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近藤 恭弘; 地村 幹; Cicek, E.*; 福井 佑治*; 二ツ川 健太*; 不破 康裕; 後藤 陸斗*; 平野 耕一郎; 石川 将樹*; 伊藤 崇; et al.
Proceedings of 22nd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.124 - 129, 2026/03
J-PARCリニアックではさまざまなアップグレード計画が進行中であり、その中でも繰り返し周波数倍増計画は最も重要なものである。現在、リニアックは400MeVの負水素イオンビームを、3GeVシンクロトロン(RCS)へ25Hzの繰り返し周波数で供給している。しかし、RCSと計画中の陽子ビーム照射施設の両方に同時にビームを供給するためには、繰り返し周波数を25Hzから50Hzに引き上げる必要がある。照射施設へのビームライン建設に先立ち、2025年5月に現状可能な範囲でのリニアック機器の50Hz動作検証を実施した。また、J-PARC加速器における最も重要な安全装置の一つである粒子数カウンターシステムについても、50Hz動作の検証を行った。その結果、重大な問題は確認されず、今後予定されている50Hzビーム加速実証に向けた準備が整った。本論文では、J-PARCリニアックにおけるビーム加速を伴わない50Hz動作実証の詳細について述べる。
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。
森下 正樹; 大谷 章仁*; 中村 いずみ*; 渡壁 智祥; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021203_1 - 021203_14, 2020/04
被引用回数：17 パーセンタイル：61.35(Engineering, Mechanical)弾塑性応答解析とひずみ基準の疲労評価を用いた配管系の耐震設計に関する事例規格が日本機械学会から発行された。この手法によれば、塑性による配管系の応答低減効果を直接考慮することができるので従来の方法に比べて合理的な評価が可能となる。事例規格は2種類の疲労評価基準を与えている。ひとつは弾塑性応答解析から求められる相当ひずみ振幅の最大値を制限するもので、他方は弾塑性応答解析による相当ひずみの時刻歴から疲労累積係数を求め、これを制限するものである。事例規格はまた、弾塑性応答解析について、標準的な推奨解析手法を示している。本論文では、弾塑性応答解析によって評価をした場合の安全裕度について定量的な評価を行っている。
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。
中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 森下 正樹; 白鳥 正樹*; 渡壁 智祥; 渋谷 忠弘*
Proceedings of the ASME 2017 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
A Code Case in the framework of the Nuclear Codes and Standards of Japan Society of Mechanical Engineers (JSME) is currently under development to incorporate seismic design evaluation methodologies for piping systems by detailed inelastic response analysis and strain-based fatigue criteria as an alternative design rule to the current rule, in order to provide a more rational seismic design evaluation by taking directly the response reduction due to plasticity energy absorption into account. In this paper, the results of the parametric analyses and the variation in the elastic-plastic analysis are discussed.
森下 正樹; 大谷 章仁*; 渡壁 智祥; 中村 いずみ*; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*
Proceedings of the ASME 2017 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
A Code Case in the framework of the Nuclear Codes and Standards of Japan Society of Mechanical Engineers (JSME) is currently under development to incorporate seismic design evaluation methodologies for piping systems by detailed inelastic response analysis and strain-based fatigue criteria as an alternative design rule to the current rule, in order to provide a more rational seismic design evaluation by taking directly the response reduction due to plasticity energy absorption into account. Some discussions are provided on the adequacy of additional damping in the simplified inelastic analysis and the safety margin and reliability of fatigue evaluation by the detailed inelastic response analysis provided in the Code Case.
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 the ASME 2017 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：33.81(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。
浅山 泰; 高屋 茂; 森下 正樹
Proceedings of the ASME 2012 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2012) (DVD-ROM), 6 Pages, 2012/07
システム化規格概念は、我が国における高速炉向け規格体系構築の基本概念となっている。本概念は現在米国機械学会(ASME)でも、Section IIIとSection XIを統合し、より柔軟な設計やメンテナンスを実現するうえで必須の概念として大きく期待され技術的議論が盛んに行われている。本論文はASMEボイラー及び圧力容器規格へ本概念を適用し、規格案を作成するための構想について、その中で用いられるコア技術である構造信頼性評価と破損規模限定解析の概要を含めて述べたものである。ASMEでは、近い将来にシステム化規格概念に基づく規格案作成作業が開始されると思われる。
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.
笠原 直人; 中村 協正; 森下 正樹; 柴本 宏; 井上 和彦*
Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.287 - 298, 2008/02
被引用回数：12 パーセンタイル：59.11(Nuclear Science & Technology)高速炉の実用化には、信頼性と経済性に優れたプラントシステムの開発が不可欠である。そのため、日本原子力研究開発機構と日本原子力発電は、共同でこのような要件を満たすプラント像の創出に向け、「FBRサイクル実用化戦略調査研究」を実施している。そのなかで、高温,低圧,薄肉構造等高速炉の特性を考慮した合理的な構造設計技術の確証及びそれらを踏まえた構造設計基準体系の確立が、経済性を向上させるうえでの枢要課題の一つとして摘出されている。これを受けて、実用化高速炉のプラント機器の特徴を活かし、合理的な設計を可能とする「実用化高速炉構造設計基準(略称FDS=Fast Reactor Structural Design Standard)策定のための研究開発を実施している。主要開発課題は、機器の使用条件に応じて合理的健全性評価を行うための「破損クライテリアの高度化」,高温機器の非弾性変形を精度良く評価するための「非弾性設計解析に関するガイドライン」、及び高温低圧条件での支配荷重を設定するための「熱荷重設定に関するガイドライン」の整備である。以上の開発に関する主要研究テーマを紹介する。
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。
