Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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。
渡邊 壮太*; 久保 幸士*; 岡島 智史; 若井 隆純
日本機械学会M&M2017材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.581 - 585, 2017/10
高速炉の高温構造設計規格では、内圧が低く、熱応力が大きい高速炉の荷重条件の特徴を考慮し、設計者が応力緩和時の弾性追従の程度を特に意識することなく評価できるよう弾性追従係数を一意にq=3と定めた長期一次応力が低い場合の規定がある。非弾性解析を用いてより現実的な弾性追従係数を算定すれば、より合理的な設計が可能となる。そこで、設計への適用性に配慮して非弾性解析による弾性追従係数の算定方法を具体化し、非弾性解析結果から直接求めたクリープ損傷値と、弾性追従係数を用いたクリープ損傷値を比較し、評価手法の適用性を確認した。
榎枝 幹男; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 三木 信晴*; 本間 隆; 秋場 真人; 小西 哲之; 中村 博文; 河村 繕範; et al.
Nuclear Fusion, 43(12), p.1837 - 1844, 2003/12
被引用回数：101 パーセンタイル：93.45(Physics, Fluids & Plasmas)本論文は、高い経済性を有する核融合発電プラント用ブランケットの設計と開発に関するものである。高い経済性と実現性の双方を有する発電ブランケットとして、超臨界圧水冷却方式の固体増殖ブランケットの概念設計を明らかにした。最重要設計項目として、モジュール構造の核特性,熱機械特性に関し基本的な成立性を示した。また、発電システムとして41%以上の発電効率を有することを示し、本方式の経済的な魅力を明らかにした。また、構造体製作技術開発の成果としては、実機構造を模擬する第一壁パネル試験体を用いて、原型炉で想定している最高熱負荷1MW/m
に相当する加熱試験を行い、試験体が母材と同等の熱疲労寿命を持つことを実証した。さらに、ブランケット熱設計の要となる増殖材充填層の有効熱伝導率研究に関しては、湿式法で製造したLi
TiO
を用いて、充填層の有効熱伝導率を明らかにし、裕度のある設計を可能とした。
粉川 広行; 石倉 修一*; 日野 竜太郎; 加藤 崇; 麻生 智一; 佐藤 博; 原田 正英; 甲斐 哲也; 勅使河原 誠; 前川 藤夫; et al.
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 2, p.635 - 644, 2003/07
中性子性能を決定する冷減速材は、核破砕中性子源における重要な機器である。JSNS核破砕中性子源では、3種類の液体水素減速材を設置する。液体水素は温度20Kで高圧に加圧された循環系となる。このため、減速材容器は設計圧力2.0MPaとした。そのため容器の構造設計が重要である。一方、中性子性能の観点から、減速材容器は、容器での中性子吸収を減少させるために薄肉にする必要がある。そのため、容器材料をアルミニウム合金 A6061-T6として、モデレータ容器の合理的な厚さを検討した。結果として、 非結合型減速材容器の中性子引出面の厚さは5ミリメートルになり、結合型減速材の中性子引出面は4ミリメートルとなった。また、これらの容器を製作するための溶接線の位置を検討し、溶接可能な位置を明らかにした。
寺奥 拓史*; 寺田 敦彦*; 前川 藤夫; 明午 伸一郎; 神永 雅紀; 石倉 修一*; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2003-026, 77 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-026.pdf:19.78MB
原研とKEKが共同で推進している大強度陽子加速器計画(J-PARK)では、物質・生命科学研究の展開を図るため、1-MWの核破砕中性子源を建設する。陽子ビームは陽子ビーム窓を通過し、中性子源ターゲットに入射する。この陽子ビーム窓は、陽子ビームラインの高真空領域とターゲットやモデレータを格納しているヘリウムベッセル内のほぼ大気圧のヘリウム雰囲気との境界壁となる。陽子ビームとの反応で窓材料は高密度の熱を発生するため、陽子ビーム窓は軽水で冷却される。したがって、過大な熱応力や冷却水沸騰の要因となるホットスポットが発生しないように窓部における均一な流量配分を実現し、冷却水の内圧応力や発熱による熱応力に対する十分な構造強度を満足する必要がある。本報では、製作性に優れた平板型構造及び応力的に有利な曲面型構造の陽子ビーム窓を提案し、設計検討の一環として構造強度評価及び熱流動解析評価を行った。その結果、窓部では均一な冷却水の流動により十分な除熱性能が確保でき、また内部の冷却水圧力による応力及び熱応力を許容応力値以下に抑えることができたため、現設計で陽子ビーム窓として成立することを確認した。
大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.
Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.515 - 522, 2001/04
被引用回数：3 パーセンタイル：27.1(Nuclear Science & Technology)原研で開始されている、ITERの安全設計検討、建設のための設計の具体化、設計基準の整備のための検討の現状及びITERの安全に関するR&Dについて概説する。ITERの安全設計と技術的に考慮すべき要件の検討の過程で考慮されるべき重要な要素として、固有の安全性及び高いレベルの受動的安全性があげられる。これらの安全上の特徴により、基本的に異常の事故への拡大は特別の対処なしに防止可能であり、気密性を持った一次閉じ込め系とこれを取り囲むコンファイメント施設とによりITERの安全確保が可能であることについて述べる。ITERに特徴的な機器の構造設計基準や日本への立地の際に必要とされる免震設計の基準確立のための委員会における検討状況や、原研において進められている、トリチウム閉じ込め、免震構造設計、ICE/LOVA事象等にかかわるITERの安全性に関するR&Dについても報告する。
電気事業連合会*
JNC TY1400 2000-001, 464 Pages, 2000/03
JNC-TY1400-2000-001.pdf:16.87MB
再処理施設やMOX燃料加工施設から発生する超ウラン(TRU)核種を含む放射性廃棄物のうち、
核種の濃度が一応の区分目安値(約1GBq/t)を超え、浅地中処分以外の地下埋設処分が適切と考えられる廃棄物(以下、本検討書では「TRU廃棄物」という)については、「高レベル放射性廃棄物の処分方策との整合性を図りつつ、1990年代末を目処に具体的な処分概念の見通しが得られるよう技術的検討を進める」という原子力委員会の方針に従い、これまで関係各機関において研究開発が進められてきた。これらの研究開発成果を集約し、国の総合的なTRU廃棄物の処分方策の策定及び核燃料サイクル事業の円滑な推進に資するため、核燃料サイクル開発機構及び電気事業者等は、「TRU廃棄物処分概念の取りまとめに関する協力協定」を平成9年6月24日に締結し、「共同作業チーム」を編成して平成11年度末を目途にTRU廃棄物処分の具体的方法とその安全性の見通しに関する技術的検討を進めてきた。本技術検討においては、研究開発情報交換会等を通じて外部の意見等を取り込むとともに、国内外の専門家によるレビュー等も受けてきた。本検討書は、これらの検討結果を総合的に取りまとめたものである。本技術検討結果は、平成10年12月に原子力委員会原子力バックエンド対策専門部会に設置された「超ウラン核種を含む放射性廃棄物分科会」における審議の参考として適宜提供してきた。
本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治
JNC TN8400 99-047, 54 Pages, 1999/11
本報では、高レベル放射性廃棄物の地層処分の人工バリアを構成する要素のうち、オーバーパックについて、第2次とりまとめにおいて提示した炭素鋼オーバーパックの仕様例に対する設計の考え方を中心に、複合オーバーパックの概念の紹介も含め、設計要件、構造設計、製作性および検査性の観点から検討を行った結果を報告するものである。まず、人工バリアの構成要素としてのオーバーパックに求められる設計要件および設計の前提条件をまとめた。候補となる炭素鋼材料については、一般に鍛鋼、鋳鋼、圧延鋼などが用いられるが、軽水炉の圧力容器等にも使用実績の豊富な鍛鋼を選定した。次に炭素鋼オーバーパックについて、処分後に想定される荷重条件の設定を行い、耐圧厚さを決定した。加えて、腐食量の検討から想定寿命期間中の腐食厚さを求め、さらに、腐食に影響を及ぼす地下水の放射線分解防止のためのガラス固化体からの放射線の遮へいに必要な厚さを検討したうえで、オーバーパックの必要板厚を求め、炭素鋼オーバーパックの仕様例として提示した。板厚は190mmとなり、第1次取りまとめ時(平成3年)に設定した仕様と比較して、30%の低減となった。また、オーバーパックを実際に製作し、操業時の利用に当たり考慮されるべきいくつかの点、すなわちガラス固化体の封入、本体および封入溶接部の検査、ハンドリング機構等について、現状の技術をベースに検討を行い、検討すべき課題の抽出と今後の見通しをまとめた。複合オーバーパックの概念については、炭素鋼オーバーパックとの設計の考え方の相違点を中心に紹介した。最後に、今後のオーバーパックの研究開発において検討されるべき課題およびその見通しをまとめた。
滝塚 貴和; 辻本 和文; 佐々 敏信; 高野 秀機
Proceedings of the 3rd International Conference on Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications (CD-ROM), 12 Pages, 1999/06
原研では、国のOMEGA計画のもとで加速器駆動消滅処理専用システムの研究開発を進めている。ナトリウム冷却の参考システムは現行の液体金属冷却高速増殖炉技術に基づいて設計し、未臨界炉心の燃料に窒化物を、核破砕ターゲットに固体タングステンを用いている。ナトリウム冷却システムと並行して、鉛・ビスマス冷却システムの予備的な設計研究を行い、燃焼反応度変化及びマイナアクチノイド消滅率を調べた。プラント設計では耐震性の観点からプール型とし、また中間熱交換機及び2次冷却ループの削除を図った。ナトリウム及び鉛-ビスマス冷却材について、流動特性、冷却性能、圧力荷重、熱衝撃等の熱流動設計及び構造設計に与えるインパクトを比較、評価した。
櫻井 真治; 細金 延幸; 正木 圭; 児玉 幸三; 笹島 唯之; 岸谷 和廣*; 高橋 昇竜*; 清水 勝宏; 秋野 昇; 三代 康彦; et al.
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.371 - 376, 1998/00
被引用回数：5 パーセンタイル：44.27(Nuclear Science & Technology)現在、改造工事が進められている、JT-60Uのダイバータ改造の設計及び工事の概要について発表する。既存の真空容器、ポロイダルコイルを利用し、各種の実験配位へ対応可能なこと、放射冷却ダイバータプラズマの形成と制御及び主プラズマへの中性粒子逆流の低減により高閉じ込め性能とダイバータへの熱流低減を両立することを目標として、コンパクトなW型構造を採用した。既設のNBIクライオポンプに排気速度可変機構を付加した排気系とガス供給系の増力、配置最適化により粒子制御機能を実現する。真空容器内での作業性、保守性、拡張性及び熱応力低減の観点から、分割式の基本構造を採用した。バックル板の隙間を絶縁スライド式のガスシールで塞ぎ中性粒子の漏れを低減する。ハロー電流を含めた電磁力、構造解析により全体の健全性を確認している。据付前に真空容器変形量の精密測定を行い、要求される設置精度を確保している。
石倉 修一*; 菊地 賢司; 二川 正敏; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 97-037, 36 Pages, 1997/08
現在計画中の大強度陽子加速器の液体金属ターゲットを対象として、先行しているESS(1.33GeV/5MW)の液体ターゲットの検討例を参考にして、陽子ビームパルス入射時の入熱に起因する圧力波・応力波の挙動と、構造成立の見通しの可否について構造予備検討を行った結果、以下のことが分かった。(1)ターゲット容器に発生する応力は、代表的部位として2箇所を挙げると、ウインドウ部が容器直径に依存し400MPa~1000MPa程度の応力値であり、容器円筒部が同様に200MPa~400MPa程度の応力値である。(2)液体金属ターゲットの設計見通しとしては容器候補材料の1つであるHT-9の設計許容応力が約200MPaであり、構造設計の最適化により成立の見通しはあると判断できる。又、近々実施予定のBNLでの実験模擬解析を実施し、試験計画立案に反映した。今後は、液体金属のより適切な物理モデルの採用と、他の機械荷重・熱過渡荷重を考慮したより詳細な検討を進める。
石山 新太郎; 衛藤 基邦
23nd Biennial Conference on Carbon (CARBON '97) Extended Abstracts and Program, Vol,2, p.232 - 233, 1997/00
従来、黒鉛材料の破壊靱性試験は、ASTMの金属材料技術手法を便宜的に流用して、評価を行っていたが、有効な破壊靱性値を求めるための系統的な実験や検討がなされぬまま今日に至っている。例えば、黒鉛材料では、引張り試験や曲げ試験で得られたそれぞれの強度は、一般的に一致しない。したがって、黒鉛の破壊靱性試験を引張り型や曲げ型で行った場合、当然ながら、それぞれの破壊靱性値を示すことが予想される。本論文では、HTTR炉心構造黒鉛材料の有効な破壊靱性値を得るため引張り荷重と曲げ荷重を同時に負荷できる装置を開発し、これを用いて、(1)引張りや曲げ荷重の負荷形式の影響,(2)靱性値の解析法,(3)試験片形状の影響に関して系統的な実験を行い、有効な黒鉛材料の破壊靱性を求めるための検討を行った。その結果、引張り型でかつパリス則(破壊荷重と亀裂長さとの直接的関係)に則った方法で得た破壊靱性値が、他の方法(例えば、曲げ荷重下でASTM規格で評価した値)より低い値を示した。また、形状効果等の検討結果からも、引張り負荷形式により、パリス則を用いた方法で得た値が黒鉛材料の有効破壊靱性値に最も近いものと考えられる。
宮 健三*; 武藤 康; 高津 英幸; 羽田 一彦; 小泉 興一; 實川 資朗; 荒井 長利; 大川 慶直; 島川 貴司*; 青砥 紀身*; et al.
Fusion Engineering and Design, 31, p.145 - 165, 1996/00
被引用回数：3 パーセンタイル：32.72(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉ITERを我国に建設する際に構造設計基準上の観点から、どのような規制が必要となるかについて検討を行った。検討課題は、機器区分、運転状態分類、解析手法、破壊基準、簡易評価手法、材料特性、溶接及び検査などである。この結果、機器区分案及び運転状態分類案を作成し、また第1壁の316SS部分が中性子照射により脆化する際の破壊がティアリングモジュラス・クライテリオンで評価でき、更に現在用いられている応力ベースの許容基準が安全側であること、電磁力による振動及び破壊挙動に関する実験結果、真空容器が第3種機器に相当する場合に要求される溶接、検査、ISIの項目について記す。
櫻井 真治; 細金 延幸; 児玉 幸三; 正木 圭; 笹島 唯之; 岸谷 和廣*; 鶴見 聰*; 高橋 昇竜*; 西堂 雅博; 井上 雅彦*; et al.
Fusion Technology 1996, 0, 4 Pages, 1996/00
平成9年春に行われる、JT-60Uのダイバータ改造の概念及び詳細設計について発表する。既存の真空容器、ポロイダルコイルを利用し、各種の実験配位へ対応しつつ、放射冷却ダイバータプラズマの形成と放射領域の制御、更には、主プラズマへの中性粒子逆流の低減による高閉じ込め性能と熱流速低減の両立を目標として、コンパクトなW型構造を採用した。既設のNBIクライオポンプに排気制御能力を付加した排気系とガス供給系の配置最適化により粒子制御機能を実現する。容器内での作業性、保守性、拡張性及び熱応力低減の観点から、分割式の基本構造を採用した。隙間を絶縁スライド式のガスシールで塞ぎバッフル板下部からの中性粒子の漏れを低減する。ハロー電流に関する最新の実験結果を考慮した電磁力、構造解析を行い、真空容器も含め全体の健全性を確認している。
固体廃棄物キャスクの設計堂本 一成; 高橋 三郎*; 荻谷 昇司*; 加藤 美都雄*; 今井 英之*
PNC TJ9365 95-001, 110 Pages, 1995/12
動力炉・核燃料開発事業団では、大洗工学センターにおける新型動力炉開発に係わる照射試験等の試験、研究業務で発生する固体廃棄物を日本原子力研究所大洗研究所の固体処理棟に運搬し、貯蔵のために気密容器に封入後、日本原子力研究所大洗研究所の高レベル固体貯蔵施設に貯蔵している。本高レベル固体廃棄物キャスクは、日本原子力研究所大洗研究所の高レベル固体貯蔵施設に貯蔵中の廃棄物をさらに減容処理するための運搬及び各施設で発生する固体廃棄物の運搬を目的にした構内運搬キャスクである。設計では、高レベル固体廃棄物キャスクの構造の検討、各取扱施設でのキャスク取扱方法の検討等を行った。また、既存キャスクの収納物吊上げ能力アップのための検討を行うと共に本検討結果を新規キャスクの詳細な構造に反映した。
宮 健三*; 武藤 康; 高津 英幸
機械の研究, 47(1), p.179 - 184, 1995/00
核融合実験炉の設計例としてITERのCDA設計を選び、これを設計・製作・運転するにあたって準拠すべき構造設計基準が具備すべき内容についての検討を、日本溶接協会FSD小委員会への委託研究として過去4年間にわたって実施した。核融合の原理と実用化の1項目として研究の成果を紹介したものである。内容は、構造設計基準を構成する項目の説明、運転状態分類及び機器区分についての提案とその考え方の説明、強磁場下で導電性材料が振動する場合の磁気粘性効果や強磁性材料に作用する磁気剛性効果についての実験結果の紹介、中性子照射を受けて脆化した316SSを構造材料として使用する時に微小欠陥からの不安定破壊が危惧されるが、これに関する実験及び解析結果の紹介、電磁力による破壊実験結果の紹介、ならびに溶接・検査に関する課題の解説などである。
辻 宏和; 田辺 龍彦*; 中曽根 祐司*; 中島 甫
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(4), p.274 - 278, 1994/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉の高温構造用部材として開発したハステロイXRを供試材料として、一連の荷重一定クリープ試験、短期過大荷重を伴うクリープ試験を900~1000
C域の高温ガス炉1次冷却材模擬ヘリウムガス中で行った。短期過大荷重の水準は、高温工学試験研究炉高温構造設計方針に定められたハステロイXRの設計応力強さSmとした。10回程度の過大負荷は、最小クリープ速度、3次クリープ開始点、クリープ破断時間及びクリープ破断伸びのいずれにも本質的な変化を与えなかった。これは、設計応力強さSmの設定が妥当であったことを示唆している。
栗原 良一; 橘 幸男; 西原 哲夫; 丸山 創; 塩沢 周策; 大下 真一*
圧力技術, 32(3), p.154 - 165, 1994/00
熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cを目指した高温工学試験研究炉の建設が日本原子力研究所大洗研究所で進められている。使用圧力3.9MPa、温度約400Cのヘリウムガスを内蔵するHTTRの耐圧バウンダリは、原子炉圧力容器、中間熱交換器、1次加圧水冷却器等から構成される。このうち、原子炉圧力容器は内部にHTTRの安全上極めて重要である燃料体、黒鉛反射体、反応度制御設備、炉心支持構造物等を収納するため、耐圧バウンダリの中でも最重要機器の一つである。高さ13.2m及び直径5.5mの原子炉圧力容器は、円筒胴と上下の半球鏡から成る。原子炉圧力容器の主要材料として、21/4Cr-1Mo鋼を使用するが、この材料は、軽水炉で圧力容器鋼材として広く使用されているMn-Mo鋼よりも高温において優れたクリープ強度特性を有する。本報告は、主としてHTTRの原子炉圧力容器の構造設計について概説する。
辻 宏和; 田辺 龍彦*; 仲西 恒雄*; 中曽根 祐司*; 中島 甫
JAERI-M 93-209, 64 Pages, 1993/10
高温工学試験研究炉の高温機器の製作に用いられた30ヒートのハステロイXRのうちの代表的な1ヒートを対象として、引張特性、シャルピー衡撃特性及びクリープ特性(試験温度:850,900,950及び1000C、最長試験時間:3371.4時間)を調べ、以下の結果を得た。(1)引張強度特性及び引張破断延性の面で、高温工学試験研究炉の高温機器の製作用素材として不都合な点は無い。(2)厚さ15mmの板材は十分な靱性を有した材料であるといえるが、厚さ60mmの板材の靱性は、厚さ15mmの板材のそれよりも劣る。(3)設計クリープ破断応力強さS
を上回っているばかりでなく、平均クリープ破断応力強さの強度水準をも上回っている。また、十分なクリープ破断延性を有している。
辻 宏和; 田辺 龍彦*; 中曽根 祐司*; 中島 甫
JAERI-M 93-144, 69 Pages, 1993/07
高温工学試験研究炉の高温構造用部材として開発したハステロイXRを供試材料として、一連の荷重一定クリープ試験、短期過大負荷を伴うクリープ試験を900~1000C域の高温ガス炉1次冷却材模擬ヘリウムガス中で行った。短期過大荷重の水準は、高温工学試験研究炉高温構造設計方針に定められたハステロイXRの設計応力強さSmとし、その負荷時間は、1回当たり30秒とした。5~6回程度の過大負荷は、最小クリープ速度及び3次クリープ開始時間のいずれにも本質的な変化を与えなかった。また、10回程度の過大負荷は、クリープ破断時間及びクリープ破断伸びのいずれにも本質的な変化を与えなかった。これは、設計応力強さSmの設定が妥当であったことを示唆している。
