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論文

Determination of in-service inspection requirements for fast reactor components using System Based Code concept

高屋 茂; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 浅山 泰

Nuclear Engineering and Design, 305, p.270 - 276, 2016/08

AA2016-0006.pdf:0.51MB

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.72(Nuclear Science & Technology)

著者らは、これまでの研究でシステム化規格概念を用いた供用期間中検査(ISI)要求の設定方法を提案した。提案方法は、二つの補完的な評価から成り、一つは構造健全性に着目し、もう一方は安全性に着目している。本研究では、提案手法を用いて、もんじゅのガードベッセル及び炉心支持構造のISI要求について評価した。その結果、非現実的に厳しい想定を課しても、いずれの機器も十分な信頼度を有することが示され、ISI要求の必要はないと判定された。この結果から、提案手法は、プラントの特徴を考慮した効果的で合理的なISIの実現に寄与するものと期待される。

論文

Determination of ISI requirements on the basis of system based code concept

高屋 茂; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 浅山 泰

Transactions of 23rd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-23) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2015/08

システム化規格概念に基づく新しい供用期間中検査要求の決定手順を提案した。提案手順では、構造健全性に着目した評価とプラントの安全性に着目した評価の二つを行うことを要求している。本研究では、高速増殖原型炉「もんじゅ」の原子炉容器ガードベッセルおよび炉心支持構造に同手順を適用した。提案手順により、プラントの特徴を考慮した合理的な供用期間中検査が実現できると期待される。

論文

Application of the system based code concept to the determination of in-service inspection requirements

高屋 茂; 浅山 泰; 神島 吉郎*; 町田 秀夫*; 渡辺 大剛*; 仲井 悟; 森下 正樹

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 1(1), p.011004_1 - 011004_9, 2015/01

システム化規格概念に基づきプラントの特徴を考慮した効果的かつ合理的なISIの実現のために、新しいISI要求の決定手法を提案した。提案手法は、構造健全性に着目した評価とプラントの安全性の観点から欠陥の検出性に着目した評価の二つからなる。なお、欠陥検出性が十分でない場合には、十分に保守的な仮定の下での構造健全性評価が要求される。また、原型炉もんじゅに対する評価を実施し、提案手法が実機への適用性を有していることを示した。

論文

Development of limit state design for fast reactor by system based code

渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 浅山 泰; 高屋 茂; 町田 秀夫*; 神島 吉郎*

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 7 Pages, 2013/07

システム化規格の革新的な概念のひとつである裕度交換を具現化するために限界状態設計法を新たに開発し、現行規格の代わりに限界状態設計法が利用可能であることを示した。本研究では、熱荷重が加わる高速炉の原子炉容器を対象とした評価を実施し、クライテリアを現行規格から限界状態に変更することによって許容応力が増加することを示した。

論文

Development of system based code, 2; Application of reliability target for configuration of ISI requirement

高屋 茂; 岡島 智史; 栗坂 健一; 浅山 泰; 町田 秀夫*; 神島 吉郎*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(1), p.60 - 68, 2011/01

System Based Code (SBC) extends the present structural design standard to include the broad areas related to FBR design and operation. Therefore, a quantitative index that can correlate these different areas is required. One such index is the probability of failure. The determination of a target value is also one of the key points. We have proposed a new method to determine reliability targets for structures and components in FBR plants from the viewpoint of safety. In this study, the effectiveness of the probability of failure as an index and the reliability targets produced using the new method are investigated through a trial setting of an in-service inspection (ISI) requirement for a reactor vessel. The results show that the reactor vessel has sufficient reliability even without an ISI. Through this example, we demonstrate that the probability of failure is a promising index and that reliability targets derived using the new method are compatible with SBC.

口頭

Development of system based code, 2; Application of reliability target for configuration of ISI request

高屋 茂; 岡島 智史; 栗坂 健一; 浅山 泰; 町田 秀夫*; 神島 吉郎*

no journal, , 

システム化規格概念は、高速増殖炉の信頼性,安全性、及び経済性の合理化を達成するために提案された。概念の具体化のためには、これらの異なる領域をつなげる指標及び目標値の設定が重要である。今回、PSA解析結果に基づき安全の観点からFBRの構造や機器について目標信頼度を設定する方法を新たに提案した。本発表では、同手法で設定された目標値を用いて原子炉容器液面近傍部におけるISI要求設定の試検討を実施することにより、提案指標の有効性とシステム化規格概念への適応性を示した。

口頭

高速増殖炉原子炉容器のクリープ疲労に関する信頼性評価手法の開発

高屋 茂; 岡島 智史; 浅山 泰; 千年 宏昌*; 町田 秀夫*; 横井 忍*; 神島 吉郎*

no journal, , 

高速増殖炉原子炉容器の貫通き裂の発生確率に関する評価手法を提案した。試評価用の入力条件を整備し、提案手法を適用した。評価結果は、安全要求から導出される許容確率と比較した。

口頭

高速炉機器の構造信頼性評価法のベンチマーク評価

高屋 茂; 浅山 泰; 町田 秀夫*; 神島 吉郎*

no journal, , 

高速増殖炉における代表的な劣化損傷機構であるクリープ疲労に関して、既存の設計評価法等を参考にき裂発生及び進展に関する評価手法を整理するとともに原子炉容器を対象として入力条件の検討を行った。さらに整理した手順に従った評価が可能な独立に開発された二つの計算コード(MSS-REAL(原子力機構), GENPRO/PEPPER(テプコシステムズ))を用いて、決定論評価および確率論評価を実施し、両計算コードの比較を行った。その結果、両者の評価結果はほぼ同じであり、適切にコードが作成されていることが確認できた。

口頭

Benchmark evaluation of structural reliability evaluation codes for fast reactors

高屋 茂; 町田 秀夫*; 神島 吉郎*; 浅山 泰

no journal, , 

本論文は、独立にプログラム化された構造信頼性評価コード(MSS-REAL及びGENPRO/PEPPER)のベンチマーク評価に関するものである。まず、高速炉静的機器のクリープ疲労に対する構造信頼性評価手順を説明する。この手順には、き裂発生評価と進展評価、さらに貫通または不安定破壊評価が含まれる。次に、原子炉容器の構造信頼性評価に必要な入力データを準備する。その後、原子炉容器の構造信頼性を決定論的及び確率論的に評価する。二つのコードで得られた結果は、決定論的評価, 確率論的評価ともによく一致しており、このことは、これらのコードが評価手順に従って適切にプログラム化されていることを示している。

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