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論文

Determination of in-service inspection requirements for fast reactor components using System Based Code concept

高屋 茂; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 浅山 泰

Nuclear Engineering and Design, 305, p.270 - 276, 2016/08

AA2016-0006.pdf:0.51MB

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.72(Nuclear Science & Technology)

著者らは、これまでの研究でシステム化規格概念を用いた供用期間中検査(ISI)要求の設定方法を提案した。提案方法は、二つの補完的な評価から成り、一つは構造健全性に着目し、もう一方は安全性に着目している。本研究では、提案手法を用いて、もんじゅのガードベッセル及び炉心支持構造のISI要求について評価した。その結果、非現実的に厳しい想定を課しても、いずれの機器も十分な信頼度を有することが示され、ISI要求の必要はないと判定された。この結果から、提案手法は、プラントの特徴を考慮した効果的で合理的なISIの実現に寄与するものと期待される。

論文

Study on minimum wall thickness requirement for seismic buckling of reactor vessel based on system based code concept

高屋 茂; 渡辺 大剛*; 横井 忍*; 神島 吉郎*; 栗坂 健一; 浅山 泰

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051802_1 - 051802_7, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:82.67(Engineering, Mechanical)

システム化規格概念に基づき、高速炉の原子炉容器の地震座屈の防止に必要な最小板厚について検討した。システム化規格の特徴のひとつは、裕度交換であるが、これを実現するために信頼性設計手法を採用するとともに、原子力プラントの安全性目標から原子炉容器の地震座屈に対する目標信頼度を導出した。地震ハザードも含め必要な入力データを整備し、評価を実施した。その結果、従来の決定論的な設計手法に比べて、最小必要板厚を薄くすることができることが明らかになった。また、各確率変数の評価結果への影響について検討し、地震荷重が支配的な要因であることを示した。

論文

Determination of ISI requirements on the basis of system based code concept

高屋 茂; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 浅山 泰

Transactions of 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08

システム化規格概念に基づく新しい供用期間中検査要求の決定手順を提案した。提案手順では、構造健全性に着目した評価とプラントの安全性に着目した評価の二つを行うことを要求している。本研究では、高速増殖原型炉「もんじゅ」の原子炉容器ガードベッセルおよび炉心支持構造に同手順を適用した。提案手順により、プラントの特徴を考慮した合理的な供用期間中検査が実現できると期待される。

論文

Application of the system based code concept to the determination of in-service inspection requirements

高屋 茂; 浅山 泰; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 仲井 悟; 森下 正樹

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 1(1), p.011004_1 - 011004_9, 2015/01

システム化規格概念に基づきプラントの特徴を考慮した効果的かつ合理的なISIの実現のために、新しいISI要求の決定手法を提案した。提案手法は、構造健全性に着目した評価とプラントの安全性の観点から欠陥の検出性に着目した評価の二つからなる。なお、欠陥検出性が十分でない場合には、十分に保守的な仮定の下での構造健全性評価が要求される。また、原型炉もんじゅに対する評価を実施し、提案手法が実機への適用性を有していることを示した。

論文

Study on minimum wall thickness requirement of reactor vessel of fast reactor for seismic buckling by system based code

高屋 茂; 渡辺 大剛*; 横井 忍*; 神島 吉郎*; 栗坂 健一; 浅山 泰

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07

システム化規格概念に基づき、高速炉原子炉容器の地震による座屈に対する最少許容板厚に関して検討した。システム化規格の主なコンセプトの一つは裕度の最適化である。このコンセプトを実現するために、信頼性設計手法を用いた評価を行うとともに、原子力施設の安全目標から原子炉容器の地震による座屈に対する目標信頼度を導出し、信頼性設計手法に必要な確率分布等の入力データを整備した。また、地震荷重の大きさの不確定性を考慮するために、地震ハザードを考慮した。目標信頼度を満足する板厚を評価した結果、従来の決定論的手法に比べ、最少許容板厚を小さくできることを明らかにした。

論文

Development of limit state design for fast reactor by system based code

渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 浅山 泰; 高屋 茂; 町田 秀夫*; 神島 吉郎*

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 7 Pages, 2013/07

システム化規格の革新的な概念のひとつである裕度交換を具現化するために限界状態設計法を新たに開発し、現行規格の代わりに限界状態設計法が利用可能であることを示した。本研究では、熱荷重が加わる高速炉の原子炉容器を対象とした評価を実施し、クライテリアを現行規格から限界状態に変更することによって許容応力が増加することを示した。

論文

An Experimental validation of the guideline for inelastic design analysis through structural model tests

渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 大谷 知未*; 柴本 宏*; 井上 和彦*; 笠原 直人

Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.389 - 398, 2008/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.02(Nuclear Science & Technology)

原子炉容器のナトリウム液面近傍では、炉容器軸方向に生じる温度勾配によって、熱応力が発生する。また、炉の起動時や停止時にナトリウムの液位が変動した場合、上記熱応力の繰返しが生じ、このような条件下でのラチェット挙動やクリープ疲労強度の明確化が高温構造設計上の重要課題となっている。この課題に取り組むため、ナトリウム液面近傍の負荷条件を模擬できる「液面近傍モデル試験装置」を作成し、構造物の熱ラチェット変形試験を行った。熱ラチェット挙動を明らかにするとともに、試験結果との比較により非弾性解析法の適用性を確認することができた。

論文

Measurement of thermal ratcheting strain on the structures by the laser speckle method

渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 大谷 知未*; 柴本 宏; 井上 和彦*; 笠原 直人

Proceedings of 2006 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2006)/International Council on Pressure Vessel Technology (ICPVT-11) (CD-ROM), 7 Pages, 2006/00

繰返し熱荷重を受ける高速炉の高温機器において、熱ラチェットによる破損防止は重要課題である。ラチェット挙動を明らかにするため、構造モデル試験が計画された。熱ラチェット現象を理解するうえでひずみ測定は重要であるが、高温下では従来のひずみゲージによる測定は困難である。このため、2つのレーザービームを用いたレーザースペックル法が構造物モデルのひずみを測定するために開発された。このシステムは原子炉の実際の運転状態を模擬した熱ラチェット試験に適用された。単軸試験結果との比較を通じ、レーザースペックル法が確証された。構造物モデル試験の測定データは、高速炉機器のひずみ予測法を記載している非弾性設計解析に関するガイドラインを検証するために用いられた。

口頭

実用高速炉構造設計基準のための技術開発,15; 構造モデル試験による非弾性設計解析ガイドラインの検証

渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 大谷 知未*; 柴本 宏; 井上 和彦*; 笠原 直人

no journal, , 

設計研究中の実用高速炉の原子炉容器の液面近傍を模擬した構造モデル試験を実施するとともに、開発した設計用の非弾性構成式を用いて試験条件下のひずみの解析評価を行った。ひずみの計測結果、弾性解析結果との比較を通じ、非弾性解析により、累積非弾性ひずみが計測結果よりも安全側、弾性解析よりも合理的に評価できることを確認し、開発した非弾性構成式を取り入れた「非弾性設計解析に関するガイドライン(暫定案)」が妥当であることを検証した。

口頭

大型核融合実験装置JT-60の解体の現状

池田 佳隆; 岡野 文範; 花田 磨砂也; 逆井 章; 宮 直之; 渡辺 隆*; 大胡 泰彦*; 細金 延幸*; 青砥 三男*

no journal, , 

臨界プラズマ試験装置(JT-60)は、放射線障害防止法の適用を受ける大型核融合実験装置であり、平成3年より重水素を用いた運転を18年間行い、平成20年8月に運転を終了した。JT-60は、日欧の国際共同計画であるサテライト・トカマク計画として、高圧力プラズマの長時間運転を目指した超伝導装置JT-60SAに改修する。このため既存のJT-60本体の磁場コイル,真空容器,基礎架台等及び周辺に取り付けた計測装置,加熱装置等、多種多様な大型構造物機器の全面解体・撤去を行い、そこに新たに日欧で分担製作する超伝導コイル,大型真空容器,基礎架台等を据付けるとともに加熱装置等の再取り付けを行う。JT-60解体の特徴は、重水素運転時の中性子発生により本体機器が放射化しており、クリアランス法を見据えた物質管理が重要課題である。JT-60解体は平成21年から開始し、平成24年秋までに解体を完了し、平成24年度中に欧州から搬入されるJT-60SA基礎架台をJT-60の基礎架台跡に設置する予定である。

口頭

JT-60トカマクの解体完遂

岡野 文範; 池田 佳隆; 逆井 章; 花田 磨砂也; 渡辺 隆*; 大胡 康彦*; 細金 延幸*; 青砥 三男*

no journal, , 

臨界プラズマ試験装置(JT-60)は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要がある。JT-60は、18年間の重水素実験で発生した中性子により放射化している。そのため、解体作業は放射線障害防止法に基づいて実施した。実際のJT-60本体解体においては、トロイダル磁場コイル(TFC)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割が工程的、技術的に大きな課題であった。これらの課題をR&Dを実施して、解決し、解体を進めた。平成21年度に開始した、長期間に亘る解体作業を平成24年度(平成24年10月)に完遂した。

口頭

大型核融合実験装置JT-60の解体の完了

池田 佳隆; 岡野 文範; 花田 磨砂也; 逆井 章; JT-60チーム; 渡辺 隆*; 大胡 泰彦*; 細金 延幸*; 青砥 三男*

no journal, , 

臨界プラズマ試験装置(JT-60)は、放射線障害防止法の適用を受ける大型核融合実験装置であり、現在、日欧の国際共同計画であるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指す超伝導装置JT-60SAに改修中である。この改修の第1段階として、既存のJT-60本体及び周辺の解体を約3年間実施、平成24年秋に完了した。このJT-60解体においては、すべての解体品及び切断作業等は放射線管理の下で実施し、その解体品総数は約13000点、総重量は5400トンに達した。JT-60は、機械強度の高い高マンガン鋼等の難削材を多用した複雑な大型構造物であったが、乾式ダイヤモンドワイヤーソーで難削材の複合構造体を一括切断できることを見いだすなど、新たな技術導入等により、解体手順の合理化を図った。講演では、この3年間の解体作業の詳細を報告する。

口頭

トカマク原型炉における冷却材喪失事象の研究

中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 橘高 大悟*; 石井 響子*; 松宮 壽人*

no journal, , 

冷却材が全量かつ瞬時に喪失した場合におけるトカマク原型炉の安全上の特徴について、最近の知見を報告する。冷却水が瞬時に全量喪失し、かつ外部電源の供給も無く、能動的な除熱は何も行えないという極端な状況を仮定し、核融合炉熱水力過渡解析コードMELCOR-fusを用いて、炉内機器の温度変化を解析した。冷却材全量瞬時喪失のように極端な事象でも、原型炉の炉内機器や真空容器(放射性物質に対する閉じ込め障壁)の温度は融点に達しないことが分かった。

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