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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。
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?Tang, T. L.*; 上坂 友洋*; 川瀬 頌一郎; Beaumel, D.*; 堂園 昌伯*; 藤井 俊彦*; 福田 直樹*; 福永 拓*; Galindo-Uribarri, A.*; Hwang, S. H.*; et al.
Physical Review Letters, 124(21), p.212502_1 - 212502_6, 2020/05
被引用回数：14 パーセンタイル：74.18(Physics, Multidisciplinary)中性子過剰核Fの構造が(
)反応で調査した。
軌道の分光学的因子は1.0
0.3と大きいが、一方で残留核であるOが基底状態である割合は約35%,励起状態は約0.65%であることが明らかになった。この結果は、Fのコア核Oは基底状態とは大きく異なり、Oの
軌道に陽子がひとつ加わることでOとFの中性子軌道が相当に変化していると推測される。これは酸素同位体ドリップライン異常のメカニズムである可能性がある。
若井 隆純; 小林 澄男; 加藤 章一; 安藤 勝訓; 高正 英樹*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
異材溶接継手構造モデルに対する熱疲労試験について述べる。JSFR設計においては、IHXとSGにフェライト-オーステナイト異材溶接継手が発生する。JSFRの機器では、クリープ疲労が最も重要な破損様式であるが、異材溶接技手に対するクリープ疲労強度評価法は確立されていない。評価法を開発し検証するためには、構造物試験が必要である。そこで、周方向に改良9Cr-1Mo鋼-SUS304の異材溶接継手を有する厚肉円筒に対する熱疲労試験を行った。これらの鋼種の熱膨張係数は大きく異なることから、中間にNi基合金がバタリング溶接された。試験後の解体検査で、SUS304側熱影響部と改良9Cr-1Mo鋼側熱影響部に深いき裂が観察された。SUS304母材表面には亀甲状のき裂が多数見られた。有限要素解析に基づく疲労損傷評価の結果、最大の疲労損傷はSUS304側熱影響部に発生すると評価された。また、SUS304母材部の疲労損傷も大きく評価された。これらの評価結果は、実験結果とよく一致する。しかし、改良9Cr-1Mo鋼側熱影響は、比較的小さい疲労損傷と評価されたにもかかわらず、深いき裂が観察された。この原因を究明するため、数値解析と金属組織観察を実施した。
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.
下村 健太; 加藤 章一; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 廣瀬 祐一*; 佐藤 健一郎*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05
本研究は、SFR機器の設計基準が考えうるすべての破損様式をカバーしていることを確認するための実験的・解析的研究である。現行の設計基準におけるクリープ疲労損傷評価法は、従来のオーステナイト系ステンレス鋼(例えばSUS304)の実験や数値解析に基づいて構築されている。改良9Cr-1Mo鋼の材料特性はオーステナイト系ステンレス鋼のそれらとはかなり異なるので、現行の設計基準の改良9Cr-1Mo鋼製機器への適用性を確認する必要がある。両側切欠きを有する改良9Cr-1Mo鋼試験片に対する30分のひずみ保持を伴う単軸クリープ疲労試験を実施した。キリカキ底の半径は、1.6mm, 11.2mmと40.0mm。1.6mmと11.2mmの切欠き試験片は切欠き底から破損したが、40.0mmの切欠き試験片は明らかに内部から破損した。また、保持時間は合計わずか2,000時間程度であるにもかかわらず、多くのクリープボイドと、粒状界き裂成長が観察された。このような特異な破損様式の原因を究明するため、いくつかの追加実験と数値解析を実施した。それらの結果から、このような特異な破損様式の原因を絞り込むことができた。最大の要因をはっきりさせるための将来の計画も提案した。
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.
浅山 泰; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 岡島 智史; 永江 勇二; 高屋 茂; 鬼澤 高志; 月森 和之; 森下 正樹
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07
本報は、JSFRの構造規格基準開発に係る活動を概観したものである。ナトリウム冷却型高速炉の特徴を最大限に生かすために、設計
維持において必要となる一連の規格、すなわち、溶接規格、維持規格、破断前漏えい(LBB)評価規格、静的機器構造信頼性評価ガイドラインをシステム化規格概念に基づき体系的に開発している。これらの規格を日本機械学会規格として2016年を目途に発刊することを目指している。
若井 隆純; 井上 修*; 安藤 勝訓; 小林 澄男
Transactions of the 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-22) (CD-ROM), 9 Pages, 2013/08
In Japan, the basic designing works for a demonstration plant of Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) are now conducted. JSFR is an advanced loop type reactor concept. To enhance the safety and the economic competitiveness, JSFR employs modified 9% chromium - 1% molybdenum (Mod.9Cr-1Mo) steel as a material for coolant pipes and components, because the steel has both excellent high temperature strength and thermal properties. The steel has been standardized as a nuclear material in Japan Society of Mechanical Engineers (JSME) code in 2012. In JSFR pipes, demonstration of Leak Before Break (LBB) aspect is strongly expected because the safety assessment may be performed on the premise of leak rate where the LBB aspect is assured. Although the authors have already performed a series of thermal fatigue crack growth tests of austenitic stainless steel cylinders, crack growth behavior in the structures made of Mod.9Cr-1Mo steel has not been investigated yet. Especially for the welded joints of Mod.9Cr-1Mo steel, "Type-IV" cracking may occur at Heat Affected Zone (HAZ). Therefore, this study performed a series of thermal fatigue crack growth tests of thick wall cylinders made of Mod.9Cr-1Mo steel including welds, to obtain the crack growth data under cyclic thermal transients. The test results were compared to the analytical results obtained from JAEA's simplified methods.
塙 悟史; 中村 武彦; 内田 俊介; Kus, P.*; Vsolak, R.*; Kysela, J.*; 酒井 政則*
Nuclear Technology, 183(1), p.136 - 148, 2013/07
被引用回数：2 パーセンタイル：18.63(Nuclear Science & Technology)JMTRのインパイルループを用いた照射下水化学試験を計画している。試験に先立ち、ECPセンサー機能への照射影響の確認及びラジオリシス/ECPモデルなど理論モデルの検証を進める必要がある。本研究では、過去に実施された照射下ECP測定試験データを精査するとともに、測定データをラジオリシス/ECPモデルで評価した。水質環境の変化に伴うECPセンサーのレスポンスを評価することで、軽水炉の炉心周辺に相当する照射条件ではECPセンサー機能への照射影響は無視し得ることが示された。また、ECP測定データとラジオリシス/ECP解析結果の比較により、ラジオリシス/ECPモデルは照射条件や水質条件の変化に伴うECP変化をよく再現することが示された。
廣瀬 悠一*; 安藤 勝訓; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 佐藤 健一郎*
Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2013/04
JSFRのシビアアクシデント時において設計温度を超えた場合の構造健全性評価法について提案する。JSFRで想定するシビアアクシデント時の650度を超える超高温環境下において、ナトリウムバウンダリの健全性を担保することは、シビアアクシデントマネジメントの観点より重要となる。このため本件では冷却系設備の構造健全性評価法として、シビアアクシデント時のバウンダリ健全性評価手法とその評価に必要となる材料特性を得るための試験計画を提案する。
綿引 政俊; 赤井 昌紀; 中井 宏二; 家村 圭輔; 吉野 正則*; 平野 宏志*; 北村 哲浩; 鈴木 一敬
日本原子力学会和文論文誌, 11(1), p.101 - 109, 2012/02
プルトニウムの燃料設計技術開発や製造技術開発に用いられたグローブボックス等の設備を更新等のため解体撤去する場合には、設備をビニール状のシートで構成したグリーンハウスで覆い、その中で空気供給式防護具を装着した作業者が解体工具を用いて解体することになる。プルトニウム燃料技術開発センターでは、これまでさまざまなGBの解体撤去作業を実施してきており、その過程で多くの知見を蓄積してきた。そしてこれらの実績等から、以降にGB等を解体実施する際には、それまでの課題を摘出し、解体撤去作業時の安全対策等の改良、改善を常に行ってきた。本技術資料では、グリーンハウス方式によるグローブボックス解体撤去工法について取り組んできた改良、改善について報告する。
坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.
Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05
日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。
酒井 健二; 大井 元貴; 甲斐 哲也; 渡辺 聡彦; 中谷 健; 髭本 亘; 下村 浩一郎*; 木下 秀孝; 神永 雅紀
JAEA-Technology 2009-042, 44 Pages, 2009/08
JAEA-Technology-2009-042.pdf:35.33MB
J-PARC/物質・生命科学実験施設(MLF)の全体制御システム(MLF-GCS)は、大容量の水銀を循環する水銀ターゲット,3種類の超臨界水素モデレータ,放射化した水冷却システムなどを含む中性子ターゲットステーションのための進歩的で独立した制御システムである。MLF-GCSは独立した制御システムである一方で、J-PARCの加速器や他設備の制御システムとも密接に連動しながら運用される。MLFは、2008年5月に最初の陽子ビーム入射と中性子ビーム発生に、9月にはミュオンビーム発生に成功した。最初の陽子ビーム入射前にはMLF-GCSの設計と構築は終了しており、現時点は、オフ/オンビームコミッショニングを通じて、MLF-GCSの安定で効率的な運用がなされている。本報告書では、MLF-GCSの概要,構築、及び運用状況について記述する。
越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; et al.
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), 1 Pages, 2009/05
ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故のマルチフィジックス解析のためCOMPASSというコンピュータコードを開発している。熱流動・構造の複合問題にさまざまな相変化過程を伴う解析が必要であるため、MPS法というメッシュレス法を用いている。分離された素過程に対する検証及び実現象に対する検証を実施する。また、COMPASSは、大型SFR炉心における再臨界回避のための溶融燃料の流出を調べることもまた期待される。MOX燃料に加えて、金属燃料も考慮している。金属燃料と被覆材間の共晶反応は、相図計算,古典・第一原理分子動力学によって調べられる。数値計算手法に関連した基礎研究はCOMPASSのコード開発に役立つ。並列計算は大規模計算を扱うためOpenMPを使用して実施する。AVSにより可視化ツールもまた備えている。
大井 元貴; 甲斐 哲也; 木下 秀孝; 酒井 健二; 神永 雅紀; 二川 正敏
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 600(1), p.120 - 122, 2009/02
被引用回数：1 パーセンタイル：12.38(Instruments & Instrumentation)J-PARCの物質生命科学実験施設(MLF)には、統括制御システム(MLF-GCS)があり、MLFの各サブシステムを制御している。MLF-GCSはその役割からPLC層,サーバー層,外部ネットワーク層の三つに分けることができる。PLC層は最も内側のシステムであり、MLF-GCSの中核を担っている。サーバー層は、PLC層と外部ネットワークの情報伝達等の機能を有するとともに、外部からシステムを保護する役割を担っている。サーバーシステムの設計と構築はほぼ完了しており、現在、機能向上と最適化を行っている。本論文では、MLF-GCSサーバーシステムの概要と、開発状況について報告する。
酒井 健二; 大井 元貴; 甲斐 哲也; 木下 秀孝; 川崎 進; 渡辺 聡彦; 神永 雅紀; 二川 正敏
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 600(1), p.75 - 77, 2009/02
被引用回数：1 パーセンタイル：12.38(Instruments & Instrumentation)物質・生命科学実験施設(MLF)の装置全体を安全かつ効率的に運転する目的で、MLF全体制御システム(MLF-GCS)は、ターゲットを中心とした計測制御システム,人的安全・機器・ターゲット保護のためのインターロックシステムなど、幾つかのサブシステムより設計されている。MLF-GCS自身は独立した制御システムである一方、中央制御棟から運用されるJ-PARC全体制御システムの一部としての役割も持つ。現在は、MLF-GCSの構築はほとんど終了し、MLF制御室からのリモート操作や総合インターロックの確認調整作業によるMLF-GCSの性能試験が進められている。本論文ではMLF-GCSの概要と構築状況について報告する。
坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.
Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06
コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。
鬼澤 高志; 安藤 勝訓; 若井 隆純; 浅山 泰; 加藤 章一
鉄と鋼, 94(3), p.91 - 98, 2008/03
被引用回数：3 パーセンタイル：26.72(Metallurgy & Metallurgical Engineering)高速増殖炉の実用化に向けて、高Cr鋼を主要構造材料として採用することが検討されている。FBR構造材料には、最高使用温度約550
Cにおけるクリープ疲労強度が求められるほか、破断前漏洩成立の観点から靭性が要求され、また60年を超えるような長寿命プラントの寿命末期までそれら特性を安定に保つ必要がある。そのために、高Cr鋼をFBR構造材料に適用するにあたっては、添加元素や熱処理条件などを最適化することが望まれる。本研究は、FBR用高Cr鋼に最適なV, Nb添加量を提示するために、V, Nb添加量を調整した高Cr鋼に対して時効試験を実施し、時効に伴うMXを中心とした微細析出物の種類,化学組成,平均直径,形状等の変化を電子顕微鏡観察等により明らかにし、FBR使用環境を模擬した加速条件におけるMX析出強化機構の長時間安定性・有効性について検討を行った。限定された化学成分及び熱処理条件に対する結果であるが、Nb添加による析出強化機構の安定性は高くないものの、V単独添加による析出強化機構は、FBRプラントの寿命末期まで有効である可能性があることが明らかとなった。
鬼澤 高志; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 青砥 紀身
Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.408 - 416, 2008/02
被引用回数：40 パーセンタイル：90.88(Nuclear Science & Technology)バナジウム(以下、V)およびニオブ(以下、Nb)に着目し、MX析出強化機構の長時間有効性・安定性に関する検討を目的に、V・Nbの添加量の異なる高Cr鋼試作材を作製した。それらの受入材および600C
6000h時効材について、各種材料強度試験および組織観察・分析を実施し、機械的性質および組織安定性に及ぼすこれらの添加量の影響について調べた。
越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; et al.
Proceedings of IAEA Topical Meeting on Advanced Safety Assessment Methods for Nuclear Reactors (CD-ROM), 9 Pages, 2007/10
ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故(CDA)のさまざまな複合現象に対して、COMPASSと名付けられたコンピューターコードを開発している。圧縮性と非圧縮性流れのための統一アルゴリズム,固体デブリを有する流動、及び自由界面に対するアルゴリズムの改善について、理論的研究も実施している。コード検証の流れは、SIMMER-IIIコードの検証の経験を活用して構築された。COMPASSはCDAにおける個別現象に対して用いられるが、全炉心を対象とするときはSIMMER-IIIにより解析される。COMPASSは大型高速炉のCDAにおける再臨界を回避するためのダクト破損と燃料流出過程を詳細に明らかにすることが期待される。
