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安藤 勝訓; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人*; 豊吉 晃*; 大前 隆広*; 江沼 康弘*
Nuclear Engineering and Design, 275, p.408 - 421, 2014/08
被引用回数：4 パーセンタイル：30.92(Nuclear Science & Technology)JSFRの蒸気発生器のために設計された球形管板の破損形態を明らかにするために、管板試験体を用いた繰返し熱過渡強度試験を実施した。管板構造試験体はJSFRの冷却系機器配管で採用予定の改良9Cr-1Mo鋼である。試験は原子力機構の有する大型ナトリウムループを利用して実施した。600
C及び250Cのナトリウムを試験体に交互に流しこんで熱過渡を発生させた。また600Cのナトリウム流入後には2時間、250Cのナトリウム流入後には1時間の定温ナトリウム流入時間を設けた。1873サイクルの試験後に液体探傷試験、破面観察、硬さ試験を実施した。また計測された温度分布履歴の妥当性を検証するために熱流動解析を実施した。これらの結果により球形管板の破損形態についてまとめた。
安藤 勝訓; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人*; 豊吉 晃*; 大前 隆広*; 江沼 康弘*
Nuclear Engineering and Design, 275, p.422 - 432, 2014/08
被引用回数：12 パーセンタイル：67.4(Nuclear Science & Technology)JSFRの蒸気発生器のために設計された球形管板の破損様式を明らかにするために実施された管板構造試験体のナトリウム中繰返し熱過渡強度試験の結果ついて、試験中に得られたナトリウム温度分布およびその履歴と、試験体表面温度分布およびその履歴をもとに熱伝導解析を実施し、試験体の温度分布履歴を算定した。この結果を用いて応力解析を実施し、応力発生状況とき裂発生状況の比較、破損機構の検証、強度評価結果とき裂の関係調査などを実施した。非弾性解析結果に基づく評価では2.59mmのき裂に対してファクター3で寿命を予測できた。
安藤 勝訓; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人*; 豊吉 晃*; 大前 隆広*; 江沼 康弘*
日本機械学会M&M2013材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.OS1510_1 - OS1510_3, 2013/10
日本原子力研究開発機構で実施した改良9Cr-1Mo鋼の構造物熱過渡強度試験結果を、高速炉規格2012年版で新たに登録された改良9Cr-1Mo鋼の材料特性値を用いてクリープ疲労評価を実施した。高速炉規格に準じた設計裕度を含むクリープ疲労損傷評価の結果、表面き裂1mmを破損のクライテリアとして仮定した場合には繰返し数で約300倍の裕度を有することが確認された。
安藤 勝訓; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人*; 豊吉 晃*; 大前 隆広*; 江沼 康弘*
Nuclear Engineering and Design, 255, p.296 - 309, 2013/02
被引用回数：19 パーセンタイル：81.37(Nuclear Science & Technology)改良9Cr-1Mo鋼大型構造物の熱過渡における破損様式を確認するため、厚肉円筒試験体に対してナトリウムループを用いて1873サイクルの熱過渡強度試験を実施した。試験は600Cと250Cの流動ナトリウムにより実施し、それぞれ2時間及び1時間の過渡後保持時間を設けた。試験後に浸透探傷試験、走査電子顕微鏡による観察等を実施した。また有限要素法解析を実施し、クリープ疲労損傷値と観察されたき裂状況の比較検証を行った。
藤田 薫; 山野 秀将; 久保 重信*; 衛藤 将生*; 山田 由美*; 豊吉 晃*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/12
ナトリウム冷却大型炉へ適合する自己作動型炉停止機構(SASS)への要求条件を整理し、それを満たすような構造を検討した。また、解析によりTOP型, LOF型, LOHS型の各ATWS時にSASSが受動的に作動することによって、炉心損傷事故を防止できるという結果が得られた。これによりSASSによる炉心安全の向上に対する有効性が示された。
永江 勇二; 江沼 康弘*; 押切 正人*; 伊達 新吾*; 豊吉 晃*; 相澤 大器*; 小山 庸一*; 柳沢 祐介*
耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.161 - 169, 2011/07
実証施設の蒸気発生器管板に改良9Cr-1Mo鋼極厚鍛鋼品の適用が検討されているが、本鍛鋼品はこれまでに製造実績のない大きさ,形状となることから、実規模レベルの試作材を製造し、その製作性及び機械的特性の確認を行った。本試作は次の2点に留意して計画を行った。本試作体は偏析低減の観点から
1800mmESR(エレクトロスラグ溶解法)鋼塊より製造し、実機製造時にも同種の鋼塊の使用を計画している。試作体と実機で鋼塊重量が異なるものの、試作体では実機相当の鋼塊性状が得られるものと思われる。また、試作体の熱処理に対して実機管板とほぼ同一の板厚形状及び熱処理条件を適用することにより、実機で予想される熱処理起因の機械的性質の板厚方向分布を模擬することが可能となる。
二神 敏; 永江 勇二; 若井 隆純; 黒目 和也*; 豊吉 晃*; 江沼 康弘*; 小山 庸一*; 梶川 耕司*; 相澤 大器*; 三木 一宏*; et al.
no journal, ,
JSFRのSGは、直管2重伝熱管型を採用し、主要構造の材料は、高い伝熱性能と低熱膨張の観点から改良9Cr-1Mo鋼とした。管板は、過去に製造実績のない大きな寸法となることから、管板用鍛鋼品の製造プロセス最適化が必要となる。伝熱管は、2重バウンダリ化の指向,製作性,水リーク抑制等の観点から密着2重管とし、長尺の小径薄肉管と2重管加工技術の開発が必要となる。高クロム鋼をJSFR実証施設の冷却系構造材料に採用するため、蒸気発生器(SG)の主要構造として、管板及び密着2重伝熱管に関する試作試験等を実施し、設計要求を満足する管板及び密着2重伝熱管の製作性を見通した。
伊藤 裕道; 川原 啓孝; 高松 操; 豊吉 晃*; 坂尾 龍太*; 村田 長太郎*
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、平成19年に発生した炉内干渉物による燃料交換機能の一部阻害を契機とし、炉心上部機構(UCS)の交換等にかかわる原子炉容器内観察・補修技術開発を進めている。今後実施するUCSの交換に向け、「常陽」の旧UCSジャッキアップに使用する治具を整備し、炉外機能確認試験を実施することで、設置以来30年以上交換した実績のない旧UCSのジャッキアップにこれらの治具が適用できる見通しを得た。
