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報告書

高速炉機器の信頼性評価に用いる荷重等の入力データの設定方法

横井 忍*; 神島 吉郎*; 定廣 大輔*; 高屋 茂

JAEA-Data/Code 2016-002, 38 Pages, 2016/07

JAEA-Data-Code-2016-002.pdf:1.51MB

規格基準体系が有する余裕を合理的な水準に適正に設定することを目指したシステム化規格概念の実現に向けた検討が行われている。余裕の適正化のために必要となる定量的指標としては破損確率が有望視されているが、破損確率を算出するには、不確定性を有する変数について確率分布形、平均値(もしくは中央値)及び分散(もしくは標準偏差)等の不確定量を入力することが必要になる。これらの入力データのうち、材料強度に関する統計的特性についてはJAEA-Data/Code 2015-002「高速炉機器の信頼性評価に用いる材料強度の統計的特性、オーステナイト系ステンレス鋼」にて報告されている。本報では、高速炉機器の破損確率を求める際に必要な入力データであって、JAEA-Data/Code 2015-002の対象外である荷重等に係る入力データについて、その設定方法及び設定の考え方をまとめたものである。

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

Design approach for decay heat removal systems based on the safety design criteria for Gen-IV sodium-cooled fast reactor

加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 早船 浩樹; 横井 忍*; 中田 崇平*; 谷 明洋*; 島川 佳郎*

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.616 - 623, 2014/04

設計拡張状態として除熱系喪失事象を対象に、JSFRの崩壊熱除熱設備の強化設計について報告する。設計要求は、第4世代ナトリウム冷却炉の安全設計クライテリアを参照した。構築した概念に対する有効性評価, 信頼性評価についても報告する。

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。

報告書

機器上下免震要素の免震周期変更の影響に関する調査

神島 吉郎*; 横井 忍*

JNC-TJ9410 2005-002, 113 Pages, 2004/11

JNC-TJ9410-2005-002.pdf:5.84MB

本研究では、上下免震要素の周期変更に伴う影響(要素設計の柔軟性、設計合理化の可能性)に関する調査を行うとともに、機器上下免震システムの成立性検討及び機器上下免震方式のプラント建屋配置検討を行った。

口頭

高速増殖炉原子炉容器のクリープ疲労に関する信頼性評価手法の開発

高屋 茂; 岡島 智史; 浅山 泰; 千年 宏昌*; 町田 秀夫*; 横井 忍*; 神島 吉郎*

no journal, , 

高速増殖炉原子炉容器の貫通き裂の発生確率に関する評価手法を提案した。試評価用の入力条件を整備し、提案手法を適用した。評価結果は、安全要求から導出される許容確率と比較した。

口頭

JSFRのPLOHS時の事象推移の検討,1; PLOHS時におけるプラント応答過程の解析

松尾 英治*; 渡邊 素子*; 山田 由美*; 小山 和也*; 島川 佳郎*; 佐藤 充*; 神島 吉郎*; 横井 忍*; 山野 秀将; 鈴木 徹; et al.

no journal, , 

JSFRを対象としたレベル2PSAに資する目的でPLOHSの事象推移を検討している。本報では、PLOHS発生後のプラント応答過程における事象進展の検討結果を報告する。

口頭

GIFの安全設計クライテリアに適合するSFRのLOHRS対策設備の検討,2; 設備構成の検討

加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 中田 崇平*; 横井 忍*

no journal, , 

Generation-IVインターナショナルフォーラムで検討されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)のための安全設計クライテリア(SDC)に適合しうる除熱系喪失事象(LOHRS)対策設備の検討を実施した。本稿では、SDCの要求に対応した設備構成の検討結果について報告する。

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