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論文

Proposal for maintenance optimization scheme based on system based code concept

矢田 浩基; 高屋 茂; 諸星 恭一*; 横井 忍*; 宮川 高行*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00044_1 - 23-00044_13, 2023/08

原子力発電所の合理的な保全計画を策定するには、各プラントの特性を考慮する必要がある。ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウムを扱う特殊性から検査上の制約が保全合理化の重要なポイントとなる。本研究では、リスク情報を活用して保全方針を策定する設計支援ツールである保全最適化スキームを提案した。保全最適化スキームは、システム化規格概念に基づくASME Boiler and Pressure Vessel Code, Code Case, N-875が基となっており、最適な保全方針を策定するための詳細な手順を提供するものである。さらに、保全最適化スキームを用いて次期高速炉の候補概念を対象に炉心支持構造物の保全方針設定に関する試評価を実施した。

論文

Proposal of detailed procedures of determining rational in-service inspection requirements based on system based code concept

矢田 浩基; 高屋 茂; 諸星 恭一*; 横井 忍*

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 9 Pages, 2022/08

原子力プラントの保全を合理化するためには、各プラントの特徴を考慮した検査要求を設定する必要がある。ナトリウム冷却型高速炉プラントにおいては、冷却材にナトリウムを用いることに起因する保全活動上の制約が存在し、保全合理化を検討する上で重要なポイントとなる。著者らはこれまでにシステム化規格(SBC)概念に基づく保全最適化スキームを提案している。同スキームの目的は、プラントの特徴を考慮した合理的な検査要求を設定するための手法を提供することである。本研究では、保全最適化スキームにおける検査要求の設定方法を具体化すると共に、日本で検討が進められている次期高速炉の炉心支持構造物を対象に試評価を実施した。

論文

Routing study of above core structure with mock-up experiment for ASTRID

高野 和也; 阪本 善彦; 諸星 恭一*; 岡崎 仁*; 儀間 大充*; 寺前 卓真*; 碇本 岩男*; Botte, F.*; Dirat, J.-F.*; Dechelette, F.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

仏実証炉ASTRIDにおいては、炉心の状態監視のため集合体出口温度や破損燃料検出のための計測設備が設置される。これらの計測用配管は炉心燃料集合体上部に設置され、炉上部機構(Above Core Structure: ACS)にて集約される。本検討では、ASTRID (1500MWth)におけるACSを対象に熱電対用配管と破損燃料検出用配管のレイアウトを3Dモデリングで検討するとともに、得られたレイアウト及び製作手順について検証するためにモックアップ試験を実施した。また、モックアップ試験を通じて製作性の観点から抽出された課題に対し、対応策を検討した。本検討は、ACSについて製作側から設計側へのフィードバックを提示するものであり、今後のACSの設計と製作性に係る知見拡大に貢献する。

口頭

JSFRにおける原子炉容器内の損傷燃料位置推定方策の検討

石川 信行; 近澤 佳隆; 諸星 恭一*; 山本 弘明*

no journal, , 

炉心損傷を伴うシビアアクシデントにおいて、再配置された損傷燃料の存在する位置やその量を計測できることは、事象の進展を把握する上では望ましい。本報では、炉心損傷事故時に再配置された損傷燃料の存在する位置や量を、損傷燃料による遮蔽解析と照合することにより高さ方向の複数位置に設置された中性子検出器の計測値により推定する方策についての検討結果を報告する。

口頭

ナトリウム冷却炉における日負荷追従運転の検討

相澤 康介; 近澤 佳隆; 諸星 恭一*; 久保 幸士*; 内田 昌人*

no journal, , 

ナトリウム冷却炉において、再生エネルギーとの共存を考慮した効率的なエネルギー供給の達成には、日負荷追従運転が有効である。本研究では、電気出力60万kWeのタンク型ナトリウム冷却炉を対象として、構造健全性の観点で日負荷追従運転の成立範囲を評価した。原子炉構造概念のうちホットプールとコールドプール間に設置され出力変動の熱影響が及ぶプレナム仕切円筒を対象に、日負荷追従運転時の低出力時の電気出力,出力変動時間,日負荷追従運転回数等をパラメータとして凡その成立範囲を評価した。具体的には、日負荷追従運転で生じる温度変動及び液位変動を入力条件として、商用解析コードABAQUSを用いた非定常温度解析及び熱応力解析によりプレナム仕切円筒のクリープ疲労損傷評価を実施した。評価の一例として、低出力時の電気出力50%、出力変動時間3時間、回数を約17000回に制限した場合に構造健全性評価を満足する見通しが得られた。これにより日負荷追従運転に対応可能なポテンシャルを有することを確認した。

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