材料・構造

概要

材料・構造分野では、原子力発電所の材料、機器及び構造物の経年劣化評価手法や健全性評価手法に関わる研究を行っています。
例えば、電気・計装設備の健全性評価に係る研究として、実機材料を用いた事故時環境下における絶縁性能に関する研究を実施しています。また、原子炉圧力容器の健全性評価に係る研究として、現行の中性子照射による脆化評価手法の保守性を確認するための研究を実施しています。さらに、ステンレス鋼製機器の健全性評価に係る研究として、実機環境におけるステンレス鋼鋳鋼の熱時効評価を実施し、現行の評価手法の保守性を確認する研究を実施しています。

安全研究プロジェクト

実施中のプロジェクト

実機材料等を活用した経年劣化評価・検証に係る研究（令和2年度～令和6年度）

終了したプロジェクト

研究成果

NRA技術報告

NTEC-2019-1001　中性子照射がコンクリートの強度に及ぼす影響【PDF：1MB】
NTEC-2019-1002　重大事故環境下におけるケーブルの絶縁特性の分析【PDF：4MB】
　(注)誤記があったため、訂正版と差し替えました。（令和5年8月7日）

NRA技術ノート

なし

学術論文

芳賀明日香、渡辺藍己、皆川武史、池田雅昭、平井直志、大木義路、「重大事故環境下での原子力発電所用安全系低圧ケーブルの絶縁特性に及ぼす酸素の影響」、電気学会論文誌A、143 巻、3 号、pp. 83-90、令和5年
渡辺藍己、芳賀明日香、皆川武史、池田雅昭、平井直志、大木義路、｢原子力発電所から撤去されたFR-EPDMケーブルの重大事故環境下における絶縁性能｣、電気学会論文誌A、142巻、9号、pp. 368-374、令和4年
Kojima, M., Kodama, T., Jin, C., Maruyama, I., “Benchmark finite element calculations for ASCET Phase III on a reinforced-concrete shear wall affected by alkali–aggregate reaction”, Journal of Advanced Concrete Technology, Vol. 19, Issue 4, pp. 280-300, 2021.
Watanabe, A., Ikeda, M., Minakawa, T., Hirai, N., Ohki, Y., “Insulation Performance of Safety-Related Electrical Penetrations for Pressurized Water Reactors under Simulated Severe Accident Conditions”, 電気学会論文誌 A（基礎・材料・共通部門誌）, Vol. 141, Issue 10, pp. 552-559, 2021.
Nakamura, H., Arai, K., Kikuchi, M., “Experimental evaluation of the local failure criterion and its implementation in a damage mechanics model”, International Journal of Pressure Vessels and Piping, Vol. 194, Part A. 104488, 2021.
Hata, K., Takamizawa, H., Hojo, T., Ebihara, K., Nishiyama, Y., Nagai, Y., “Grain-boundary phosphorus segregation in highly neutron-irradiated reactor pressure vessel steels and its effect on irradiation embrittlement”, Journal of Nuclear Materials, Vol. 543, 152564, 2021.
皆川武史、池田雅昭、渡辺藍己、平井直志、大木義路、「重大事故時に噴霧される NaOH 水溶液による原子力発電所用シリコーンゴム絶縁ケーブルの劣化」、電気学会論文誌 A、Vol. 140、No. 9、pp. 457-463、令和2年
皆川武史、池田雅昭、平井直志、大木義路、「重大事故模擬環境に暴露したエチレンプロピレンジエンゴム絶縁ケーブルの劣化状態分析」、電気学会論文誌Ａ（基礎・材料・共通部門誌）、139巻、9号、令和元年
Nakamura, H., "Consideration of a stress-based Criterion for local failure and its implementation in a damage mechanics model", Journal of Pressure Vessel Technology, Vol.141, No.4, 041405, 2019.

（平成30年度以前に公表されたものは準備中）

国際会議プロシーディング

Watanabe, A., Ikeda, M., Minakawa, T., Hirai, N., Ohki, Y., “Insulation Performance of Safety-Related Electrical Penetrations for Pressurized Water Reactors under Simulated Severe Accident Conditions”, Proceedings of 9th International Symposium on Electrical Insulating Materials （ISEIM2020）, 2020.

（平成30年度以前に公表されたものは準備中）

学会発表等

水田航平、橋倉靖明、小嶋正義、｢PODモデルにおける回帰係数の不確かさがPFM解析に及ぼす影響｣、日本保全学会第18回学術講演会要旨集、pp. 329-332、令和4年
芳賀明日香、渡辺藍己、池田雅昭、皆川武史、｢沸騰水型原子炉用電気ペネトレーションの重大事故時模擬環境における絶縁性能｣、第53回電気電子絶縁材料システムシンポジウム、令和4年
渡辺藍己、芳賀明日香、皆川武史、池田雅昭、平井直志、大木義路、「実機ケーブルの重大事故環境下における絶縁性能」、第52回電気電子絶縁材料システムシンポジウム、令和3年
芳賀明日香、渡辺藍己、皆川武史、池田雅昭、平井直志、大木義路、「原子力発電所用安全系ケーブルの重大事故時環境下での絶縁特性に及ぼす酸素の影響」、第52回電気電子絶縁材料システムシンポジウム、令和3年
荒井健作、中村均、菊池正明、「原子炉格納容器鋼材の局部破損条件に関する検討（溶接部の切欠付丸棒及び母材の切欠付平板試験片の引張試験）」、日本機械学会M&M2021材料力学カンファレンス、令和3年
中村均、荒井健作、菊池正明、「原子炉格納容器鋼材の局部破損条件に関する検討、ライナ鋼材の三軸応力下における限界特性」、日本機械学会M&M2021材料力学カンファレンス、令和3年
小澤正義、明石正恒、「海水及び淡水環境中の炭素鋼の腐食挙動」、腐食防食学会講演会「材料と環境2021」、令和3年
皆川武史、池田雅昭、平井直志、大木義路、「沸騰水型原子炉の重大事故時における化学スプレイの噴霧が安全系ケーブルの絶縁性能に及ぼす影響」、日本保全学会第16回学術講演会、令和元年
Minakawa, T., Ikeda, M., Hirai, N., Ohki, Y., "Effect of NaOH Aqueous Solution Spray on Insulation Performance of Cables under Simulated Severe Accident Conditions", The 19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems- Water Reactor, 2019
皆川武史、池田雅昭、平井直志、大木義路、｢重大事故時のNaOH水溶液スプレイ模擬環境に暴露した原子力発電所用シリコーンゴム絶縁ケーブルの劣化｣、第50回電気電子絶縁材料システムシンポジウム、令和元年

（平成30年度以前に公表されたものは準備中）

その他（解説記事等）

小嶋正義、「原子力規制庁長官官房技術基盤グループ材料・構造分野に係る安全研究の成果の活用」、保全学、21巻、4号、pp. 30-34、令和5年
小澤正義、明石正恒、「海水及び淡水環境中の炭素鋼の腐食挙動評価」、材料と環境、Vol.70、pp.427-430、令和3年

受賞

2019年06月20日　令和元年度腐食防食学会論文賞を受賞

その他

委託成果報告書

（平成30年度以前に公表されたものは準備中）

共同研究成果報告書

なし