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森 隆*; 島田 貴弘*; 茂木 春樹*; 甲斐 聡流*; 大谷 章仁*; 山本 智彦; Yan, X.
Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2025) (Internet), 9 Pages, 2025/07
Floating-type nuclear plants have been studied and in some cases deployed as marine systems. Although horizontal components of seismic waves may be naturally isolated from the floating plant due to little transfer of shear forces in water, the vertical component can propagate through water to the plant from the seafloor in what is called a "seaquake" phenomenon. The concept of a Floating Seismic Isolation System (FSIS) has been proposed by the authors. The FSIS is a unique seismic isolation mechanism having a number of cavities and orifices embedded in the bottom of the floating structure. The cavity is designed to reduce the peak vibration response of the structure to vertical seismic input, whereas the orifice is used to add damping for residual vibration reduction. The demonstration test to verify the seismic isolation performance of FSIS has been completed on the 3D Full-Scale Earthquake Testing Facility called "E-Defense" in Japan. The test model is a 1/15 scale mockup down-sized by similarity from an FSIS-paired small module reactor (SMR) plant design for floating in a pool. The peak acceleration input is up to 1.3G horizontally and 1.0G vertically, and three sets of frequency response spectra must be determined from the most significant earthquakes recorded in Japan. This paper presents a post-test analysis of the measurements and evaluation of the seismic isolation potential of the FSIS. The results presented herein support that the FSIS can reduce seismic responses of a floating nuclear reactor plant by substantial levels in horizontal and vertical directions.
渡壁 智祥; 山本 智彦; 岡村 茂樹; 宮崎 真之; 宮川 高行; 内田 昌人*; 平山 智之*; 杣木 孝裕*; 湯川 正貴*; 深沢 剛司*; et al.
Proceedings of the ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/07
ナトリウム冷却高速炉では、薄肉の機械部品や配管の耐震安全性を厳しい設計地震レベルで確保するため、3次元免震装置を開発している。開発成果の進捗をシリーズ(Part7
Part9)発表する。Part7では、研究開発の全体概要、各要素を組み立てた状態での3次元免震装置の試験計画、および構成要素の性能について紹介する。Part8では、各要素を組み立てた状態での3次元免震装置の性能を負荷試験を通じて調査した。Part9では、試験結果で得た知見に基づき検証した解析モデルによる3次元免震装置の効果を報告する。
山本 智彦; 渡壁 智祥; 宮崎 真之; 岡村 茂樹; 宮川 高行; 横井 忍*; 深沢 剛司*; 藤田 聡*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00393_1 - 23-00393_21, 2024/04
A sodium-cooled fast reactor (SFR) considers adopting 3-dimensional seismic isolation devices for withstanding seismic loads not only horizontal but also vertical direction. A seismic isolation device consists of a laminated rubber bearing and horizontal oil dampers for horizontal direction, coned disc springs and vertical oil dampers for vertical direction, respectively. In order to investigate the performance of each component and the feasibility of integrated system for SFR, the experiments such as load-displacement tests, vibrating tests, etc., to each component of seismic isolation devices and seismic response analysis are carried out. As those experimental results, the mechanical characteristics of each component and the devices are grasped, then it is demonstrated that components and devices have expected performances to reduce the seismic loading within the design range. As the analytical results of seismic response, it is indicated that this 3-dimesional seismic isolation device and system can reduce the seismic response on horizontal and vertical simultaneously. Based on the analytical studies and experimental results, the feasibility of newly developed 3-dimensional seismic isolation system is obtained and the prospect of practical application of 3D seismic isolation system for fast reactor is implied in this paper.
深沢 剛司*; 山本 智彦; 内田 昌人*; 平山 智之*
第10回構造物の安全性・信頼性に関する国内シンポジウム(JCOSSAR2023)講演論文集(インターネット), p.135 - 142, 2023/10
ナトリウム冷却高速炉の耐震性を向上させるために、水平免震システムが研究されている。しかし、水平方向だけでなく垂直方向の地震力を軽減するには課題が生じる。著者らはこの問題を解決するために、新しい三次元免震システムを開発した。この設計の実現可能性を評価するために、1/2スケールの試験体を製作し、最大軸力8000kNの静荷重試験を使用して力と変位の関係が評価した。また、水平方向の減衰要素として水平オイルダンパーを製作し、最大速度2.7m/sの加振試験により減衰力を評価した。この論文では、これらのテストの結果を報告する。
森 隆*; 島田 貴弘*; 甲斐 聡流*; 大谷 章仁*; 山本 智彦; Yan, X.
Proceedings of the ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/07
Experiment of a floating seismic isolation technology for application to small modular reactor (SMR) is conducted on a small-scale apparatus. The SMR is assumed to be located on land rather than offshore, and installed on a newly proposed floating structure in a pool. The floating structure is designed acts to mitigate the propagation of the horizontal component of seismic motion between the ground and the SMR buildings, and to reduce the excitation force on the buildings caused by the vertical wave propagation through water of vertical seismic motion. The floating structure was designed to have a gaseous space called Air Cavity and orifice at the bottom of the structure. Experiment is conducted to verify the effect of the floating structure on reduction to vertical seismic motions. The results demonstrate the effectiveness of the Air Cavity and orifice to reduce response during vertical earthquake motion, and those method is more reduce response than Compared to using only Air Cavity. Thus these method were founds an isolating effect against vertical seismic motion, and it is considered that result in this study will help SMR.
森 隆*; 島田 貴弘*; 甲斐 聡流*; 大谷 章仁*; 山本 智彦; Yan, X.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
Experiment of a floating seismic isolation technology for application to small modular reactor (SMR) is conducted on a small-scale apparatus. The SMR is assumed to be located on land rather than offshore, and installed on a newly proposed floating structure in a pool. The floating structure is designed acts to mitigate the propagation of the horizontal component of seismic motion between the ground and the SMR buildings, and to reduce the excitation force on the buildings caused by the vertical wave propagation through water of vertical seismic motion. The floating structure was designed to have a gaseous space called Air Cavity at the bottom of the structure. Experiment is conducted to verify the effect of the floating structure on reduction to horizontal and vertical seismic motions. The results demonstrate the effectiveness of the Air Cavity to reduce response during vertical earthquake motion, thus providing an isolating effect against vertical seismic motion. Furthermore, the reduction in response during vertical seismic motion varies with the air volume in the Air Cavity, indicating that the volume modulus of elasticity is an important parameter to determining the seismic reduction performance of the floating structure.
山本 智彦; 渡壁 智祥; 宮崎 真之; 宮川 高行*; 横井 忍*; 岡村 茂樹*; 深沢 剛司*; 藤田 聡*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
A sodium-cooled fast reactor (SFR) considers adopting 3-dimensional seismic isolation devices for withstanding seismic loads not only horizontal but also vertical direction. In order to investigate the performance of each component and the feasibility of integrated system for SFR, the experiments to each component of seismic isolation devices and seismic response analysis are carried out. As those experimental results, the mechanical characteristics of each component and the devices are grasped. As the analytical results of seismic response, it is indicated that this 3-dimesional seismic isolation device and system can reduce the seismic response on horizontal and vertical simultaneously. Based on the analytical studies and experimental results, the feasibility of newly developed 3-dimensional seismic isolation system is obtained and the prospect of practical application of 3D seismic isolation system for fast reactor is implied in this paper.
山野 秀将; 岡村 茂樹*
Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 9 Pages, 2022/07
地震波を基に免震システムの有無で配管に対する地震応答解析を実施した。本研究では、既往研究に基づいて不確かさパラメータを設定することによってフラジリティ解析を実施した。解析結果を比較すると、免震技術はクリフエッジ効果を防ぐのに有効であることを示した。言い換えれば、免震プラントの耐震余裕は非免震プラントに比べて1.2倍大きい。応答低減効果を評価するため、本研究では不確かさパラメータとして機器の応答係数に着目した。物理的にありうる範囲で不確かさを考慮しても、免震プラントのHCLPF(5%破損確率相当95%信頼度値)は非免震プラントより2倍ほど高く、免震プラントに対して応答低減効果は有意であることが分かった。以上より、免震技術がクリフエッジ効果を避けるのに有効であることが示された。
五十嵐 寛
JAEA-Review 2020-006, 261 Pages, 2020/09
JAEA-Review-2020-006.pdf:4.42MB
本調査報告では、公開情報を対象に我が国の地層処分研究開発第2次取りまとめ(H12レポート)以降の諸外国の包括的性能評価報告書を中心として、ソースタームとしての核種溶出モデルにおけるガラス固化体の割れによる表面積増加比の設定値及びその根拠・背景の視点から調査した。また、海外の知見を参考に表面積増加に関する試験の日本の報告例に対する評価を試行した。調査文献から得られた知見に基づき、ガラス固化体の直径、ガラス固化体製造時の冷却条件、ガラス固化体への衝撃、地層処分場閉鎖後の水との接触等の環境条件等が、割れによる表面積増加比(又は割れ係数)に及ぼす影響について検討した。多くの国において、ガラス固化体の割れの要因はガラス固化体の製造, 輸送, 保管, 貯蔵など処分前管理の段階及び処分後の現象又は事象に起因するとされている。その影響は地層処分の性能評価における核種溶出モデルでも考慮されている。各国の核種溶出モデルにおける表面積増加比とその根拠等を概観し、各国の間の相違点及び共通点を整理するとともに、これまでに報告された表面積増加比の測定値と測定方法との関係及び測定方法の特性について考察した。また、各国の核種溶出モデルで設定されている表面積増加比の根拠としての表面積増加比の測定に用いられた測定方法を整理した。さらに、廃棄物管理工程の流れの中でのガラス固化体の割れによる表面積増加比に影響する要因、表面積増加比の特徴等の各工程との関わりを検討した。これらの調査及び検討により、性能評価における保守的かつ現実的な表面積増加比の適用に向けた知見を拡充し、我が国の地層処分のシステムのセーフティケースの作成・更新に資することができる。
大橋 弘史; 西原 哲夫; 武田 哲明; 稲垣 嘉之
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05
HTTRに接続する水素製造システムは、HTTRにより供給された熱出力10MWの核熱を用いて水素を製造することができるように設計されている。このHTTR水素製造システムは世界で初めて原子炉に接続されるものであり、したがって、HTTR水素製造システムの実証試験に先立ってモックアップ試験が計画されている。モックアップ試験と並行して、以下の基礎試験、すなわち、水蒸気改質管の腐食試験,熱交換器伝熱管を透過する水素同位体透過試験,高温隔離弁の健全性試験,水素選択性透過膜の性能試験を行い、解析コードの開発と安全審査のための詳細な試験データを取得する。これらの試験により、水素透過係数をはじめ、各種データを取得した。本報告は、HTTR水素製造システムの研究開発に関する要素試験の現状をまとめたものである。
武田 信和; 中平 昌隆; 角舘 聡; 高橋 弘行*; 柴沼 清; 矢花 修一*; 松田 昭博*
Proceedings of 9th World Seminar on Seismic Isolation, Energy Dissipation and Active Vibration Control of Structures (CD-ROM), p.299 - 306, 2005/00
核融合実験炉であるITERは、設計地震動を越える地震に対しても十分なマージンで健全性を確保するために、積層ゴムの使用を計画している。原子力分野での利用においては、25MPaの面圧の使用経験しかなく、ITERのように10MPaに及ぶ高面圧については実績がない。したがって、高面圧の積層ゴムの設計データは十分になく、詳細な特性評価が必要である。経年変化後の耐久試験の結果から、40年の経年変化後にも積層ゴムは400サイクルまでは安全に使用できることが確証された。一方、残留変形は246サイクル目に確認され、これは、剛性のような巨視的な機械的特性が変化するよりも十分に早く残留変形が観測可能であることを意味する。したがって、定期的な目視点検によって破断の徴候を察知することで、供用中の積層ゴムの破断を予防することが可能である。
武田 信和; 中平 昌隆; 多田 栄介; 藤田 聡*; 藤田 隆史*
日本地震工学会論文集(インターネット), 4(3), p.298 - 304, 2004/04
ITERはトカマク型の国際核融合実験装置であり、主要機器は、超伝導コイル,真空容器等で、運転温度は4Kから200
Cまでと幅広い。このため、主要機器の支持構造はトーラス構造の半径方向に柔軟,鉛直方向に剛となるよう、多層板バネ構造を採用している。この結果トカマク装置の水平方向固有振動数は4Hzと低く、さらに地震に対しては国際標準のIAEAに照らし、地表加速度0.2gで標準設計しており、これを超える地震を想定する場合は免震が必要となる。これらの特殊事情により、ITERの動的特性を把握するための解析,実験を日本で実施している。動解析では、日本のサイト及び免震を考慮した地震動により装置の健全性を確認した。この裏付けデータ取得のため、縮小モデルの振動試験体の製作を開始した。最初の試験として、コイル単体及び支持脚単体の固有振動数及び剛性データを取得した。本論文では、ITER主要機器の動特性を把握する日本の解析及び実験の現状と計画を述べる。
西原 哲夫; 清水 明; 稲垣 嘉之; 谷平 正典*
日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.517 - 524, 2003/12
地球温暖化対策として燃料電池の導入が期待されており、今後、大量かつ安定に水素を供給するシステムが必要となる。原研では試験研究用の高温ガス炉HTTRを用いた水素製造システムの検討を進めている。本報告では、まず、HTTR水素製造システムの技術課題について検討を行った。そして、HTTR水素製造システムの主系統構成、並びに、本システム特有の機器である水蒸気改質器及び高温隔離弁の構造を示した。そして、定格運転時のヒート・マスバランスを設定し、起動運転時のプラント動特性解析をもとに運転制御特性について検討した結果を示した。
吉田 浩; Glugla, M.*; 林 巧; L
sser, R.*; Murdoch, D.*; 西 正孝; Haange, R.*
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.513 - 523, 2002/11
被引用回数：32 パーセンタイル：85.61(Nuclear Science & Technology)ITERトリチウムプラントは、トカマク燃料サイクル設備,トリチウム閉込め及び除去設備から構成される。トカマク燃料サイクル設備は、真空容器浄化ガス処理,トカマク排出ガス処理,水素同位体分離,燃料調整及び供給,外部トリチウム受入れ及び長期貯蔵等の諸工程を含み、トカマクあらゆる運転要求を満たすことができる。また、燃料サイクルの各工程は、トリチウムインベントリーを最小化し、想定されるすべての異常時,事故時の環境へのトリチウム放出を可能な限り低減化できるようにした。トリチウム閉込め設計では、トリチウムが金属材料やプラスチック材料を容易に透過し、室内空気中の水分に速やかに取り込まれて拡散しやすいことから多重閉じ込め方式を採用した。すなわち、トリチウムプロセス機器と配管を第1次障壁として設計し、プロセス機器(トリチウムインベントリーが1g以上の場合)をグローブボックス等の第2次障壁内に設置する。さらに、これらの設備を配置した室の空調換気設備には非常用隔離弁と室内空気浄化設備を備え、万一トリチウムが室内に漏洩したときでもトリチウムを環境に放出することなく速やかに浄化する。トカマク建家,トリチウム建家,ホットセル及び廃棄物建家に、このような閉込め及び除去設備を設置した。
多田 栄介; 羽田 一彦; 丸尾 毅; 安全評価グループ
プラズマ・核融合学会誌, 78(11), p.1145 - 1156, 2002/11
ITERは、国際協力で進めているトカマク型核融合装置であり、現在参加極間で建設準備に向けた協議が進められている。ITER建設においては、サイト国の安全規制や規格・基準類に従うことが基本とされており、我が国においても日本誘致に備えた検討が行われてきている。これまでに、文科省(旧科学技術庁)によりITERの安全上の特徴に基づいた安全確保の基本的な考え方が示された。これに基づき、原研では(財)原子力安全研究協会に検討専門委員会及び分科会を組織し、我が国の技術基準に立脚しつつ、ITERに特有な技術基準の整備を進めてきた。本報では、ITERの安全上の特徴や構造上の特徴を概設しそれに基づく安全確保の考え方及び機械機器の構造健全性にかかわる基準案の概要について述べる。
矢花 修一*; 松田 昭博*; 中平 昌隆; 大崎 敏雄*
日本建築学会2002年度大会学術講演梗概集, P. 495, 2002/08
大型構造物等に用いる支持荷重及び外径の大きな積層ゴムにおいては、その特性や性能を評価・確認するための試験を実施することが試験装置性能やコスト等の制約から困難となる場合がある。そこで、本報告では鉛プラグ入り積層ゴム(LRB)及び天然ゴム系積層ゴム(NRB)の数サイズの形状が相似である試験体を用いて、試験体のスケール効果の有無及び縮小試験体による実機試験体の水平方向力学特性の推定可能範囲について検討を行った。試験結果から、NRBにおいては試験体のスケール効果がほとんどないことがわかり、LRB試験体のスケール効果はせん断ひずみ100%以上の領域ではほとんどないことが確認された。また、LRBのせん断ひずみ100%未満の領域におけるスケールによる特性の違いは鉛プラグの特性に起因していることがわかった。
堤 英明*; 山田 博幸; 寺垣 俊男*; 蛯沢 勝三; 柴田 勝之
Seismic Engineering 2000 (PVP-Vol.402-1), p.141 - 146, 2000/00
原研では、1991年より安全上重要な機器に免震技術を導入した場合の有効性評価手法及び評価コードを開発しており、それらの高度化を目的として機器免震システムの有効性確証試験を実施している。確証試験では、原子力機器を模擬した2次元及び3次元機器免震試験システムを設計・製作し、大洗研究所敷地内のテストベッド上に設置して、自然地震動における応答観測を行っている。また、静加力試験と自由振動試験を行い、各試験システムの復元力特性と振動特性を求めた。本論文は、上記2次元及び3次元機器免震試験システムの概要、特性試験結果ならびに1999年3月26日に茨城県日立市で発生した地震動(M5.1,最大加速度86Gal)の地震動に対する応答観測結果についてまとめたものである。
中平 昌隆; 武田 信和; 高橋 弘行*; 薬研地 彰*; 圷 陽一; 多田 栄介; 矢花 修一*
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
国際熱核融合実験炉(ITER)は、日・米・欧・露の4極による国際協力のもと工学設計が進められて、直径・高さともに約30~40m、重量約50,000tという大型の装置である。ITERでは、炉内構造物や超伝導磁石などさまざまな機器が400~-270Cという幅広い異なる温度で運転され、その熱膨張あるいは収縮による相対変位を吸収するために各装置の重力支持脚は水平方向に柔軟な構造となっている。このように重量物を柔軟支持で支える構造は通常見られず、その動的応答等は複雑である。また、設計上0.2Gを超える地震力に対しては、免震により対処しなければならない。この時免震要素は高面圧下での使用となり、実績は少ない。本論文は、柔軟支持をもつトカマク構造体の動的応答性状、積層ゴム免震要素の性能試験並びにトカマクの縮小モデルを用いた振動試験の概要について述べる。
常松 俊秀; 難波 治之*; 圷 陽一; 大川 慶直; 薬研地 彰; 武田 正紀*; 矢島 健作*; 新田 義雄*; 小林 健一*; 前田 郁生*; et al.
Fusion Engineering and Design, 41(1-4), p.415 - 420, 1998/09
被引用回数：4 パーセンタイル：37.87(Nuclear Science & Technology)ITERトカマクは運転時の熱応力と重力支持並びに耐ディスラプション支持のために従来の大型機器に比べて柔構造になっており、現在の設計は0.2Gの地震力に対する設計がなされている。この設計をさらに大きな地震が想定されるサイトに建設した場合のオプションとして免震の採用が提案されており、本論文では建屋、トカマクを含めた振動解析モデルを使い免震を導入した時のトカマクへの地震力の影響を解析し、その結果から免震採用時の技術的課題を摘出している。
柴田 勝之; 蛯沢 勝三; 安藤 和博*
Proc. of 7th German-Japan Joint Seminar on Research in Structural Strength and NDE-Problems, 12 Pages, 1997/00
機器免震は、安全上重要な個々の機器の耐震性とプラントの安全性を向上できる技術として有望視されるが、いまだ実用化されていない。機器免震の特徴は、既存プラントの機器への適用性が高く、経済性にも優れていることである。本研究では、軽水炉機器の耐震性と地震リスクの低減に資するため、機器免震の評価手法開発と関連試験を進めている。Phase Iの研究として、機器免震効果を確率論的手法により評価するEBISA(Equipment Base Isolation System Analysis)コードを開発した。また、免震装置の設計法の検討等も行った。さらに、安全上の重要機器として起動変圧器を免震構造化した場合の損傷 度の低減効果について感度解析を行った。Phase IIとして、コードの検証と高度化をめざした機器免震実験を8年度に開始した。本報告では、これまでの成果と今後の研究計画について概要を紹介する。
