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大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
渡壁 智祥; 森下 正樹
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 6 Pages, 2018/07
現行の配管耐震設計規格の代替規定として、新たな事例規格が日本機械学会傘下の委員会において策定中である。本規格では、塑性による応答低減効果を見込んだ簡易解析を設計に取り入れることが検討されている。本研究では、簡易解析の適用性について解析的に検討した。応答スペクトル解析と応力係数による簡易計算に基づく現行設計解析に含まれる余裕を付加減衰の観点で定量的に評価した。
渡壁 智祥; 中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 森下 正樹; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
合理的な配管耐震規格が日本機械学会の中の枠組みで開発されている。本耐震規格は、現行の弾性仮定の設計解析法を弾塑性解析法で代替できることを規定するものである。ここでは、弾塑性解析結果のばらつきやその要因を調査する目的で実施したベンチマーク解析結果について報告する。
渡壁 智祥; 月森 和之; 北村 誠司; 森下 正樹
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(2), p.021801_1 - 021801_10, 2016/04
被引用回数：8 パーセンタイル：35.17(Engineering, Mechanical)配管の終局強度や破損様式を把握することは、設計評価の信頼性及び合理化の観点から重要である。軽水炉で使用される外径/板厚比が比較的小さい厚肉配管については、破損様式が疲労破壊であることが過去の検討によって示されてきたが、外径/板厚比が比較的大きい高速炉用薄肉配管の破壊試験データはほとんどない。本研究では、高速炉で用いられる薄肉配管の破損様式を把握するために実施した動的破壊試験結果について報告する。結果から、地震荷重下での薄肉配管の破損様式は疲労であることを示し、現行の配管設計評価には、大きな余裕が含まれていることを確認した。
上出 英樹; 大島 宏之; 堺 公明; 森下 正樹
Handbook of Generation IV Nuclear Reactors, First Edition, p.283 - 307, 2016/00
本書は第4世代炉の世界における開発進捗をとりまとめ、2016年にハンドブックとして発行したもの。著者らは第11章としてナトリウム冷却高速炉の日本における開発状況を解説した。特にJapan sodium-cooled fast reactor (JSFR)の概念を中心に研究開発の成果と革新技術、東京電力福島第一原子力発電所事故を受けた安全性の強化の取組を示した。
高屋 茂; 浅山 泰; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 仲井 悟; 森下 正樹
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 1(1), p.011004_1 - 011004_9, 2015/01
システム化規格概念に基づきプラントの特徴を考慮した効果的かつ合理的なISIの実現のために、新しいISI要求の決定手法を提案した。提案手法は、構造健全性に着目した評価とプラントの安全性の観点から欠陥の検出性に着目した評価の二つからなる。なお、欠陥検出性が十分でない場合には、十分に保守的な仮定の下での構造健全性評価が要求される。また、原型炉もんじゅに対する評価を実施し、提案手法が実機への適用性を有していることを示した。
浅山 泰; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 岡島 智史; 永江 勇二; 高屋 茂; 鬼澤 高志; 月森 和之; 森下 正樹
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07
本報は、JSFRの構造規格基準開発に係る活動を概観したものである。ナトリウム冷却型高速炉の特徴を最大限に生かすために、設計
維持において必要となる一連の規格、すなわち、溶接規格、維持規格、破断前漏えい(LBB)評価規格、静的機器構造信頼性評価ガイドラインをシステム化規格概念に基づき体系的に開発している。これらの規格を日本機械学会規格として2016年を目途に発刊することを目指している。
浅山 泰; 高屋 茂; 森下 正樹; Schaaf, F.*
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 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概念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4報である。本報では、ASMEボイラーおよび圧力容器規格委員会にJSMEとASMEの共同で設置されたJoint Task Group for System Based Codeにおいて開発中のASMEボイラーおよび圧力容器規格Section XI Division 3(液体金属炉の供用期間中検査規定)の代替規定の技術的内容について述べる。システム化規格概念に基づき、プラントの特徴に応じたフレキシブルな検査要求を設定するものである。
浅山 泰; 永江 勇二; 若井 隆純; 月森 和之; 森下 正樹
Proceedings of ASME Symposium on Elevated Temperature Application of Materials for Fossil, Nuclear, and Petrochemical Industries (ETAM2014), p.296 - 302, 2014/03
本報ではJSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)に適用する高温構造設計規格体系の開発の現状について紹介する。これまでの研究開発成果に基づき、JSFR用候補材料である316FR鋼および改良9Cr-1Mo鋼が新たに日本機械学会発電用原子力設備規格設計・建設規格第II編高速炉規格に登録された。今後、2016年の次期主要改訂に向けて、時間依存型許容値の500,000時間までの拡張および対応する設計評価法の高度化を行うことに加え、設計・建設規格以外に必要な規格等、すなわち、溶接規格、維持規格、破断前漏えい評価規格、機器構造信頼性評価ガイドラインを策定し高速炉用規格体系を整備すべく、研究開発および規格化活動を進めてゆく。
渡壁 智祥; 北村 誠司; 月森 和之; 森下 正樹
Transactions of the 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-22) (CD-ROM), 10 Pages, 2013/08
配管の終局強度や破損様式を把握することは、設計評価の信頼性及び合理化の観点から重要である。本件では、高速炉で用いられる外径/板厚比が比較的大きい薄肉配管の破損様式を把握するために実施した動的破壊試験結果について報告する。
北村 誠司; 森下 正樹; 矢花 修一*; 平田 和太*; 梅木 克彦*
Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/07
The ultimate behavior test was performed using one of the world largest three-dimensional shaking tables "E-Defense" of National Research Institute for Earth Science and Disaster Prevention of Japan. Test specimen consists of concrete blocks, reinforced concrete walls and isolation layer with six laminated rubber bearing with lead plug (LRB). The diameter of the LRB is 505 mm that reduced prototype dimensions to about 1/3. In this paper, details of the test specimen including the LRB and loading conditions are described. Response behavior of the test specimen under design ground motions is also reported. The response acceleration of a horizontal direction measured at the upper structure of the specimen was reduced. Prior to the ultimate behavior tests with strong input waves, the response reduction functions of the test specimen under design ground motions were confirmed.
丹羽 元; 青砥 紀身; 森下 正樹
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.62 - 70, 2007/09
After selecting the combination of the sodium-cooled fast reactor (SFR) with oxide fuel, the advanced aqueous reprocessing and the simplified pelletizing fuel fabrication as the most promising concept of FR cycle system, Feasibility Study on Commercialized Fast Reactor Cycle Systems was finalized in 2006. Instead, a new project, Fast Reactor Cycle Technology Development Project (FaCT Project) was launched in Japan focusing on development of the selected concepts. This paper describes the current status and perspective of the advanced loop type SFR system in the FaCT Project, especially on the design requirements, current design as well as the related innovative technologies together with the development roadmap. Some considerations on advantages of the advanced loop type design are also described.
浅山 泰; 柴本 宏*; 大谷 知未*; 森下 正樹
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04
システム化規格概念は原子力プラント機器の材料,設計,製作,据付,検査,運転,供用期間中検査,補修,取替えにかかわる技術的選択肢に対応して、適切な裕度を設定する方法論を与えるものである。これにより、機器の総合裕度をあるべき水準に設定することができる。著者らはこの概念が配管のエンドキャップやノズルなどの比較的単純な機器にうまく適用できることを既に示した。本論文では、このシステム化規格概念の、よりプラント設計とのかかわりの深い複雑な機器への適用性について検討した。軽水炉の再生熱交換器相当の機器を例として設定して検討を行った。この結果、このような複雑な機器に対しても本概念を適用することにより、既存の規格・基準では許容されない最適化も可能になることを明らかにすることができた。さらに、今後システム化規格の開発を進めるうえでの課題についても述べた。
井上 和彦*; 柴本 宏*; 高橋 健司; 生玉 真也*; 森下 正樹; 青砥 紀身; 笠原 直人; 浅山 泰; 北村 誠司
日本原子力学会誌, 48(5), p.333 - 338, 2006/05
我が国の発電用新型炉である高速増殖炉(FBR)の実用化には、経済性,安全性を同時に満足する合理的設計が要求される。高温・低圧で運転されるFBRは、冷却材温度変動によって生じる熱応力が緩和しやすい薄肉の構造が有利になるが、薄肉化を進めると剛性の低下によって耐震性が損なわれることから、耐熱荷重設計と耐震設計の調和がFBR構造設計の要諦となる。FBR実用化に向けては、プラントの建設コスト低減を目指して小型で簡素な機器設備が計画されている。この計画に対し、従来の設計手法では熱荷重と地震荷重による応力の両者が厳しくなり、構造成立性を見通すことが難しくなる。さらに、将来的には設計上想定すべき地震動が引き上げられる方向にある。そこで、これらに対処するため、熱応力に対する耐性に優れるFBR用高クロム鋼,高温で生じる非弾性変形解析法や熱荷重設定法を含む高温構造設計法,設計・製作・運転を包括的に最適化するシステム化規格、これに加え地震荷重による制約を解決する3次元免震技術の開発を進めた。本研究は、「FBRサイクル実用化戦略調査研究」において、有望プラント概念の2005年度提示を目的とし実施したものである。その中で、20002004年度実施の経済産業省受託研究「発電用新型炉技術確証試験」により、構造設計の実現性を見通しを示すために開発した技術成果を紹介する。これらの成果は、今後、検証データを蓄積し将来の規格・基準類化を促進するため暫定指針類として体系化した。
渡邊 和弘; 高柳 智弘; 奥村 義和; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 柏木 美恵子; 森下 卓俊; 谷口 正樹
JAEA-Technology 2005-002, 19 Pages, 2006/01
JAEA-Technology-2005-002.pdf:2.34MB
高エネルギー負イオン加速器の単純化開発の初期試験として、負イオン引き出し部電極と接地電極から構成したギャップ長0.5mの単段多孔型加速電極による負イオン加速試験を行った。本加速電極を用いて長ギャップ耐電圧特性の測定及び改良を実施した後、水素負イオンビームの加速を行い、以下の結果を得た。長ギャップにおける負極高電位部の電界緩和は、放電破壊を防止する観点で短ギャップの場合に比べてより重要であることがわかった。一方、接地電極側の電界集中部分に関する電界緩和は、耐電圧性能向上にほとんど寄与しないことを確認した。水素ガス導入による耐電圧上昇が従来の5段加速系と同様に観測されたが、耐電圧上昇の効果は5段加速系より顕著であり、ガスの導入により300kV以上の耐電圧上昇が得られた。また、真空放電からグロー放電への遷移領域の圧力距離積(p
d積)は、ほぼ0.2Pamであり、ほかのギャップ長での測定値とよく一致することを確認した。14mm
の引き出し孔25個から水素負イオンを引き出し、500keV, 300mA(82A/m
)、パルス幅1秒の負イオンビームを安定に加速した。
) in 4
-SiC determined by pulsed ENDOR水落 憲和*; 山崎 聡*; 瀧澤 春喜; 森下 憲雄; 大島 武; 伊藤 久義; 梅田 享英*; 磯谷 順一*
Physical Review B, 72(23), p.235208_1 - 235208_6, 2005/12
被引用回数：51 パーセンタイル：83.20(Materials Science, Multidisciplinary)炭化ケイ素(SiC)半導体中のSiサイトの空孔型欠陥( )のスピン(S)多重度と荷電状態をパルス電子-核二重共鳴法(ENDOR)を用いて決定した。試料にはn型の六方晶SiC(4-SiC)を用い、3MeVの電子線を4
10
/cm照射することで を導入した。電子スピン共鳴(ESR)測定により非常に強い
Siの超微細相互作用(HF)が観測された342.3mTでのパルスENDOR測定を行い、得られたシグナルを電子スピン及び核スピンのゼーマン分裂,HF分裂を考慮して解析した結果、 はこれまで提唱されていた中性空孔ではなく、荷電状態-1,スピン状態S=3/2のSi空孔であると同定できた。
ion beam in a large negative ion source花田 磨砂也; 関 孝義*; 高戸 直之*; 井上 多加志; 森下 卓俊; 水野 貴敏*; 畑山 明聖*; 今井 剛*; 柏木 美恵子; 坂本 慶司; et al.
Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.311 - 317, 2005/11
被引用回数：8 パーセンタイル：47.71(Nuclear Science & Technology)原研10A負イオン源を用いて、JT-60U負イオン源の問題点の1つである負イオン源内の負イオン密度の空間的不均一の原因について、実験的に調べた。測定の結果、ビームの空間分布はJT-60U負イオン源同様フィルター磁場に対して垂直な高さ方向(長手方向)に非対称であり、上半分領域の強度は下半分の約60%80%程度であった。また、この時のプラズマ電極近傍の電子温度は高さ方向に対して均一なフィルター磁場を形成しているにもかかわらず不均一であり、上半分領域では13.5eVで、下半分領域ではほぼ1eV一定であった。高速電子の軌道を計算した結果、この高い電子温度の原因はカソードから放出した高速電子がイオン源の上部壁近傍に存在する10Gauss以下の領域を通って、フィルター磁場を飛び越えて、プラズマ電極に漏れ出すためであることが明らかになった。そこで、プラズマ電極への高速電子の漏れ出しを抑制するために、計算で予測された位置に、5cm5cmの閉止板を取り付けた。その結果、イオン源上部の電子温度は1eV程度まで減少し、上半分領域における負イオンビームの一様性も大きく改善され、20%程度ビーム電流値が増加した。本研究により、負イオン密度の不均一性の原因の一つは高速電子のプラズマ電極への漏洩であることが明らかになった。
井上 多加志; 谷口 正樹; 森下 卓俊; 大楽 正幸; 花田 磨砂也; 今井 剛*; 柏木 美恵子; 坂本 慶司; 関 孝義*; 渡邊 和弘
Nuclear Fusion, 45(8), p.790 - 795, 2005/08
原研では、1MeV加速器と大型負イオン源の開発を推進してきた。本論文はITER NBシステムの実現に向けた1ステップである、以下の開発の進展を報告する。(1)加速器開発:耐電圧性能の向上により、Hイオンの1MeV級エネルギー加速試験が進展している。1MeV, 100mA級Hイオンビームを実用規模である100A/m程度の電流密度で発生しており、イオン源の調整により、電流密度のさらなる増大が見込まれる。(2)大型負イオン源開発:既存負イオンNBシステムにおいては、負イオンの空間一様生成がNB入射性能を左右する要因となっている。本研究では、磁気フィルターから局所的に洩れ出た高速電子が負イオン源引き出し領域に生成した負イオンを破壊していることを明らかにした。本論文では、幾つかの対応策とその試験結果についても報告する。
井上 多加志; 谷口 正樹; 森下 卓俊; 大楽 正幸; 花田 磨砂也; 今井 剛*; 柏木 美恵子; 坂本 慶司; 関 孝義*; 渡邊 和弘
Nuclear Fusion, 45(8), p.790 - 795, 2005/08
被引用回数：23 パーセンタイル：57.42(Physics, Fluids & Plasmas)本論文では、ITER NBIシステムを実現するために原研が行ってきた、1MeV加速器と大型負イオン源の開発研究に関する以下の成果を報告する。(1)加速器開発:耐電圧性能の向上により、HイオンのMeV級加速試験が進展した。これまでに、1MeV, 100mA級Hイオンビームを実用規模である100A/m程度の電流密度で発生しており、イオン源運転条件の調整により、さらなる電流密度の増大が見込まれる。(2)大型負イオン源開発:従来、大面積引き出し面上に生成する負イオンの一様性が問題となっていたが、本研究により、磁気フィルターから局所的に漏れ出た高速電子が負イオン引き出し部に生成した訃音を破壊していることが明らかになった。本論文では、高速電子漏洩の遮断による一様性改善の結果を報告する。
森下 正樹; 青砥 紀身; 笠原 直人; 浅山 泰; 中村 協正*; 井上 和彦*; 長島 英明*
JNC TY9400 2005-012, 2351 Pages, 2005/07
JNC-TY9400-2005-012-1.pdf:135.59MBJNC-TY9400-2005-012-2.pdf:63.18MB
安全で経済的な実用高速炉の実現に向けて、構想計画技術を確立するため、核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電(原電)は、平成12年度より5年間、高温構造設計手法高度化に関する共同研究を実施してきた。本年度は、昨年度より継続して(1)実用化構造設計基準(2)新材料の基準化(3)システム化規格の検討を行った。また、最終年度であるので、5年間の成果を下記のように「実用高速炉高温構造設計方針(暫定案)」、「FBR用12Cr鋼候補仕様材 材料強度基準(暫定案)」等にまとめた。なお、本成果の中には、原電が経済産業省より受託し、JNCがその実施に協力した「発電用新型炉技術確証試験」の成果が含まれている。1.実用化構造設計基準の検討 2.新材料の基準化の検討 3.実用規格体系(システム化規格)の検討
