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高屋 茂; 佐々木 直人*; 浅山 泰; 神島 吉郎*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00558_1 - 16-00558_12, 2017/06
本論文では、より合理的な容器の設計を可能にするために、荷重耐力係数設計法を用いて、地震による容器の座屈防止に関する新しい設計評価法を開発した。さらに、現行規定との比較により、提案手法の有効性を示した。
浅山 泰; 大塚 智史
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2017/06
本論文は日本原子力研究開発機構におけるナトリウム冷却高速炉用の炉心材料および構造材料の開発の現状について述べたものである。炉心材料については、燃料ピンにはODS鋼が、ラッパー管にはPNC-FMS鋼の開発を進めている。構造材料については、316FR鋼および改良9Cr-1Mo鋼の規格化が進んでいる。いずれの材料についても、将来炉への適用を目指してさらなるデータ取得と評価を行っている。
岡島 智史; 高屋 茂; 浅山 泰
日本機械学会論文集(インターネット), 83(845), p.16-00434_1 - 16-00434_13, 2017/01
確率論的破壊力学の入力となる基本変数について、確率分布を設定するためのデータが不足していた場合、確率分布の母数、及び評価結果である破損確率に不確実さが生じる。本論文では、データ不足により、確率分布母数が上限値と下限値を与えた区間内にある状況を想定する。これによって破損確率評価結果に生じる不確実さに対し、上限値及び下限値を簡易に推定する手法を提案する。また、不確実さの低減を行うべき確率分布母数を抽出するため、確率分布母数のそれぞれについての想定区間が、評価結果に与える影響の大きさを表す指標を提案する。提案手法の有効性は、実機評価事例に基づく例題に対して適用することで検証した。
高屋 茂; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 浅山 泰
Nuclear Engineering and Design, 305, p.270 - 276, 2016/08
被引用回数：1 パーセンタイル：76.09(Nuclear Science & Technology)著者らは、これまでの研究でシステム化規格概念を用いた供用期間中検査(ISI)要求の設定方法を提案した。提案方法は、二つの補完的な評価から成り、一つは構造健全性に着目し、もう一方は安全性に着目している。本研究では、提案手法を用いて、もんじゅのガードベッセル及び炉心支持構造のISI要求について評価した。その結果、非現実的に厳しい想定を課しても、いずれの機器も十分な信頼度を有することが示され、ISI要求の必要はないと判定された。この結果から、提案手法は、プラントの特徴を考慮した効果的で合理的なISIの実現に寄与するものと期待される。
高屋 茂; 渡辺 大剛*; 横井 忍*; 神島 吉郎*; 栗坂 健一; 浅山 泰
Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051802_1 - 051802_7, 2015/10
被引用回数：1 パーセンタイル：86.8(Engineering, Mechanical)システム化規格概念に基づき、高速炉の原子炉容器の地震座屈の防止に必要な最小板厚について検討した。システム化規格の特徴のひとつは、裕度交換であるが、これを実現するために信頼性設計手法を採用するとともに、原子力プラントの安全性目標から原子炉容器の地震座屈に対する目標信頼度を導出した。地震ハザードも含め必要な入力データを整備し、評価を実施した。その結果、従来の決定論的な設計手法に比べて、最小必要板厚を薄くすることができることが明らかになった。また、各確率変数の評価結果への影響について検討し、地震荷重が支配的な要因であることを示した。
永江 勇二; 高屋 茂; 浅山 泰
Journal of Pressure Vessel Technology, 137(4), p.041407_1 - 041407_5, 2015/08
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)In the design of fast reactor plants, the most important failure mode to be prevented is creep-fatigue damage at elevated temperatures. 316FR stainless steel is a candidate material for the reactor vessel and internal structures of such plants. The development of a procedure for evaluating creep-fatigue life is essential. The method for evaluating creep-fatigue life implemented in the Japan Society of Mechanical Engineers code is based on the time fraction rule for evaluating creep damage. Equations such as the fatigue curve, dynamic stress-strain curve, creep rupture curve, and creep strain curve are necessary for calculating creep-fatigue life. These equations are provided in this paper, and the predicted creep-fatigue life for 316FR stainless steel is compared with experimental data. For the evaluation of creep-fatigue life, the longest time to failure is about 100,000h. The creep-fatigue life is predicted to an accuracy that is within a factor of 2 even in the case with the longest time to failure. Furthermore, the proposed method is compared with the ductility exhaustion method to investigate whether the proposed method gives conservative predictions. Finally, a procedure based on the time fraction rule for the evaluation of creep-fatigue life is proposed for 316FR stainless steel.
高屋 茂; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 浅山 泰
Transactions of 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08
システム化規格概念に基づく新しい供用期間中検査要求の決定手順を提案した。提案手順では、構造健全性に着目した評価とプラントの安全性に着目した評価の二つを行うことを要求している。本研究では、高速増殖原型炉「もんじゅ」の原子炉容器ガードベッセルおよび炉心支持構造に同手順を適用した。提案手順により、プラントの特徴を考慮した合理的な供用期間中検査が実現できると期待される。
高屋 茂; 浅山 泰; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 仲井 悟; 森下 正樹
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 1(1), p.011004_1 - 011004_9, 2015/01
システム化規格概念に基づきプラントの特徴を考慮した効果的かつ合理的なISIの実現のために、新しいISI要求の決定手法を提案した。提案手法は、構造健全性に着目した評価とプラントの安全性の観点から欠陥の検出性に着目した評価の二つからなる。なお、欠陥検出性が十分でない場合には、十分に保守的な仮定の下での構造健全性評価が要求される。また、原型炉もんじゅに対する評価を実施し、提案手法が実機への適用性を有していることを示した。
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。
浅山 泰; 宮川 高行*; 堂崎 浩二*; 神島 吉郎*; 林 正明*; 町田 秀夫*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/07
本論文は、原子力プラントの構造規格基準への適用を目指して開発が進められているシステム化規格に関する日本機械学会(JSME)および米国機械学会(ASME)における活動について述べた4件のシリーズ発表の第1報である。まず、システム化規格概念について簡潔に示した後、荷重・耐力係数設計法に基づく信頼性評価法およびJSMEで開発中の高速炉の静的機器用信頼性評価ガイドラインなど、同概念に適合するように構築されつつある構造健全性評価法について述べる。さらに、ASMEボイラーおよび圧力容器規格委員会に設置されたJSME/ASME Joint Task Group for System Based Codeにて開発中の液体金属冷却炉用の供用期間中検査規格についても述べる。本規格は、ASME規格Section XI Division 3の代替規定を定めるものである。
浅山 泰; 高屋 茂; 森下 正樹; Schaaf, F.*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07
本論文は、原子力プラントの構造規格基準への適用を目指して開発が進められているシステム化規格概念に関する日本機械学会(JSME)および米国機械学会(ASME)における活動について述べた4件のシリーズ発表の第4報である。本報では、ASMEボイラーおよび圧力容器規格委員会にJSMEとASMEの共同で設置されたJoint Task Group for System Based Codeにおいて開発中のASMEボイラーおよび圧力容器規格Section XI Division 3(液体金属炉の供用期間中検査規定)の代替規定の技術的内容について述べる。システム化規格概念に基づき、プラントの特徴に応じたフレキシブルな検査要求を設定するものである。
町田 秀夫*; 浅山 泰; 渡辺 大剛*; 北条 公伸*; 林 正明*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
本論文は、原子力プラントの構造規格基準への適用を目指して開発が進められているシステム化規格概念に関する日本機械学会(JSME)および米国機械学会(ASME)における活動について述べた4件のシリーズ発表の第2報である。本報では、高速炉の静的機器に対する構造信頼性評価法を、土木・建築分野では実用化例のある荷重・耐力係数設計法(LRFD)に基づいて開発した結果について述べる。
高屋 茂; 永江 勇二; 浅山 泰
Journal of Pressure Vessel Technology, 136(3), p.031404_1 - 031404_8, 2014/06
被引用回数：4 パーセンタイル：59.25(Engineering, Mechanical)日本機械学会設計・建設規格
高速炉規格
2012年版で新しく材料登録された改良9Cr-1Mo鋼を対象としたクリープ疲労評価法について述べる。本手法では、クリープ損傷と疲労損傷を個別に求め、線形損傷則に基づき破損の判定を行う。ここでは、設計係数等を考慮しない場合の手法としての保守性について、試験データを用いて検討した。さらに試験データを得ることが難しい長時間保持条件については、改良延性消耗則との比較を行った。これらの結果から、本手法が設計係数以外にも保守性を含んだものであることを示した。
永江 勇二; 高屋 茂; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07
The most important failure mode to be prevented in the design is creep-fatigue at elevated temperatures in fast reactors. 316FR stainless steel is a candidate material for the reactor vessel and internal structures. Development of the procedure for evaluating creep-fatigue life is essential. The method for evaluating creep-fatigue life implemented in the Japan Society Mechanical Engineers code is based on the time fraction rule for austenitic stainless steel such as SUS304. Necessary equations such as fatigue curve and creep rupture curve for calculation of creep-fatigue life are evaluated, and the predicted creep-fatigue life by using the time fraction rule in 316FR stainless steel is compared with experimental data. The longest time to failure is about 100,000 h for evaluating creep-fatigue life. Fatigue curve, creep rupture curve, stress-strain curve and creep strain curve are provided for calculating creep-fatigue life. The creep-fatigue life is predicted within a factor of 2 even the test condition of the longest time to failure. Furthermore, comparison with the ductility exhaustion method was done to investigate the conservatism of the proposed method. Finally, the procedure based on the time fraction rule for evaluation of creep-fatigue life is proposed in 316FR stainless steel.
永江 勇二; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 7 Pages, 2013/07
316FR stainless steel is to be used for a reactor vessel and internals for fast reactors, which the design life is 60 years and the operating temperature is 823 K. This paper describes an extrapolation approach by fracture energy for creep strength of allowable stress in time-dependent regime. Change in fracture energy is assumed to be expressed as a power-law function of time to failure and energy density rate. The energy density rate is calculated using initial stress, rupture elongation and time to rupture. It is important to evaluate a change in rupture elongation for extrapolation of creep-strength at 823 K. Time to rupture at 823 K is estimated and extrapolated based on the fracture energy approach. This paper shows the validity of extending to 60 years design using Larson-Miller parameter, compared with the estimation by the fracture energy approach.
安藤 勝訓; 渡邊 壮太*; 菊地 浩一*; 大谷 知未*; 佐藤 健一郎*; 月森 和之; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 11 Pages, 2013/07
日本機械学会 発電用設備規格 設計・建設規格 第II編 高速炉規格の2012年版では新たに316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼が新材料として登録された。本件ではこれらの新材料を高速炉規格で定められている各種規程に適用した場合の設計裕度について評価した結果をまとめたものである。
高屋 茂; 永江 勇二; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 10 Pages, 2013/07
日本機械学会設計・建設規格第2編 高速炉規格2012年版で新しく登録された改良9Cr-1Mo鋼に関するクリープ疲労評価法について説明する。本評価法は、マイナー則及び時間消費則に基づいて疲労損傷及びクリープ損傷を評価し、キャンベル型の線形損傷則に基づき寿命を評価する。材料試験データに基づく検討から、本評価法は、初期応力の設定と緩和応力評価に余裕を見込んだ場合、寿命を保守的に評価でき、かつその保守性は試験時間とともに増加することが示された。さらに、予測精度が高いと考えられている改良延性消耗則と比較しても、長時間保持の場合の寿命を保守的に評価することが示された。これらの結果から、本評価法が設計評価法としての保守性を有することを明らかにした。
高屋 茂; 渡辺 大剛*; 横井 忍*; 神島 吉郎*; 栗坂 健一; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07
システム化規格概念に基づき、高速炉原子炉容器の地震による座屈に対する最少許容板厚に関して検討した。システム化規格の主なコンセプトの一つは裕度の最適化である。このコンセプトを実現するために、信頼性設計手法を用いた評価を行うとともに、原子力施設の安全目標から原子炉容器の地震による座屈に対する目標信頼度を導出し、信頼性設計手法に必要な確率分布等の入力データを整備した。また、地震荷重の大きさの不確定性を考慮するために、地震ハザードを考慮した。目標信頼度を満足する板厚を評価した結果、従来の決定論的手法に比べ、最少許容板厚を小さくできることを明らかにした。
鬼澤 高志; 永江 勇二; 高屋 茂; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07
This paper describes the material strength standard of Modified 9Cr-1Mo (ASME Gr.91) steel in the design code for fast reactors of 2012 edition published by the Japan Society of Mechanical Engineers. Modified 9Cr-1Mo is to be used for primary and secondary coolant circuits, including intermediate heat exchangers and steam generators for the Japan Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR). Application of Modified 9Cr-1Mo to JSFR needs the material strength standard. Therefore, the authors developed the material strength standard. This paper describes the contents of the material strength standard.
鬼澤 高志; 永江 勇二; 高屋 茂; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07
This paper describes the material strength standard of 316FR stainless steel in the design code for fast reactors of 2012 edition published by the Japan Society of Mechanical Engineers. 316FR stainless steel is to be used for a reactor vessel and internals for the Japan Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR). Application of 316FR stainless steel to JSFR needs the material strength standard. Therefore, the authors developed the material strength standard. This paper describes the contents of the material strength standard.
