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北條 智彦*; Kumai, B.*; 小山 元道*; 秋山 英二*; 脇 裕之*; 齋藤 寛之*; 城 鮎美*; 安田 良*; 菖蒲 敬久; 長坂 明彦*
International Journal of Fracture, 224(2), p.253 - 260, 2020/08
被引用回数：14 パーセンタイル：67.28(Materials Science, Multidisciplinary)本研究では、超高強度変態誘起塑性ベイナイトフェライト鋼の水素脆化特性に及ぼす予ひずみの影響を自動車フレーム部品への応用に向けて調査した。具体的には、3から10%の引張予ひずみでは全伸びに比べて水素による機械的劣化を抑制したが、12から15%の予ひずみ試験片では、水素充填後に伸びを示さなかった。これは3から10%の予ひずみの有利な効果が、残留オーステナイトに関連する亀裂発生の抑制に起因していたためであり、事前に予ひずみが与えられたTRIP鋼では、水素チャージ前に保持されたオーステナイトの体積分率が減少され、それによって優先的な亀裂開始サイトと伝播経路の既存の確率を減少させたと考えられる。一方、12から15%などの高い予ひずみを与えると、加工硬化のために予ひずみが効果的に機能せず、その結果、水素脆化感受性が増加し、転位の増殖により水素含有量が大幅に増加したと考えられる。
久保田 龍三朗; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。
池田 一三*; 本間 悠斗*; 森脇 裕之*; 大木 繁夫
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.1175 - 1183, 2014/04
This paper treats the verification of nuclear calculation methodology of control rod reactivity and the uncertainty quantification of calculation model in order to design a next demonstration fast breeder reactor, Japan Sodium cooled Fast Reactor. Verification and validation of design methodology is required and various kinds of uncertainty in nuclear characteristics should be comprehensively assessed. This study starts in pursuit of them in the context of preliminary conceptual design. First, this work compares the calculation results of the deterministic calculation method with Monte Carlo one in order to verify it. Second, the uncertainties associated with the calculation model are preliminarily estimated based on the correction values. Consequently, it is naturally concluded that the nuclear calculation methodology can precisely prospect that of control rod reactivity, representing the mathematical model with the specified limit of accuracy.
小倉 理志*; 森脇 裕之*; 大久保 良幸*; 大木 繁夫; 大久保 努
no journal, ,
2025年頃の実証炉の実現に向けて、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR: Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の出力75万kWe及び50万kWe炉心概念に関する設計検討を進めている。本報では、おもに75万kWeプラントの炉心概念の検討状況について説明する。
杉野 和輝; 大釜 和也; 中里 道*; 森脇 裕之*
no journal, ,
2025年頃の実証炉や2050年頃の実用炉の実現に向けて、革新技術を採用したナトリウム冷却高速炉(JSFR: Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の炉心概念に関する設計検討を進めている。本報では、最新の核データに関する研究に基づいた核設計精度評価について説明する。
大木 繁夫; 久語 輝彦; 中里 道*; 森脇 裕之*
no journal, ,
2025年頃の実証炉や2050年より前の実用炉の実現に向けて、革新技術を採用したナトリウム冷却高速炉(JSFR: Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の炉心概念に関する設計検討を進めている。本報では、2011年度より開始する実証炉概念設計における炉心核設計手法の概要を説明する。
杉野 和輝; 中里 道*; 森脇 裕之*
no journal, ,
次世代高速炉の炉心核設計ではJENDL-4.0を採用することを予定している。核設計の精度や信頼性の向上のためには、これまでに蓄積された臨界実験や実機性能試験で得られた積分情報の反映が不可欠である。そして、具体的な反映方法の選択は、さまざまな観点からの利害得失の比較から慎重に行う必要がある。本報では、JENDL-4.0に基づく炉定数を基本とし、種々の核設計手法と誤差評価法を組合せた場合の核設計予測精度の比較結果に基づき、実験解析データと断面積共分散データとのおおむねの整合性について示す。
大木 繁夫; 久語 輝彦; 中里 道*; 森脇 裕之*
no journal, ,
原子力機構(JAEA)と三菱重工業(MHI)及び三菱原子力システムズ(MFBR)は、炉心設計手法検討会を組織し、従来の経験を踏まえつつ最新知見を反映した次世代高速炉のための炉心核設計手法を設定した。また併せて、積分実験情報の反映方法に関する検討や、炉心核設計手法のVerification & Validationの方法論、今後の計画についての検討を進めてきた。一連の検討結果をシリーズ発表で報告する。本報では、炉心核設計手法の概要(核データ、燃料集合体計算、炉心計算、補正等)について述べる。
森脇 裕之*; 日比 宏基*; 菅 太郎*; 大木 繁夫; 久語 輝彦; 大久保 努
no journal, ,
原子力機構と三菱重工業で共同策定した大型高速炉核設計手法の検証ロジック(案)に基づき、大型高速炉の効率的な開発に資する要検討項目を抽出した。産学連携及び有識者による第3者レビューを視野に、具体的な大型高速炉をイメージし、信頼性の高い検証の方法を構築するために必要なR&D計画(案)を策定し、マイルストーンを定めた。
本間 悠斗*; 森脇 裕之*; 大木 繁夫; 池田 一三*
no journal, ,
三菱重工(MHI)と三菱FBRシステムズ(MFBR)及び原子力機構(JAEA)は炉心設計手法検討会を組織し、従来の経験を踏まえつつ最新知見を反映した次世代高速炉のための炉心核設計手法を設定した。同炉心核設計手法の機能検証と妥当性確認(Verification & Validation: V&V)の一環として、本研究はMHIが開発したコード群(一部JAEA開発コードを使用)によって炉心核設計システムを構成した場合に、それらが妥当な結果を与えることを参照解の得られるモンテカルロ計算コードとの比較により確認した結果をまとめたものである。MHIの計算コードは、キャラクタリスティクス法を用いた六角集合体格子計算コード「GALAXY-H」、3次元拡散計算コード「TRISTAN」、3次元輸送計算コード「ENSEMBLE-TRIZ」から成り、これに超微細群計算や反応率比保存法による制御棒均質化の機能を持つSLAROM-UF(JAEA開発コード)を加えた構成となっている。検証の結果、炉心核設計システムによる最確評価値とモンテカルロ計算コードによる参照解は概ね良好な一致を示すことを確認した。
森脇 裕之*; 菅 太郎*; 大木 繁夫
no journal, ,
JSFR炉心では、再臨界回避のため、六角ラッパ管の一角に内部ダクトを持つ燃料集合体を採用している。この内部ダクトの向きに応じた局所的な出力分布歪み「内部ダクト方向性効果」の発生が報告されている。この効果について、現実的な内部ダクトの向きを想定した場合の評価に基づき、炉心設計での取扱いを検討した結果を報告する。
坪井 亨*; 森脇 裕之*; 小倉 理志*; 日比 宏基*; 前田 誠一郎; 大釜 和也; 近澤 佳隆; 大木 繁夫
no journal, ,
次世代ナトリウム冷却高速炉の性能要求・設計条件を達成しつつ、炉心核熱特性に対する他設計からの制約条件を満足する実証段階の高速炉の基準炉心を構築した。
森脇 裕之*; 小倉 理志*; 菅 太郎*; 大木 繁夫
no journal, ,
次世代ナトリウム冷却高速炉の高度化として、実証段階の75万kWe級炉心を対象に制御棒挿入位置の変化に伴う出力分布の変動が抑制される炉心構成を検討し、炉心水平方向出力分布の平坦化を達成した。
久保田 龍三朗; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*
no journal, ,
様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。
大木 繁夫; 杉野 和輝; 森脇 裕之*; 坪井 亨*
no journal, ,
高速炉はプルトニウム(Pu)の増殖・持続的利用において中心的な役割を果たす。昨今の原子力を取り巻く情勢の変化により、軽水炉でのPu利用が長期化し、高速炉が受け入れるPuの組成が従来の想定よりも高次化したものとなる可能性がでてきている。また、高速炉の主要エネルギー源としての役割が終わった後の将来のフェーズアウトモードにおいては、システム内に存在するPu及びマイナーアクチノイド(MA)のインベントリを最小化するために、高次化したPu及びMAの燃焼に特化した炉心を考える必要がある。本発表では我が国の次世代ナトリウム冷却高速炉(150万kWe実用炉、75万kWe実証施設)のレファレンス炉心設計をベースとした近い将来における高次化Pu燃料炉心、引き続く発表において遠い将来のフェーズアウトモードにおける高次化Pu・MA燃焼炉心の検討結果を述べる。
長谷川 喬*; 菅 太郎*; 森脇 裕之*; 時崎 美奈子*; 山野 秀将; 高野 和也
no journal, ,
次世代ナトリウム冷却高速炉の性能要求・設計条件を達成しつつ、低ナトリウムボイド反応度化を指向した炉心概念を構築し、代表的な設計基準事象を対象とした安全評価を実施した。
