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論文

Design and modification of steam generator safety system of FBR MONJU

松浦 真; 羽鳥 雅一; 池田 真輝典

Nuclear Engineering and Design, 237(12-13), p.1419 - 1428, 2007/07

 被引用回数:16 パーセンタイル:74.96(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却型高速増殖炉の「もんじゅ」において、蒸気発生器の水漏洩事象は重大な安全評価事項の一つである。もんじゅは蒸気発生器内の水漏洩検知として、小規模漏洩に水素計、中規模漏洩にカバーガス圧力計、大規模漏洩にラプチャーディスク開放検知棒を用いる。設計事象として、1本の伝熱管破断が隣接する3本の伝熱管破断へ伝搬するという想定で2次系機器の健全性が評価されている。しかし、最新の評価コードを適用した場合、最も厳しい条件で高温ラプチャー型破断に対する裕度が小さいことがわかった。この改善には事象発生時のナトリウム・水反応時間の短縮が要求され、より早期の水漏洩検知とさらに急速なブローダウンを可能とする必要がある。現在、もんじゅは併せて本改造を実施中であり、蒸気逃し弁の追加,カバーガス圧力計の追加・設定値変更,圧力上昇検出を容易とするためダンプタンクとのガス連通弁の小口径化を実施している。改造後、蒸気発生器の設計裕度は大きく向上する。

論文

A Development of Three-Dimensional seismic isolation for advanced reactor systems in Japan, 2

高橋 健司*; 井上 和彦; 加藤 朝郎*; 伊藤 啓; 藤田 隆史*

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.3371 - 3380, 2006/03

高速炉プラントの設計・建設コストの低減と信頼性の向上を目的として、原子炉建屋全体を対象とする「建屋全体3次元免震技術」、および、建屋は水平免震とし、原子炉周りの重要機器に対して上下方向免震が可能な「機器上下免震技術の開発」を平成12年度から実施している。その開発計画,免震システムへの要求条件をまとめ、開発を実施した装置候補の概要,装置の選定,確証試験計画と試験成果,さらに装置の実プラントへの適用性について発表する。

論文

Stress analysis of two-dimensional C/C composite components for HTGR's core restraint mechanism

塙 悟史; 角田 淳弥; 柴田 大受; 石原 正博; 伊与久 達夫; 沢 和弘

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.600 - 605, 2005/08

炭素繊維強化炭素複合材料(C/C複合材)は高強度かつ優れた耐熱性を有することから高温ガス炉の炉内構造材として有望視されている。C/C複合材の原子力適用に際しては、黒鉛材料と同様に中性子照射による損傷がC/C複合材にも生じることが予想される。そこで、C/C複合材の熱・照射応力を評価するためにC/C複合材の高い異方性を考慮できる有限要素コードVIENUSを開発した。本報告では、炉心拘束機構への2次元C/C複合材の適用を想定し、C/C複合材の厚さや炉心拘束機構取付時のギャップをパラメータとした熱・照射応力解析を実施した。その結果、厚さとギャップの適切な設定によりC/C複合材は炉心拘束機構へ適用可能であること、また照射による寸法収縮に起因してC/C複合材に生じる周方向引張応力は増加するが、炉心拘束機構としてのC/C複合材の適用を考えた場合その増加は十分に小さいことが明らかとなった。

論文

Temperature evaluation of core components of HTGR at depressurization accident considering annealing recovery on thermal conductivity of graphite

角田 淳弥; 柴田 大受; 中川 繁昭; 塙 悟史; 伊与久 達夫; 石原 正博

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.4822 - 4828, 2005/08

黒鉛材料は、熱・機械的特性が優れているため、HTGR炉心の構成要素として用いられる。原子炉の運転中に、黒鉛構造物の熱伝導率は中性子照射によって低下するが、照射温度以上に加熱されるとアニーリング効果が期待されるため、熱伝導率がある程度回復すると考えられる。本研究では、HTGRの減圧事故時についてアニーリング効果を考慮した温度解析を実施し、アニーリング効果が燃料最高温度に及ぼす影響について検討した。検討の結果、アニーリング効果を考慮した燃料最高温度の解析値は約100$$^{circ}$$C低くなり、燃料最高温度をより精度よく評価できることが明らかになった。また、HTTRで実施した安全性実証試験について、アニーリング効果を考慮した評価手法を適用し解析を行った。

論文

Structural integrity assessments of helium components in the primary cooling system during the safety demonstration test using the HTTR

坂場 成昭; 橘 幸男; 中川 繁昭; 濱本 真平

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.4499 - 4511, 2005/08

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証するため、HTTRを用いた安全性実証試験が行われている。安全性実証試験による成果は、将来高温ガス炉及び第四世代原子炉システムの候補の一つであるVHTRの経済性の向上につながることが期待されている。安全性実証試験の一つとして実施されている冷却材流量の部分喪失を模擬した循環機停止試験では、温度及び冷却材であるヘリウム中の不純物組成が過渡状態となる。そこで、循環機停止試験における、温度及びヘリウム中の化学組成の実測値をもとに、1次系の主要な機器である、高温二重管,1次加圧水冷却器等の健全性を評価した。温度変化に基づく応力評価及び化学組成変化による炭素析出の評価の結果、原子炉出力100%からの試験における1次系主要機器の健全性が確認された。

論文

Development of a particle method for elastic and creep deformation

近澤 佳隆

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), 0 Pages, 2005/08

ナトリウム冷却炉など高温環境下ではクリープ変形が発生する。クリープ変形は弾性変形と比較して変位が大きくなる傾向がある。特にき裂の進展を解析する場合には、き裂周辺で変形が大きくなる。このようにクリープ変形の場合、大変形を伴う構造物の解析の必要性が高くなる場合がある。粒子を用いた計算手法では構造物や境界の大変形を粒子の移動として直接扱えるため大変形を取り扱う解析に適する。本研究では粒子法を用いたクリープ変形に対する解析手法を開発した。定常クリープおよび硬化モデルを開発し解析解と比較した結果、よく一致した結果が得られた。また、クリープ歪み式相当のモデルを開発し解析解、試験結果と比較した結果、よく一致した結果が得られた。応力緩和に関しては試験結果と比較を行った結果、応力解析の誤差が大きいため、ずれが生じているが、試験結果と計算結果で傾向は一致した結果が得られた。

論文

Experimental study on vertical component isolation system

岡村 茂樹; 北村 誠司; 高橋 健司

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), 0 Pages, 2005/08

発電用新型炉に適用する3次元免震システムの開発を進めており、その一方策として、積層ゴムを用いた建屋水平免震に加えて、機器を上下方向に免震する装置を組み合わせる方式(機器上下免震システム)が考えられる。機器上下免震システムは、積層ゴムを用いた水平免震建屋を前提として、耐震上重要度の高い原子炉容器と一次系機器を共通床(コモンデッキ)で支持し、この床と基礎構造の間に上下方向の免震装置を設置し3次元免震を実現する。上下免震装置のばね要素には皿ばねを用い、皿ばねを直並列に重ねることにより所要の剛性とストロークをえ、減衰として鋼材ダンパを用いている。免震装置に過大な水平荷重を与えないように、水平荷重を支持するキーや支柱をコモンデッキとRV壁の間に配置する。機器上下免震システムの1/8縮尺モデルによる振動実験から、本システムの成立性の確認を行った。

論文

Recent developments for fast reactor structural design standard (FDS)

笠原 直人; 中村 協正; 伊藤 啓; 柴本 宏; 長島 英明; 井上 和彦

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.1131 - 1140, 2005/08

高速炉の実用化には、信頼性と経済性に優れたプラントシステムの開発が不可欠である。そのため、核燃料サイクル開発機構と日本原子力発電は、共同でこのような要件を満たすプラント像の創出に向け、「FBRサイクル実用化戦略調査研究」を実施している。そのなかで、高温,低圧,肉薄構造等高速炉の特性を考慮した合理的な構造設計技術の確証及びそれらを踏まえた構造設計基準体系の確率が、経済性を向上させるうえでの枢要課題の一つとして摘出されている。これを受けて、実用化高速炉のプラント機器の特徴を活かし、合理的な設計を可能とする「実用化高速炉構造設計基準(略称FDS=Fast Reactor Structural Design Standard)策定のための研究開発を実施している。主要開発課題は、機器の使用条件に応じて合理的健全性評価を行うための「破損クライテリアの高度化」,高温機器の非弾性変形を精度よく評価するための「非弾性設計解析に関するガイドライン」,及び高温低圧条件での支配荷重を設定するための「熱荷重設定に関するガイドライン」の整備である。平成16年度に本研究に関するMET受託研究が終了したことから、これまでの進捗を報告する。

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