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論文

Evaluation of multiaxial low cycle creep-fatigue life for Mod.9Cr-1Mo steel under non-proportional loading

中山 雄太*; 小川 文男*; 旭吉 雅健*; 橋立 竜太; 若井 隆純; 伊藤 隆基*

ISIJ International, 61(8), p.2299 - 2304, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

高温において多軸負荷を受ける改良9Cr-1Mo鋼のクリープ疲労強度について述べる。中空円筒試験片を用いて、さまざまなひずみ波形での低サイクル疲労試験を実施した。低サイクル疲労試験は、軸ひずみを固定した比例負荷と、軸ひずみとせん断ひずみの位相差が90度の非比例負荷の下で実施した。応力緩和とひずみ保持が破壊寿命に及ぼす影響を検討するために、さまざまなひずみ速度での低サイクル疲労試験とさまざまな保持時間でのクリープ疲労試験も実施した。2種類の多軸クリープ疲労寿命評価方法を提案した。第一の方法は、非比例負荷係数とクリープ損傷を考慮したマンソンのユニバーサルスロープ法を使用してひずみ範囲を計算する。第二の方法は、線形損傷則を用いて非比例負荷係数を考慮して疲労損傷を計算し、修正延性損耗則からクリープ損傷を計算する。第二の方法は精度が優れ、第一の方法はそれより精度は劣るが、実用性が高い。

論文

Fundamental study on scheduling of inspection process for fast reactor plants

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

2020 9th International Congress on Advanced Applied Informatics (IIAI-AAI 2020), p.797 - 801, 2021/07

To realize the reasonable and effective maintenance of nuclear power plants, it is essential to optimize the maintenance scheduling management from the viewpoints of both safety and efficiency. As a fundamental study, we propose an inspection-process-scheduling model that minimizes the total number of inspections in a fast reactor. In this study, we formulate the inspection-process-scheduling problem as an integer programming problem. Computing the inspection-process schedules for a simplified fast reactor plant model, we verified that the proposed model can provide the optimal schedule automatically.

論文

「もんじゅ」点検期間長期化の要因分析及び次世代高速炉の保全合理化案の提案,2; 低温停止期間における「もんじゅ」の保全計画分析

豊田 晃大; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂

保全学, 20(2), p.95 - 103, 2021/07

It is necessary to implement reasonable maintenance based on characteristics of a nuclear power plant to achieve both high safety and high economic efficiency of the power plant. The prototype fast breeder reactor "Monju" spent most of the year on maintenance. It is important to identify causes of the prolonged maintenance of "Monju" and consider countermeasures for subsequent fast reactors. In this study, we investigate causes of the prolonged maintenance by analyzing the Monju's maintenance plan. Further, we make proposals for optimizing the maintenance of next-generation fast reactors to address the identified issues.

論文

Evaluation of the Japanese fatigue test data in Gr.91 for elevated temperature design

安藤 勝訓; 豊田 晃大; 橋立 竜太; 鬼澤 高志

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 10 Pages, 2021/07

米国の原子力用の高温規格であるASME Boiler and Pressure Vessel Code (ASME BPVC) Section III, Division 5は、2019年版まで改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の設計疲労曲線は540$$^{circ}$$Cのみであった。このために、ASME Section IIIのクリープ疲労およびクリープ考慮不要要件に関するワーキンググループ(WG-CFNC)では、日本機械学会で規格化された改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の温度依存設計疲労曲線を組み込むための活動を実施してきた。その結果、ASME BPVCの2021年版より日本機械学会の最適疲労破損式に基づいた温度依存の設計疲労曲線が提供されることとなった。本研究では日本機械学会で規格化されたこの最適疲労破損式の特徴を明らかにするために、データベースに保存されている305個のデータを分析し、データベースの詳細と最適疲労破損式の関係ならびに統計処理の結果に基づく破損確率(95%と99%の信頼限界値)について示した。また、日本で得られている温度変動下ならびにナトリウム環境下での疲労およびクリープ疲労試験の結果についても、高温条件でのクリープ疲労損傷評価を検討するために示した。

論文

Proposal of simulation material test technique for clarifying the structure failure mechanisms under excessive seismic loads

橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

過大地震荷重下における構造物の破損メカニズムを明らかにすることは非常に重要である。一方で、実際の構造材料を使用した構造物試験は非常に難しく、費用もかかる。そのため、過度の地震荷重下での構造破損メカニズムをシミュレートするために、模擬材料として鉛合金を用いた試験技術を提案した。この研究では、鉛合金を使用して材料試験を実施し、模擬材料試験の有効性を検証した。さらに、一連の材料試験の結果に基づいて、鉛合金の非弾性構成方程式(最適疲労破損式と動的応力-ひずみ関係式)を作成した。提案した式を用いることで、有限要素解析等の非線形解析も実行可能にした。これらの結果から、模擬材料試験技術が、過大地震荷重下での構造物の破損メカニズム解明に有効な手法として提案することができた。

論文

「もんじゅ」点検期間長期化の要因分析及び次世代高速炉の保全合理化案の提案,1; 低温停止中の「もんじゅ」のプラント工程の分析

橋立 竜太; 豊田 晃大; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂

保全学, 19(4), p.115 - 122, 2021/01

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要因を明らかにし、次世代高速炉の合理的な保全を実現することは重要である。本研究では、低温停止中のもんじゅの点検長期化の要因について、もんじゅのプラント工程を基に分析した。また抽出された課題から、保全の合理化の観点を提案した。

論文

Proposal of simulation materials test technique and their constitutive equations for structural tests and analyses simulating severe accident conditions

橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08

シビアアクシデント時には、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、そのようなシビアアクシデント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破壊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破壊試験を提案する。低温での鉛合金構造の破損メカニズムと高温での実際の構造の破損メカニズムとの類似性を実証するには、数値解析が必要である。2019年に数値解析のための非弾性構成方程式を提案したが、鉛合金の材料試験ではばらつきが大きく、提案式は良好に表現することができなかった。本研究では、材料特性を安定させる時効合金を用いた新しい材料試験結果に基づいて、鉛合金の改良非弾性構成方程式を提案する。

論文

Development of ODS tempered martensitic steel for high burn up fuel cladding tube of SFR

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 舘 義昭; 皆藤 威二; 橋立 竜太; 加藤 章一; 古川 智弘; 伊藤 主税; et al.

2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.305 - 314, 2020/05

酸化物分散強化型(ODS)鋼は、先進原子力システム用の高強度・耐照射性材料として、世界的に研究開発が進められてきた。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ODS鋼をナトリウム冷却高速炉(SFR)の高燃焼度被覆管の最有力候補材と位置づけ研究開発を進めてきた。ODS鋼適用による高燃焼度化の達成により、SFRの経済性向上および放射性廃棄物の減容・有害度の低減が可能となる。本稿は、JAEAにおけるSFR高燃焼度被覆管用ODSマルテンサイト鋼の開発状況とその展望について取りまとめたものである。

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

A Proposal of inelastic constitutive equations of lead alloys used for structural tests simulating severe accident conditions

橋立 竜太; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/07

シビアアクシデント時には、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、そのようなシビアアクシデント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破壊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破壊試験を提案する。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。

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.

口頭

Long-term maintenance scheduling for fast reactor plants

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

no journal, , 

To realize the rational preventive maintenance of nuclear power plants, it is essential to manage the inspection processes for the long term from the viewpoints of both safety and economy. However, it is difficult to manually create a long-term maintenance schedule because of the many components and processes involved. Herein, we propose a long-term maintenance scheduling model for a sodium-cooled fast reactor plant. The long-term maintenance scheduling problem is divided into two segments: (a) determining the monthly inspection targets in a 10-year scheduling period and (b) determining the daily inspection process in a 1-month scheduling period. For these integer programming problems, we first solve the inspection component scheduling problem in order to minimize the total number of inspections while ensuring safety; then, we solve the inspection process scheduling problem that considers the precedence and resource constraints among the processes.

口頭

Optimal scheduling of inspection process for fast reactor via integer programming

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 realize 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. However, maintenance scheduling is currently manually handled, which is a time-consuming process because of the large number of components and constraints that must be taken into account when creating a schedule. Our final objective is to develop and implement an automatic scheduling system using the mathematical technique of Operations Research for addressing the inspection-process-scheduling problem in a fast reactor plant. As a fundamental study, we proposed an inspection-process-scheduling model that minimizes the total number of inspections in a fast reactor while ensuring the reliability of the safety-critical functions. Computing the inspection-process schedules for a simplified fast reactor plant model, we managed to verify that the proposed model can provide the optimal schedule. The proposed model can make it possible to quantitatively evaluate the trade-off between the reliability of the safety-critical functions and the maintenance cost.

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