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論文

Development of the buckling evaluation method for large scale vessel by the testing of Gr.91 vessel subjected to horizontal and cyclic vertical loading

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 宮崎 真之

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げ、およびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、新しい材料(改良9Cr-1Mo鋼)の円筒試験体に対して水平荷重に加えて繰返し鉛直荷重を負荷する条件等を付した座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。また、有限要素法解析により座屈荷重に対する溶接残留応力の影響はほとんどないことを検証した。

論文

Development of the buckling evaluation method for large scale vessel by the testing of Gr.91 vessel subjected to vertical and horizontal loading

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 宮崎 真之

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08

高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げおよびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、新しい材料(改良9Cr-1Mo鋼)に対して一連の座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。また、弾塑性座屈解析で評価された座屈挙動に関して、応力-ひずみ関係と試験容器の初期不整を考慮することにより、各試験結果を適切にシミュレーションできることを示した。

論文

改良9Cr-1Mo鋼製円筒容器の耐震座屈評価法に関する研究

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 久保 幸士*; 佐藤 健一郎*; 若井 隆純; 下村 健太

日本機械学会M&M2017材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.591 - 595, 2017/10

次世代高速炉の容器は、容器径が増大し、相対的に薄肉化することに加え、近年の想定地震荷重の増大に対応するため水平免震化されることにより、長周期の水平地震荷重が負荷された状態で、相対的に大きな鉛直荷重を繰り返し受けることになる。加えて、容器材料として、従来のオーステナイト系ステンレス鋼のほか、高降伏応力かつ加工硬化係数の小さい改良9Cr-1Mo鋼の適用も見込まれる。高速炉高温構造設計規格で規定されている座屈評価法は、厚肉容器の塑性座屈を主対象としており、繰返し荷重の影響も考慮されていない。そこで、既往研究の知見も踏まえ、薄肉円筒容器構造の軸圧縮、曲げ、せん断の弾性座屈とそれらの相互作用、および鉛直荷重の繰返し負荷による座屈荷重低下を考慮でき、かつ改良9Cr-1Mo鋼製容器にも適用可能な新たな座屈評価式を提案し、改良9Cr-1Mo鋼製円筒容器に対する座屈試験と数値解析を実施し、当該座屈評価法の適用性と解析精度を検討した。

論文

Development of the main components for JSFR

黒目 和也*; 村上 久友*; 辻田 芳宏*; 二神 敏; 早船 浩樹

Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.637 - 644, 2010/06

The Japan Atomic Energy Agency(JAEA), Mitsubishi FBR Systems, Inc (MFBR) and Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. (MHI) have been cooperated to study the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) in the Fast Reactor Cycle Technology Development (FaCT) project. In order to improve the economic of commercialized FBR plant, many innovative design concepts are adopted and started to investigate. For example, two-loop piping system and integrated IHX/pump are adopted to reduce the number of components and volume of the building. And double-walled tube SG is adopted to improve the reliability. In the FaCT project, these concepts have been studied, and many tests and evaluation have been carried out. In this report, our activities for the main components of JSFR such as two-loop piping system, integrated IHX/Pump, and steam generator are summarized.

口頭

高速増殖実証炉に向けた概念検討と関連技術開発,3; 高速炉用高クロム鋼製SG主要構造の開発

二神 敏; 早船 浩樹; 江沼 康弘*; 小雲 信哉*; 平山 智之*; 村上 久友*

no journal, , 

JSFRのSGは、直管2重伝熱管型を採用し、主要構造の材料として、高い伝熱性能と低熱膨張の観点から改良9クロム鋼を採用した。伝熱管は、Na-水バウンダリの2重化を指向し、製作性,ギャップ部の通気制限等の観点から密着2重管とする。また、伝熱管束と胴の熱伸び差を吸収するため、胴下部には胴と同材の高クロム鋼リング鍛鋼品の切削加工によるCSEJを設置する。さらに、管-管板継手は、検査が可能なスタブ部の突き合せ溶接と水リーク率を抑制するための管板貫通部の拡管からなる構造とする。本発表では、現在開発中であるこれらSG主要構造に関する試作試験等による実機の製作性見通しについて報告する。

口頭

高速増殖炉の炉心耐震性評価手法の開発

村上 久友; 北村 誠司; 山澤 知之*; 碇本 岩男*; 菅 太郎*

no journal, , 

高速増殖炉における耐震性評価手法の整備の一環として、地震時の炉心群振動挙動を考慮した投入反応度評価手法を開発している。今回、全炉心を対象とした3次元の群振動解析結果を用いて投入反応度を評価する方法を構築した。この手法により、過度に保守側になることなく、現実的な投入反応度量の予測が可能となる。

口頭

水平及び鉛直荷重を受ける改良9Cr-1Mo鋼製円筒容器の座屈評価法に関する研究,2; 繰返し負荷した鉛直荷重や、軸圧縮, 曲げ, せん断座屈の相互作用が座屈荷重に及ぼす影響について

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 宮崎 真之

no journal, , 

高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮, 曲げおよびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、検討中の評価手法の適用性を検証するために、新しい材料(改良9Cr-1Mo鋼)に対して一連の座屈試験と有限要素法解析を実施した。その結果、提案式による評価は、試験の座屈荷重に対して保守的であることが確認できた。また、弾塑性座屈解析で評価された座屈挙動に関して、応力-ひずみ関係と試験容器の初期不整を考慮することにより、各試験結果を適切にシミュレーションできることを示した。

口頭

タンク型SFRにおける地震時制御棒挿入性の検討

高野 和也; 加藤 篤志; 内田 昌人*; 村上 久友*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の制御棒は、制御棒案内管内において径方向に拘束されておらず、地震時に周辺構造物との相対変位が生じる。その相対変位に伴い制御棒案内管や制御棒駆動機構支持管といった周辺の原子炉内構造物と接触して3点支持拘束が発生し、地震時の制御棒挿入性に影響を及ぼすことが懸念される。これまで国内への適用性検討を行ってきた600MWe級のタンク型ナトリウム冷却高速炉の原子炉構造を対象に、地震時の制御棒相対変位量を評価し、3点支持拘束が発生する相対変位量と比較することで、地震時の制御棒挿入性について確認した。その結果、評価対象としたタンク型ナトリウム冷却高速炉における地震時の制御棒相対変位量は、主炉停止系及び後備炉停止系共に3点支持拘束が発生する相対変位量を下回り、地震時における3点支持拘束の発生を防止できる見通しが得られた。また、制御棒挿入性評価に対する裕度向上策を検討した。

口頭

3次元免震装置を適用したタンク型SFRの原子炉構造概念の検討

内田 昌人*; 宮川 高行*; 村上 久友*; 鈴野 哲司*; 山本 智彦

no journal, , 

タンク型ナトリウム冷却高速炉(SFR)の原子炉建屋にわれわれが提案する3次元免震装置を適用した場合の原子炉構造概念を検討するとともに、水平免震装置の場合との比較によりその地震応答低減による原子炉構造の耐震裕度向上等の効果を明らかにした。

口頭

水平及び鉛直荷重を受ける円筒容器の座屈強度に及ぼす初期不整形状の影響に関する研究

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 安藤 勝訓; 宮崎 真之

no journal, , 

高速炉の容器を大型化することに伴う直径と板厚の比の増加や免震設計への適用に対応するため、軸圧縮,曲げおよびせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価方法を開発している。本研究では、弾塑性解析により容器全体にわたる長波長の初期不整形状の座屈強度への影響を評価し、新たに提案する座屈評価式の適用性評価及び初期不整量を評価する際のゲージ長の検討を実施した。また、溶接による局所変形・残留応力についても、同様に解析により座屈強度への影響を評価した。

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