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報告書

SUS316及びSUS321の材料試験データ集,1

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。

論文

Development of creep property equations of 316FR stainless steel and Mod.9Cr-1Mo steel for sodium-cooled fast reactor to achieve 60-year design life

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。

口頭

20年間のもんじゅプラントデータから得られた成果について,10-2; 1次主冷却系循環ポンプの自然対流防止板の効果

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。

口頭

20年間のもんじゅプラントデータから得られた成果について,11; 1次主冷却系循環ポンプの軸封機構について

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。

口頭

Model calculation of Cr dissolution from steel surface exposed to high-temperature flowing sodium

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 橋立 竜太; 加藤 章一; 古川 智弘; 皆藤 威二; 伊藤 主税

no journal, , 

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用の高燃焼度燃料被覆管材料としてODS鋼の開発を進めている。SFR被覆管は薄肉であり、高温流動ナトリウム環境に晒されることから、ナトリウム環境効果の評価は重要である。本研究では、Fe-Cr系鋼の高温流動Na中のCr溶出挙動を理解し、予測するため、熱力学と速度論に基づき流動Na中のCr溶出挙動のモデル計算を実施した。表面Cr濃度は時間ととも徐々に低下し、Fe-Cr系鋼の初期Cr濃度に関わらず、ある一定値に収束した。ナトリウム流速が増加すると、表面Cr濃度が一定に収束するまでの時間が短縮した。本発表では、モデル計算結果と実験値を比較し、Fe-Cr系鋼のCr溶出挙動を正確に把握するためのCr溶出挙動モデルの改良方策について議論する。

口頭

過酷事故を想定した構造物破壊試験用模擬材料(鉛合金)の非弾性構成式の策定

橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

no journal, , 

過酷事故時には、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、そのような過酷事故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。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅの点検期間に関する課題の分析,1; プラントの運用方法に関する分析

橋立 竜太; 豊田 晃大; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂

no journal, , 

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原因を明らかにし、次世代高速増殖炉の合理的な保全を実施するために対策を検討することが重要である。本研究では、原子炉冷温停止中のもんじゅの長期保守の原因についてもんじゅのプラント運用方法の観点で分析した。さらに、次世代高速増殖炉のための保全最適化の案を提案した。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅの点検期間に関する課題の分析,2; 保全計画の分析

豊田 晃大; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂

no journal, , 

原子力発電所の安全性と経済性を両立させるためには、プラントの特性に基づく合理的な保全を実現することが必要である。高速増殖原型炉「もんじゅ」は、年間の大半を点検に費やしていた。もんじゅにおける点検長期化の原因を究明し、次世代高速炉の保全最適化を実現するための対策を検討することが重要である。本研究では、もんじゅのプラント保全計画に基づき、原子炉低温停止中のもんじゅの点検長期化の原因を分析した。さらに、分析された課題に対処するために、次世代高速炉の保全最適化に係る検討を行った。

口頭

高速炉の最適点検工程スケジューリングに関する基礎的検討

鈴木 正昭*; 伊藤 真理*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂

no journal, , 

To achieve the reasonable and effective maintenance of nuclear power plants, it is essential to optimize the aging management from the viewpoints of both safety and efficiency. We propose an inspection-process-scheduling model that minimizes the number of inspection activities in a fast reactor. In this study, we formulate the inspection-process-scheduling problem as mixed integer programming and 0-1 integer programming problem.

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