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論文

Selector-valve failed fuel detection and location system for Japan Sodium-cooled Fast Reactor

相澤 康介; 藤田 薫; 上出 英樹; 笠原 直人*

Nuclear Technology, 189(2), p.111 - 121, 2015/02

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JSFRではセレクタバルブ方式破損燃料位置検出装置(SV-FFDL)を採用している。炉容器径を小さくするためSV-FFDLユニットは2基構成としており、かつJSFR炉心は562体の燃料集合体から構成されていることから、1基あたりのサンプリングする燃料集合体数が既往炉と比較して増大している。結果として、炉全体の測定時間が長期間におよぶ可能性がある。また、JSFRはスリット付き炉上部機構を採用しており、スリット下部に位置する燃料集合体についてのサンプリング性能は低くなることが知られている。本研究では、コンパクト炉容器において多数の燃料集合体を取り扱うSV-FFDLシステムの検出性能を評価した上で、FFDLの運転方法及び手順を検討した。

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:1 パーセンタイル:100(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:4 パーセンタイル:51.53(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

Development of constitutive models for fast reactor design

月森 和之; 岩田 耕司*; 川崎 信史*; 岡島 智史; 矢田 浩基; 笠原 直人*

Nuclear Engineering and Design, 269, p.23 - 32, 2014/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

高速増殖炉実用化のためのR&D、すなわちFaCT(Fast reactor Cycle Technology development)が日本において進められている。そのR&D項目の一つとして、従来設計で熱荷重低減のために原子炉容器の内側に取り付けられていた炉壁保護構造を取り去って、コンパクトな原子炉容器を実現する課題がある。最も重要なことは、起動,停止を繰り返すたびに上下する液面近傍の原子炉容器に累積する非弾性ひずみ量の評価である。本研究の目的は、このような複雑な非弾性挙動を精度よく評価できる合理的な構成モデルを開発し、これに基づく設計ガイドを用意することである。われわれは、高精度塑性構成モデル及び簡便な塑性構成モデルを開発し、系統的な試験を実施し、その結果に基づいてこれらモデルの有効性を示した。

論文

Stress mitigation design of a tubesheet by considering the thermal stress inducement mechanism

安藤 勝訓; 高正 英樹*; 川崎 信史; 笠原 直人*

Journal of Pressure Vessel Technology, 135(6), p.061207_1 - 061207_10, 2013/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:86.84(Engineering, Mechanical)

有限要素法解析により球形管板の応力発生機構について検討し、その結果をまとめた。一連の応力発生機構の検討結果に基づき平管板と球形管板を組合せたハイブリッド管板モデルを提案した。またこのハイブリッド管板モデルにおける応力発生機構についても分析した。

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

Under-sodium endurance experiment of selector valve in failed-fuel detection and location system of JSFR

相澤 康介; 藤田 薫; 平田 慎吾*; 笠原 直人*

Nuclear Technology, 183(1), p.1 - 12, 2013/07

ナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、破損燃料位置検出器としてセレクタバルブ方式FFDLを採用している。JSFRの燃料集合体数は約600体であるが、経済性向上のため炉容器コンパクト化を図っており、セレクタバルブ方式FFDLユニット2基ですべての燃料集合体からサンプリングする方針としている。したがって、セレクタバルブ方式FFDLユニット1基あたりが検出すべき燃料集合体が約300体となり、従来のセレクタバルブ方式FFDLユニットと比較して大幅に増大している。また、プラント設計寿命は60年を目標としていることから、JSFRの炉上部構造と整合し、かつ約300体の燃料集合体を対象としたセレクタバルブ構造を設計し、プラント設計寿命を考慮したセレクタバルブ摺動部の耐久性を確認する必要がある。本検討では、セレクタバルブの製作性と耐久性を実証するため、実規模モックアップ試験体を製作し、製作性を確認するとともに高温ナトリウム中耐久試験を実施した。耐久試験後の断面観察、硬さ測定及び化学分析から、セレクタバルブ摺動部のコーティング層が残存していることを示し、セレクタバルブの耐久性を実証した。

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:15 パーセンタイル:11.96(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

Evaluation on double-wall-tube residual stress distribution of sodium-heated steam generator by neutron diffraction and numerical analysis

木曽原 直之; 鈴木 裕士; 秋田 貢一; 笠原 直人*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.621 - 630, 2012/06

A double-wall-tube is the steam generator heat transfer tube of future sodium fast reactors in Japan. An inner tube and an outer tube are contacted to keep the heat transfer performance. The contact stress falls down due to relaxation, and this phenomenon might degrade the heat transfer performance. Although the relaxation can be predicted by numerical analysis, the analysis requires the data of the initial stress distributions. However, unclear initial stress distributions prevent precious relaxation evaluation. To resolve this issue, a neutron diffraction method was employed to reveal the initial stress distributions. The measurement results were also analyzed using a structural computer code to determine the initial stress distributions. Based on the stress distributions, the computer code has predicted the transition of the contact stress, and showed that the inner and outer tubes are contacted with sufficient stresses during the plant life time.

論文

Water experiment and numerical simulation on failed fuel detection and location system of Japan sodium-cooled fast reactor (JSFR)

相澤 康介; 大嶋 淳*; 上出 英樹; 笠原 直人

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(1), p.47 - 60, 2012/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.11(Nuclear Science & Technology)

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)で設計を進めているナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、すべての燃料集合体を対象に破損燃料位置検出器(FFDL)を開発している。大型炉では、炉容器コンパクト化による経済性向上を図るため、単回転プラグを採用した燃料交換機に適合するスリット付き炉心上部機構(UIS)が採用されている。スリット下の燃料集合体に対しては、スリット内を燃料交換機が移動するため、FFDLサンプリング管を燃料集合体出口近傍に設置することができない。そのため、サンプリング管をUIS内の適切な位置に配置することにより、破損燃料を数体以内に絞り込むことが可能なサンプリング手法を開発する必要がある。本検討では、UISのスリット周辺構造を1/5縮尺で模擬した水流動試験及び濃度評価解析を実施して、サンプリング手法の開発と評価を行った。炉心上部機構を模擬した水流動試験及び濃度評価解析を実施し、UISの第2BP及びFHMプラグにサンプリング管を設けることで、スリット部の集合体での燃料破損に対するサンプリング濃度の目標値を達成できる結果を得た。また、濃度評価解析により、濃度分布を予測できることを明らかにした。

論文

Experimental and analytical study of failed fuel detection and location system in JSFR

相澤 康介; 大嶋 淳*; 上出 英樹; 笠原 直人

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00

本検討では、スリット付き炉心上部機構を有するナトリウム冷却大型炉に適合する破損燃料位置検出器を開発するため、炉心上部機構を模擬した水流動試験及び濃度評価解析を実施し、スリット部に位置する燃料集合体に対するサンプリング手法の成立性を評価した。

論文

高温長時間保持による316FR鋼の繰返し硬化回復限界調査

岡島 智史; 川崎 信史*; 深堀 拓也*; 菊地 浩一*; 笠原 直人

第49回高温強度シンポジウム講演論文集, p.85 - 89, 2011/11

高速炉原子炉容器設計高度化のため、316FR鋼の繰返し硬化を考慮した構成モデルに基づく非弾性解析により、ラチェットひずみを評価する方策が考えられている。高速炉容器は高温環境下で長時間使用することから、高温保持中に軟化が生じ、繰返し硬化が緩和・回復する可能性は否定できない。したがって、高速炉容器の実用環境における繰返し硬化回復現象についての限界調査が望まれる。本研究では、単軸丸棒試験片による繰返し硬化挙動試験を実施し、高温保持による繰返し硬化回復現象の限界を調査した。この結果、高温保持を含む繰返し負荷によって生じた繰返し硬化は、長時間保持によっても明瞭な回復が見られないとの知見を得た。

論文

Development of constitutive models for fast reactor design

月森 和之; 岩田 耕司*; 川崎 信史*; 笠原 直人*

Transactions of 21st International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-21) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/11

R&D to enable a practical fast breeder reactor plant is proceeding in Japan, which is called FaCT (Fast reactor Cycle Technology development). One of the key issues of R&D is to realize a reasonably small reactor vessel by eliminating the thermal liner which is installed inside the vessel in order to reduce thermal loading in the conventional design. Most important concern is the amount of the inelastic strain of the vessel accumulated around the liquid sodium surface which moves up and downward cyclically with start-up and shut-down. The aim of this study is to develop rational constitutive models that enable prediction of this kind of complex inelastic behaviors precisely and to prepare the design guide based on inelastic analysis. In this paper, the R&D results are introduced.

論文

The Creep-fatigue evaluation method for intermediate hold conditions; Proposal and validation

岡島 智史; 川崎 信史*; 加藤 章一; 笠原 直人

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

In this paper, for the application to the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR), the creep-fatigue damage evaluation method is improved to consider the intermediate holding condition. The improved method is validated through both of the uni-axial and the structure model creep-fatigue tests. In these validations, the target material is 316FR steel, which is planned to use for the reactor vessel. In the conventional method, in order to evaluate the creep damage conservatively, the maximum tensile value in the thermal stress transient cycle is used as the initial stress. The improved method evaluates the creep damage using the lower initial stress than the conventional method, while it has the rational margin.

論文

Detection capability and operation patterns of a selector-valve failed-fuel detection and location system for large sodium-cooled reactors

相澤 康介; 藤田 薫; 上出 英樹; 笠原 直人

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.605 - 613, 2011/05

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)で設計を進めているナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、燃料が破損したときにその位置を同定するためセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器(SV-FFDL)の導入を検討している。SV-FFDLは各燃料集合体冷却材出口近傍にサンプリング配管を設置し、吸い上げられたナトリウム中に含まれる放射性FPを検出する。このとき、吸い上げる配管をセレクタバルブで選択することで破損燃料位置を特定する。一方、JSFRでは炉容器コンパクト化による経済性向上を図るため、スリット付き炉心上部機構(UIS)が採用されており、スリット部ではサンプリング管の燃料集合体冷却材出口の直上への設置が困難である。そのため、サンプリング管は冷却材の流動等を考慮して一定のFP濃度を確保できる位置に設置する計画である。本研究では、スリット部に位置する燃料集合体も考慮した検出性能を明らかにし、得られたデータをもとにJSFRに適合する運用方法を検討した。

論文

ナトリウム冷却大型炉に適合する破損燃料位置検出器の開発; スリット部のサンプリング手法開発

相澤 康介; 藤田 薫; 上出 英樹; 笠原 直人

日本機械学会論文集,B, 77(776), p.982 - 986, 2011/04

JSFRに適合するセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器の開発において、サンプリング管の近接が不可能なUISスリットの下に位置する集合体に関して、特に検出が難しい最外層の3体についても、UIS内のバッフル板に設けたサンプリング管により、燃料破損を検出できる方法を水流動試験に基づき検討した。試験の結果、適切なFHM貫通孔プラグ構造・位置を採用することにより、FHM貫通孔プラグにセレクタバルブを設置せず、バッフル板に設けたサンプリング管により、UISスリット部の集合体での燃料破損の位置を検出するために必要なサンプリング濃度の目標値を達成できることを明らかにした。

論文

Investigation on slit jet through upper internal structure (UIS) in highly compact vessel of sodium-cooled fast reactor

上出 英樹; 相澤 康介; 大嶋 淳*; 中山 王克*; 笠原 直人

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(9), p.810 - 819, 2010/09

原子力機構では改良ループ型ナトリウム冷却高速炉の開発を進めている。炉容器径の削減を目的として燃料交換システムの簡素化を行った結果、炉上部機構(UIS)は燃料交換機のアームを通すために半径方向の切込みを有する構造とした。このUIS切込みは炉心出口から上方に向かう速い流れを許すことになり、炉容器内自由液面でのガス巻込みや破損燃料位置検出器における遅発中性子先行核のサンプリングに影響を及ぼす。そこで、1/10縮尺炉上部プレナムモデルを用いた水試験により、可視化と流速測定を行った。粒子画像流速測定法を用いて流速場を測定した結果、切込み部の流速はUISの水平多孔板の高さで加速され、炉上部プレナムの高い位置まで速い流速を維持することがわかった。複雑な形状を持つUISに対して適切な流動解析手法の知見を得るため、商用CFDコードを用いた実験解析を実施した結果、解析された流速場は実験結果によく一致した。

論文

ナトリウム冷却大型炉に適合する破損燃料位置検出器の開発; スリット部のサンプリング手法開発

相澤 康介; 藤田 薫; 上出 英樹; 笠原 直人

第15回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.229 - 230, 2010/06

ナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、炉容器コンパクト化による経済性向上を図るため、スリット付き炉心上部機構(UIS)が採用されている。したがって、JSFRは破損燃料位置検出器のサンプリング管をスリット部の燃料集合体出口近傍に設置できず、サンプリング管をUIS内の適切な位置に配置する必要がある。UISのスリット周辺構造を1/5縮尺で模擬した水流動試験を実施して、UISの第1BP及び第2BPにサンプリング管を設けることで、スリット部の燃料集合体について目標のサンプリング性能が得られる結果を得た。

論文

Endurance sodium experiment of selector-valve for failed fuel detection and location system in sodium-cooled large reactor

相澤 康介; 藤田 薫; 平田 慎吾; 笠原 直人

Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.645 - 652, 2010/06

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)で設計を進めているナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、すべての燃料集合体を対象にセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器(FFDL)を開発している。セレクタバルブ方式FFDLは、各燃料集合体出口にサンプリング管を設置して、サンプリング管により採取したナトリウムを回転プラグ上に設置した遅発中性子検出器及び核分裂性生成物ガス検出器で分析することにより、破損燃料を同定するものである。本検討では、JSFRに適合するセレクタバルブ方式FFDL構造を具体化するとともに、耐久試験の要求条件を検討し、これをもとに実規模のセレクタバルブを模擬した耐久試験装置の設計・製作を実施した。製作したセレクタバルブ耐久試験装置を用いて、ナトリウム中耐久試験を実施し、セレクタバルブ摺動部の耐久性を評価した。

論文

Equivalent plastic solid materials of perforated plates based on effective stress ratio

笠原 直人*; 高正 英樹*; 川崎 信史; 安藤 勝訓

Proceedings of International Symposium on Plasticity 2010 (CD-ROM), p.34 - 36, 2010/01

本件では、多孔板の等価中実モデルの設定手法について提案した。弾塑性解析はその解が構成則に依存することにその困難さがあり、この問題を解決するために多孔板の塑性挙動について系統的に調査を実施した。これらの研究により多孔板の平均応力と母材の応力比で定義される有効応力比(ESR)の存在を明らかにした。ESRは幾何学的なパラメータ関数であり、構成方程式から独立したものである。したがって、ESRを採用することにより母材の構成方程式の種類によらず多孔板の塑性変形を表現できる。

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