著者

磯野 健一 近澤 佳隆 堂崎 浩二 川崎 信史 衛藤 将生

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2013, 2013

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検査装置によるアクセス性向上、及び炉内構造物の引き抜きを前提とした構造改善案を抽出した。抽出した各改善案において安全性、構造健全性、製作性、系統運転に対する課題を整理し、改善案を具体化した。検査・保守方法として、燃料交換機型アクセス装置等を用いた炉内ナトリウム中構造物へのアクセス性を評価した。また、補修方法として、炉心上部機構、回転プラグ・ルーフデッキ及び炉心支持構造の引き抜き手順を具体化した。

著者

深沢 剛司 岡村 茂樹 山本 智彦 川崎 信史 稲葉 学 杣木 孝裕 鮫島 祐介 正木 信男

出版者

一般社団法人 日本機械学会

雑誌

日本機械学会論文集 (ISSN:21879761)

巻号頁・発行日

vol.83, no.852, pp.17-00050-17-00050, 2017 (Released:2017-08-25)

参考文献数

17

被引用文献数

2

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This paper describes design formulas and creep characteristics for thick rubber bearing applied to the Sodium-cooled Fast Reactor, which are based on the static loading test and creep test using scale models. The thick rubber bearing, which has a rubber layer roughly two times thicker in comparison with conventional rubber bearings, has been developed by the authors to ensure seismic safety margins for components by reducing the seismic response for the reactor building in the horizontal direction and vertical direction. The static loading tests using a scale model with parameter of first shape factor were conducted to investigate the applicability of proposed design formulas. Moreover, an estimation of creep characteristics due to aging is important issue because the rubber layer of thick rubber bearing which satisfies the design requirement for SFR is larger than conventional rubber layer. The creep test was preformed to estimate the creep characteristics using a scale model. From the above results, the thick rubber bearing is sufficiently rational for use as isolation system for SFR.

著者

川崎 信史 細貝 広視 古橋 一郎 笠原 直人

出版者

一般社団法人日本機械学会

雑誌

年次大会講演論文集 : JSME annual meeting

巻号頁・発行日

vol.2006, no.1, pp.959-960, 2006-09-15

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Thermal transient stress at core support structure of advanced fast reactor was evaluated using thermal hydraulic-structure total analysis method with experimental design. Maximum thermal stress is calculated 15〜18% larger than nominal thermal stress by uncertainty of system parameters. Maximum thermal stress was evaluated 63〜68% larger than nominal thermal stress when predicted by the past deign method, therefore about 40% excessive imaginary stress could be appropriate by thermal hydraulic-structure total analysis.