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論文

Study on a unified criterion for preventing plastic strain accumulation due to long distance travel of temperature distribution

岡島 智史; 若井 隆純; 川崎 信史

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(5), p.16-00641_1 - 16-00641_11, 2017/10

The prevention of excessive deformation by thermal ratcheting is important in the design of high-temperature components of fast breeder reactors (FBR). As a result of experimental study that simulated the fast breeder reactor vessel nearby the coolant surface, it was reported that long distance traveling of temperature distribution causes new type of thermal ratcheting, even if there is no primary stress. In this paper, we propose a simple screening criterion to prevent continuous accumulation of plastic strain derived from long distance traveling of temperature distribution. The major cause of this ratcheting mechanism is lack of residual stress that brings shakedown behavior at the center of yielding area. Because the residual stresses are derived from constraint against the elastic part, we focused on the distance from the center of yielding area to the elastic region. So, the proposed criterion restricts the axial length of the area with full-section yield state, which is the double of the above distance. We validated the proposed criterion based on finite element analyses using elastic-perfectly plastic material. As the result of the validation analyses, we confirmed that the accumulation of the plastic strain saturates before 2nd cycles in the cases that satisfy the proposed criterion, regardless of the shape of temperature distribution.

論文

Development of seismic isolation systems for sodium-cooled fast reactors in Japan

川崎 信史; 渡壁 智祥; 若井 隆純; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07

日本は地震国であり、また、ナトリウム冷却型高速炉では、軽水炉と比較し薄肉化した構造として、機器が設計されている。それゆえに機器にかかる地震力を低減させるために、免震装置が採用されてきた。炉心耐震性及び原子炉容器の座屈健全性の観点から、高速炉用免震装置には、上下8Hz以下の固有周波数が必要となる。このような周波数条件を満足する3種類の免震概念を紹介する。上下8Hzの固有周波数は、厚肉積層ゴムにより達成される。この厚肉積層ゴムと皿バネを組み合わせることにより、上下固有周波数は、3$$sim$$5Hzとなる。また、積層ゴムと空気バネを組み合わせ、ロッキング防止装置を組み込むことで、1Hz以下の上下固有周波数が達成できる。上下8Hz免震概念は、厚肉積層ゴムとオイルダンパーで構成されており、本概念が日本のリファレンス高速炉用免震概念である。本概念が選定された理由は、システム構成の簡素さと開発課題の少なさである。上下5Hz免震概念を用いた場合の上下方向の加速度応答は、上下8Hz免震概念と比較し、50%のレベルまで低減することが、解析検討によりわかっている。また、皿バネの静的試験等から、皿バネの設計式は既に検討されている。これらの知見を活用し、厚肉積層ゴムと皿バネを組み合わせることにより、上下5Hz免震装置を設計することが可能である。上下1Hz免震概念を用いた場合の上下方向の加速度応答は、上下8Hz免震概念と比較し、10%のレベルまで低減することが、わかっている。上下固有振動数が1Hzといった領域まで低減するとロッキング防止装置が必要となり、これまで複数のオイルダンパーをオイルラインで結合するタイプのロッキング防止装置等が、検討されてきた。このようにロッキング防止装置がシステムを複雑化しているため、システム構成を今後簡素化していくことが、本概念にとって大きな課題となっている。これら3種類の免震概念が高速炉に適用可能な免震装置であり、これらの免震装置を開発していくことは、サイト毎に、機器仕様の統一化を図ったうえで、適切な耐震余裕を確保していくうえで、重要となるため、今後、地震動条件などの関連動向の変化を踏まえ、開発を継続していく。

論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 3; Ultimate properties of a half scale thick rubber bearings based on breaking test

深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 山本 智彦; 川崎 信史; 廣谷 勉*; 森泉 瑛里子*; 櫻井 祐*; 正木 信男*

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 10 Pages, 2016/07

ナトリウム冷却型高速炉で用いられる免震用厚肉積層ゴムの終局特性を1/2スケールモデルを用い取得した。厚肉積層ゴムの基礎復元特性は、既に取得されており、本検討では、ばらつき分布を含む復元特性及び終局特性に着目した試験を実施した。その結果、剛性と減衰率及び破断ひずみに関するデータが取得できた。

論文

Parametric design study about seismic isolation system for fast reactor JSFR

川崎 信史; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 9 Pages, 2015/07

国内の地震条件は、年々増加する傾向にあり、また、機器の大型化に伴い機器の固有振動数も低下する傾向にある。その背景を踏まえ、容器の肉厚と径に着目した機器の応答加速度と座屈裕度の検討を行い、免震装置への要求仕様を再評価した。まず、最新の国内の地震条件及び原子炉構造の仕様等に基づき、従来の免震仕様を前提に、原子炉容器が据え付けられている床の応答を評価した。計算した床応答に基づき、容器の肉厚と径の条件に対する、固有振動数、発生応力、座屈裕度の関係を求めた。また、免震特性の拡張性を評価するために、免震周期を変えた応答評価も実施した。免震周期を変更した場合の床応答は、従来の免震仕様である上下8Hzの免震仕様における床応答に対する比率で整理した。これらの評価の結果、国内の地震条件は増加の傾向にあり、機器固有振動数も低下の傾向にあるが、上下8Hzの免震仕様で、座屈裕度を確保可能であると判断した。また、8Hzの免震仕様がもつ拡張性を他の免震周期と比較、考慮し、将来的な裕度拡大の方策がまだ残されていることも踏まえ、JSFRの免震仕様は、上下8Hzとした。

論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 1; Examination plan

山本 智彦; 川崎 信史; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 杣木 孝裕*; 鮫島 祐介*; 正木 信男*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 7 Pages, 2015/07

Na冷却高速炉は薄肉構造であり地震力を低減するために、免震システムを採用している。SFRに適用する免震装置は、ゴム層を厚くした積層ゴムが用いられている。過去、1/8縮尺モデルで基本的な特性試験を実施しており、今回はハーフスケールの装置を用いた力学特性試験と熱劣化特性試験の計画について報告する。

論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 2; Fundamental characteristics of half-scale rubber bearings based on static test

深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 山本 智彦; 川崎 信史; 杣木 孝裕*; 櫻井 祐*; 正木 信男*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 10 Pages, 2015/07

Na冷却高速炉は薄肉構造であり地震力を低減するために、免震システムを採用している。SFRに適用する免震装置は、ゴム層を厚くした積層ゴムが用いられている。この積層ゴムの水平及び上下方向の剛性及び減衰定数を把握するために、直径800mmのハーフスケールの積層ゴムを用いて、水平方向の線形限界や上下方向の降伏応力を上回る範囲で試験を実施することとし、その結果と考察を報告する。

論文

Design study for reactor system of fast reactor JSFR; Concept of reactor system

川崎 信史; 阪本 善彦; 衛藤 将生*; 谷口 善洋*; 神島 吉郎*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.760 - 769, 2015/05

現在、日本では、次世代型ナトリウム冷却炉として、JSFRの概念検討を実施している。JSFRの原子炉構造の特徴は、原子炉容器径の過大な増大を避けたコンパクトな原子炉構造を構造及び流動健全性の確保とともに実現化した点にある。JSFRでは、容器径の増加防止のために、新型燃料交換機を単回転プラグとともに採用した。新型燃料交換機は、パンタグラフタイプのアームを有する燃料交換機であり、本燃料交換機をコラム型のUIS(炉上部機構)とともに採用することで、炉出力増加に伴う原子炉容器径の拡大を防止している。構造及び流動健全性の確保は、トップエントリ概念、ナトリウムダム、フローガイド構造などにより達成した。また、コラム型のUISも耐震剛性を有するように設計しており、これらの設計概念を紹介している。

論文

JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 3; Progress of component design

江沼 康弘; 川崎 信史; 折田 潤一*; 衛藤 将生*; 宮川 高行*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

第4世代炉のナトリウム冷却高速炉に関する安全設計クライテリアを現在開発中である。そのため、原子力機構,日本原子力発電および三菱FBRシステムズは、開発中の高速炉JSFRが、本クライテリアを満足するように設計検討を実施している。また、本クライテリアを満足するための安全対策のほかに、保守補修性の向上も同時に図っている。本論文は、主要機器の設計進捗を説明したものであり、原子炉構造においては、検査用アクセスルートを増加させ、ポンプ中間熱交換器合体機器においては、交換性の向上を図った内容を説明している。蒸気発生器に関しては、2重管の選定状況を説明している。

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:5 パーセンタイル:53(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

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

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:2 パーセンタイル:100(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

Experimental investigation of strain concentration evaluation based on the stress redistribution locus method

磯部 展宏*; 川崎 信史; 安藤 勝訓; 祐川 正之*

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

一般的に、疲労もしくはクリープ疲労損傷による破損は、局所的な高ひずみ領域からのき裂発生と進展によるものであることから、構造不連続部における局所ひずみの評価は高速炉における高温構造設計で重要な技術となる。このため局所の応力とひずみを高精度で評価することを目的に応力再配分軌跡(SRL)法が提案されてきた。本研究では構造不連続部を持つ試験片による実験結果との対比を通して、このSRL法についての議論を実施した。具体的には、円弧状の切り欠き試験片に対して高温疲労試験を実施し、ひずみゲージで計測した局所のひずみとSRL法による予測ひずみを比較するとともに、試験の結果や解析検討の結果を通してその適用性について議論した。

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

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

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

Conceptual design study for the demonstration reactor of JSFR, 4; Structural design of reactor vessel

川崎 信史; 岡村 茂樹*; 澤 直樹*; 阪本 善彦; 根岸 和生

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/05

JSFRはコンパクト化されたホットベッセル概念を原子炉システムに対し採用している。ホットベッセル概念の構造設計において重要となるのは、耐震設計と耐熱設計を両立させることである。本研究では、新潟県中越沖地震を考慮したうえで、国内共通地震条件を設定し、耐震設計を行った。座屈評価裕度の観点から、750MWeと500Mwe両原子炉プラントの原子炉容器肉厚が50mmと設定された。結果として座屈評価裕度は、2.4以上を確保できている。座屈評価裕度の観点からは、750MWeと500Mweという電気出力の差は無視しうる。肉厚50mmの条件で、耐熱設計を実施した。2.2日,3.2日,4.3日起動の3条件が起動条件として選定され、熱ラチェット評価とクリープ疲労評価が実施された。これらの評価を満足させるためには、3.2日以上の起動日数が必要なことがわかった。発生熱応力の大きさはほぼ等しいため、750MWeと500Mweという電気出力の差は、耐熱設計の観点からも無視しうる。

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