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報告書

もんじゅ模擬燃料集合体製造に係る技術報告

榊原 博; 青木 伸廣; 武藤 雅祐; 小田部 隼; 高橋 謙二*; 藤田 直幸*; 檜山 和彦*; 鈴木 宏和*; 鴨川 敏幸*; 横須賀 徹*; et al.

JAEA-Technology 2020-020, 73 Pages, 2021/03

JAEA-Technology-2020-020.pdf:8.26MB

高速増殖原型炉もんじゅでは、現在、廃止措置が進められており、その第一段階として、炉心に装荷している燃料を取り出す工程がある。炉心の燃料集合体は、エントランスノズルが炉心支持板の連結管に挿入され自立しており、周辺の集合体によりパッド部を介して支え合い炉心体系を維持する構造となっている。そのため、燃料を取り出した場所に模擬燃料集合体を装荷し、燃料集合体を安定させる必要があった。このような背景を受け、もんじゅ炉心燃料集合体の製造経験のあるプルトニウム燃料技術開発センターへ、もんじゅ側から模擬燃料集合体の製造依頼があり、製造を行った。この報告書は、装荷する模擬燃料集合体の設計、製造、出荷について報告するものである。

論文

A Screening method for prevention of ratcheting strain derived from movement of temperature distribution

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:18.02(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.

論文

Comparison and assessment of the creep-fatigue evaluation methods with notched specimens made of Mod.9Cr-1Mo steel

安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 唐戸 孝典*; 渡邊 壮太*; 井上 修*; 川崎 信史; 江沼 康弘*

Journal of Pressure Vessel Technology, 136(4), p.041406_1 - 041406_10, 2014/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:43.99(Engineering, Mechanical)

構造不連続部のクリープ疲労評価法の比較評価のため、改良9Cr-1Mo鋼切り欠き試験体によるクリープ疲労試験を実施した。試験は単軸の引張り-圧縮試験及びインダクションコイルを用いた熱荷重による試験を行った。応力集中部の応力は切り欠き半径により調整した。種々のクリープ疲労評価法により寿命評価を行うために有限要素法解析を実施するとともに、その予測寿命と試験寿命の比較検証を行った。クリープ疲労評価法としては応力再配分軌跡法(SRL法),弾性追従法,高速炉規格による方法等を採用した。これらの比較によりすべての試験結果に対してSRL法が最も適切な予測寿命を与えることが確認された。高速炉規格については繰り返し数で70倍以上安全側の評価を与えることが確認された。

論文

Thermal transient test and strength evaluation of a tubesheet structure made of Mod.9Cr-1Mo steel, 1; Test model design and experimental results

安藤 勝訓; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人*; 豊吉 晃*; 大前 隆広*; 江沼 康弘*

Nuclear Engineering and Design, 275, p.408 - 421, 2014/08

AA2013-0395.pdf:2.65MB

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.81(Nuclear Science & Technology)

JSFRの蒸気発生器のために設計された球形管板の破損形態を明らかにするために、管板試験体を用いた繰返し熱過渡強度試験を実施した。管板構造試験体はJSFRの冷却系機器配管で採用予定の改良9Cr-1Mo鋼である。試験は原子力機構の有する大型ナトリウムループを利用して実施した。600$$^{circ}$$C及び250$$^{circ}$$Cのナトリウムを試験体に交互に流しこんで熱過渡を発生させた。また600$$^{circ}$$Cのナトリウム流入後には2時間、250$$^{circ}$$Cのナトリウム流入後には1時間の定温ナトリウム流入時間を設けた。1873サイクルの試験後に液体探傷試験、破面観察、硬さ試験を実施した。また計測された温度分布履歴の妥当性を検証するために熱流動解析を実施した。これらの結果により球形管板の破損形態についてまとめた。

論文

Thermal transient test and strength evaluation of a tubesheet structure made of Mod.9Cr-1Mo steel, 2; Creep-fatigue strength evaluation

安藤 勝訓; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人*; 豊吉 晃*; 大前 隆広*; 江沼 康弘*

Nuclear Engineering and Design, 275, p.422 - 432, 2014/08

AA2013-0396.pdf:1.44MB

 被引用回数:8 パーセンタイル:60.89(Nuclear Science & Technology)

JSFRの蒸気発生器のために設計された球形管板の破損様式を明らかにするために実施された管板構造試験体のナトリウム中繰返し熱過渡強度試験の結果ついて、試験中に得られたナトリウム温度分布およびその履歴と、試験体表面温度分布およびその履歴をもとに熱伝導解析を実施し、試験体の温度分布履歴を算定した。この結果を用いて応力解析を実施し、応力発生状況とき裂発生状況の比較、破損機構の検証、強度評価結果とき裂の関係調査などを実施した。非弾性解析結果に基づく評価では2.59mmのき裂に対してファクター3で寿命を予測できた。

論文

Proposal of the screening method for prevention of the accumulation of the ratcheting strain derived from the movement of the temperature distribution

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.

報告書

走行サーベイシステムKURAMA-IIを用いた測定の基盤整備と実測への適用

津田 修一; 吉田 忠義; 中原 由紀夫; 佐藤 哲朗; 関 暁之; 松田 規宏; 安藤 真樹; 武宮 博; 谷垣 実*; 高宮 幸一*; et al.

JAEA-Technology 2013-037, 54 Pages, 2013/10

JAEA-Technology-2013-037.pdf:4.94MB

東京電力福島第一原子力発電所事故後における広域の詳細な空間線量率マップを作成するために、原子力機構は走行サーベイシステムKURAMA-IIを用いた測定を文部科学省の委託を受けて実施した。KURAMAは、一般乗用車に多数搭載して広範囲の空間線量率を詳細かつ短期間に把握することを目的として京都大学原子炉実験所で開発されたシステムである。KURAMAは、エネルギー補償型$$gamma$$線検出器で測定した線量率をGPSの測位データでタグ付けしながら記録する測定器、データを受け取り可視化のための処理や解析を行うサーバ、エンドユーザがデータを閲覧するためのクライアントから構成される。第2世代のKURAMA-IIでは更なる小型化、堅牢性の向上、データ送信の完全自動化等の機能が強化されたことによって、100台の同時測定が可能となり、広域の詳細な線量率マッピングをより短期間で実施することが可能になった。本報告では、KURAMA-IIによる測定データの信頼性を確保するために実施した基盤整備と、KURAMA-IIを空間線量率マッピング事業に適用した結果について述べるとともに、多数のKURAMA-IIを使用した走行サーベイの精度を保証するための効率的なKURAMA-IIの管理方法を提案した。

論文

改良9Cr-1Mo鋼構造物の繰返し熱過渡強度試験とクリープ疲労強度評価

安藤 勝訓; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人*; 豊吉 晃*; 大前 隆広*; 江沼 康弘*

日本機械学会M&M2013材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.OS1510_1 - OS1510_3, 2013/10

日本原子力研究開発機構で実施した改良9Cr-1Mo鋼の構造物熱過渡強度試験結果を、高速炉規格2012年版で新たに登録された改良9Cr-1Mo鋼の材料特性値を用いてクリープ疲労評価を実施した。高速炉規格に準じた設計裕度を含むクリープ疲労損傷評価の結果、表面き裂1mmを破損のクライテリアとして仮定した場合には繰返し数で約300倍の裕度を有することが確認された。

論文

Thermal transient test and strength evaluation of a thick cylinder model made of Mod.9Cr-1Mo steel

安藤 勝訓; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人*; 豊吉 晃*; 大前 隆広*; 江沼 康弘*

Nuclear Engineering and Design, 255, p.296 - 309, 2013/02

 被引用回数:17 パーセンタイル:83.75(Nuclear Science & Technology)

改良9Cr-1Mo鋼大型構造物の熱過渡における破損様式を確認するため、厚肉円筒試験体に対してナトリウムループを用いて1873サイクルの熱過渡強度試験を実施した。試験は600$$^{circ}$$Cと250$$^{circ}$$Cの流動ナトリウムにより実施し、それぞれ2時間及び1時間の過渡後保持時間を設けた。試験後に浸透探傷試験、走査電子顕微鏡による観察等を実施した。また有限要素法解析を実施し、クリープ疲労損傷値と観察されたき裂状況の比較検証を行った。

論文

Verification of the estimation methods of strain range in notched specimens made of Mod.9Cr-1Mo steel

安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 伊達 新吾*; 渡邊 壮太*; 江沼 康弘*; 川崎 信史

Journal of Pressure Vessel Technology, 134(6), p.061403_1 - 061403_12, 2012/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:27.83(Engineering, Mechanical)

2種類の改良9Cr-1Mo鋼切り欠き試験体の疲労試験を実施し、その試験結果と有限要素法解析に基づき評価されるひずみ範囲により算定される予測寿命を比較検討した。ひずみ範囲評価法としてはSRL法,SEF法,ノイバー則及び日本の高速炉規格で適用されている手法を採用し、比較検討の結果に基づき種々のひずみ範囲予測法に関して、その適用性や保守性について検討した。ひずみ範囲評価法としてはSRL法が最も合理的な評価を与える。一方でSRL法を規格として採用するためには適用範囲についての検討が必要であることが明らかとなった。

論文

Effect of ratchet strain on fatigue and creep-fatigue strength of Mod.9Cr-1Mo steel

安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 菊地 浩一*; 江沼 康弘*

Nuclear Engineering and Design, 247, p.66 - 75, 2012/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:42.85(Nuclear Science & Technology)

改良9Cr-1Mo鋼について、累積ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に与える影響について調査するため、ラチェット疲労及びラチェットクリープ疲労試験を実施した。種々の試験パラメータと寿命の関係について検討したが、一連の試験の範囲では疲労及びクリープ疲労寿命ともに累積ひずみの影響は確認できなかった。これは改良9Cr-1Mo鋼が繰返し軟化材料であり、累積ひずみを加えても繰返し負荷中の平均応力が発生しない、もしくは発生しても繰返し軟化により相殺され、寿命中期では平均応力がほとんど発生しないためと考えられた。

論文

改良9Cr-1Mo鋼の疲労寿命及びクリープ疲労寿命に及ぼす予ひずみ及び進行性ひずみの影響

安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 江沼 康弘*

材料, 61(4), p.377 - 384, 2012/04

改良9Cr-1Mo鋼について、累積ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に与える影響について調査するため、ラチェット疲労及びラチェットクリープ疲労試験を実施した。種々の試験パラメータと寿命の関係について検討したが、一連の試験の範囲では疲労及びクリープ疲労寿命ともに累積ひずみの影響は確認できなかった。これは改良9Cr-1Mo鋼が繰り返し軟化材料であり、累積ひずみを加えても繰り返し負荷中の平均応力が発生しない、もしくは発生しても軟化挙動により相殺され寿命中期では、平均寿命がほとんど発生しないためと考えられた。

論文

Comparison of creep-fatigue evaluation methods with notched specimens made of Mod.9Cr-1Mo steel

安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 唐戸 孝典*; 渡邊 壮太*; 井上 修*; 川崎 信史; 江沼 康弘*

Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 11 Pages, 2011/07

To compare and evaluate these estimation methods, a series of creep-fatigue test was carried out with notched specimens. All the specimens were made of Mod.9Cr-1Mo steel. Deformation controlled creep-fatigue tests and temperature controlled creep-fatigue tests were performed and creep-fatigue lives, crack initiation and propagation processes were observed by digital micro-scope and replica method. A series of elastic Finite Element Analysis were carried out and number of cycles to failure was predicted by several creep-fatigue damage evaluation methods. Then these results were compared with test results. Four types of evaluation methods which are stress reduction locus method, simple elastic-follow up method, the method using conventional Neuber's rule and the methods described in JSME FBR design code were applied. In addition that, experimental based estimation were also compared.

論文

An Evaluation method for plastic buckling of cantilever type pipes controlled by displacement loads, 1; Proposal of the estimation method and the criterion

安藤 勝訓; 手塚 泰治*; 中村 敏夫*; 大川 智宏*; 江沼 康弘*; 川崎 信史; 月森 和之

Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/07

Estimation method of the buckling criterion of cantilever type pipes subjected to lateral displacements is proposed. We define the criterion of the deformation controlled buckling based on bending strain at buckling portion. Then finite element method is used to estimate the displacement and bending strain at local buckling portion on the displacement controlled buckling. All of the finite element analysis are carried out by using the material properties of Mod.9Cr-1Mo and 316FR. As the result, an equation which represents the limitation for displacement controlled buckling of cantilever type pipes is proposed.

論文

An Evaluation method for plastic buckling of cantilever type pipes controlled by displacement loads, 2; Verification of proposal method by buckling test

安藤 勝訓; 手塚 泰治*; 中村 敏夫*; 大川 智宏*; 江沼 康弘*; 川崎 信史; 月森 和之

Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07

Displacement controlled buckling tests are carried out with cantilever type pipes made of Mod.9Cr-1Mo steel fixed at lower end. The top of pipe is pulled by servo pulser machine. To confirm the effect of configuration, pipe thickness and length, four kinds of pipes are supplied for buckling test in the room temperature. In addition these tests, high temperature test is carried out at 550$$^{circ}$$C. Comparison of test results and FEA results proved that examinations are adequately predictable by FEA. The relationship between reaction force and displacement at pipe top is predicted accurately. Therefore proposed estimation method of buckling criterion, which is constructed by series of FEAs, is good corresponding to the test results.

論文

改良9Cr-1Mo鋼の疲労寿命及びクリープ疲労寿命に及ぼす進行性ひずみの影響

安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 江沼 康弘*

第48回高温強度シンポジウム前刷集, p.110 - 114, 2010/12

次世代高速炉の冷却系機器に採用予定の改良9Cr-1Mo鋼に対して、進行性ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に及ぼす影響を調査した。単軸丸棒試験片に対して定ひずみ範囲に加えて、進行性ひずみとして各サイクルで非弾性ひずみを与えながら疲労及びクリープ疲労試験を実施した。累積非弾性ひずみ量などをパラメータとして試験を実施し、高速炉で規定される非弾性ひずみの制限の範囲内では進行性ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に有意な影響を与えないことを明らかにした。

論文

Verification of the prediction methods of strain range in notched specimens made of Mod.9Cr-1Mo

安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 伊達 新吾*; 渡邊 壮太*; 江沼 康弘*; 川崎 信史

Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 11 Pages, 2010/07

高温における構造物のひずみ範囲予測法の妥当性を検証するため、切り欠き試験片による低サイクル疲労試験を実施した。試験はJSFRの冷却系機器・配管材として採用される予定の改良9Cr-1Mo鋼により実施し、疲労試験中のき裂の発生及び進展状況を観察した。この試験結果と有限要素法解析に基づくひずみ範囲予測法であるSRL法,弾性追従による予測法,ノイバー則による予測法及び既往の高温構造設計方針における評価法を比較し、その適用性等について述べる。

論文

高速炉配管における変位制御型座屈の制限に関する検討

安藤 勝訓; 手塚 泰治*; 佐藤 啓介*; 川崎 信史; 江沼 康弘*; 月森 和之

日本機械学会関東支部茨城講演会2009講演論文集, p.171 - 172, 2009/08

高速炉の配管設計では熱膨張反力による2次荷重が主たる荷重となることから、これによる座屈を適切に制限する必要がある。このため、実証炉の冷却系配管材として採用予定の改良9Cr-1Mo鋼について変位制御型の配管座屈の制限について検討した。316FRの実験結果に基づき制定された同制限に対して、改良9Cr-1Mo鋼配管での適用性について有限要素法解析により検証し、316FRの制限式と同様の考え方で座屈制限式を策定できる見通しを得た。また、この解析検討の内容の妥当性を検証するために変位制御にて改良9Cr-1Mo鋼配管の座屈試験を実施した。座屈試験の結果は解析結果とよく一致したことから、解析に基づき定めた改良9Cr鋼の変位制御型の座屈制限は妥当であるとの見通しを得た。

論文

Promising fast reactor systems in the feasibility study on commercialized FR cycle systems

阪本 善彦; 小竹 庄司; 西川 覚; 江沼 康弘; 安藤 将人; 佐賀山 豊

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05

将来の多様なニーズに対応可能な有望な高速炉サイクルシステムを提案するために、実用化戦略調査研究を進めている。様々な炉システム概念に関する設計研究を実施し、開発目標に対する適合度を評価した。また、各炉システム概念に対する重要な開発課題を抽出し、その開発計画をロードマップとしてとりまとめた。結果として、各炉の特徴や性能の違いを検討し、重要な開発課題を明確にした。現在、さらなる検討を進めており、フェーズII末での評価結果を踏まえて、有望概念を提案する予定である。

論文

The Promising Fast Reactor Systems ans Their Development Plans in Japan

小竹 庄司; 阪本 善彦; 江沼 康弘; 安藤 将人; 西川 覚; 佐賀山 豊

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05), 0 Pages, 2005/05

将来の多様なニーズに対応可能な有望な高速炉サイクルシステムを提案するために、実用化戦略調査研究を進めている。様々な炉システム概念に関する設計研究を実施し、開発目標に対する適合度を評価した。また、各炉システム概念に対する重要な開発課題を抽出し、その開発計画をロードマップとしてとりまとめた。結果として、各炉の特徴や性能の違いを検討し、重要な開発課題と開発期間を明確にした。現在、さらなる検討を進めており、フェーズII末での評価結果を踏まえて、有望概念を提案する予定である。

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