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Hironobu YAMASHITA

著者に関連した記事は8件です。

更新情報
論文
BWRプラントにおけるSCC対策の実機適用と評価
著者:
山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,岡村 祐一,Yuichi OKAMURA,安川　宏,Hiroshi YASUKAWA,水谷 淳,Jun MIZUTANI,二見 常夫,Tsuneo FUTAMI
発刊日:
公開日:
1．背景および概要沸騰水型原子炉（BWR）プラントにおける応力腐食割れ（SCC）の発生事例は、1974年に米国で原子炉一次系のステンレス鋼配管に確認され、国内においても、多くの事例が確認されている。炉心シュラウドについては、1990年にスイスで、1993年には米国、翌年には東京電力福島第一２号機で も確認された。本稿では、国内BWRプラントにおけるSCC対策と して実機に適用された工法と評価について述べる。2．原子炉内大型構造物の取替2-1） 概 要1994年に福島第一２号機シュラウド中間リング溶接 部（......
論文
原子炉再循環系配管のSCC損傷評価
著者:
鈴木 俊一,Shunichi SUZUKI,熊谷 克彦,Katsuhiko KUMAGAYA,設楽 親,Chikashi SHITARA,水谷 淳,Jun MIZUTANI,坂下 彰浩,Akihiro SAKASHITA,徳間 英昭,Hideaki TOKUMA,山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA
発刊日:
公開日:
背景および概要近年、国内の沸騰水型原子力発電プラント（BWR）炉心シュラウドや再循環系（PLR）配管等の低炭素ステンレス鋼製機器の溶接部で、多数の応力腐食割れ（Stress Corrosion Cracking: 以下、SCC） が確認された［1］。2003年10月には健全性評価制度が法制化され、SCC 等の欠陥が発生した機器についても、機械学会維持規格［2］に基づく技術的評価により健全性が確認されれば継続運転が可能となった。ただし、PLR配管のSCCに ついては、従来の超音波探傷検査（UT）では十分な精......
論文
原子炉再循環系配管のSCC深さサイジング技術
著者:
古川 敬,Takashi FURUKAWA,古村 一朗,Ichiro KOMURA,山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,徳間 英昭,Hideaki TOKUMA,福田 俊彦,Toshihiko FUKUDA
発刊日:
公開日:
1．はじめに国内の沸騰水型原子力発電設備の再循環系配管（以下PLR配管と記す）で使用されている低炭素オーステナイト系ステンレス鋼（以下SUS316L系材と記す）配 管の一部でひび割れが発見され、超音波探傷試験（以下UTと記す）による深さ測定が行われた。この測定に用いられたUT手法は、横波を用いた端部エコー法（以下従来UTと呼ぶ）を適用した。その後の金属調査の結果、ひび割れは応力腐食割れ（Stress CorrosionCracking 以下SCCと記す）であることが判明した。また従来UTで測定したひび割れ......
論文
維持基準を適用した炉心シュラウドのSCC損傷評価
著者:
鈴木 俊一,Shunichi SUZUKI,熊谷 克彦,Katsuhiko KUMAGAI,岡村 祐一,Yuichi OKAMURA,福田 俊彦,Toshihiko FUKUDA,山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,山下 理道,Norimichi YAMASHITA
発刊日:
公開日:
1. 緒 言電気事業法の改正により、2003年10月より原子力発電設備の維持基準が導入された。これに伴い発電事業者は法定の「定期事業者検査」を実施すること、また、き裂等の欠陥を発見した場合、当該機器の運転を継続するためには、欠陥の進展を予測し、機器の構造健全性を確認することが義務付けられた［1］。本稿では、近年、国内の沸騰水型原子力発電プラント（以下、BWR）の低炭素ステンレス鋼製炉心シュラウドで多くの事例が確認された応力腐食割れ（以下、SCC）を例に、機械学会維持基準［2］に基づく構造健全性評価の考え方......
解説記事
軽水炉炉内構造物の点検評価ガイドラインの体系化－ガイドラインの評価および構造と体系－
著者:
山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,酒井 和夫,Kazuo SAKAI,青木 孝行,Takayuki AOKI
発刊日:
公開日:
軽水炉炉内構造物の点検評価ガイドラインの体系化－ガイドラインの評価および構造と体系－ 山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,酒井 和夫,Kazuo SAKAI,青木 孝行,Takayuki AOKI......
解説記事
軽水炉炉内構造物の点検評価ガイドラインの体系化－将来の技術課題とその改善、高度化の方向性－
著者:
山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,千種 直樹,Naoki CHIGUSA,青木 孝行,Takayuki AOKI,小山 幸司,Koji KOYAMA,元良 裕一Yuuichi MOTORA,藤森 治男,Haruo FUJIMORI
発刊日:
公開日:
軽水炉炉内構造物の点検評価ガイドラインの体系化－将来の技術課題とその改善、高度化の方向性－ 山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,千種 直樹,Naoki CHIGUSA,青木 孝行,Takayuki AOKI,小山 幸司,Koji KOYAMA,元良 裕一Yuuichi MOTORA,藤森 治男,Haruo FUJIMORI......
第11回
高速増殖原型炉「もんじゅ」の保全の在り方 ‐「もんじゅ」保全の特徴と軽水炉保全経験の反映‐
著者:
仲井 悟,Satoru NAKAI,西尾 竜一,Ryuichi NOSHIO,内橋 昌也,Masaya UCHIHASHI,金子 義久,Yoshihisa KANEKO,山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,青木 孝行,Takayuki AOKI
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
A sodium cooled fast breeder reactor (FBR) has unique systems and components and different degradation mechanism from light water reactor (LWR) so that need to establish maintenance technology in accordance with its features. The examination of the FBR maintenance technology is carried out in the special committee for considering the maintenance for Monju established in the Japan Society of Maintenology (JSM). As a result of the study such as extraction of Monju maintenance feature, maintenance technol...
英字タイトル:
Principles of MONJU Maintenance - Characteristic of MONJU maintenance and reflection of LWR maintenance experience to FBR-
第11回
高速増殖原型炉「もんじゅ」の保全の在り方 ‐高速増殖炉劣化メカニズムの整理‐
著者:
山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,山口 篤憲,Atsunori YAMAGUCHI,青木 孝行,Takayuki AOKI
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
Because a fast breeder reactor (FBR) uses sodium as a coolant and there exist systems and components unique to FBR, aging phenomena to be considered in FBR are quite different from ones in a light water reactor (LWR). Therefore it is required to make a maintenance plan for FBR by considering the characteristics of FBR. In the Japanese LWRs, aging phenomena which occur in every part of all safety-related components have been extracted based on the O&M experiences and the technical evaluation on aging pheno...
英字タイトル:
Principles of MONJU Maintenance - Ageing phenomena of FBR for maintenance-
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