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石原 正博; 山地 雅俊*; 馬場 信一; 塙 悟史
Key Engineering Materials, 297-300, p.201 - 206, 2005/11
炭素繊維強化炭素複合材料(C/C複合材)は高温耐熱性に優れ、原子力分野でも高温ガス炉用材料や核融合炉材料としての利用が期待されている。C/C複合材料のうち、PAN系二次元C/C複合材料(2D-C/C複合材料)がその特性及びコストの観点から最も有望視されており、原子力分野への適用を念頭に各種強度特性データなども取得されはじめている。C/C複合材料の構造材への適用を考えた場合、座屈破壊の防止は重要な検討項目の一つであるが、C/C複合材料の座屈破壊に関する研究は皆無の状態である。そこで本研究では、試験片のアスペクト比を変えた2D-C/C複合材料の座屈試験を行うとともにSEMによる破面観察を行った。検討の結果、2D-C/C複合材料の座屈には三つのモードが存在することが明らかとなり、それらは等方性材料などに一般的に用いられるオイラーの理論では説明できないものであった。
小嶋 健介; 岡嶋 成晃; 山根 剛; 安藤 真樹; 片岡 理治*; 岩永 宏平
JAERI-Tech 2004-016, 38 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-016.pdf:1.46MB
低減速軽水炉の重要な炉特性であるボイド係数の評価の一環として、FCA-XXII-1(65V)の炉心テスト領域の無限増倍率を測定した。4種類の小型核分裂計数管を用いて測定した軸方向・径方向の核分裂率分布からテスト領域の材料バックリングを求め、計算により得られた移動面積を用いて無限増倍率を評価した。その結果、同炉心テスト領域の無限増倍率は1.344
0.034となり、無限増倍率の計算値の測定値に対する比は1.0080.026となった。また、測定精度の向上のための方策について検討した。
大森 順次*; 荒木 政則
JAERI-Tech 2000-006, p.15 - 0, 2000/02
JAERI-Tech-2000-006.pdf:0.66MB
低コストITER(IAM-v2)の真空容器とバックプレートは、電磁力、地震荷重、熱荷重等の負荷を受けるので、これらの負荷に対して、構造の健全性を保つことが要求される。本報告書では、真空容器とバックプレートのインボード側壁に最も高い圧縮力が作用するトロイダルコイルの高速放電時の荷重に対し、弾性、塑性の座屈評価を行った。弾性の座屈評価では、限界圧力が塑性を生ずる圧力より十分大きいため、弾性範囲内では座屈は起こらない。バックプレートの支持脚についても座屈は生じない。また、塑性座屈については、形状の幾何学的なずれとして10mmを考慮しても、座屈圧力は基準値以下である。したがって、真空容器とバックプレートについて座屈の問題はない。
山根 祐一; 三好 慶典
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 1, p.180 - 185, 1999/00
溶液燃料の液面傾斜による反応度効果を評価するために境界要素法による数値計算を行った。単純な反射体なし炉心体系の検討にはエネルギー1群を用い、3種類の反射体付き又は反射体なし炉心体系の検討にはエネルギー2群を用いた。円筒形状の場合、溶液燃料の初期液位Hと直径Dとの比には、ある閾値Hc/Dが存在し、H/Dがその値よりも大きい場合には燃料液面が傾斜しても添加される反応度は必ず負である。逆にH/DがHc/Dよりも小さい場合には反応度は必ず正である。この閾値は計算の結果円筒炉心体系についてはHc/D=0.454、平板炉心体系についてはHc/L=0.5であることがわかった。また底面形状が正方形である体系において、液面傾斜により添加される反応度は液面の傾斜方向にはほとんど依存していないことがわかった。これらの結果は反射体なしの体系についてエネルギー1群での検討から得られたものだが、エネルギー2群での計算から、反射体付き炉心体系にも適用可能であることがわかった。
石原 正博; 伊与久 達夫; 二川 正敏
Nucl. Eng. Des., 148, p.91 - 100, 1994/00
被引用回数：4 パーセンタイル：42.34(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部に設置する黒鉛製サポートポストの座屈試験を実スケールおよび1/2スケールの要素試験片を用いて実施した。試験では、サポートポストの傾斜角、繰返し荷重および酸化量を変化させて座屈強度を調べた。その結果、1.サポートポストの傾斜角および繰返し荷重が座屈強度にほとんど影響しないこと、2.通常運転時には、サポートポストに約20倍の安全裕度があること、3.空気侵入事故時にサポートポストが酸化され、同時に最大の地震荷重を負荷した状態でも、サポートポストに4.5倍の安全裕度があること、等が明らかとなり、サポートポストの健全性を実証した。
伊与久 達夫; 塩沢 周策; 石原 正博; 荒井 長利; 奥 達雄*
Nucl. Eng. Des., 132, p.23 - 30, 1991/00
被引用回数：23 パーセンタイル：89.72(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉内構造物は、主に、耐熱性に優れた黒鉛材料により構成している。黒鉛材料は延性は僅かであり、金属材料に比べ応力-ひずみ特性等が異なり、既に確立している金属構造物の技術基準を直接黒鉛構造物に適用することは出来ない。そのため、原研において、HTTR用に黒鉛構造設計方針を策定した。本方針は、米国ASMEで提案している高温ガス炉用炉心支持黒鉛構造物の技術基準:SecIII,Div.2 Subsection CE(draft)を参考にし、多軸破壊、軸圧縮制限、酸化効果及び品質管理の項目を独自に定めている。本報は、HTTRの黒鉛構造物の説明と黒鉛構造物の設計方針について、特にASME CEコードとの相違を中心に述べたものである。
西口 磯春; 加治 芳行; 井岡 郁夫; 山村 外志夫*; 山田 嘉昭*
J. Pressure Vessel Technol., 112, p.233 - 239, 1990/08
被引用回数：8 パーセンタイル：54.26(Engineering, Mechanical)外圧作用下における円管のクリープ座屈挙動を予測するための簡易解析法を提案した。本法においては円管の変形挙動はShape factorと呼ぶ単一の変数で表現され、その進展は常微分方程式で与えられる。弾性の効果を考慮するとともに、種々のクリープ構成方程式を用いることができる。有限変形理論に基づく有限要素法および従来の簡易解析法による解との比較も行なった。
星屋 泰二; 染谷 博之; 山口 昇*; 原山 泰雄
JAERI-M 89-199, 35 Pages, 1989/12
燃料ペレットの被覆内での偏心、あるいは燃料被覆のovalityなどによる変形があると、燃料棒内のギャップ寸法は周方向に変化する。ギャップ寸法の変化に伴うギャップ熱伝達の局所的変化が燃料棒内温度、熱流束に与える影響を評価可能な評価式を導いた。その結果の一つとして、燃料ペレットの被覆内偏心を含めギャップ寸法が周方向に変化する場合でも、平均ギャップ熱伝達率はnominalギャップ寸法の熱伝達率と見なしてもよいことが分った。
植田 脩三
Nucl.Eng.Des., 85, p.251 - 260, 1985/00
被引用回数：9 パーセンタイル：74.19(Nuclear Science & Technology)本論文はパイプホイップ試験においてレストレントと配管との衝突により生じたヒンジについて考慮したものである。ヒンジ部の配管の外表面ひずみと配管の偏平化率との実験的関係を得て、ヒンジのモーメントと回転角の関係を導出し、従来用いられている極限モーメントの式やGerberの式との比較を行った。その結果、本式による配管の最大モーメントは他の2つの式による値の中間の値を示すことが判明した。また本式とエネルギーバランス法を用いてパイプホイップ試験における配管のヒンジ部の歪の最大値とオーバハング長さとの関係を求めた。解析結果と実験結果は比較的よく一致した。
高津 英幸; 山本 正弘; 清水 正亜; 鈴木 和夫*; 園部 正*; 林 雄造*; 水野 源一郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(5), p.341 - 355, 1984/00
被引用回数：4 パーセンタイル：45.49(Nuclear Science & Technology)核融合装置のポートへの適用を目的として、溶接ベローズの捩り疲労強度を実験的に評価した。溶接ベローズは微小な捩り角を与える事により容易に座屈を起こしスパイラル状の大変形を呈する事、溶接ベローズは捩り荷重を与えても容易に破壊には至らず、従来信じられて来た以上に疲労寿命を有する事が実験により明らかとなった。捩り荷重が作用している状態の溶接ベローズの応力評価に関しては、座屈が生じない場合は剪断応力評価式、座屈する場合には軸方向曲げ応力評価式を提唱し、高サイクル疲労領域では前者、低サイクル疲労領域では後者が疲労データとよく合致する事が判った。本応力評価式をJT-60真空容器のポート用溶接ベローズに適用した結果、設計荷重に対する健全性が示された。
O assembly中島 雅; 東條 隆夫; 近藤 眞
Journal of Nuclear Science and Technology, 5(1), p.1 - 6, 1968/00
被引用回数：1抄録なし
Pu fueled system from the data of composite Pu-
U fueled fast critical assembly石川 寛
日本原子力学会誌, 4(11), p.746 - 753, 1962/00
抄録なし
三浦 一浩*; 岡藤 孝史*; 佐郷 ひろみ*; 下村 健太; 岡島 智史; 佐藤 健一郎*
no journal, ,
大口径化による薄肉化、新しい材料の採用、基準地震動の増加による免震装置の採用に対応するため、高速炉の円筒容器には軸方向の圧縮荷重, 曲げ荷重及びせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価法が必要となる。上記に対応する座屈評価法は、日本機械学会の高速炉規格において検討されている。この研究では、提案式の適用性を検討するため、座屈強度の変動因子として材料特性と初期不整を用いてモンテカルロシミュレーションを実施し、これらの因子の変動が座屈荷重に与える影響を評価した。その座屈荷重をJSME S NC2-2013の縦弾性係数及び設計降伏応力を用いた提案式による座屈荷重により正規化した場合、95%信頼下限値は、鉛直単体荷重、水平+鉛直荷重ともに、提案式の閾値を上回った。この結果は、提案式に設計降伏点を用いて算出した座屈評価値は、材料特性その他のばらつきを含む実際の座屈荷重の95%信頼下限値よりも安全側(小さめの)値となることを示している。
