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論文

Application of analysis for assembly of integrated components to steel member connections for seismic safety assessment of plant structures, 3; System analysis

松川 圭輔*; 里田 啓*; 西田 明美; Guo, Z. H.*

Transactions of 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

巨大地震に対する原子力プラント等の耐震安全評価に資するため、プラント構造物の地震時挙動を把握し現実的応答解析を可能とすることは重要な課題となっている。プラント構造の地震時挙動に大きな影響を与える部位のひとつに接合部が挙げられる。特に鉄骨造配管支持構造物(以下、パイプラックと称す)の部材接合部のモデル化は従来経験的手法に依存しており、ピンまたは剛とみなして保守的な評価がなされてきた。そこで本研究では、接合部の3次元詳細モデルを活用し、より現実的な挙動を再現するための接合部モデル化手法を開発することを最終目的とする。前報のその1及びその2では、これまでに開発した3次元詳細解析技術を活用し、プラント鉄骨構造物の接合部を対象として、弾性及び弾塑性領域における接合部の現実的な半剛接の剛性評価を実施し、接合部の簡易モデルを提案し、得られた結果について報告した。本論文では、前報までの接合部に着目したモデルではなく、パイプラック全体をモデル化し、パイプラックシステムとしての地震時挙動を把握することを目的に、地震応答解析による現実的応答解析・評価を実施する。3次元詳細解析による解析結果と、従来設計で用いられる梁要素によるパイプラックシステムの立体骨組構造の接合部に前報で提案した接合部の簡易モデルを適用した解析を実施し、双方の解析結果を比較し、得られた知見を整理する。これにより、梁要素を用いた実用レベルでの地震応答解析手法の高精度化を図ることが可能と考えられる。得られた成果を原子力施設の鉄骨構造物のモデル化に適用することで、プラント耐震安全性の合理的評価が期待される。

論文

Application of analysis for assembly of integrated components to steel member connections for seismic safety assessment of plant structures, 2; Plastic analysis

西田 明美; 村上 高宏*; 里田 啓*; 浅野 祐也*; Guo, Z. H.*; 大嶋 昌巳*; 松川 圭輔*; 中島 憲宏

Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 10 Pages, 2022/07

巨大地震に対する原子力プラント等の耐震安全評価に資するため、プラント構造の地震時挙動を把握し現実的応答解析を可能とすることは重要な課題となっている。プラント構造の地震時挙動に大きな影響を与える部位のひとつに接合部が挙げられる。特に部材接合部のモデル化は従来経験的手法に依存しており、ピンまたは剛とみなして保守的な評価がなされてきた。そこで本研究では、接合部の3次元詳細モデルを活用し、より現実的な挙動を再現するための接合部モデル化手法を開発することを最終目的とする。その1では、これまでに開発した3次元詳細解析技術を活用し、鉄骨部材からなるプラント構造の接合部を対象として、弾性領域における接合部の現実的な半剛接の剛性評価を実施し、得られた結果について報告した。本論文では、弾塑性載荷実験の結果と比較することで弾塑性領域における3次元詳細解析手法の妥当性を確認するとともに、その1と同じ接合部モデルを用いて数値実験を実施し、得られた知見を述べる。具体的には、プラント構造の設計に利用されるフレームモデルの回転ばね要素の非線形関数を定義するための重要なパラメータを、回転剛性,降伏点,塑性回転量などの観点で整理し、接合部の塑性変形を含む現実的な剛性評価のための見通しを得た。得られた成果を原子力施設の鉄骨構造接合部のモデル化に適用することで、プラント耐震安全性の合理的評価が期待される。

論文

Application of analysis for assembly of integrated components to steel member connections towards seismic safety assessment of plant structures

西田 明美; 村上 高宏*; 里田 啓*; 浅野 祐也*; Guo, Z.*; 松川 圭輔*; 大嶋 昌巳*; 中島 憲宏

Transactions of 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2019/08

巨大地震に対する原子力プラント等の耐震安全評価に資するため、プラント構造の地震時挙動を把握し現実的応答評価を可能とすることは重要な課題となっている。プラント構造の地震時挙動に大きな影響を与える部位のひとつに接合部が挙げられる。特に部材接合部のモデル化は従来経験的手法に依存しており、ピンまたは剛とみなして保守的な評価がなされてきた。そこで本研究では、接合部の3次元詳細モデルを活用し、より現実的な挙動を再現するための接合部モデル化手法を開発することを最終目的とする。本論文では、その第一歩として、これまでに開発した3次元詳細解析技術を活用し、鉄骨部材からなるプラント構造の接合部を対象として、接合部の有する現実的な剛性等を把握することを目的とする。複雑に組み合わされた部材からなる接合部の3次元詳細モデルを作成し、パラメトリックスタディを行った結果、プラント構造の接合部仕様によっては半剛接合とみなせることを確認し、接合部の現実的な剛性評価のための見通しを得た。得られた成果を原子炉建屋の屋根トラスや排気塔等の鉄骨構造接合部のモデル化に適用することで、プラント耐震安全性の合理的評価が期待される。

報告書

NH混合ガスの高温域における可燃下限界測定試験

塚田 隆治*

JNC TJ8430 2001-002, 28 Pages, 2002/01

JNC-TJ8430-2001-002.pdf:1.17MB

プルトニウム転換技術開発施設の焙焼還元工程は、常温$$sim$$約800$$^{circ}C$$の温度領域で運転され、還元ガスとして窒素-水素混合ガス(NHガス)が使用されている。ここでNHガス中の水素濃度は、空気との混合状態における可燃下限界を考慮して、6vol%以下になるよう設計・管理されている。この水素濃度管理値は、高温域における実測値がないことから、常温域における可燃下限界濃度を用いて解析的に求めて設定されたものであるため、本試験では窒素-水素-空気の3成分ガスを使用して実際の高温暴露試験を行い、高温域における水素の爆発(燃焼)現象発生の有無を確認した。水素の爆発下限界に関する従来からの知見を加味した本試験結果の考察から、以下の結論が得られた。(1)水素が4$$sim$$5%、これを酸化するのに必要な量以上の酸素(2%以上)、他は窒素の3成分で構成される混合ガスを500$$sim$$800$$^{circ}C$$の温度に暴露すると、水素-酸素系のゆるやかな酸化反応(緩慢燃焼)が生じる。(2)・この緩慢燃焼の程度は温度の上昇とともに漸次増大し、800$$^{circ}C$$では水素のほぼ全量が酸素によって消費される。(3)500$$^{circ}C$$以上の温度に保持されたNHガスに任意量の空気が混入しても、緩慢燃焼が生じるのみで、火炎の伝ぱによる大きな圧力上昇を伴う燃焼(すなわち爆発現象)は全く起こらない。

報告書

低レベル放射性廃棄物の搬出施設の設計研究

not registered

PNC TJ4300 88-001, 318 Pages, 1988/03

PNC-TJ4300-88-001.pdf:23.57MB

本設計研究の目的は、再処理施設から発生する低レベル放射性廃棄物を貯蔵工学センターへ搬出するための搬送・検査などを含む搬出システムの設計研究を実施することである。この目的に沿って本設計研究を行い、以下の結論を得た。1. 再処理施設内での廃棄体の発生予想量並びに既存貯蔵量にもとづき、年間搬出量を年間1,400$$sim$$5,000本の範囲で3ケース設定し、各ケース毎に、搬出施設並びに輸送手段の運用計画を策定した。2. 国内外輸送基準並びに長期貯蔵管理の観点より、検査並びに除染、コンディショニングの条件及び方法を設定した。3. 搬出計画にもとづき、施設基本構成を検討した結果、本施設は既設貯蔵庫から独立させるものとし、搬出・検査・仮置の各設備の基本仕様及び建屋の基本仕様を策定した。4. 建設費及び操業費は、年間搬出量最大ケースにおいて試算した結果、建設費97億円、操業費1.3億円となった。5. 今後の主な検討課題としては、下記のものが考えられる。・ドラム容器の長期健全性の評価・廃棄体中の核種放射能量の評価手法の検討・搬出・荷役及び検査の自動化・経済評価の要因分析

報告書

高放射性廃液移送配管の詰まり防止に関する設計研究

not registered

PNC TJ199 84-58, 216 Pages, 1984/10

PNC-TJ199-84-58.pdf:10.48MB

使用済核燃料再処理工場より排出されるパルスフィルターの濾過残渣(スラッジ)を含む高放射性廃液を中間貯槽から蒸発缶へ送る際発生している詰まりを防止する方法を見い出すため現状分析,スラッジ輸送のモックアップ試験,スラッジ輸送技術の調査を行い,いくつかの詰まり防止方法を立案し,比較評価した。その結果高放射性廃液移送配管の途中に圧力水を注入することによって詰まりを防止する方法が最適であるとの結論を得,モックアップ試験により詰まりが防止できることを確認した。また,併せて本方法の概念設計および工事に係わる概念設計も行った。

口頭

Development of membrane Bunsen reactor in IS process for high efficient hydrogen production

Myagmarjav, O.; 稲垣 嘉之; 久保 真治; 井岡 郁夫; 田中 伸幸; 岩月 仁; 野口 弘喜; 上地 優; 坂場 成昭

no journal, , 

熱化学水素製造法ISプロセスの高効率化を図るため、ブンゼン反応における循環物質量を低減する基盤技術を開発した。本プロセスの主反応の一つであるブンゼン反応において、従来の二液相分離法は大量の循環物質(ヨウ素)を 必要としていた。ここに、イオン交換膜型ブンゼン反応を適用することで循環物質の大幅な削減ができる。共同研究機関が開発した放射線グラフト・架橋技術によるイオン交換膜を用いた膜ブンゼン反応器を開発し、従来の反応条件であったI$$_{2}$$/SO$$_{2}$$=9よりも大幅にヨウ素が少ない条件(I$$_{2}$$/SO$$_{2}$$=1.2$$sim$$1.8)でブンゼン反応を進行させることができた。

口頭

Research and development program of membrane IS process for hydrogen production using solar heat

坂場 成昭; 稲垣 嘉之; Myagmarjav, O.; 野口 弘喜; 岩月 仁; 田中 伸幸; 上地 優; 井岡 郁夫; 久保 真治

no journal, , 

太陽熱を利用する熱化学水素製造法ISプロセスにおいて水素製造効率40%を達成するため、膜分離技術を導入した膜分離新ISプロセスの研究開発を行っている。太陽熱利用では、ISプロセスの硫酸分解を 従来800-900$$^{circ}$$Cで進めていた硫酸分解反応を600$$^{circ}$$Cで行うため、反応転化率が低下し、水素製造熱効率も低くなってしまう。この反応転化率を改善するための膜反応器に必要な酸素透過膜および触媒の開発を行っている。さらに、HI分解反応で用いるHIやI$$_{2}$$の循環量を低減するための水素分離膜、触媒を開発および酸生成反応に用いるカチオン交換膜、耐食材料技術の開発も進めている。本会議では、これら研究成果の報告を行う。

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