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報告書

AE法による軽水炉圧力容器モデルおよびNSRR用インコネル718管の内圧疲れき裂伝播挙動の監視に関する研究

構造強度研究室; 電力中央研究所*

JAERI-M 8005, 50 Pages, 1979/01

JAERI-M-8005.pdf:1.31MB

本報告は原研と電中研との共同研究により、原研で実施した軽水炉用圧力容器第5号モデルおよびNSRR用インコネル718管の内圧疲水試験時にAE法を適用して、き製の伝播挙動を調べた試験結果をまとめたものである。圧力容器モデルおよびインコネル728管に予め設けた人口切欠きからのき製の伝播挙動のAE法による追跡結果では、定性的にAEがその挙動よく表わしていることが明らかとなった。しかし、同時に計測を行った電位差法(スメックゲージ)によるき製伝播長さの測定結果と定量的に比較することは、現時点では困難であり、今後まだ開発すべき要素が多いように思われる。また、圧力容器および配管等の構造物モデルによる内圧負荷試験では、試験時に発生するノイズの問題も今後解決しなければならない要素の一つであろう。

報告書

JPDR圧力容器の構造安全性の評価

藤村 理人; 宮園 昭八郎; 植田 脩三; 古平 恒夫; 柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 大場 敏弘; 川村 隆一; 松本 正勝; 生田目 宏; et al.

JAERI 1236, 96 Pages, 1974/09

JAERI-1236.pdf:7.1MB

昭和41年にJPDR圧力容器の上藍ステンレス銅クラッド部に発見されたヘア、クラックが、下部本体の高応力部(大に径ノズルコーナ)に発生しているとするとき、構造安全上どのような影響を与えるかが、一つの問題として提起された。このような微細なき裂が高応力部で、繰返し内圧荷重を受けるときの進展挙動については、十分な研究が行なわれていなかった。このため当研究所では、昭和42年より金属材料技術研究所の協力を得て、一連の研究を計画し、昭和47年3月に研究を完了した。本報告書はJPDR圧力容器の第1、第2(1/3スケール)および、第3(1/2スケール)号モデルについて5年間にわたって行なった実験結果とクラッド部についての静物試験、繰返し疲れ試験および治金等的試験結果をまとめたものである。

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