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論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,2; ULOF再配置/冷却過程における評価

曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春

日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00393_1 - 16-00393_10, 2017/04

高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の熱的影響を評価するためには、事故が核的に終息した後の再配置/冷却過程において、損傷炉心物質が炉容器内のどこに再配置し、それぞれの場所で長期にわたって安定冷却できるかを示す必要がある。本報では、IVR(In-Vessel Retention)成立性に関する見通しを得るために実施した低圧プレナム移行燃料及び炉心残留燃料の安定冷却性評価について報告する。

論文

In-vessel retention of unprotected accident in a fast reactor; Assessment of material-relocation and heat-removal behavior in ULOF

曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11

The achievement of in-vessel retention (IVR) of accident consequences in an unprotected loss of flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, is an effective and rational approach to enhancing the safety characteristics of the sodium-cooled fast reactor. The objective of the present study is to show that the decay heat generated from the relocated fuels would be stably removed in post-accident-material-relocation/post-accident-heat-removal (PAMR/PAHR) phase, where the relocated fuels mean fuel discharged from the core into low-pressure plenum through control-rod guide tubes, and fuel remnant in the disrupted core region (non-discharged fuel). As a result of the assessment, it can be concluded that the stable cooling of the relocated fuels was confirmed and the prospect of IVR was obtained.

論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,2; ULOF再配置/冷却過程における評価

曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 3 Pages, 2016/06

高速炉の代表的な炉停止失敗事象(ATWS)である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の再配置/冷却過程における事象推移を評価・検討し、IVR成立の見通しを得た。

論文

破面解析による事故原因解明の事例,4; もんじゅにおける事故解析

和田 雄作

平成21年度日本金属学会関東支部講習会「破壊の原因を破面観察から探る」テキスト, p.6_1 - 6_6, 2009/09

高速増殖炉原型炉「もんじゅ」において、1995年12月、電気出力40%で性能試験を実施中に、2次主冷却系のナトリウムが漏えいする事故が発生した。この事故により約640kgのナトリウムが漏えいした。本講演では、事故の概要を紹介したうえで、漏えい部である配管内に挿入された温度計さや管の破損について、その原因究明の全体の流れを、破面解析が重要な位置を占めたことを実例として示しながら解説する。破損原因の究明は、破損した温度計さや管の材質検査と破面解析から進め、かなり高い周波数域での高サイクル疲労特有の組織・結晶依存型破面やき裂の停留らしき痕跡を確認するところが基本となる。一方、主冷却系配管内でのさや管の流力振動に対するコンピュータ解析も並行して進め、水流動試験の裏付けを得て、さや管に抗力方向への自励的な高い周波数の振動(インライン振動)が起こることを確認する。続いて、100%流量での流力振動によるさや管付け根段付き部の応力集中部における疲労き裂発生の評価,疲労き裂進展に対する数値解析と破面解析の照合による組織・結晶依存型破面やき裂停留の解明,き裂停留後の進展開始の駆動力や40%流量でのき裂進展の機構などの解析により、流力振動によるさや管の高サイクル疲労破損の過程を整理して示した。

報告書

照射後試験廃棄物等処理処分技術検討会 報告書

和田 雄作; 大久保 利行; 宮崎 仁; 細田 博; 堂野前 寧

JNC-TN9410 2005-007, 94 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-007.pdf:6.07MB

核燃料サイクル開発機構大洗工学センターではFBRサイクルの確立を目指し、高速炉燃料・材料開発としての照射後試験を進めており、これに伴いTRU核種に汚染された高線量の廃棄物が多く発生し、日本原子力研究所大洗研究所の廃棄物管理施設において保管している。しかし、その施設の貯蔵裕度が逼迫しており、今後の照射後試験を支障なく実施していくためには減容処理施設を用意する必要がある。このため、いくつかの対策案の中から、将来の処分を目指した減容・安定化が可能な廃棄物処理施設の建設が有効との結論を得て計画を進めている。一方、本計画における処理対象廃棄物は、TRU核種で汚染された廃棄物でRI・研究所等廃棄物に区分されるものであり、現伏、処分に向けた技術要件(基準)等は国レベルで整備されていない。そのため、施設設計を進める上では、処分に関する国の技術要件等が将来整備されても、リコンディショニング(手戻り)を行わずそのまま処分できる固化体を作製できることが重要である。このことから、国内外の処理処分に関する技術要件等の調査を実施し、機構内レビューを行いながら極力、手戻りが無いように固化体製作上の管理項目などを設定して施設設計を進めてきた。そこで、設計内容や廃棄体要件設定の考え方等に関して、社内・外の処分に係る有識者、専門家の評価と意見を伺う目的で、大洗工学センター所長の委嘱により「照射後試験等廃棄物処理処分検討秀員会」を平成15年12月$$sim$$平成17年3月の期間で設置した。委員会は、大洗工学センターから処理対象廃棄物性状、プロセス選定、処分対応、品質管理方法などの考え方を説明し、それに対して各委員から意見等を頂く手法で実施した。その結果、廃棄体基準、品質管理、核種分析、処分性能評価等に関して各委員から数々の意見、提言などを頂いた。これらの意見、提言に関しては、今後の施設設計や処理処分計画の立案に反映すべき内容を整理し、それら対する対応方針(案)をまとめた。今後はこれらのフォローを行う必要かおるが、一方では貯蔵施設の裕度も漸減し、上流側での高速炉開発に対して支障を来たす逼迫した状況にある。したがって、今後時間の許される範囲内で処分の全体システムを考慮した処理のあり方について検討を重ね、その結果に可能なかぎり柔軟に対応できるような形で本計画を可及的速やかに進めることが重要と考える。

報告書

蒸気発生器伝熱管の高温ラプチャ型破損評価手法の整備と適用(Ⅳ)

三宅 収; 浜田 広次; 田辺 裕美; 和田 雄作; 宮川 明; 岡部 綾夫; 中井 良大; 広井 博

JNC-TN2400 2003-003, 225 Pages, 2004/02

JNC-TN2400-2003-003.pdf:40.45MB

高速増殖炉の蒸気発生器における伝熱管破損事故(ナトリウム-水反応事故)の評価に関連して、事故発生時の高温ラプチャ型破損による隣接伝熱管への破損伝播の有無に係る評価手法を整備した。また、この評価手法を用いて「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管の健全性を評価した結果について整理した。

報告書

溶接構造用圧延鋼材SM400Bに生じる熱ひずみに対する健全性評価方法について

三澤 直人; 和田 雄作; 加藤 章一*

JNC-TN2400 2003-001, 38 Pages, 2004/01

JNC-TN2400-2003-001.pdf:1.08MB

溶接構造用圧延鋼材SM400Bを温度変動環境下で使用する場合、本材料に発生する熱ひずみに対する健全性評価方法は、降温過程においては延性消耗則、昇温過程においては従来のひずみ目安値そのものを適用する方法が妥当であり合理的であることが機械試験を通じて確認できた。

報告書

ナトリウム燃焼挙動に関する研究,3; 消防研究所/サイクル機構共同研究

斎藤 直*; 鶴田 俊*; 和田 雄作

JNC-TY9200 2004-002, 61 Pages, 2003/03

JNC-TY9200-2004-002.pdf:2.95MB

高速炉における冷却材ナトリウム漏えい時の燃焼挙動に係わる研究に関して、これまでの工学的取り組みに加えて、現象論的にその挙動を解明していくことが重要である。消防研究所と核燃料サイクル開発機構は、各々で実施しているナトリウム燃焼挙動に係わる基礎実験ならびに解析についての情報交換を定期的に行い、ナトリウム燃焼挙動に関する理解をより深めることを目的に、平成10年度から共同研究を実施している。本報告書は、平成13$$sim$$14年度の情報交換会議等の結果を取り纏めたものである。

論文

Status on R&D Activities for Key Technologies of FR Systems in OEC/JNC, Japan

和田 雄作

カザフスタン原子力センター創立10周年記念国際会議, 0 Pages, 2002/00

カザフスタン原子力センタ-創立10周年記念の国際会議において、要素技術開発部の活動概況を、大洗FBRサイクルシンポジウムの資料をべ-スに整理した。研究開発を展開する上での技術基盤と安全性、伝熱流動、構造・材料、機器・計測などの研究開発展開をトピックスを交えて簡潔にまとめた。

報告書

急速加熱による円筒の内圧破断に関する構造健全性評価手法の研究

小峯 龍司; 和田 雄作

PNC-TN9410 98-086, 135 Pages, 1998/08

PNC-TN9410-98-086.pdf:8.3MB

蒸気発生器伝熱管破損に起因する隣接伝熱管への破損伝播メカニズムとして、ナトリウム-水反応により急速に伝熱管壁が加熱され破断に至るいわゆる高温ラプチャ現象が考えられる。本研究では、この現象を急速加熱による円筒の内圧破断としての構造強度問題に置き換え、その健全性評価方法を実験と解析に基づき検討した。得られた成果は以下の通り。(1)応力算定法については、内圧破断評価に対して従来の経験式が適用できることが、実験だけでなく詳細FEM弾塑性大変形解析の結果からも示された。(2)高温ラプチャ対象温度領域では非常に短時間の現象であってもクリープ効果が影響し、JIS高温引張試験に従ったひずみ速度では遅過ぎて、時間依存効果を正確には評価できないことが明らかとなった。(3)もんじゅ蒸発器を対象に、2と1/4Cr-1Mo鋼に関して、数分以内の非常に短時間のクリープ破断試験とJIS引張試験よりも2桁近くひずみ速度が速い10%/secの高速引張試験を実施し、構造健全性評価に適用できる強度基準値を定めた。(4)別途実施した伝熱管の一連の内圧破断試験(TRUST-2ガス圧試験)結果を引用することで、上記の応力算定法と強度基準値による構造健全性評価手法の妥当性が示された。(5)もんじゅ過熱器の評価に必要なSUS321の強度基準値を、2と1/4Cr-1Mo鋼に適用した方法に準じて定めた。

論文

Concept of design criteria of low dose irradiation for FBR structural materials

青砥 紀身; 和田 雄作

IAEA-TECDOC-817, p.79 - 87, 1995/00

平成5年12月1$$sim$$3日、仏国CEAサクレー研究所で行われたIAEA-IWGFR専門家会議で発表した内容に関して、予稿集発行に伴い寄稿する。高速炉高温構造設計基準における中性子照射効果評価について報告する。欧米の関連設計基準は、これまで照射効果を考慮していない。事業団は既に依存する評価法を導入している。今回報告では、この評価概念の紹介と現在実施しているこれらの基準の高度化作業の成果、照射損傷パラメータの選択、照射量の限界を示す材料特性の選択等についての知見を発表する。

論文

Effects of neutron irradiation on creep properties of FBR grade 316 stainless steel

青砥 紀身; 阿部 康弘; 柴原 格; 和田 雄作

IAEA-TECDOC-817, p.27 - 37, 1995/00

平成5年12月1$$sim$$3日仏国CEAサクレー研究所で行われたIAEA-IWGFR専門家会議で発表した内容に関して、予稿集発行に伴い寄稿する。高速炉の主要構造材料として開発された高速炉構造用316(316FR)のクリープ特性に及ぼす照射効果についての報告。「常陽」やJMTRでの照射後クリープ試験を実施した結果同鋼は従来の主要構造材であるSUS304と比べて強度の低下は約1/2、延性の低下はほとんどないという優れた特性を示した。これは、従来鋼や欧州開発材と異なり、中性子照射による核変換によって生成されるHeの影響を受けにくいことを示している。その原因を微視的組織観察から考慮した結果を中心に報告する。

論文

Mod.9Cr-1Mo(NT)鋼のクリープ疲労評価

青砥 紀身; 和田 雄作

材料, 44(496), p.23 - 28, 1995/00

第31回高温強度シンポジウムにおいて発表したものを日本材料学会誌に投稿する。内容はMod.9Cr-1Mo(NT)鋼のクリープ疲労評価法の開発報告である。同鋼のクリープ疲労評価に事業団が開発した新概念延性消耗即に基づいた時間浪費型評価法が適用できる。これは比較的長時間のクリープ疲労負荷を経た試験片の組織観察結果からも裏付けられた。また、クリープ損傷が軽微であると予想される圧縮保持による寿命低下は、圧縮保持時に酸化層の成長が抑えられることが、逆に適度な脆い表層を創ることと、亀裂先端に加わる変位の大きさによって説明できることを示した。

論文

SUS304の破損機構を考慮した新概念延性消耗則

和田 雄作; 青砥 紀身; 上野 文義

材料, 44(496), p.29 - 34, 1995/00

第31回高温強度シンポジウムにおいて発表したものを日本材料学会誌に投稿する。内容はSUS304の長時間クリープ疲労試験に基づく新概消耗則の中の、特にポイントとなる応力緩和解析と損傷算定の部分を論文にたものである。本規則は「もんじゅ」で採用し、実証炉でも採用しようとしている時間消費則の妥当性を示しながら、更に評価法としての高度化方策を具体化したもので、まだ、詳細は未完成な部分もあるが、その骨格の部分は、学会でもコンセンサスが得られつつある。クリープ損傷は粒界すべりが主体でその粒界すべりはクリープ変形の一部により生じ、それは2次クリープにほぼ相当しているという主張と、繰り返し非弾性応力-ひずみ解析の精緻化による2次クリープひずみ算定の高度化が新しい主張となっている。

論文

Creep-fatigue evaluation of normalized and tempered modified 9Cr$$cdot$$1Mo

青砥 紀身; 小峰 龍司; 上野 文義; 川崎 弘嗣; 和田 雄作

Nuclear Engineering and Design, 153(1), p.97 - 110, 1994/12

 被引用回数:50 パーセンタイル:3.74(Nuclear Science & Technology)

大型高速炉の蒸気発生器用構造材料として非常に有望視されている Mod.9Cr-1Mo(NT)鋼のクリープ疲労評価法に関する報告。 動燃が従来より提案している時間消費型クリープ疲労評価法の同鋼へ適用の妥当性を中心に報告する。欧州を中心に検討されている延性損耗則に従った複数の工学的評価法との比較を行い、彼我の違いや共通する点について議論することで、動燃型時間消費型評価法の予測性の良さ、時間外挿の妥当性を主張する。また、同鋼のクリープ疲労評価において問題となる圧縮側ひずみ保持による寿命低下についても破断試験片の工学的観察結果を踏まえて議論する。

報告書

ステンレス鋼溶接金属の材料微視構造を考慮したクリ-プ疲労強度評価法の開発-第1報 基礎解析-

浅山 泰; 長谷部 慎一; 和田 雄作

PNC-TN9410 94-307, 43 Pages, 1994/11

PNC-TN9410-94-307.pdf:1.01MB

高速炉の大型化に伴い、溶接部の使用範囲を拡大することにより建設コストの大幅な低減が期待できる。このような観点から、著者らは高速炉構造材料について溶接部のクリープ疲労評価法の開発を進めてきた。著者らは、これまでに溶接部のクリープ疲労強度の力学的な支配因子である母材・熱影響部・溶接金属の力学的特性の相対差に起因する応力・ひずみ集中について解析的評価モデルを開発した。一方、同強度の冶金学的な支配因子である高温長時間使用に起因する溶接金属の材質劣化による強度低下に関しては、現状では理論モデルによる定量的な検討例は皆無である。そこで著者らは、溶接金属の微視構造に基づく理論モデル(材料微視構造モデル)の開発を開始した。本モデルでは、溶接金属のクリープ疲労き裂が、$$delta$$フェライトあるいは$$sigma$$相近傍から発生・成長することに着目し、この近傍の応力・ひずみ集中とこれに起因するクリープ疲労損傷の集中に基づきクリープ疲労き裂の発生を評価する。本報では、308系溶接金属について基礎的な解析を行った。これにより以下の知見を得た。(1)材料微視構造モデルは溶接金属のクリープ疲労破損形態を再現することができる。(2)材料微視構造モデルは1000時間程度のクリープ疲労強度を精度良く評価することができる。(3)材料微視構造モデルは、モデルの最適化を行うことにより、長時間クリープ疲労強度も精度良く評価することが期待できる。さらに、材料微視構造モデルに必要な最適化項目を明らかにした。

論文

高温ナトリウム中における2 1/4Cr-1Mo鋼の脱炭に及ぼす冷間加工の影響

青木 法智嘉*; 吉田 英一; 和田 雄作

日本金属学会誌, 58(2), p.124 - 131, 1994/00

本発表は,(財)電力中央研究所と動燃事業団との共同研究のもとで実施された成果の報告である。 FBR蒸気発生器用伝熱管材に加工率をパラメータとした冷間加工を施こし2♪Cr-1Mo鋼の高温ナトリウム中における炭化物挙動と,脱炭速度に及ぼす冷間加工度の影響を詳細な冶金解析も含めて検討した。高温加速条件下の脱炭試験では,冷間加工が脱炭速度を低下させることを見い出した。また,流動ナトリウム中での長時間試験においても,冷間加工を施こすことにより,炭素の拡散速度定数が低下し,500$$^{circ}C$$程度でも浸炭傾向を示すことが分かった。これらは,冷間加工によって鋼中の炭素の安定化が促進され,固溶炭素濃度や炭素活量が低下することが明らかになった。

報告書

高速炉構造用316の材料強度基準等(案)

渡士 克己; 青砥 紀身; 青木 昌典; 小峯 龍司; 伊藤 卓志; 長谷部 慎一; 加藤 章一; 小井 衛; 和田 雄作

PNC-TN9410 93-142, 120 Pages, 1993/06

PNC-TN9410-93-142.pdf:6.08MB

「高速炉構造用316」(略称316FR)は、クリープ疲労強度の向上を目指して、従来高速炉に用いられてきたSUS316の化学成分をベースに開発した高速炉の構造材料である。本報は、これまでに実施してきた研究開発結果を、316FRの材料強度基準(案)並びに特性の説明として取りまとめたものである。本報に示す材料強度基準(案)は、「高速原型炉高温構造設計指針材料強度基準等」に規定された全項目を含むとともに、書式についても整合性を有している。また、「高速原型炉第1種機器の高温構造設計指針」に規定される項目のうち、鋼種毎に定められる「1次及び2次応力に関する緩和クリープ損傷係数」並びに「ピーク応力に関する緩和クリープ損傷係数」も、本材料強度基準等(案)に含まれる。

論文

Evaluation of Carburization and Decarburization Behavior of Fe-9Cr-Mo Ferritic Steels in Sodium Environment

伊藤 卓志; 加藤 章一; 青木 昌典; 吉田 英一; 小林 十思美; 和田 雄作

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(4), p.367 - 377, 1992/04

高速炉の大型炉では、一体貫型蒸気発生器の実現を目指してMod.9Cr-1Mo鋼の開発を進めている。本研究では、Mod.9Cr-1Mo鋼を実機冷却システムへの適用を想定し、高温ナトリウム環境における脱侵炭挙動を把握し長時間供用後の平均炭素量を試算するとともに、これらが高温強度特性に及ぼす影響を評価した。高温ナトリウム環境におけるMod.9Cr-1Mo鋼の脱侵炭挙動はナトリウム中の固溶炭素濃度と密接に関係しており、脱侵炭量はナトリウム中固溶炭素濃度および温度に依存することが判明した。Mod.9Cr-1Mo鋼をステンレス鋼とで構成される冷却システムに適用した場合、蒸気発生器入口温度505$$^{circ}C$$、ナトリウム中固溶炭濃度0.01波0.10ppmの範囲では侵炭挙動を示すことが予想されたが、20万時間供用後の平均炭素の増加は約0.103$$sim$$0.148wt%と僅かであることが判明した。

論文

Analysis on the Initiation and Relaxation of the Residual Stresses Acting on the Interface of Doubl

和田 雄作; 小峰 龍司; 加藤 章一; 関 成一

Residual Stresses - III, Vol.2, p.1519 - 1524, 1992/00

密着型の改良9Cr-1Mo鋼製の2重伝熱管内に発生している残留応力につ発生している残留応力について,引抜き加工時に発生する応力を塑性論を用いて解析し,円周方向及び半径方向の分布を明らかにした。外管外表面ではかなり大きな残留応力が生じる。また、内外管の固着力を測定する試験に供する試験片の形状についても検討し、原型をなるべく保った形状でないと、内外管の一部を切り取るときに残留応力分布に影響を与えることを解析で示し、最適試験片形状を示した。本試験片を用い高温加熱保持後の残留応力の緩和現象を固着力の低下という形で測定し、クリープ理論で求めた簡易解析解と比較し、概ね予測可能であることを示した。これによって2重管内の残留応力の分布及び使用時の変化が解析的にある程度予測でき、使用機器の寿命末期迄の性能評価の基礎の一つを固めた。

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