Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
大塚 智史; 静川 裕太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 橋立 竜太; 矢野 康英; 鬼澤 高志; 皆藤 威二; 大沼 正人*; 光原 昌寿*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.288 - 298, 2023/03
被引用回数：4 パーセンタイル：78.52(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用燃料被覆管材料として9Cr-酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発を進めている。燃料被覆管材料にとって、クリープ特性は重要特性の一つである。よって、SFRに9Cr-ODS鋼を導入するためには、9Cr-ODS鋼の炉内クリープ強度の信頼性高い予測評価が不可欠である。本研究では、700
Cでの9Cr-ODS鋼のクリープ強度とナノ組織の定量的相関性について調査を行った。また、9Cr-ODS鋼照射材のナノ組織解析に基づく炉内クリープ特性予測の可能性について議論を行った。9Cr-ODS鋼の700Cでのクリープ破断寿命は、そのナノ組織と密接な相関を有することがわかった。9Cr-ODS鋼のクリープ破断寿命とナノ組織の相関を既存のクリープモデルに基づき解析し、両者をつなぐ相関式を示した。本相関式の信頼性を高めるためには、9Cr-ODS鋼の2次クリープ速度の応力指数と酸化物分散状態の関係を明らかにする必要がある。
田中 正暁; 堂田 哲広; 横山 賢治; 森 健郎; 岡島 智史; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 大木 繁夫; 宮崎 真之; 高屋 茂
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2022/07
原子力イノベーションにおいて民間で実施される多様な炉システムの概念検討への支援を目的とし、既往知見を最大限活用した設計最適化や安全評価を実現するAI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法「ARKADIA」の開発を開始した。その一部として、設計基準事象までを対象に開発している「ARKADIA-Design」によって実現する、炉心及び炉構造分野での設計検討、並びに保守・保全計画立案に関わる最適化プロセスの具体化検討について報告する。
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。
小川 文男*; 中山 雄太*; 旭吉 雅健*; 橋立 竜太; 若井 隆純; 伊藤 隆基*
Transactions of the Indian National Academy of Engineering (Internet), 7(2), p.549 - 564, 2022/06
改良9Cr-1Mo鋼の非比例多軸クリープ疲労負荷におけるひずみエネルギーベースの寿命評価法を提案する。非弾性ひずみエネルギー密度は、ヒステリシスループ内の面積として算出した。また平均応力の影響を実験的に検討し、非弾性ひずみエネルギー密度とクリープ疲労寿命の関係を調べた。ヒステリシスループの調査から、最大応力の低下は破損寿命の延長につながるが、ひずみ保持中の応力緩和は強度低下を引き起こすことがわかった。そこで、ヒステリシスループの最大応力とひずみ保持中の最小応力の影響を考慮した非弾性ひずみエネルギー密度の補正法を提案し、単軸および非比例多軸荷重のひずみエネルギー密度を求めた。これらの結果をもとに、非比例多軸荷重下でのクリープ疲労寿命を支配するメカニズムについて考察した。
豊田 晃大; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 橋立 竜太; 加藤 章一
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
Adopting the 60-year design is regarded as one of the most effective means for the practical realization of Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), which improves the economic efficiency and reduces the radioactive waste of SFR. In addition, since the happening of the severe accident (SA) at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the structural integrity evaluation of SA has been emphasized on SFR as well. As for the practical realization of SFR, it is indispensable to improve materials strength standards such as the extremely high temperature material properties which is required for the application of structural integrity evaluation during the happening of SA. In order to make it possible to evaluate the structural integrity during 60-year design and SA, JAEA is working on the sophistication of the material strength standards. Moreover, material strength tests such as high temperature tensile tests, creep tests and fatigue tests are conducted systematically. In the paper, the overall picture of material testing that we have acquired or plan to acquire in order to establish the JSME standard will be reported.
田中 正暁; 堂田 哲広; 森 健郎; 横山 賢治; 上羽 智之; 岡島 智史; 松下 健太郎; 橋立 竜太; 矢田 浩基
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
日本原子力研究開発機構では、ARKADIAと呼ぶ原子炉の革新的な設計システムの開発を進めている。ARKADIAは、安全性かつ経済性を高め、脱炭素エネルギー源となる革新的原子炉の設計を実現するものである。最初の開発段階として、設計検討のためのARKADIA-Designと、安全性評価のためのARKADIA-Safetyを開発する。本報告では、ARKADIA-Designに焦点を当て、システムの概念と、マルチレベル解析及びマルチフィジックス解析を実施するための数値解析コードについて説明する。また、解析コードを組み合わせて構築する機能及び妥当性確認としての対象問題についても言及する。
矢野 康英; 橋立 竜太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 伊藤 主税; 上羽 智之; 大塚 智史; 皆藤 威二
JAEA-Data/Code 2021-015, 64 Pages, 2022/01
JAEA-Data-Code-2021-015.pdf:2.6MB
安全性・経済性に優れ、放射性廃棄物の減容化・有害度の低減に貢献する高速増殖炉サイクルシステムの実用化の観点から、燃料の高燃焼度化が求められており、これに対応した被覆管材料の開発が必要不可欠である。この高燃焼度達成のための被覆管材料には、耐照射スエリング性能及び高温強度特性に優れた酸化物分散強化(Oxide Dispersion Strengthened; ODS)フェライト鋼の研究開発を実施している。ODSフェライト鋼を燃料被覆管として適用するためには、材料強度基準整備が重要であり、そのためのクリープ強度データ等の各種強度データ取得を実施している。本研究では、材料強度基準整備に資することを目的に、これまで得られた知見・検討結果に基づき、9Cr-ODS鋼被覆管の引張強度とクリープ強度特性について評価を行った。9Cr-ODS鋼は相変態温度を持つことから、母相の相状態が変化しない850C以下と事故時を想定したそれ以上の温度域に分けて評価を行った。
中山 雄太*; 小川 文男*; 旭吉 雅健*; 橋立 竜太; 若井 隆純; 伊藤 隆基*
ISIJ International, 61(8), p.2299 - 2304, 2021/08
被引用回数：4 パーセンタイル：33.99(Metallurgy & Metallurgical Engineering)高温において多軸負荷を受ける改良9Cr-1Mo鋼のクリープ疲労強度について述べる。中空円筒試験片を用いて、さまざまなひずみ波形での低サイクル疲労試験を実施した。低サイクル疲労試験は、軸ひずみを固定した比例負荷と、軸ひずみとせん断ひずみの位相差が90度の非比例負荷の下で実施した。応力緩和とひずみ保持が破壊寿命に及ぼす影響を検討するために、さまざまなひずみ速度での低サイクル疲労試験とさまざまな保持時間でのクリープ疲労試験も実施した。2種類の多軸クリープ疲労寿命評価方法を提案した。第一の方法は、非比例負荷係数とクリープ損傷を考慮したマンソンのユニバーサルスロープ法を使用してひずみ範囲を計算する。第二の方法は、線形損傷則を用いて非比例負荷係数を考慮して疲労損傷を計算し、修正延性損耗則からクリープ損傷を計算する。第二の方法は精度が優れ、第一の方法はそれより精度は劣るが、実用性が高い。
鈴木 正昭*; 伊藤 真理*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
2020 9th International Congress on Advanced Applied Informatics (IIAI-AAI 2020), p.797 - 801, 2021/07
To realize the reasonable and effective maintenance of nuclear power plants, it is essential to optimize the maintenance scheduling management from the viewpoints of both safety and efficiency. As a fundamental study, we propose an inspection-process-scheduling model that minimizes the total number of inspections in a fast reactor. In this study, we formulate the inspection-process-scheduling problem as an integer programming problem. Computing the inspection-process schedules for a simplified fast reactor plant model, we verified that the proposed model can provide the optimal schedule automatically.
豊田 晃大; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
保全学, 20(2), p.95 - 103, 2021/07
It is necessary to implement reasonable maintenance based on characteristics of a nuclear power plant to achieve both high safety and high economic efficiency of the power plant. The prototype fast breeder reactor "Monju" spent most of the year on maintenance. It is important to identify causes of the prolonged maintenance of "Monju" and consider countermeasures for subsequent fast reactors. In this study, we investigate causes of the prolonged maintenance by analyzing the Monju's maintenance plan. Further, we make proposals for optimizing the maintenance of next-generation fast reactors to address the identified issues.
安藤 勝訓; 豊田 晃大; 橋立 竜太; 鬼澤 高志
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 10 Pages, 2021/07
米国の原子力用の高温規格であるASME Boiler and Pressure Vessel Code (ASME BPVC) Section III, Division 5は、2019年版まで改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の設計疲労曲線は540Cのみであった。このために、ASME Section IIIのクリープ疲労およびクリープ考慮不要要件に関するワーキンググループ(WG-CFNC)では、日本機械学会で規格化された改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の温度依存設計疲労曲線を組み込むための活動を実施してきた。その結果、ASME BPVCの2021年版より日本機械学会の最適疲労破損式に基づいた温度依存の設計疲労曲線が提供されることとなった。本研究では日本機械学会で規格化されたこの最適疲労破損式の特徴を明らかにするために、データベースに保存されている305個のデータを分析し、データベースの詳細と最適疲労破損式の関係ならびに統計処理の結果に基づく破損確率(95%と99%の信頼限界値)について示した。また、日本で得られている温度変動下ならびにナトリウム環境下での疲労およびクリープ疲労試験の結果についても、高温条件でのクリープ疲労損傷評価を検討するために示した。
橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07
過大地震荷重下における構造物の破損メカニズムを明らかにすることは非常に重要である。一方で、実際の構造材料を使用した構造物試験は非常に難しく、費用もかかる。そのため、過度の地震荷重下での構造破損メカニズムをシミュレートするために、模擬材料として鉛合金を用いた試験技術を提案した。この研究では、鉛合金を使用して材料試験を実施し、模擬材料試験の有効性を検証した。さらに、一連の材料試験の結果に基づいて、鉛合金の非弾性構成方程式(最適疲労破損式と動的応力-ひずみ関係式)を作成した。提案した式を用いることで、有限要素解析等の非線形解析も実行可能にした。これらの結果から、模擬材料試験技術が、過大地震荷重下での構造物の破損メカニズム解明に有効な手法として提案することができた。
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。
橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08
シビアアクシデント時には、原子力発電所の構造材料は過度の高温にさらされる。過酷事故時の構造物の終局破損様式を把握することは非常に重要であるが、そのようなシビアアクシデント時の破壊メカニズムは明らかにされていない。しかしながら、実際の構造材料を用いて構造物破壊試験を実施することは非常に難しく、かつ高価な試験になる。そこで、実際の構造材料の代わりに鉛合金を使用した構造物破壊試験を提案する。低温での鉛合金構造の破損メカニズムと高温での実際の構造の破損メカニズムとの類似性を実証するには、数値解析が必要である。2019年に数値解析のための非弾性構成方程式を提案したが、鉛合金の材料試験ではばらつきが大きく、提案式は良好に表現することができなかった。本研究では、材料特性を安定させる時効合金を用いた新しい材料試験結果に基づいて、鉛合金の改良非弾性構成方程式を提案する。
大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 舘 義昭; 皆藤 威二; 橋立 竜太; 加藤 章一; 古川 智弘; 伊藤 主税; et al.
2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.305 - 314, 2020/05
酸化物分散強化型(ODS)鋼は、先進原子力システム用の高強度・耐照射性材料として、世界的に研究開発が進められてきた。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ODS鋼をナトリウム冷却高速炉(SFR)の高燃焼度被覆管の最有力候補材と位置づけ研究開発を進めてきた。ODS鋼適用による高燃焼度化の達成により、SFRの経済性向上および放射性廃棄物の減容・有害度の低減が可能となる。本稿は、JAEAにおけるSFR高燃焼度被覆管用ODSマルテンサイト鋼の開発状況とその展望について取りまとめたものである。
橋立 竜太; 加藤 章一; 栗原 成計
JAEA-Data/Code 2019-005, 117 Pages, 2019/07
JAEA-Data-Code-2019-005.pdf:2.54MB
SUS316及びSUS321は、高温強度特性等に優れていることから、高速炉の構造材料に使用されている。本報告書は、これまで材料試験において取得された両鋼に関する機械的強度特性データを取りまとめたものである。長時間試験やナトリウム環境下での試験など多くの貴重な試験データを有するものであり、高速炉の構造材料研究に役立つものである。
橋立 竜太; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*
Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/07
シビアアクシデント時には、原子力発電所の構造材料は過度の高温にさらされる。過酷事故時の構造物の終局破損様式を把握することは非常に重要であるが、そのようなシビアアクシデント時の破壊メカニズムは明らかにされていない。しかしながら、実際の構造材料を用いて構造物破壊試験を実施することは非常に難しく、かつ高価な試験になる。そこで、実際の構造材料の代わりに鉛合金を使用した構造物破壊試験を提案する。鉛合金の強度は実際の構造材料の強度よりもはるかに小さく、低温, 低荷重で試験を実施することが可能である。低温における鉛合金の破壊機構と過渡の高温における実際の構造材料の破壊機構の類似性を実証するために数値解析が必要である。鉛合金の材料特性を把握し、数値解析(有限要素解析)に必要な鉛合金の非弾性構成式を開発する。
鬼澤 高志; 橋立 竜太
Mechanical Engineering Journal (Internet), 6(1), p.18-00477_1 - 18-00477_15, 2019/02
316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼はナトリウム冷却高速炉(SFR)の構造材料への適用が検討されている。日本原子力研究開発機構は、経済性の向上と放射性廃棄物の削減を目的として、いくつかの革新的技術を提案しており、その中でも最も有効な手段の一つとして60年設計を採用することが挙げられている。60年設計を可能とするためには、日本機械学会規格に規定されている材料強度基準等を30時間から50万時間に延長しなければならないが、これには外挿性に優れたクリープ破断関係式及びクリープひずみ式が不可欠である。本論文では、長時間クリープ特性評価に基づいて、316FR鋼及び改良9Cr-1Mo鋼の高温・長時間におけるクリープメカニズムの変化を考慮したクリープ特性式の開発について述べる。開発したクリープ特性式は、現行の日本機械学会規格のクリープ特性式よりも、より正確な長時間クリープ特性評価が可能である。
森岡 辰也; 橋立 竜太; 澤崎 浩昌; 桾木 孝介
no journal, ,
もんじゅの1次主冷却系循環ポンプでは、過去のR&Dにおいて類似長尺ポンプで発生した周方向温度差に起因するナトリウム軸受部の軸固着を防止するため、内部ケーシングと外部ケーシングの間に自然対流防止板を設置し、周方向温度差が発生しないように設計している。2017年春の年会において、もんじゅ1次主冷却系循環ポンプの健全性確保に自然対流防止板の効果があり、周方向温度差が設計許容範囲を超えないことを20年間のプラントデータを用いて報告した。今回は、既に評価結果から、ガス層上部及び中部に比べ、ガス層下部の周方向温度差が大きいということが分かっていることを踏まえ、温度差が大きいガス層下部について測定箇所の角度による温度の違いは、ナトリウム防渦板により影響されていると推定し、ナトリウム防渦板の位置と温度分布を評価した結果、推定通りであることを確認した。
橋立 竜太; 森岡 辰也; 澤崎 浩昌; 塩谷 洋樹; 小幡 行史; 上倉 亮一
no journal, ,
これまで、中央計算機で取得したデータを中心に評価を進めてきたが、今回、保全データを用いた評価について取組んだ。本報では、ナトリウムベーパを含むカバーガスのバウンダリを構成する軸封機構について、ナトリウムベーパに対する設計段階で考慮されてきたシールガスの効果及びカバーガスバウンダリのシール性について20年間のもんじゅのプラントデータ、保全データを用い検討を行った結果を報告する。
