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論文

実建物の47年間の観測による厚肉積層ゴムのクリープ挙動

正木 信男*; 加藤 亨二*; 山本 智彦; 宮川 高行*; 藤田 聡*; 岡村 茂樹*

日本建築学会技術報告集, 28(68), p.81 - 84, 2022/02

高速炉等の新型炉では機器の耐震性を確保するため、厚肉積層ゴムの採用が検討されているが、厚肉積層ゴムのもつ柔らかな上下剛性は、経年によるゴム物性の変化とクリープに大きく影響されると考える。われわれはゴム物性の変化を考慮できるクリープ評価方法を検討しているが、参照すべき実大かつ実環境下の長期クリープ特性がない。本報告では、厚肉積層ゴムの新たなクリープ評価方法を検討するための第1段階として、この形式の初めての建物である1966年に竣工した厚肉積層ゴム支持の英国防振建物の測定データを集約し厚肉積層ゴムの約47年間のクリープ特性推定の試みについて述べる。

論文

Development of leak before break assessment guidelines for sodium cooled fast reactors in Japan

矢田 浩基; 若井 隆純; 宮川 高行*; 町田 秀夫*

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

The leak before break (LBB) assessment guidelines for sodium cooled fast reactors (SFRs) is being developed in the Japan Society of Mechanical Engineers (JSME). The major purpose of the guidelines is to provide LBB assessment procedures for pipes and vessels of SFRs that retain sodium coolant. Design features of SFRs, such as high operation temperatures and low pressure coolant-systems, are taken into account. The LBB guidelines is used in connection to the fitness-for-service code that is also being developed for SFRs in JSME. If the establishment of LBB concept is successfully demonstrated, continuous leakage monitoring will be adopted as an in-service inspection for SFR components constituting sodium coolant boundary, such as sodium retaining pipe and vessels. In this article, LBB assessment procedure and individual assessment method is introduced, and major sodium piping of Japanese SFR plant was assessed.

論文

積層ゴム系免震構造の安全裕度に関する基礎的考察

深沢 剛司*; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 岡村 茂樹*; 藤田 聡*

日本機械学会論文集(インターネット), 87(898), p.21-00007_1 - 21-00007_17, 2021/06

本論文では、積層ゴムを用いた免震構造物の耐震安全マージンに関する基礎研究について述べた。免震構造物で想定される地震応答の変動は、「入力地動による地震応答の変動」と「免震装置の製造に伴う設計値の誤差」の重ね合わせの下で発生する。それらの状態を考慮した地震応答解析は、孤立した構造物の耐震安全マージンを評価するために重要である。本論文は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用のゴム製ベアリングからなる隔離構造物の耐震安全マージンが、地震応答の変動要因を考慮した地震応答解析を通じて日本電気協会ガイド4601(JEAG4601)およびSFRの基礎地動に対して確保されることを明らかにする。さらに、地震応答解析の結果を使用して、耐震安全マージンと線形限界の超過確率との関係について説明する。

論文

A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00489_1 - 19-00489_16, 2020/06

日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。

論文

A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。

報告書

リスクコミュニケーション実施上の課題の研究; 平成28年度(委託研究)

田中 勝*; 河原 長美*; 石坂 薫*; 大畑 ゆき*; 福池 伊織*; 川瀬 啓一; 時澤 孝之; 宮川 洋*; 石森 有

JAEA-Research 2018-001, 98 Pages, 2018/06

JAEA-Research-2018-001.pdf:2.49MB

平成28年度は、最近の一般廃棄物処分場の建設事例を調査し、環境保全・回復事業等が地域や一般に受け入れられるために必要な施策やコミュニケーションの条件を調査した。その結果、(1)事業者と地域との間で長期にわたる良好な関係が築かれていること、あるいは取り決めが存在すること、(2)事業者が立地選定や施設内容の決定プロセスにおいて複数代替案を合理的に検討し、地域に選定・決定理由の説明ができること、(3)計画公表後であっても、地域の関心や要望に応じて計画を変更できる余地があること、(4)事業が跡地利用を含む地域づくりに向けたコミュニケーションの契機となること、の重要性が示唆された。

論文

Seismic evaluation for a large-sized reactor vessel targeting SFRs in Japan

内田 昌人*; 宮川 高行*; 堂崎 浩二*; 近澤 佳隆; 久保 重信; 早船 浩樹; 鈴野 哲司*; 深沢 剛司*; 神島 吉郎*; 藤田 聡*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.380 - 386, 2018/04

近年開発における第4世代炉であるSFRについては、プール型の開発が主流であることはよく知られている。一般に、プール型は主要な一次系機器を原子炉容器に内包するよう炉心周辺に配置することから、ループ型に比べて原子炉容器径が相対的に大きくなる。また、実用炉への展開の観点からは、大出力化がターゲットとなり、原子炉容器径は更に大きくなり、ナトリウム冷却材インベントリの増加により更に重量化する。本紙では、大型化の観点から原子炉容器の直径をパラメータとして、座屈を防止するための耐震設計と耐熱設計の見通しについて述べる。加えて、大型容器の座屈損傷に対する余裕を確保するため、対策として有効な免震装置について提案する。

報告書

リスクコミュニケーション実施上の課題の研究; 平成27年度(委託研究)

田中 勝*; 青山 勲*; 石坂 薫*; 大畑 ゆき*; 福池 伊織*; 川瀬 啓一; 渡邊 雅範; 時澤 孝之; 宮川 洋*; 石森 有

JAEA-Research 2017-003, 65 Pages, 2017/06

JAEA-Research-2017-003.pdf:2.92MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターと福島環境安全センターは共同で、今後の跡措置や環境回復等の事業に関して、地域との継続性のある関係構築に必要な条件や、活動を通して得られる効果を把握するため、閉止鉱山及び産業廃棄物処分場でのリスクコミュニケーション事例を委託調査した。その結果、(1)地域におけるつながりや、つながりの場の形成、(2)既存のリソース(人員・土地・施設等)の活用、(3)地域における新たな価値の創出、(4)事業の安全性の担保や信頼の醸成に向けた取り組み、などによる、事業の安全性や周辺環境の健全性を長期的に確認できる仕組みや環境保全などについて学べる地域的フィールドの創成、が重要であることが示唆された。

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

Elaboration of the system based code concept; Activities in JSME and ASME, 1; Overview

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。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験(炉心確認試験)報告書「フィードバック反応度評価」

宮川 高行*; 北野 彰洋; 大川内 靖

JAEA-Technology 2014-008, 60 Pages, 2014/05

JAEA-Technology-2014-008.pdf:29.75MB

高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月に発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故後、運転を停止していたが、平成22年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開した。性能試験は、3段階にわけて実施していく計画であり、その最初の段階の炉心確認試験を78日間にわたって実施し、同年7月22日に終了した。炉心確認試験のうちフィードバック反応度評価では、一定量の制御棒引抜により炉心に正の反応度を印加し、「もんじゅ」炉心固有の負の反応度フィードバック特性と補助冷却設備の制御特性によって、原子炉出力やナトリウム温度などのプラントパラメータが安定に向かう様子を確認する「自己安定性の確認」を実施した。また、得られた試験データを用いて、炉心のフィードバック特性について定量的評価を試みた。

論文

Evaluation of feedback reactivity in Monju start-up test

北野 彰洋; 宮川 高行*; 大川内 靖; 羽様 平

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/03

2010年の「もんじゅ」性能試験(炉心確認試験)でフィードバック反応度測定試験を実施した。フィードバック反応度の2要素(出力及び原子炉入口冷却材温度に関する反応度)を出力と冷却材温度の測定データを反応度バランス式にフィティングして評価した。フィードバック反応度及びその2要素について、炉心内の温度分布を考慮した計算値を求め、測定値と比較した。フィードバック反応度の測定値と計算値は良好に一致することを確認した。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験(炉心確認試験)結果報告書

城 隆久; 後藤 健博; 矢吹 健太郎; 池上 和律; 宮川 高行; 毛利 哲也; 久保 篤彦; 北野 彰洋; 中川 浩樹; 川村 義明; et al.

JAEA-Technology 2010-052, 84 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-052.pdf:17.14MB

高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月に発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故後、運転を停止していたが、平成22年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開した。性能試験は、3段階に分けて実施していく計画であり、その最初の段階の炉心確認試験を78日間に渡って実施し、同年7月22日に終了した。炉心確認試験は、制御棒価値,プラント内外の空間線量当量率,冷却材やカバーガスの純度確認及び1次主冷却系循環ポンプのコーストダウン特性を測定する試験等、合計20項目の試験で構成される。平成22年5月8日に臨界を達成、長期停止・燃料交換後炉心でも十分な精度で臨界予測が可能であることを実証した後、国の使用前検査により安全上の技術基準を満足していることを確認した。その後、研究開発を目的とした試験を行い、おもに零出力炉物理特性(特に、Am-241を多く含む炉心の特性)の把握に資するデータを収集した。また、日本原子力学会を通じて大学等から提案のあった未臨界度の測定法を検討するための試験も実施するとともに、中性子計装の健全性確認のための測定や核出力校正の確認、1次主冷却系循環ポンプコーストダウン特性確認等を実施した。

口頭

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験(零出力炉物理試験),2; 臨界性・制御棒価値確認試験

矢吹 健太郎; 北野 彰洋; 福島 昌宏; 宮川 高行; 大川内 靖

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、ペリオド法及び置換法にて制御棒価値を求め、さらに制御棒校正曲線,原子炉の過剰反応度及び反応度停止余裕についても測定した。得られた測定結果について前回性能試験との比較並びに予測解析値との比較を行った。

口頭

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験(零出力炉物理試験),3; 炉内中性子源効果評価

加藤 優子; 宮川 高行; 影山 武; 沖元 豊

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、前回性能試験後から原子炉停止期間も含めて中性子計数率を継続して測定した。その結果から、原子炉停止期間中の外部中性子源(中性子源集合体のカリフォルニウム252)の減衰と燃料組成の変化(おもにプルトニウム241の崩壊)による影響を評価するとともに、燃料交換による計数率の増加についても検討した。

口頭

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験(零出力炉物理試験),4; 中性子計装健全性確認

高野 和也; 宮川 高行; 池上 和律; 北野 彰洋

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、中性子検出器の健全性を確認するため、広域中性子計装(WRM)のプラトー特性,ディスクリ特性、及び線源領域中性子計装(SRM)と広域中性子計装(WRM)との両者のオーバーラップ領域及び比例関係を確認するとともに、前回性能試験の結果と比較,検討した。

口頭

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験(零出力炉物理試験),8; フィードバック反応度評価

宮川 高行; 北野 彰洋; 村中 誠; 加藤 満也*; 大川内 靖

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、制御棒引抜により炉心に正の反応度を印加した後、操作を行わずに原子炉が安定な状態に静定する自己安定性を有していることを確認した。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅ炉心確認試験,2; 臨界性・制御棒価値確認試験

矢吹 健太郎; 北野 彰洋; 福島 昌宏; 宮川 高行; 大川内 靖

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験において、ペリオド法及び置換法にて制御棒価値を求め、さらに制御棒校正曲線,原子炉の過剰反応度及び反応度停止余裕についても測定した。得られた測定結果について前回性能試験との比較並びに予測解析値との比較を行った。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅ炉心確認試験,8; フィードバック反応度評価

宮川 高行; 北野 彰洋; 村中 誠; 加藤 満也*; 大川内 靖

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験において、制御棒引抜により炉心に正の反応度を印加した後、操作を行わずに原子炉が安定な状態に静定する自己安定性を有していることを確認した。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅ炉心確認試験,3; 炉内中性子源効果評価

加藤 優子; 宮川 高行; 影山 武; 沖元 豊

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験において、前回性能試験後から原子炉停止期間も含めて中性子計数率を継続して測定した。その結果から、原子炉停止期間中の外部中性子源(中性子源集合体のカリフォルニウム252)の減衰と燃料組成の変化(おもにプルトニウム241の崩壊)による影響を評価するとともに、燃料交換による計数率の増加についても検討した。

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