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杉田 裕; 谷口 直樹; 牧野 仁史; 金丸 伸一郎*; 奥村 大成*
日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.121 - 135, 2020/09
使用済燃料を直接処分するための処分容器の一連の構造解析を実施して、処分容器の必要な耐圧厚さの予察的な検討結果を示した。直線,三角形,正方形に配置された2, 3, 4体の使用済燃料集合体を収容するように処分容器を設計した。処分容器の胴体部分および蓋部分の必要な耐圧厚さを評価するため、使用済燃料集合体の収容スペースの離間距離をパラメータとした。この検討では、応力評価ラインの設定の妥当性や解析におけるモデル長の影響など、解析に関する技術的知識も得られた。そして、これらは、さまざまな条件下で同様の評価を実行したり、より詳細な評価を進めたりするための基盤として参考となるものである。
大井川 宏之; 辻本 和文; 菊地 賢司; 倉田 有司; 佐々 敏信; 梅野 誠*; 西原 健司; 斎藤 滋; 水本 元治; 高野 秀機*; et al.
Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.325 - 334, 2005/11
原研は、マイナーアクチニド(MA)の効果的な核変換を目的とした加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発を進めている。原研が提案するADSは、熱出力800MWの鉛ビスマス冷却タンク型未臨界炉でMAとプルトニウムを混合した窒化物燃料を装荷する。鉛ビスマスは入射陽子ビームによる核破砕反応で中性子を発生させるターゲットとしても使用される。本研究では、ビーム窓周辺の設計に焦点を絞ったADSの成立性について検討した。ホットスポット燃料ピンの冷却性確保のために、ターゲット領域とダクトレス燃料集合体の間に隔壁を設けた設計とした。また、ビーム窓の冷却を効果的に行うように、流調ノズルを設けた。熱流動解析の結果、最大ビーム出力30MW時においても、ビーム窓の外表面最高温度を摂氏500度以下に抑制できることがわかった。外圧とビーム窓内の温度分布の結果生じる応力も、許容制限値以下となった。
武田 信和; 中平 昌隆
JAERI-Tech 2004-073, 59 Pages, 2005/01
JAERI-Tech-2004-073.pdf:11.36MB
ITERトカマクは異なる運転温度の機器からなり、その温度差による熱変形を許容するために、支持脚に柔軟性を持たせている。このような構造上の特徴から、ITERトカマクは複雑な振動挙動を示すことが予想され、耐震設計においてはこの点について十分に考慮する必要がある。このような構造はこれまでに例がないため、耐震設計に用いる数値解析モデルを事前に実験により検証することが必要不可欠である。特に、支持構造については板バネとボルト等からなる複雑な構造体であり、その機械的特性の把握は重要である。本報告は、ITERトカマクの耐震設計に必要となる一連の振動試験計画について、その全体計画を示すものである。トカマク全体の振動特性を把握するための試験は、可能であれば実規模の試験体を用いて行うことが望ましいが、試験設備の制約から縮小試験体を用い、スケール則を適用して試験結果を解釈する。また、スケール則が適用できない現象である減衰特性については、支持脚の実規模試験体を用いて試験を実施する。さらに、真空容器縮小試験や支持脚小型縮小試験といった、その他の補完的な試験も合わせて計画されている。
橘 幸男; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.261 - 272, 2004/10
被引用回数：23 パーセンタイル：80.13(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の最高950
Cの冷却材に接する第1種機器は、900Cを超える高温となるため、これらの機器については、新たに開発した耐熱合金ハステロイXRが使用されている。また、多くの第1種機器が、従来の構造設計基準の温度範囲を超える条件で使用されるため、新たに、高温ガス炉第1種機器の高温構造設計指針を策定した。本論文は、ハステロイXR製,2 1/4Cr-1Mo鋼製,ステンレス鋼製,1Cr-0.5Mo-V鋼製のHTTRの高温機器の構造設計についてまとめたものである。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之; 橘 幸男
JAERI-Tech 2004-045, 67 Pages, 2004/04
JAERI-Tech-2004-045.pdf:4.74MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち、1次冷却材流量の低下を模擬した試験である循環機停止試験において、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台のうち1台あるいは2台が停止される試験が2002年から2005年に実施され、全3台を停止する試験が2006年以降に計画されている。本報は、安全性実証試験における循環機1台あるいは2台停止時の加圧水冷却器の構造健全性を確認するとともに、循環機3台停止時の1次系内の自然対流発生の可能性について、出力上昇試験中に実施されたスクラム試験の実測データをもとに検討した結果を示す。
石倉 修一*; 二川 正敏; 粉川 広行; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 原田 正英; 佐藤 博; 羽賀 勝洋; 池田 裕二郎
JAERI-Tech 2004-028, 123 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-028.pdf:9.55MB
本報告では、J-PARCの物質・生命科学実験施設に設置される核破砕中性子源水銀ターゲット容器について、これまでに実施してきた構造設計の考え方及び手順についてまとめた。基本的には、(1)ターゲット容器の構造設計では、(i)核分裂炉のような反応度事故が原理的に生じる可能性はないこと,(ii)永久構造物ではないことなどから、法規上は障防法を適用し、さらに、(2)安全かつ合理的な設計を行うために、原子力構造設計基準並みのJISB8270[圧力容器(基盤規格)]規格体系の第1種容器に準拠するものとし、「解析による設計法」を適用した設計応力により設計を決めることとした。また、付録には、ターゲット容器構造における最大荷重モードである圧力波の低減を目的として、陽子ビームプロファイルを変化させた場合に想定される種々の影響について検討した結果を述べた。
塙 悟史; 石原 正博; 柴田 大受
Transactions of 17th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-17) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/08
工学的観点からより現実的な破壊モデルを黒鉛構造物の設計法に応用することが重要と考えられる。そこで、微細構造を考慮できる脆性破壊モデルの多軸破壊への応用性を検討した。脆性破壊モデルは、結晶粒の大きさのみならず気孔の大きさも扱うことができ、黒鉛結晶の異方性を考慮して確率論的に強度予測するものである。本研究では、脆性破壊モデルを多軸強度予測モデルに拡張し、準等方性黒鉛の強度予測を試みるとともに、内圧と軸荷重負荷による2軸強度データと比較検討した。検討の結果、2軸強度の実測データに対して本モデルによる予測結果は、平均強度のみならず強度分布についても良い予測結果が得られることが明らかとなり、本脆性破壊モデルのより現実的な設計手法としての応用性を示した。
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。
竹田 武司; 橘 幸男; 中川 繁昭
JAERI-Tech 2002-091, 45 Pages, 2002/12
JAERI-Tech-2002-091.pdf:1.77MB
HTTR(高温工学試験研究炉)の中間熱交換器(IHX)は、ヘリウム/ヘリウムの熱交換器であり、高温ガス炉の核熱利用を将来実証するうえで重要な機器である。IHXの熱容量は10MWであり、ヘリカルコイル状の伝熱管を96本有している。IHXの構造設計では、内部構造物のうち、ハステロイXR材である伝熱管,内筒等に対して弾クリープ解析を実施している。HTTRの出力上昇試験の中で、原子炉スクラム時におけるIHX内の冷却材温度変化は設計時の想定より早いことがわかった。そこで、出力上昇試験で得られた冷却材温度データに基づき、想定した高温試験運転で全出力(30MW)からの原子炉スクラム時の冷却材温度変化が、IHXの伝熱管,内筒下部レジューサの構造強度に及ぼす影響について調べた。その結果、寿命期間中(10
h)の累積クリープ主ひずみ,累積クリープ疲れ損傷係数は、「高温ガス炉第1種機器の高温構造設計指針」に定められた制限値を満足していることを確認した。
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。
大西 亮一*; 木村 俊哉; 太田 高志*; 郭 智宏*
航空宇宙技術研究所特別資料, p.265 - 269, 1998/02
構造変形を考慮した空気力学的特性の評価のために、流体解析と構造解析の連成を行う方程式を示す。Navier-stokes式による流体コードと、有限要素構造解析コードをMPMD方式で並列的に実行する手法を述べる。流体コードと構造コードの連成計算は、圧力や変位を両コード間で交換しながら進める。この為、流体格子と構造要素の合体格子の生成、構造荷重の設定や構造変形に適合させた流体格子変形についても、方式案を示す。
大西 亮一*; 太田 高志*; 木村 俊哉
JAERI-Data/Code 96-031, 53 Pages, 1996/11
JAERI-Data-Code-96-031.pdf:1.82MB
Euler-Navier Stokes式を基礎式とした流体コードを、有限要素構造解析コードに連成させ、並列計算機により解く手法を考案した。本報告書では、流体と構造を動的変形格子を用いてMPMD(Multiple Program Multiple Data)方式によって並列統合を図る方法を示した。流体と構造の間で圧力と変形量を交換しながら相互作用を考慮した連成計算を進める。このため、流体格子と構造要素間のインタフェース、圧力データと変位データの変換、格子の変形、流体コードと構造コードの並列化、等について設計を行った。更に航空機の制御システムとの統合方針を示し、より大規模な航空機統合シミュレーションを行う案も示した。
菱沼 章道
プラズマ・核融合学会誌, 70(7), p.697 - 703, 1994/07
核融合炉の有力な候補材料について、それらの可能性と限界について解説した。実験炉の第一候補材であるオーステナイト鋼は、一般工業材料として既に成熟しており、また照射データを含む設計に必要なデータが揃っている。しかし、照射によって延性が著しく低下するなど従来の設計コードの範囲をはみ出す現象が起ることが明らかにされており、今後材料、設計両面からの対策と検討が必要である。フェライト鋼は高温強度、照射脆化などの点で限界があるが、原型炉以降の候補材料の一つである。バナジウム合金、セラミックス複合材料や金属間化合物など先進材料はそれぞれ核融合炉材料として魅力を有しているが、依然として実験室規模の材料で将来工業材料に育てるにはかなり時間が必要である。また、どんな材料であれ照射による脆化は避けられないことから、脆性的材料を使いこなす知恵をつけることが不可欠である。
高西 淳夫*; 加藤 一郎*; 久米 悦雄
JAERI-M 91-197, 42 Pages, 1991/11
日本原子力研究所では、原子力知能化システム技術の研究テーマのもとで、二足歩行ロボットの研究を行っている。これまでにヴコブラトビッチの人体モデルを用いて直進定常歩行及び発進・停止歩行の完全歩行シミュレーションを実現した。今後は、シミュレーション結果の妥当性の検証と機械モデルの機構や特性等ハードウェアに関する問題点を明らかにするために、実際のハードウェアを試作する必要があり、現在ハードウェア化を目的としたモデル開発を進めている。そのため、二足歩行ロボットの設計に関する調査を実施した。本報告書は、早稲田大学における二足歩行ロボットWL-12の設計に関する調査報告であり、定常歩行、発進、停止動作を行う二足歩行ロボットの機械モデル及び制御システムの設計について述べたものである。
西口 磯春; 橘 幸男; 元木 保男; 塩沢 周策
JAERI-M 90-152, 31 Pages, 1990/09
HTTRにおいては、その冷却材温度が最高約950Cとなり、軽水炉等と比較して高温で使用されるため、特に制御棒被覆管等の金属材料部は、その特殊性を考慮した設計を行う必要がある。このため、HTTRにおいては、制御棒を対象とする設計方針案を策定し、それに従って設計を進めている。具体的には制御棒被覆管、制御棒連結棒の制御棒金属材料部を対象とし、その構造健全性の評価法を定めている。本資料は、その基本的考え方についてまとめたものである。
稲垣 嘉之; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策
JAERI-M 90-020, 70 Pages, 1990/02
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物は、黒鉛ブロック及びポストの積層構造で構成され、炉心を支持するとともに炉心で加熱された冷却材の流路を形成する。炉心支持黒鉛構造物は、原子炉の供用期間中(約20年間)に一度の交換も予定しない永久構造物である。その健全性を維持するために、十分な開発試験に基づいた余裕のある設計を行っており、万一、炉心支持黒鉛構造物の破損あるいは破壊が生じたとしても、原子炉の安全性が確保されることを確認している。また、製作時には厳重な品質管理を行うとともに、供用期間中に目視観察やサーベイランス試験を行い、炉心支持黒鉛構造物の健全性を確認する計画である。本報は、炉心支持黒鉛構造物の健全性を保証する基本的な考え方について報告するものである。
幾島 毅; 武田 洋*; 佐野川 好母
日本原子力学会誌, 23(7), p.470 - 476, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)原子炉構造解析に広く使用されている汎用有限要素法計算プログラムについて、開発経緯、使用用途、計算能力、プリ、ポストプロセッサおよび計算例について概説する。汎用有限要素法計算プログラムの大部分のものは米国やヨーロッパ諸国において製作されたものであるが、最近、国内でも精力的に独自の計算プログラムが開発されており、これらの近況についても概説したものである。
宇賀 丈雄; 古平 恒夫
応用機械工学, 20(10), p.24 - 29, 1979/00
高温構造設計の基本事項で明示するため、構造部材が高温になった場合、荷重形態に対応して現われる時間依存の変形挙動を説明し、構造物に予想される可能な破損形態と強度条件について述べ、実際に採用されている構造強度設計法の実例と簡素化された変形解析の手順について図式をまじえて解説した。
宇賀 丈雄
圧力技術, 13(5), p.264 - 271, 1975/05
原子力プラントの仮想事故状態(Faulted conditions)における構造強度評価法がASME Pressure Vessel and Boiler Code Sec.IIIの1972年Winter Addendaで大幅に追加・改訂された。本報はそれにもとづいて仮想事故状態に対する強度設計の考え方,解析方法,強度評価基準などについて説明し、あわせて従来弾性理論にもとづいてなされてた強度解析手法を準用して、塑性域の強度解析を行なう擬似弾性解析手法としての応力比法についても説明・解説を行なった。
橘 幸男
no journal, ,
日本原子力研究開発機構は、これまで実施してきた研究開発成果に基づき、国内実証炉開発を開始した。本講演では、高温ガス炉プロジェクトの概要、HTTR高温機器の材料及び使用条件、特に、中間熱交換器及びハステロイXRの開発を中心として発表するとともに、高温ガス炉第1種機器の高温構造設計指針を紹介する。さらに、今後の課題について述べる。
