検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 19 件中 1件目~19件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

弾塑性地震応答解析に基づく配管系の耐震設計手法の高度化

中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 奥田 幸彦; 渡壁 智祥; 滝藤 聖崇; 奥田 貴大; 嶋津 龍弥*; 酒井 理哉*; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*

第10回構造物の安全性・信頼性に関する国内シンポジウム(JCOSSAR2023)講演論文集(インターネット), p.143 - 149, 2023/10

原子力発電施設における配管系の耐震設計では、設計対象を弾性はり要素でモデル化し、弾性解析に基づく保守的な応力評価を実施している。一方、これまでに実施された多数の実験結果から、配管系は設計の想定を超えるような地震入力下では弾塑性挙動を示し、破損に至るまでには大きな裕度を有していると認識されている。このような状況を踏まえ、適切な保守性と合理性を有する耐震評価のため、弾塑性応答挙動を考慮した新たな耐震設計・評価手法の構築を目指し、2019年に日本機械学会より発電用原子力設備規格設計・建設規格の事例規格が発刊された。初版発刊後は事例規格の継続的な改善のために議論と検討を進め、2022年には疲労評価に用いるサイクルカウント法等に修正を加えた改訂版の発刊が決定した。また、次期改訂に向け、配管支持構造物の弾塑性評価を規格に取り入れる議論が進められている。本稿では、2022年の事例規格における主要な改訂内容、改訂の背景、次期改訂に向けた取り組み状況及び今後の課題について紹介する。

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

Application of JSME Seismic Code Case by elastic-plastic response analysis to practical piping system

大谷 章仁*; 甲斐 聡流*; 金子 尚昭*; 渡壁 智祥; 安藤 勝訓; 月森 和之*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07

本論文は、日本機械学会において策定中の事例規格を実機配管に適用した結果を報告するものである。ここでは、高速炉もんじゅの2次系配管を実機配管の代表例として選定した。事例規格に定める手法により配管系の弾塑性時刻歴解析を行い、配管の強度評価を実施した。その結果、事例規格による評価は配管系の耐震強度を左右する疲労強度の観点で、現行規格の手法よりも合理的な評価が可能であることを確認した。

論文

A Concept of intermediate heat exchanger for high-temperature gas reactor hydrogen and power cogeneration system

広田 憲亮; 寺田 敦彦; Yan, X.; 田中 康平*; 大谷 章仁*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 7 Pages, 2018/07

A new conceptual design of intermediate heat exchanger (IHX) is proposed for application to the gas turbine high temperature reactor system (GTHTR300C) which is being developed by JAEA (Japan Atomic Energy Agency). The GTHTR300C cogenerates hydrogen using the iodine-sulfur (IS) hydrogen production process and electric power using gas turbine. The IHX is used to transport high temperature heat from the nuclear reactor to the hydrogen plant. The IHX proposed in this paper is a horizontal design as opposed to conventional vertical design. Therefore, JAEA investigated the advantage of the horizontal IHX and the economic evaluation when scaling up to GTHTR300C. To meet the performance requirement, both thermal and structural designs were performed to select heat transfer tube length, tube bundle diameter, tube header arrangement, and tube and shell support in a horizontal pressure vessel. It is found that the length of the heat exchanger tube can be shortened and the superalloy-made center pipe structure can be eliminated, which results in reducing the quantity of construction steel by about 30%. Furthermore, the maximum stress concentration in the tubes is found to be significantly reduced such that the creep strength to withstand continuous operation is extended to 40 years, equaling the nuclear reactor life time, without replacement.

論文

Investigation on ultimate strength of thin wall tee pipe for sodium cooled fast reactor under seismic loading

渡壁 智祥; 月森 和之; 大谷 章仁*; 森泉 真; 金子 尚昭*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(3), p.16-00054_1 - 16-00054_11, 2016/06

配管の耐震健全性を評価するために配管の破損様式や終局強度を把握することは重要である。軽水炉用厚肉配管の破損試験はこれまでに複数実施されている。その結果から、厚肉配管の耐震設計では、低サイクル疲労破壊を破損様式として想定するべきであるとの結論に至っている。一方、高速炉は軽水炉と比べて相対的に薄肉構造であり、薄肉配管の破損様式を明らかにするためには軽水炉配管の試験結果だけでは十分でない。したがって、本研究では、薄肉ティの破損様式及び終局強度の調査を行った。

論文

Investigation on ultimate strength of thin wall tee pipe for sodium cooled fast reactor under seismic loading

渡壁 智祥; 月森 和之; 大谷 章仁*; 森泉 真; 金子 尚昭*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

It is important to investigate failure mode and ultimate strength of piping components in order to evaluate seismic integrity of piping. Many failure tests of a thick wall and a high pressure piping for Light Water Reactors (LWRs) have been conducted, and the results suggest that the failure mode which should be considered in the design of a thick wall piping for LWRs under seismic loading is low cycle fatigue. On the other hands, the piping in Sodium cooled Fast Reactors (SFRs) is a thin wall configuration compared to the piping in LWRs. Failure tests of a thin wall piping is necessary because the past failure tests for the piping in LWRs are not enough to discuss failure behavior of a thin wall piping. This present work investigated the failure mode and the ultimate strength of a thin wall tees, the critical parts in seismic evaluation of the actual piping of SFRs.

論文

Study on strength of thin-walled tee pipe for fast breeder reactors under seismic loading

渡壁 智祥; 月森 和之; 大谷 章仁*; 森泉 真; 金子 尚昭*

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07

原子炉の耐震安全性の観点から配管の終局的な強度を把握することは重要である。設計地震荷重を超える過酷な入力条件下での高速炉用薄肉ティ配管の破損様式及び終局強度を試験により検証した結果について報告する。

論文

配管の多入力応答に関する研究; 3点支持された配管試験体の3入力加振試験

渡壁 智祥; 金子 尚昭*; 相田 重一*; 大谷 章仁*; 月森 和之; 森泉 真; 北村 誠司

Dynamics and Design Conference 2013(D&D 2013)講演論文集(USB Flash Drive), 8 Pages, 2013/08

配管系の地震応答解析を実際の振動応答挙動に近いものとするためには、多点入力解析を取り入れる必要がある。多点入力解析手法に関する理論的検討は過去に複数実施されているものの、解析手法の妥当性について配管実挙動と比較したものは少なく、十分な検討がなされているとは言えない。そこで、本研究では、多点入力解析法の妥当性及び適用性を検証することを目的とし、本報では、複数の支持点を有する3次元配管モデルを用いた多点入力加振試験を実施した。

論文

Study on piping response under multiple excitation, 1; Triple shaking table test of piping having three-supporting points

渡壁 智祥; 金子 尚昭*; 相田 重一*; 大谷 章仁*; 森泉 真*; 月森 和之; 北村 誠司

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07

現行の配管耐震解析に多入力解析を適用することで配管強度評価の合理化が期待できる。本件では、3点支持配管供試体及び3振動台を用いた加振試験を実施し、多入力を受ける配管の実挙動について調査した結果をまとめたものである。

論文

発電用新型炉に適用する3次元免震装置の開発; 油圧機構によるロッキング抑制機能をもつ3次元免震装置の開発

島田 貴弘*; 大谷 章仁*; 岩本 浩祐*; 北村 誠司

日本機械学会論文集,C, 77(777), p.1661 - 1673, 2011/05

高速増殖炉に適用する3次元免震装置として、油圧機構を用いたロッキング抑制装置の開発を進めている。本報告では、1/2サイズ試験体による耐圧試験を行い、想定される高圧下での摺動特性及び耐圧性を確認したことについて述べる。

報告書

高温工学試験研究炉の中間熱交換器伝熱管強度評価

國富 一彦; 篠崎 正幸; 深谷 好夫; 大久保 実; 馬場 治; 丸山 茂樹*; 大谷 章仁*

JAERI-M 92-147, 77 Pages, 1992/10

JAERI-M-92-147.pdf:1.77MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器は、10MWの熱交換能力を有するたて置きヘリカルコイル型の熱交換器であり、平成6年完成を目指して、現在、製作を進めている。最大900$$^{circ}$$Cを超える状況で使用される伝熱管の強度評価のために、原子炉の運転中に発生すると考えられるすべての運転状態の応力及び非弾性ひずみ等を解析により求めた。本報は、伝熱管の強度評価の手法、クリープ解析の手法及び評価結果を示したものである。解析により、伝熱管に発生する非弾性ひずみ及びクリープ疲れ損傷は、原子炉出口温度850$$^{circ}$$C又は950$$^{circ}$$Cの運転の第1~2サイクルで大幅に増加し、その後の増加は僅かであり、HTTRの寿命20年の間、許容値を超えないことが分かった。また、1次応力も全ての運転状態で許容値を満足した。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅの新指針に照らした耐震安全性評価,4; 2次主冷却系配管の耐震安全性評価

金子 尚昭*; 大谷 章仁*; 和氣 実*; 小川 不二雄*; 月森 和之

no journal, , 

「もんじゅ」の2次主冷却配管の耐震安全性評価では、基準地震動が大きくなったことから、従来手法では一部のティー部で、評価が厳しくなる。配管ティー部の設計評価に用いる応力係数に保守性が含まれていることに着目し、有限要素法及び極限解析を用いて配管の構造解析を行い、十分な耐震裕度のあることを確認した。

口頭

ティの極限解析と一次応力の裕度比較

金子 尚昭*; 北村 誠司; 神保 昇*; 水谷 拓海*; 大谷 章仁*

no journal, , 

原子力配管の耐震安全性評価では、近年、基準地震動が増大してきており、従来の評価手法では設計の成立性が厳しくなってきている。特にティはその傾向が顕著であるが、従来評価手法である梁モデルでの応力計算式や応力係数には余裕が含まれていることが知られている。従来評価手法よりも詳細で、より現実的な評価手法であると考えられる極限解析による評価を実施し、従来評価手法における実態的な裕度を探った。

口頭

開発途上国向け小型高温ガス炉の概念設計,6; 中間熱交換器設計及び配置概念の検討

鈴木 哲*; 丸山 茂樹*; 上條 智春*; 大谷 章仁*; 菅 憲夫*; Yan, X.; 佐藤 博之; 田澤 勇次郎; 大橋 弘史; 橘 幸男

no journal, , 

原子力機構が開発途上国への展開を目指して概念設計を進めている小型高温ガス炉は、水素・電力を併産可能なシステムとする計画であり、水素製造設備に高温2次ヘリウムを供給する中間熱交換器及び発電設備へ蒸気を供給する蒸気発生器を設ける。中間熱交換器は交換熱量20MWt、ヘリカルコイル型であり、HTTRの中間熱交換器を参考に設計を行った。また、小型高温ガス炉のプラント配置設計では、原子炉建屋や蒸気タービン建屋等のほか、将来的にガスタービン建屋、水素製造設備を増設する計画を考慮して敷地内レイアウト並びに主要建屋内の機器配置の検討を行った。本発表では、中間熱交換器設計結果、配置概念の検討結果について、その概要とHTTRとの相違点等について報告する。

口頭

SMRに適用する浮体型免震建屋の検討

山本 智彦; Yan, X.; 島田 貴弘*; 茂木 春樹*; 甲斐 聡流*; 大谷 章仁*

no journal, , 

近年の大規模地震を考慮し、大型炉で検討されている積層ゴム等を用いた3次元免震装置をそのままSMR級で採用すればスケールデメリットによってSMRの優位点である経済性を損なう可能性がある。更に、3次元免震装置における上下方向に関する機能は、プラント寿命中に自重を支え続け、かつ、ある瞬間突然発生する地震に対して柔らかく追従しなければならない。これらの要求機能に対し、高い信頼性と優れた経済性が両立できて、実現性の高い免震機構としてSMRに適用する浮体建屋における地震動低減方策の検討について報告する。

口頭

On multiaxial strain characteristics of piping systems subjected to earthquake loads

森下 正樹; 大谷 章仁*

no journal, , 

日本機械学会コードケースN-CC-008は、非弾性応答時刻歴解析とひずみ基準による配管耐震設計のための設計ルールを定めている。コードケースは疲労損傷評価において、サイクルカウントにレインフロー法を用いている。一方、ASME Code Section VIII, Division 2には"The Rainflow cycle counting method is recommended but not applicable for non-proportional loading"と記載されている。そこで、われわれは地震加振による配管のひずみが比例か非比例かを検証した。解析には伊藤らにより提案されたIS法を用いた。解析の結果、地震動によって配管系に生じる多軸ひずみは、ほぼ比例することが示された。この結果に基づき、われわれはRainflowサイクルカウント法が配管の地震時疲労評価に十分適用可能であると結論づけた。本論文では地震荷重による配管のひずみが比例するという結論を支持するために、振動モードとひずみ成分の関係の観点からもいくつかの考察を行った。

口頭

Efforts on upgrading the JSME code case for seismic design of piping

中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 森下 正樹; 奥田 幸彦; 渡壁 智祥; 渋谷 忠弘*; 滝藤 聖崇; 奥田 貴大; 白鳥 正樹*

no journal, , 

ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section IIIやJEAC4601 (Japan Electric Association Code)などの学協会規格における現行の配管系の耐震設計手法は弾性解析に基づいており、大きな裕度が含まれていることが知られている。そこで、日本機械学会(JSME)発電用設備規格原子力専門委員会耐震許容応力検討タスクでは配管系の弾塑性挙動を考慮したより合理的な耐震設計手法を確立するため、2014年から活動に着手し、2019年に配管本体の疲労評価に関する規定とFEMによる詳細弾塑性解析手法を発電用原子力設備規格 設計・建設規格の事例規格NC-CC-008として発行した。本報告では、事例規格の構成及び耐震設計手法の全体フローと事例規格の関係を説明するとともに、耐震許容応力検討タスクが事例規格の高度化のために取り組んでいる配管サポートの弾塑性挙動を考慮した耐震評価手法、配管本体の簡易的な応答スペクトル解析手法及び配管溶接部の疲労損傷評価法等の中長期的な技術項目をそれぞれ紹介する。

口頭

地震力により配管系に生じるひずみの多軸特性について

森下 正樹; 大谷 章仁*

no journal, , 

本会発電用原子力設備規格の事例規格N-CC-008は非弾性時間歴応答解析とひずみベースの疲労評価による配管耐震設計規格である。事例規格では相当ひずみ範囲と疲労累積係数の算定にあたってレインフロー法を使用しているが、レインフロー法は非比例負荷の場合は適用できないとする説もある。そこで、配管系の地震応答における多軸ひずみを伊藤らによるIS法を用いて分析し、非比例負荷の程度を評価した。その結果、配管系の地震時ひずみはほぼ比例負荷とみなしてよく、レインフロー法が十分適用できるとの結論に至った。

口頭

耐震許容応力検討タスクフェーズ2-2における配管支持構造物ベンチマーク解析の概要

滝藤 聖崇; 中村 いずみ*; 奥田 幸彦; 酒井 理哉*; 嶋津 龍弥*; 大谷 章仁*; 渡壁 智祥; 奥田 貴大; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*

no journal, , 

原子力施設の配管系は、破損に至るまでに大きな弾塑性挙動を示すことが知られている。配管本体の弾塑性挙動を考慮した現行の事例規格では、配管支持構造物は弾性挙動を仮定しており、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性挙動を考慮した評価法が望まれている。著者らは、支持構造物の評価手法を構築するために、配管支持構造物の弾塑性解析における解析パラメータの影響評価及び解析結果のばらつきに関する知見を得るために、配管支持構造物のベンチマーク解析を実施した。本稿では実施したベンチマーク解析の進捗状況を報告する。

19 件中 1件目~19件目を表示
  • 1