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加治 芳行; 塚田 隆
Proceedings of 11th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.101 - 103, 2003/06
原子炉材料総合データベース(JMPD)は、材料特性データを有効利用するために開発された。JMPDには、データ評価のために、11600以上の試験片データを格納している。これまでJMPDを利用して数種類の機械的性質に関してのデータ解析を実施してきた。高温水中でのステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、原子力発電所の炉内構造物の寿命評価において、重要な問題の1つとして考えられている。本報告は、JMPDの現状とIASCCデータを解析するための機能追加についてまとめたものである。
加治 芳行; 崎野 孝夫*; 辻 宏和
Proceedings of 10th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.67 - 70, 2002/00
原子力材料データの有効活用を目的として原子力材料総合データベース(JMPD)を開発した。JMPDには11500件以上のデータが入力されている。ユーザーインターフェイスの改良の一環としてグラフ機能と重複データ修正機能を追加した。JMPDの今後の方針として、(1)コア部分と周辺部分のデータの追加,(2)ユーザーインターフェイスの改良,(3)データネットワークの拡充,(4)知識ベースの作製,が挙げられる。
加治 芳行; 崎野 孝夫*; 宇賀地 弘和; 辻 宏和
「俯瞰的観点からの工学」シンポジウム資料集, p.175 - 178, 2000/11
これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。現在JMPDでは、11,000以上の試験片データが投入されている。本報告では、原研における材料データベース(JMPD)の整備の現状、改良したユーザーインターフェース、JMPDを用いたデータ解析の例及びJMPDの将来構想について述べる。特に今後重点をおいて進めていく項目は、(1)JMPDのコア及び周辺部をなすデータ(例えば照射原子力用黒鉛特性データ)の拡充、(2)よりユーザーフレンドリーなインターフェースの改良、(3)データネットワークシステムの構築及び高度化、(4)知識ベースの構築である。
加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 辻 宏和; 中島 甫
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(11), p.949 - 958, 2000/11
これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。原子炉の炉内構造物(おもにオーステナイト系ステンレス鋼製)の経年劣化・損傷機構の一つである照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Craking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状を述べ、さらにIASCCに関するデータについて新たな視点からの解析を実施し、照射後試験結果及び透過電子顕微鏡(TEM)観察結果と併せて得られた知見として、IASCC感受性、機械的性質及びSCC成長速度における合金元素、溶存酸素及び照射量の効果について明らかにした。
加治 芳行; 塚田 隆; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 中島 甫
Environmentally Assisted Crarking (ASTM STP 1401), p.191 - 209, 2000/00
これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。原子炉の炉心構造物(おもにオーステナイト系ステンレス鋼製)の経年劣化・損傷機構の一つである照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状を述べ、さらにIASCCに関するデータについて新たな視点からの解析を実施し、照射後試験結果及び透過電子顕微鏡(TEM)観察結果と併せて得られた知見として、IASCC感受性及びSCC成長速度における合金元素、溶存酸素及び照射量の効果について明らかにした。
加治 芳行; 崎野 孝夫*; 宇賀地 弘和; 辻 宏和
Proceedings of 9th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.121 - 124, 2000/00
これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。現在JMPDでは、11,000以上の試験片データが投入されている。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状、改良したインターフェース、JMPDを用いたデータ解析の例及びJMPDの将来構想について述べる。特に将来の重点項目は、(1)JMPDのコア及び周辺部をなすデータの拡充、例えば照射原子力用黒鉛特性データ、(2)よりユーザーフレンドリーなインターフェースの改良、(3)データネットワークシステムの構築及び高度化、(4)知識ベースの構築である。
加治 芳行; 塚田 隆; 辻 宏和; 中島 甫
Proceedings of 9th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems, p.987 - 995, 1999/00
これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。原子炉の炉内構造物(おもにオーステナイト系ステンレス鋼製)の経年劣化・損傷機構の一つである照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状を述べ、さらにIASCCに関するデータについて新たな視点からの解析を実施し、その結果得られた知見として、IASCC感受性及びSCC成長速度における合金元素、溶存酸素及び照射量の効果について明らかにした。
