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論文

Development plan of failure mitigation technologies for improving resilience of nuclear structures

笠原 直人*; 山野 秀将; 中村 いずみ*; 出町 和之*; 佐藤 拓哉*; 一宮 正和*

Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 8 Pages, 2022/07

破壊制御を利用して、設計想定を超える事象によって破損が生じた場合に、その拡大を抑制する技術の開発を進めている。開発課題として、(1)超高温時の破損拡大抑制技術、(2)課題地震時の破損拡大抑制技術、(3)原子炉構造レジリエンス向上手法の3つの計画を立てた。

論文

Proposal of simulation material test technique for clarifying the structure failure mechanisms under excessive seismic loads

橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

過大地震荷重下における構造物の破損メカニズムを明らかにすることは非常に重要である。一方で、実際の構造材料を使用した構造物試験は非常に難しく、費用もかかる。そのため、過度の地震荷重下での構造破損メカニズムをシミュレートするために、模擬材料として鉛合金を用いた試験技術を提案した。この研究では、鉛合金を使用して材料試験を実施し、模擬材料試験の有効性を検証した。さらに、一連の材料試験の結果に基づいて、鉛合金の非弾性構成方程式(最適疲労破損式と動的応力-ひずみ関係式)を作成した。提案した式を用いることで、有限要素解析等の非線形解析も実行可能にした。これらの結果から、模擬材料試験技術が、過大地震荷重下での構造物の破損メカニズム解明に有効な手法として提案することができた。

論文

Proposal of simulation materials test technique and their constitutive equations for structural tests and analyses simulating severe accident conditions

橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08

シビアアクシデント時には、原子力発電所の構造材料は過度の高温にさらされる。過酷事故時の構造物の終局破損様式を把握することは非常に重要であるが、そのようなシビアアクシデント時の破壊メカニズムは明らかにされていない。しかしながら、実際の構造材料を用いて構造物破壊試験を実施することは非常に難しく、かつ高価な試験になる。そこで、実際の構造材料の代わりに鉛合金を使用した構造物破壊試験を提案する。低温での鉛合金構造の破損メカニズムと高温での実際の構造の破損メカニズムとの類似性を実証するには、数値解析が必要である。2019年に数値解析のための非弾性構成方程式を提案したが、鉛合金の材料試験ではばらつきが大きく、提案式は良好に表現することができなかった。本研究では、材料特性を安定させる時効合金を用いた新しい材料試験結果に基づいて、鉛合金の改良非弾性構成方程式を提案する。

論文

A Proposal of inelastic constitutive equations of lead alloys used for structural tests simulating severe accident conditions

橋立 竜太; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/07

シビアアクシデント時には、原子力発電所の構造材料は過度の高温にさらされる。過酷事故時の構造物の終局破損様式を把握することは非常に重要であるが、そのようなシビアアクシデント時の破壊メカニズムは明らかにされていない。しかしながら、実際の構造材料を用いて構造物破壊試験を実施することは非常に難しく、かつ高価な試験になる。そこで、実際の構造材料の代わりに鉛合金を使用した構造物破壊試験を提案する。鉛合金の強度は実際の構造材料の強度よりもはるかに小さく、低温, 低荷重で試験を実施することが可能である。低温における鉛合金の破壊機構と過渡の高温における実際の構造材料の破壊機構の類似性を実証するために数値解析が必要である。鉛合金の材料特性を把握し、数値解析(有限要素解析)に必要な鉛合金の非弾性構成式を開発する。

論文

Selector-valve failed fuel detection and location system for Japan Sodium-cooled Fast Reactor

相澤 康介; 藤田 薫; 上出 英樹; 笠原 直人*

Nuclear Technology, 189(2), p.111 - 121, 2015/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

JSFRではセレクタバルブ方式破損燃料位置検出装置(SV-FFDL)を採用している。炉容器径を小さくするためSV-FFDLユニットは2基構成としており、かつJSFR炉心は562体の燃料集合体から構成されていることから、1基あたりのサンプリングする燃料集合体数が既往炉と比較して増大している。結果として、炉全体の測定時間が長期間におよぶ可能性がある。また、JSFRはスリット付き炉上部機構を採用しており、スリット下部に位置する燃料集合体についてのサンプリング性能は低くなることが知られている。本研究では、コンパクト炉容器において多数の燃料集合体を取り扱うSV-FFDLシステムの検出性能を評価した上で、FFDLの運転方法及び手順を検討した。

論文

Thermal transient test and strength evaluation of a tubesheet structure made of Mod.9Cr-1Mo steel, 1; Test model design and experimental results

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

AA2013-0395.pdf:2.65MB

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.13(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$$^{circ}$$C及び250$$^{circ}$$C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600$$^{circ}$$Cのナトリウム流入後には2時間、250$$^{circ}$$C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。

論文

Thermal transient test and strength evaluation of a tubesheet structure made of Mod.9Cr-1Mo steel, 2; Creep-fatigue strength evaluation

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

AA2013-0396.pdf:1.44MB

 被引用回数:12 パーセンタイル:67.72(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。

論文

Development of constitutive models for fast reactor design

月森 和之; 岩田 耕司*; 川崎 信史*; 岡島 智史; 矢田 浩基; 笠原 直人*

Nuclear Engineering and Design, 269, p.23 - 32, 2014/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:8.95(Nuclear Science & Technology)

高速増殖炉実用化のためのR&D、すなわちFaCT(Fast reactor Cycle Technology development)が日本において進められている。そのR&D項目の一つとして、従来設計で熱荷重低減のために原子炉容器の内側に取り付けられていた炉壁保護構造を取り去って、コンパクトな原子炉容器を実現する課題がある。最も重要なことは、起動,停止を繰り返すたびに上下する液面近傍の原子炉容器に累積する非弾性ひずみ量の評価である。本研究の目的は、このような複雑な非弾性挙動を精度よく評価できる合理的な構成モデルを開発し、これに基づく設計ガイドを用意することである。われわれは、高精度塑性構成モデル及び簡便な塑性構成モデルを開発し、系統的な試験を実施し、その結果に基づいてこれらモデルの有効性を示した。

論文

Stress mitigation design of a tubesheet by considering the thermal stress inducement mechanism

安藤 勝訓; 高正 英樹*; 川崎 信史; 笠原 直人*

Journal of Pressure Vessel Technology, 135(6), p.061207_1 - 061207_10, 2013/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:27.12(Engineering, Mechanical)

有限要素法解析により球形管板の応力発生機構について検討し、その結果をまとめた。一連の応力発生機構の検討結果に基づき平管板と球形管板を組合せたハイブリッド管板モデルを提案した。またこのハイブリッド管板モデルにおける応力発生機構についても分析した。

論文

改良9Cr-1Mo鋼構造物の繰返し熱過渡強度試験とクリープ疲労強度評価

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。

論文

Under-sodium endurance experiment of selector valve in failed-fuel detection and location system of JSFR

相澤 康介; 藤田 薫; 平田 慎吾*; 笠原 直人*

Nuclear Technology, 183(1), p.1 - 12, 2013/07

ナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、破損燃料位置検出器としてセレクタバルブ方式FFDLを採用している。JSFRの燃料集合体数は約600体であるが、経済性向上のため炉容器コンパクト化を図っており、セレクタバルブ方式FFDLユニット2基ですべての燃料集合体からサンプリングする方針としている。したがって、セレクタバルブ方式FFDLユニット1基あたりが検出すべき燃料集合体が約300体となり、従来のセレクタバルブ方式FFDLユニットと比較して大幅に増大している。また、プラント設計寿命は60年を目標としていることから、JSFRの炉上部構造と整合し、かつ約300体の燃料集合体を対象としたセレクタバルブ構造を設計し、プラント設計寿命を考慮したセレクタバルブ摺動部の耐久性を確認する必要がある。本検討では、セレクタバルブの製作性と耐久性を実証するため、実規模モックアップ試験体を製作し、製作性を確認するとともに高温ナトリウム中耐久試験を実施した。耐久試験後の断面観察、硬さ測定及び化学分析から、セレクタバルブ摺動部のコーティング層が残存していることを示し、セレクタバルブの耐久性を実証した。

論文

Thermal transient test and strength evaluation of a thick cylinder model made of Mod.9Cr-1Mo steel

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:81.46(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600$$^{circ}$$Cと250$$^{circ}$$C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。

論文

Evaluation on double-wall-tube residual stress distribution of sodium-heated steam generator by neutron diffraction and numerical analysis

木曽原 直之; 鈴木 裕士; 秋田 貢一; 笠原 直人*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.621 - 630, 2012/06

A double-wall-tube is the steam generator heat transfer tube of future sodium fast reactors in Japan. An inner tube and an outer tube are contacted to keep the heat transfer performance. The contact stress falls down due to relaxation, and this phenomenon might degrade the heat transfer performance. Although the relaxation can be predicted by numerical analysis, the analysis requires the data of the initial stress distributions. However, unclear initial stress distributions prevent precious relaxation evaluation. To resolve this issue, a neutron diffraction method was employed to reveal the initial stress distributions. The measurement results were also analyzed using a structural computer code to determine the initial stress distributions. Based on the stress distributions, the computer code has predicted the transition of the contact stress, and showed that the inner and outer tubes are contacted with sufficient stresses during the plant life time.

論文

Water experiment and numerical simulation on failed fuel detection and location system of Japan sodium-cooled fast reactor (JSFR)

相澤 康介; 大嶋 淳*; 上出 英樹; 笠原 直人

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(1), p.47 - 60, 2012/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.83(Nuclear Science & Technology)

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)で設計を進めているナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、すべての燃料集合体を対象に破損燃料位置検出器(FFDL)を開発している。大型炉では、炉容器コンパクト化による経済性向上を図るため、単回転プラグを採用した燃料交換機に適合するスリット付き炉心上部機構(UIS)が採用されている。スリット下の燃料集合体に対しては、スリット内を燃料交換機が移動するため、FFDLサンプリング管を燃料集合体出口近傍に設置することができない。そのため、サンプリング管をUIS内の適切な位置に配置することにより、破損燃料を数体以内に絞り込むことが可能なサンプリング手法を開発する必要がある。本検討では、UISのスリット周辺構造を1/5縮尺で模擬した水流動試験及び濃度評価解析を実施して、サンプリング手法の開発と評価を行った。炉心上部機構を模擬した水流動試験及び濃度評価解析を実施し、UISの第2BP及びFHMプラグにサンプリング管を設けることで、スリット部の集合体での燃料破損に対するサンプリング濃度の目標値を達成できる結果を得た。また、濃度評価解析により、濃度分布を予測できることを明らかにした。

論文

Experimental and analytical study of failed fuel detection and location system in JSFR

相澤 康介; 大嶋 淳*; 上出 英樹; 笠原 直人

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00

本検討では、スリット付き炉心上部機構を有するナトリウム冷却大型炉に適合する破損燃料位置検出器を開発するため、炉心上部機構を模擬した水流動試験及び濃度評価解析を実施し、スリット部に位置する燃料集合体に対するサンプリング手法の成立性を評価した。

論文

高温長時間保持による316FR鋼の繰返し硬化回復限界調査

岡島 智史; 川崎 信史*; 深堀 拓也*; 菊地 浩一*; 笠原 直人

第49回高温強度シンポジウム講演論文集, p.85 - 89, 2011/11

高速炉原子炉容器設計高度化のため、316FR鋼の繰返し硬化を考慮した構成モデルに基づく非弾性解析により、ラチェットひずみを評価する方策が考えられている。高速炉容器は高温環境下で長時間使用することから、高温保持中に軟化が生じ、繰返し硬化が緩和・回復する可能性は否定できない。したがって、高速炉容器の実用環境における繰返し硬化回復現象についての限界調査が望まれる。本研究では、単軸丸棒試験片による繰返し硬化挙動試験を実施し、高温保持による繰返し硬化回復現象の限界を調査した。この結果、高温保持を含む繰返し負荷によって生じた繰返し硬化は、長時間保持によっても明瞭な回復が見られないとの知見を得た。

論文

Development of constitutive models for fast reactor design

月森 和之; 岩田 耕司*; 川崎 信史*; 笠原 直人*

Transactions of 21st International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-21) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/11

R&D to enable a practical fast breeder reactor plant is proceeding in Japan, which is called FaCT (Fast reactor Cycle Technology development). One of the key issues of R&D is to realize a reasonably small reactor vessel by eliminating the thermal liner which is installed inside the vessel in order to reduce thermal loading in the conventional design. Most important concern is the amount of the inelastic strain of the vessel accumulated around the liquid sodium surface which moves up and downward cyclically with start-up and shut-down. The aim of this study is to develop rational constitutive models that enable prediction of this kind of complex inelastic behaviors precisely and to prepare the design guide based on inelastic analysis. In this paper, the R&D results are introduced.

論文

The Creep-fatigue evaluation method for intermediate hold conditions; Proposal and validation

岡島 智史; 川崎 信史*; 加藤 章一; 笠原 直人

Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07

In this paper, for the application to the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR), the creep-fatigue damage evaluation method is improved to consider the intermediate holding condition. The improved method is validated through both of the uni-axial and the structure model creep-fatigue tests. In these validations, the target material is 316FR steel, which is planned to use for the reactor vessel. In the conventional method, in order to evaluate the creep damage conservatively, the maximum tensile value in the thermal stress transient cycle is used as the initial stress. The improved method evaluates the creep damage using the lower initial stress than the conventional method, while it has the rational margin.

論文

Detection capability and operation patterns of a selector-valve failed-fuel detection and location system for large sodium-cooled reactors

相澤 康介; 藤田 薫; 上出 英樹; 笠原 直人

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.605 - 613, 2011/05

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)で設計を進めているナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、燃料が破損したときにその位置を同定するためセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器(SV-FFDL)の導入を検討している。SV-FFDLは各燃料集合体冷却材出口近傍にサンプリング配管を設置し、吸い上げられたナトリウム中に含まれる放射性FPを検出する。このとき、吸い上げる配管をセレクタバルブで選択することで破損燃料位置を特定する。一方、JSFRでは炉容器コンパクト化による経済性向上を図るため、スリット付き炉心上部機構(UIS)が採用されており、スリット部ではサンプリング管の燃料集合体冷却材出口の直上への設置が困難である。そのため、サンプリング管は冷却材の流動等を考慮して一定のFP濃度を確保できる位置に設置する計画である。本研究では、スリット部に位置する燃料集合体も考慮した検出性能を明らかにし、得られたデータをもとにJSFRに適合する運用方法を検討した。

論文

ナトリウム冷却大型炉に適合する破損燃料位置検出器の開発; スリット部のサンプリング手法開発

相澤 康介; 藤田 薫; 上出 英樹; 笠原 直人

日本機械学会論文集,B, 77(776), p.982 - 986, 2011/04

JSFRに適合するセレクタバルブ方式破損燃料位置検出器の開発において、サンプリング管の近接が不可能なUISスリットの下に位置する集合体に関して、特に検出が難しい最外層の3体についても、UIS内のバッフル板に設けたサンプリング管により、燃料破損を検出できる方法を水流動試験に基づき検討した。試験の結果、適切なFHM貫通孔プラグ構造・位置を採用することにより、FHM貫通孔プラグにセレクタバルブを設置せず、バッフル板に設けたサンプリング管により、UISスリット部の集合体での燃料破損の位置を検出するために必要なサンプリング濃度の目標値を達成できることを明らかにした。

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