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田川 明広; 岡本 久彦; 上田 雅司; 山下 卓哉
日本保全学会第3回学術講演会要旨集, p.376 - 379, 2006/07
高速増殖原型炉「もんじゅ」では、安全上重要な機器に対し、供用期間中検査(ISI: In-service inspection)を実施する計画である。原子炉容器(RV: Reactor Vessel)はプラント最重要機器の一つであり、その安全性の重要度が高いのは言うまでもない。検査としては、Na連続漏洩監視と目視検査を実施する。また、検査時の温度は約200
Cに維持され、放射線環境は約10Sv/hrと、温度,放射線レベルともに高い。検査装置は、RVとGV間の約30cmの狭隘空間に挿入され、ばねの突っ張り力とタイヤ摩擦力で自重を支え、遠隔操作で垂直走行させて検査を行う。平成4年の総合機能試験(以下、SKS)で使用した現有検査装置により目視データを取得し、目標性能を満たした。また、研究開発として体積検査も実施している。本報では、さらに性能向上を図るために次世代装置開発を行ったので報告する。
郡司 郁子; 田端 理美子; 大歳 幸男*; 桑垣 玲子*; 石橋 陽一郎*
日本保全学会第3回学術講演会要旨集, p.17 - 19, 2006/07
原子力関連事業者のパブリックリレーションズ(ここでは、利害関係者との信頼構築を目的とした広報・広聴活動と定義する)及び住民参画の現状を把握したうえで、課題抽出を行い、住民と事業者との相互理解を深めていくための双方向コミュニケーションの方策を提案する。
小坂部 和也; 鬼沢 邦雄; 柴田 勝之
日本保全学会第3回学術講演会要旨集, p.75 - 78, 2006/07
確率論的破壊力学は、構造機器に対する負荷や材料強度のばらつき、あるいは欠陥寸法分布・存在確率等を考慮して機器の信頼性や健全性を合理的に評価できる手法として注目されている。今日、安全率に基づく決定論的な評価に対する合理的な説明,妥当性の評価あるいはこれに変わる評価法として、手法整備やコード開発が進められており、国外では、破断前漏洩や経年圧力容器の健全性評価にかかわる規制に取り込まれる動向にある。我が国においても、規制・規格への確率論的手法の導入に備え、評価手法の整備を行っておくことが必要である。日本原子力研究開発機構では、軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、平成8年度から確率論的破壊力学解析コードPASCALの開発を行っている。このコードは原子炉圧力容器に加圧熱衝撃等の過渡荷重が発生した場合の破壊確率を解析するコードである。ここではPASCALの解析機能及び標準的解析手法について説明するとともに、破壊確率に対する非破壊検査の影響について検討した結果の例を述べる。
榊原 安英; 磯村 和利; 山下 卓哉; 渡士 克己; 土井 基尾; 大草 享一; 田川 明広; 平原 謙司
日本保全学会第3回学術講演会要旨集, p.283 - 286, 2006/06
原子力発電所の高経年化対策の充実を図るために、原子力学会の高経年化に関するロードマップに沿って、調査研究を、長期運転プラントや研究機関等が集積化する福井県下で実施した。
土井 基尾; 月森 和之; 渡士 克己
no journal, ,
近年、特に米国において軽水炉の安全規制にかかわる意思決定にリスク情報を積極的に活用する仕組みが実用化され、設備稼働率が大幅に向上している状況を踏まえて、日本の軽水炉においてもリスク情報の活用に向けた取り組みが行われている。ナトリウム冷却高速炉は軽水炉と異なり活性を有するナトリウムを使用することから、ナトリウム漏えいのリスクを考慮することが必要と考えられる。ナトリウム漏えいのリスクの観点からリスクベース保全検討手法及び原型炉を例として適用した検討状況を紹介する。
根本 義之; 上野 文義; 永江 勇二; 高屋 茂; 吉武 庸光; 青砥 紀身; 塚田 隆
no journal, ,
本研究においては原子炉の高経年化対策において問題となっている、オーステナイト系ステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)を、そのき裂発生以前の段階において検知する手法の開発のため、IASCC感受性と磁気測定結果の相関関係について検討を行った。研究に用いた試料は高純度304系モデルステンレス合金(HP304)と、その合金に炭素を約0.1mass%添加した合金(HP306/C)、及びモリブデンを約2.5mass%添加した合金(HP316)である。以上3種類の組成の合金の1dpa照射材と5dpa照射材を用いて高温水中低歪み速度引張り(SSRT)試験を行い、IASCCの発生した粒界破面率(=IASCC感受性)を求めた。またこれら試験片のつかみ部について、フラックスゲート(FG)センサーによる漏えい磁束密度測定を行った。これらの結果を比較したところ、IASCC感受性と漏えい磁束密度の間には良い相関関係がみられた。この磁気的計測手法を発展させることにより、合金組成の異なる、さまざまな使用年数を経たオーステナイト系ステンレス鋼構造材料に適用可能な、非破壊の劣化予兆診断技術を開発できる可能性が示された。
高屋 茂; 永江 勇二
no journal, ,
SUS304鋼の磁気特性と高温環境下における疲労損傷の蓄積との関係を調べた。ひずみ制御の引張圧縮疲労試験を923Kで実施した。全ひずみ範囲は0.4, 0.5, 0.7%の3条件とした。また各疲労試験の実施前後に漏洩磁束密度の測定も行った。その結果、磁束密度の最大変化量が、その傾きは全ひずみ範囲に依存しているものの、いずれの全ひずみ範囲に関しても負荷サイクル数とともに線形に増加することが示された。さらにわれわれは、この磁束密度の変化が、全ひずみ範囲によらず、推定蓄積エネルギーに正比例していることを提案した。この関係は、き裂発生前における疲労損傷の非破壊評価の可能性を示している。
石井 裕剛*; Bian, Z.*; 関山 友輝*; 下田 宏*; 吉川 榮和*; 泉 正憲; 兼平 宜紀; 森下 喜嗣
no journal, ,
拡張現実感技術とは、作業対象物上にコンピュータグラフィックスによる作業情報を重ねて表示(重畳表示)させる技術で、作業員に作業の直感的理解を促すことができる。原子力発電プラントの定期検査の際にこの拡張現実感技術を用いて、作業に関連する情報を提示すれば、ヒューマンエラーの防止と作業の効率が上がると期待される。拡張現実感技術の実現に際しては、重畳表示を正確な位置・方向を表示させるために、ユーザと情報提示対象物との位置・方向を求めるトラッキング技術が重要である。これまでマーカを用いたさまざまなトラッキング手法が提案されているが、原子力発電プラントへの適用に関しては、あまり研究されていなかった。これまで、著者らは原子力発電プラント内での使用を前提とする新トラッキング手法として配管に貼りつけるラインコードマーカを開発し、高精度のマーカの認識率を上げてきた。本研究では、複数のカメラとジャイロセンサを併用して、トラッキングを行うハイブリッとトラッキング技術を開発し、原子力発電プラント(ふげん)で評価実験を行った。その結果、トラッキングの範囲が、従来のトラッキング手法に比べて、3倍程度拡大された。
小原 智史; 鬼澤 高志
no journal, ,
高速炉における物量削減や機器のコンパクト化による設計自由度及び経済性の向上を目的として、火力発電等において多くの実績を持つ高クロム鋼をベースに、高速炉に適した高クロム鋼の開発が進められている。これら高クロム鋼は、MoやW等の母相への固溶による固溶強化機構やV, Nb添加によりMX型炭窒化物を析出させる析出強化機構により機械的特性を向上させているが、それら強化機構の高速炉温度域における長時間有効性及び安定性は十分に明らかとなっていない。そのため、これら高クロム鋼を高温長時間供用した場合、機械的特性が低下し、取替もしくは強化機構を再生させるような補修が必要となる可能性がある。そこで、本研究では、析出強化機構を熱処理により再生させることを目的に、析出強化元素であるV, Nbを添加した高クロム鋼に対して補修熱処理を施し、強度と組織の観点から補修熱処理の検討を行った。また、補修熱処理後の機械的特性をさらに向上させるために、焼ならし温度の上昇とともに析出強化に寄与するMX量が増加する報告より、補修熱処理後の焼ならし温度を変化させ、組織及び機械的特性に及ぼす焼ならし温度の影響について調査した。その結果、熱間圧延時温度と同等の補修熱処理により、粗大化したMXを再度微細化させ、MXによる析出強化機構を再生させることができた。また、焼ならし温度の上昇によりMX粒子を微細化させ、析出密度を増加させることができた。
Mihalache, O.; 山口 智彦; 上田 雅司; 山下 卓哉; 伊達 公司*
no journal, ,
リモートフィールド渦電流探傷(RF-ECT)と多重周波数のアルゴリズムを用いて「もんじゅ」の蒸気発生器伝熱管の支持板下部に存在する放電加工キズの検出結果について報告する。筆者らが開発した2次元の有限要素法渦電流解析コードを使って、キズと支持板に流れる磁場を計算し、多重周波数法に適した励磁周波数(150Hzと450Hz)を求めた。さらに伝熱管を模擬した短管試験片を用いて確認試験を行った。試験結果と解析結果が一致することが確認でき、本手法を用いることで、支持板の信号とキズの信号を分離できることがわかった。