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田中 正暁; 堂田 哲広; 横山 賢治; 森 健郎; 岡島 智史; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 大木 繁夫; 宮崎 真之; 高屋 茂
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2022/07
原子力イノベーションにおいて民間で実施される多様な炉システムの概念検討への支援を目的とし、既往知見を最大限活用した設計最適化や安全評価を実現するAI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法「ARKADIA」の開発を開始した。その一部として、設計基準事象までを対象に開発している「ARKADIA-Design」によって実現する、炉心及び炉構造分野での設計検討、並びに保守・保全計画立案に関わる最適化プロセスの具体化検討について報告する。
塚田 隆
Materials for Advanced Energy Systems & Fission and Fusion Engineering '94, 0, p.466 - 471, 1994/00
中性子照射されたオーステナイト系ステンレス鋼の水中応力腐食割れは照射腐食割れ(IASCC)と呼ばれ、軽水炉及び水冷却型核融合炉(ITER)の炉内構造物健全性に関する重要な研究課題と考えられている。IASCCは高温水中において中性子照射量約5
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以上で発生する粒界割れ現象であり,照射と化学環境の同時作用効果である。本報告の目的は日本国内におけるIASCC関連研究の概要を報告することである。国内の研究は1980年代中頃に始められ、主に軽水炉プラントの寿命評価及び長寿命化計画との関連において実施されている。またいくつかの研究は核融合材料開発との関連で行われている。主な対象材料は304/316型のステンレス鋼であり、高温水中照射後応力腐食割れ試験等が実施されている。本報告ではこれと関連する照射誘起偏析(RIS)の研究や、照射技術及び電気化学的腐食試験等について報告する。
津谷 定廣*; 竹下 博志*; 枝嶋 敏数*; 本岡 正文*
PNC TJ8224 93-001, 128 Pages, 1993/06
再処理工場のセル内機器の保守、交換等に伴う作業における被ばくの低減、安全性の向上、作業時間の短縮、稼働率の向上等を図ることを目的に、配管類の切断、溶接等の作業に適用する遠隔操作型の作業ロボットの開発が行なわれてきた。本高度化設計では、上記内容の成果を踏まえスペース削減等に関する見直しを行なうと共に遠隔操作における機能性、操作性、作業性の向上を図るため、ケーブルモジュールの共用化およびモノレール走行型視覚システムの設計を行い以下の成果が得られた。(1)各基本作業ユニットに使用しているケーブル・ホース類の整理を行ない、ケーブルモジュールの共用化設計をまとめた。また、作業アームおよび連結部の構造についての設計を行ない、30%程度のスペースを削減することができる見通しを得た。(2)セル内の配管等を利用して取り付け可能なモノレール走行型視覚システムの方式決定を行なうと共に走行車、レール、監視装置の設計を行ない実セル適用への可能性の見通しを得た。この報告書は上記高度化に関する設計の成果について報告するものである。
藤村 理人; 宮園 昭八郎
日本原子力学会誌, 9(7), p.411 - 418, 1967/00
7,8月号の2回にわたって構造技術の進歩を取り上げることになったが、この10年間に10倍,最高110万kWの発電所容量になったのは一に圧力容器の開発によるといい切ってよいのではないか。そこで、構造技術のカバーする広い範囲の中から圧力容器を取り上げ、本号に鋼製、次号にPCPVを載せる。
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*
no journal, ,
設計基準を超える事象(過酷事故時の超高温や過大地震)によって破損が生じた場合に、その拡大を抑制する技術を開発し、原子炉構造のレジリエンス(安全性能低下に対する抵抗性と回復性)を向上させることを目的とした開発計画の概要を紹介する。
内田 昌人*; 宮川 高行*; 村上 久友*; 鈴野 哲司*; 山本 智彦
no journal, ,
タンク型ナトリウム冷却高速炉(SFR)の原子炉建屋にわれわれが提案する3次元免震装置を適用した場合の原子炉構造概念を検討するとともに、水平免震装置の場合との比較によりその地震応答低減による原子炉構造の耐震裕度向上等の効果を明らかにした。
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*
no journal, ,
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。次世代高速炉の超高温時と過大地震時の原子炉容器と配管を例として、具体策の検討を進めた。
加治 芳行
no journal, ,
原子炉構造材料は、運転中に高エネルギー中性子照射などの様々な照射環境に晒されているため、原子炉構造材料の劣化挙動は、非原子力分野で使用されている構造材料の劣化現象とはかなり異なっている。我々は、軽水炉の低炭素ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)に関する研究、加速器駆動型システム(ADS)のフェライト系合金の照射と腐食挙動に関する研究、東京電力福島第一原子力発電所(1F)の様々な環境における炭素鋼の腐食加速メカニズムに関する研究を実施してきている。本講演では、腐食に及ぼす照射効果の観点から原子炉構造材料の研究活動について紹介する。
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*
no journal, ,
設計想定を超える事象に対する構造強度分野における新しい対策として、安全機能への影響の小さな破損モードが先行して荷重を自然に低減させ、機能喪失に至る破局的な破損を起こさない受動安全構造を提案している。
衛藤 将生*; 横井 忍*; 山下 雅人*; 三浦 一浩*; 岡藤 孝史*; 小野田 雄一; 山本 智彦; 内田 昌人*
no journal, ,
日仏協力を活用してナトリウム冷却高速炉(SFR)の技術基盤の確立を効率的に進める観点から、日仏技術仕様を共通化した600MW[e]級出力のタンク型SFR概念である仕様共通化タンク型炉を検討している。仕様共通化タンク型炉では炉心崩壊事故(CDA)時の機械的エネルギー放出を想定しており、本報告では炉心からホットプール(HP)への気泡放出を模擬した体系にて、HPナトリウム及びカバーガスの挙動、主容器及び中間熱交換器(IHX)等の構造物の変形を応答解析するとともに、主容器、IHX等の耐衝撃性を評価した結果の概要を紹介する。
