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論文

Research and development of three-dimensional isolation system for sodium cooled fast reactor, 7; Development summary of three-dimensional isolation system

渡壁 智祥; 山本 智彦; 岡村 茂樹; 宮崎 真之; 宮川 高行; 内田 昌人*; 平山 智之*; 杣木 孝裕*; 湯川 正貴*; 深沢 剛司*; et al.

Proceedings of ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/07

ナトリウム冷却高速炉では、薄肉の機械部品や配管の耐震安全性を厳しい設計地震レベルで確保するため、3次元免震装置を開発している。開発成果の進捗をシリーズ(Part7$$sim$$Part9)発表する。Part7では、研究開発の全体概要、各要素を組み立てた状態での3次元免震装置の試験計画、および構成要素の性能について紹介する。Part8では、各要素を組み立てた状態での3次元免震装置の性能を負荷試験を通じて調査した。Part9では、試験結果で得た知見に基づき検証した解析モデルによる3次元免震装置の効果を報告する。

論文

Current status of development in the 3D seismic isolation applied to SFRs

山本 智彦; 渡壁 智祥; 宮崎 真之; 岡村 茂樹; 宮川 高行; 横井 忍*; 深沢 剛司*; 藤田 聡*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00393_1 - 23-00393_21, 2024/04

A sodium-cooled fast reactor (SFR) considers adopting 3-dimensional seismic isolation devices for withstanding seismic loads not only horizontal but also vertical direction. A seismic isolation device consists of a laminated rubber bearing and horizontal oil dampers for horizontal direction, coned disc springs and vertical oil dampers for vertical direction, respectively. In order to investigate the performance of each component and the feasibility of integrated system for SFR, the experiments such as load-displacement tests, vibrating tests, etc., to each component of seismic isolation devices and seismic response analysis are carried out. As those experimental results, the mechanical characteristics of each component and the devices are grasped, then it is demonstrated that components and devices have expected performances to reduce the seismic loading within the design range. As the analytical results of seismic response, it is indicated that this 3-dimesional seismic isolation device and system can reduce the seismic response on horizontal and vertical simultaneously. Based on the analytical studies and experimental results, the feasibility of newly developed 3-dimensional seismic isolation system is obtained and the prospect of practical application of 3D seismic isolation system for fast reactor is implied in this paper.

論文

3次元免震装置を適用した耐震設計と利用法

山本 智彦; 岡村 茂樹; 平山 智之*; 杣木 孝裕*

配管技術, 65(13), p.1 - 4, 2023/11

将来のナトリウム冷却高速炉の耐震性向上に向けて、3次元免震装置の研究開発を実施している。本稿においては、装置の概要とその利用方法について紹介する。

論文

高速炉向け3次元免震システムの研究開発(1/2縮尺サイズの試験体を用いた静的特性に関する試験的検討)

深沢 剛司*; 平山 智之*; 横井 忍*; 廣田 昭彦*; 杣木 孝裕*; 湯川 正貴*; 宮川 高行; 内田 昌人*; 山本 智彦; 宮崎 真之; et al.

日本機械学会論文集(インターネット), 89(924), p.23-00023_1 - 23-00023_17, 2023/08

ナトリウム冷却高速炉の耐震性向上の観点で研究開発を進めている3次元免震装置開発に関して、そのシステムの概要を述べるとともに、1/2縮尺試験体を用いた静的載荷試験結果について、その知見を述べる。

論文

Status of development in the 3D seismic isolation applied to SFRS

山本 智彦; 渡壁 智祥; 宮崎 真之; 宮川 高行*; 横井 忍*; 岡村 茂樹*; 深沢 剛司*; 藤田 聡*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

A sodium-cooled fast reactor (SFR) considers adopting 3-dimensional seismic isolation devices for withstanding seismic loads not only horizontal but also vertical direction. In order to investigate the performance of each component and the feasibility of integrated system for SFR, the experiments to each component of seismic isolation devices and seismic response analysis are carried out. As those experimental results, the mechanical characteristics of each component and the devices are grasped. As the analytical results of seismic response, it is indicated that this 3-dimesional seismic isolation device and system can reduce the seismic response on horizontal and vertical simultaneously. Based on the analytical studies and experimental results, the feasibility of newly developed 3-dimensional seismic isolation system is obtained and the prospect of practical application of 3D seismic isolation system for fast reactor is implied in this paper.

論文

Vibration test and fatigue test for failure probability evaluation method with integrated energy

木下 貴博*; 岡村 茂樹*; 西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一; 二神 敏; 深沢 剛司*

Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 7 Pages, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR)で、原子炉容器のような重要な機器の地震評価は、地震リスク評価(S-PRA)において、原子炉容器のような重要な機器の破損を評価できる評価方法は必要である。疲労破損と機器に累積した振動エネルギーの関係は、過去の研究において確かめられている。また、振動エネルギーによる破損評価は検討されている。本研究では、地震時に機器に累積する振動エネルギーを評価した破損確率評価手法を開発する。

論文

Response reduction effect of seismic isolation system considering uncertainty parameters for seismic margin assessment

山野 秀将; 岡村 茂樹*

Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 9 Pages, 2022/07

地震波を基に免震システムの有無で配管に対する地震応答解析を実施した。本研究では、既往研究に基づいて不確かさパラメータを設定することによってフラジリティ解析を実施した。解析結果を比較すると、免震技術はクリフエッジ効果を防ぐのに有効であることを示した。言い換えれば、免震プラントの耐震余裕は非免震プラントに比べて1.2倍大きい。応答低減効果を評価するため、本研究では不確かさパラメータとして機器の応答係数に着目した。物理的にありうる範囲で不確かさを考慮しても、免震プラントのHCLPF(5%破損確率相当95%信頼度値)は非免震プラントより2倍ほど高く、免震プラントに対して応答低減効果は有意であることが分かった。以上より、免震技術がクリフエッジ効果を避けるのに有効であることが示された。

論文

皿ばねを利用した上下用復元力装置に関する研究; 皿ばねユニットの最適組合せおよび履歴ループの同定方法に関する検討

深沢 剛司*; 杣木 孝裕*; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 山本 智彦; 石塚 太*; 鈴野 哲司*; 岡村 茂樹*; 藤田 聡*

構造工学論文集,B, 68B, p.462 - 475, 2022/04

The authors developed a three-dimensional seismic isolation system to ensure isolation performance in the vertical and horizontal directions. This isolation system is required for a large-scale disc spring to achieve both the support and isolation functions. This paper describes an optimal combination method of disc springs to absorb the variance caused by the manufacturing process by calibrating the combination using a metaheuristic algorithm. Moreover, a method to identify the variables of the hysteresis loops caused by the combined disc springs is proposed using the metaheuristic algorithm. The applicability of these methods is verified using the static loading tests data obtained by a large-scale disc spring that expands the dimensions defined by the JIS B 2706:2013 and the ISO 19690-1:2017. This paper demonstrates that the proposed method can control the restoring force and identify the variables required for hysteresis loops accurately and efficiently.

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

Research and examination of seismic safety evaluation and function maintenance for important equipment in nuclear facilities

古屋 治*; 藤田 聡*; 牟田 仁*; 大鳥 靖樹*; 糸井 達哉*; 岡村 茂樹*; 皆川 佳祐*; 中村 いずみ*; 藤本 滋*; 大谷 章仁*; et al.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 6 Pages, 2021/07

新規制基準では、深層防護を基本とし、共通要因による安全機能の一斉喪失を防止する観点から、自然現象の想定の程度と対策を大幅に引き上げ、機能維持と安全裕度の確保のための対策の多重化と分散化及び多様性と独立性が強化されている。このような中、設計基準を超える地震を含む外部ハザードに対して、設計基準事故及びシビアアクシデントの対策のための設備の機能喪失と同時に、重大事故等に対処する機能を喪失しないことを目的として、特定重大事故等対処施設の設置が定められた。当該施設の設備では、設計基準を一定程度超える地震に対して機能確保できる頑健性を有する設備が求められている。一方、安全性向上評価においては、確率論的リスク評価や安全裕度評価により設計上の想定を超える範囲も含めた評価が行われるため、耐震重要設備の耐力に係る知見を拡充させることが重要である。本報では、耐震重要設備の機能維持に対する考え方や地震を対象に考慮すべき損傷指標等に係る知見の調査と検討結果をまとめる。

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

Core seismic experiment and analysis of full scale single model for fast reactor

山本 智彦; 北村 誠司; 岩崎 晃久*; 松原 慎一郎*; 岡村 茂樹*

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

高速炉の地震時における炉心群振動挙動を把握するため、炉心の流体構造連成、鉛直方向変位(跳び上がり)を含めた地震時炉心の3次元群振動挙動を評価するための炉心耐震解析手法を構築した。また、実寸大単体、1/1.5縮尺群体系、1/1.5縮尺列体系、1/2.5縮尺多数体系と、段階的に検証データを取得するための振動試験を実施し、開発した3次元炉心群振動解析コード(REVIAN-3D)の比較検証を実施した。本論文は、実寸大単体試験の結果及びこの試験結果を用いた炉心耐震解析手法の検証結果をまとめたものである。高速炉炉心は、下部支持板に自立した数百の炉心構成要素で構成されており、それぞれは微小な隙間を持って流体中に配置されている。炉心構成要素は熱伸びとスウェリングの影響を回避するため、鉛直方向変位を拘束するための支持を持っていない。近年、日本では想定される地震動が大きくなり、鉛直方向の地震動が重力加速度を超えることで、炉心構成要素の鉛直方向変位(跳び上がり)と水平方向変位を同時に考慮する必要が生じた。この3次元振動挙動は、周囲冷却材からの流体力や周囲構造物との干渉の影響を受ける。

論文

高速炉に適用する厚肉積層ゴムの研究開発; 準実大厚肉積層ゴムを用いた経年特性試験

渡壁 智祥; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 杣木 孝裕*; 諸菱 亮太*; 櫻井 祐*; 加藤 亨二*

日本機械学会論文集(インターネット), 83(850), p.16-00444_1 - 16-00444_14, 2017/06

厚肉積層ゴムとオイルダンパーから構成される免震装置の高速炉への適用が計画されているが、積層ゴムを実機に適用する場合、供用期間中の経年変化を考慮して建屋支持機能や復元機能の構造健全性を評価することが重要となる。そこで、本報告では、加熱促進劣化により経年を模擬した準実大の試験体を用いて静的加力試験を行い、経年が剛性や線形限界ひずみ等の力学特性に及ぼす影響について検討した。

論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 3; Ultimate properties of a half scale thick rubber bearings based on breaking test

深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 山本 智彦; 川崎 信史; 廣谷 勉*; 森泉 瑛里子*; 櫻井 祐*; 正木 信男*

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 10 Pages, 2016/07

ナトリウム冷却型高速炉で用いられる免震用厚肉積層ゴムの終局特性を1/2スケールモデルを用い取得した。厚肉積層ゴムの基礎復元特性は、既に取得されており、本検討では、ばらつき分布を含む復元特性及び終局特性に着目した試験を実施した。その結果、剛性と減衰率及び破断ひずみに関するデータが取得できた。

論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 4; Aging properties of a half scale thick rubber bearings based on breaking test

渡壁 智祥; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 杣木 孝裕*; 諸菱 亮太*; 櫻井 祐*; 加藤 亨二*

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07

積層ゴムとオイルダンパーから構成される免震装置の高速炉への適用が計画されている。本装置の特徴の一つは、やや厚肉積層ゴムを採用していることである。地震条件の増大に対応するため、上下固有振動数を通常よりも低下させ、内部機器の応答低減を狙いとしている。本報告では、やや厚肉積層ゴムの経年変化特性について検討した。積層ゴムは成熟した技術となっているが、経年変化に関する試験実施が少ない。また、やや厚肉積層ゴムについては、経年変化後の線形限界や破断特性等の力学特性が把握されていない。経年30年及び60年を模擬した1/2縮尺系積層ゴム(直径800mm)及び1/8縮尺系積層ゴム(直径200mm)を用いて水平及び上下方向の静的加力試験を実施し、終局挙動近傍の復元力特性データを取得して経年が力学特性に及ぼす影響を把握する。また、経年を模擬した2種類の縮尺比の終局挙動を比較評価することで、経年状況下におけるスケール効果の有無を明らかにした。

論文

Development of seismic isolation systems for sodium-cooled fast reactors in Japan

川崎 信史; 渡壁 智祥; 若井 隆純; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07

日本は地震国であり、また、ナトリウム冷却型高速炉では、軽水炉と比較し薄肉化した構造として、機器が設計されている。それゆえに機器にかかる地震力を低減させるために、免震装置が採用されてきた。炉心耐震性及び原子炉容器の座屈健全性の観点から、高速炉用免震装置には、上下8Hz以下の固有周波数が必要となる。このような周波数条件を満足する3種類の免震概念を紹介する。上下8Hzの固有周波数は、厚肉積層ゴムにより達成される。この厚肉積層ゴムと皿バネを組み合わせることにより、上下固有周波数は、3$$sim$$5Hzとなる。また、積層ゴムと空気バネを組み合わせ、ロッキング防止装置を組み込むことで、1Hz以下の上下固有周波数が達成できる。上下8Hz免震概念は、厚肉積層ゴムとオイルダンパーで構成されており、本概念が日本のリファレンス高速炉用免震概念である。本概念が選定された理由は、システム構成の簡素さと開発課題の少なさである。上下5Hz免震概念を用いた場合の上下方向の加速度応答は、上下8Hz免震概念と比較し、50%のレベルまで低減することが、解析検討によりわかっている。また、皿バネの静的試験等から、皿バネの設計式は既に検討されている。これらの知見を活用し、厚肉積層ゴムと皿バネを組み合わせることにより、上下5Hz免震装置を設計することが可能である。上下1Hz免震概念を用いた場合の上下方向の加速度応答は、上下8Hz免震概念と比較し、10%のレベルまで低減することが、わかっている。上下固有振動数が1Hzといった領域まで低減するとロッキング防止装置が必要となり、これまで複数のオイルダンパーをオイルラインで結合するタイプのロッキング防止装置等が、検討されてきた。このようにロッキング防止装置がシステムを複雑化しているため、システム構成を今後簡素化していくことが、本概念にとって大きな課題となっている。これら3種類の免震概念が高速炉に適用可能な免震装置であり、これらの免震装置を開発していくことは、サイト毎に、機器仕様の統一化を図ったうえで、適切な耐震余裕を確保していくうえで、重要となるため、今後、地震動条件などの関連動向の変化を踏まえ、開発を継続していく。

論文

Parametric design study about seismic isolation system for fast reactor JSFR

川崎 信史; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 9 Pages, 2015/07

国内の地震条件は、年々増加する傾向にあり、また、機器の大型化に伴い機器の固有振動数も低下する傾向にある。その背景を踏まえ、容器の肉厚と径に着目した機器の応答加速度と座屈裕度の検討を行い、免震装置への要求仕様を再評価した。まず、最新の国内の地震条件及び原子炉構造の仕様等に基づき、従来の免震仕様を前提に、原子炉容器が据え付けられている床の応答を評価した。計算した床応答に基づき、容器の肉厚と径の条件に対する、固有振動数、発生応力、座屈裕度の関係を求めた。また、免震特性の拡張性を評価するために、免震周期を変えた応答評価も実施した。免震周期を変更した場合の床応答は、従来の免震仕様である上下8Hzの免震仕様における床応答に対する比率で整理した。これらの評価の結果、国内の地震条件は増加の傾向にあり、機器固有振動数も低下の傾向にあるが、上下8Hzの免震仕様で、座屈裕度を確保可能であると判断した。また、8Hzの免震仕様がもつ拡張性を他の免震周期と比較、考慮し、将来的な裕度拡大の方策がまだ残されていることも踏まえ、JSFRの免震仕様は、上下8Hzとした。

論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 1; Examination plan

山本 智彦; 川崎 信史; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 杣木 孝裕*; 鮫島 祐介*; 正木 信男*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 7 Pages, 2015/07

Na冷却高速炉は薄肉構造であり地震力を低減するために、免震システムを採用している。SFRに適用する免震装置は、ゴム層を厚くした積層ゴムが用いられている。過去、1/8縮尺モデルで基本的な特性試験を実施しており、今回はハーフスケールの装置を用いた力学特性試験と熱劣化特性試験の計画について報告する。

論文

Development on rubber bearings for sodium-cooled fast reactor, 2; Fundamental characteristics of half-scale rubber bearings based on static test

深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 山本 智彦; 川崎 信史; 杣木 孝裕*; 櫻井 祐*; 正木 信男*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 10 Pages, 2015/07

Na冷却高速炉は薄肉構造であり地震力を低減するために、免震システムを採用している。SFRに適用する免震装置は、ゴム層を厚くした積層ゴムが用いられている。この積層ゴムの水平及び上下方向の剛性及び減衰定数を把握するために、直径800mmのハーフスケールの積層ゴムを用いて、水平方向の線形限界や上下方向の降伏応力を上回る範囲で試験を実施することとし、その結果と考察を報告する。

論文

Seismic PRA for Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR)

鳴戸 健一*; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将; 岡野 靖; 岡村 茂樹*; 衛藤 将生*

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 10 Pages, 2014/11

Seismic Probabilistic Risk Assessment (PRA) is increasingly important in assessing the safety of nuclear power plants after the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident. In this study, a seismic PRA under a rated power operation was performed for Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) developed by Japan Atomic Energy Agency. This PRA was intended to examine seismic impacts on the JSFR by calculating the Core Damage Frequency (CDF) with the identification of all the accident sequences induced by earthquake which may have potential possibility of direct core damage. Seismic hazard data was based on assessment results for existing nuclear site locations in Japan. Seismic fragility needed to quantify the accident sequences was set based on existing assessments for similar equipment. The base-case analysis showed that the total CDF would be approximately 10$$^{-6}$$ /reactor-year and JSFR is robust against the earthquake in the range of this assessment. The dominant contributor (about 80%) to the CDF is direct core damage by the sequence of simultaneous failures of reactor vessel and guard vessel. Sensitivity analysis was performed focusing on the simultaneous failures of reactor vessel and guard vessel. This result suggested that enhancement of failure probability assessment for guard vessels and/or provision of measures for maintaining coolant level following reactor vessel failure would be effective to reduce the CDF.

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