

口頭

Core seismic experiment of a full-scale single model for a fast reactor

岩崎 晃久*; 澤 直樹*; 松原 慎一郎*; 北村 誠司; 岡村 茂樹*

no journal, , 

高速炉の炉心は数百本もの炉心構成要素で構成されている。炉心構成要素は六角柱の梁形状であり、下部の炉心支持板に差し込まれて自立している。また、隣接する炉心構成要素は小さいギャップを有して六角配列で冷却材中に配置されている。炉心構成要素は、熱膨張やスウェリングの影響を回避するため、鉛直方向には固定されていない。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。本研究では、実寸大の試験体を用いて単体振動試験を行い、炉心構成要素の3次元振動挙動の基本的な特徴を確認した。また、鉛直方向変位を抑制する構造(ダッシュポット構造)を考案し、その効果を確認した。試験の結果、雰囲気(空気中, 水中, 流水中)、パッド部隙間、加振方向、加振波形やダッシュポット構造が炉心構成要素の振動挙動に与える影響について確認した。雰囲気については、冷却材の流れを模擬した流水中では上向き流体力が作用するため、気中・水中より鉛直方向変位は大きくなった。パッド部隙間については、隙間が大きいほど水平変位による干渉効果が強くなり、鉛直方向変位を低減させた。また、ダッシュポット構造については、鉛直方向変位を低減する構造として適していることが確認できた。

口頭

高速炉炉心の耐震性評価技術開発,2; 制御棒集合体単体加振試験

山本 智彦; 岩崎 晃久*; 川村 一輝*; 松原 慎一郎*; 碇本 岩男*; 原田 英典*

no journal, , 

高速炉の炉心構成要素の3次元群振動を考慮した、炉心の耐震性評価技術の開発を実施している。本発表では、制御棒集合体を模擬した試験体を用いた単体の上下加振試験結果について報告する。

口頭

高速炉炉心の耐震性評価技術開発,3; 3次元炉心群振動解析手法の開発まとめ

山本 智彦; 松原 慎一郎*; 岩崎 晃久*; 川村 一輝*; 原田 英典*

no journal, , 

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いるが、熱伸び等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。これまで地震時の高速炉炉心の3次元的な挙動を把握するために、模擬燃料集合体と振動台を使用した試験と、3次元炉心群振動解析コード(REVIAN-3D)による検証解析を行ってきた。本報では、これまで実施してきた振動試験結果とその検証解析結果を整理したうえで、今後の開発課題や設計への反映について述べる。

口頭

高速炉用詳細炉心湾曲解析コードの高度化,4; 模擬集合体群の熱湾曲実験の全体計画

太田 宏一*; 尾形 孝成*; 楠見 紘司*; 大釜 和也; 山野 秀将; 二神 敏; 中川 直樹*; 川畠 竜*; 儀間 大充*; 松原 慎一郎*

no journal, , 

高速炉の炉心変形挙動を精度よく評価するため、集合体ダクトを多数のシェル要素でモデル化する詳細炉心湾曲解析コードを開発している。一方で、コード検証に要する試験データは限定的であるため、炉心体系に配置された模擬集合体群の温度勾配下での変形や相互作用データを取得する熱湾曲実験を実施している。

口頭

高速炉用詳細炉心湾曲解析コードの高度化,5; 模擬集合体の単体熱湾曲実験

中川 直樹*; 川畠 竜*; 儀間 大充*; 松原 慎一郎*; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; 楠見 紘司*; 大釜 和也; 山野 秀将; 二神 敏

no journal, , 

詳細炉心湾曲解析コードの検証データ蓄積のため、模擬集合体群が熱変形により相互干渉する挙動を、単体から段階的に試験体数を増やして取得する計画である。本計画の初期段階として、単体の模擬集合体熱湾曲実験を実施した。本報告では、試験にて得られた知見を紹介する。

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