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論文

Present status of PIEs in the department of hot laboratories

古平 恒夫; 助川 友英; 天野 英俊; 金井塚 文雄; 園部 清美

JAERI-Conf 99-009, p.20 - 31, 1999/09

ホット試験室には、ホットラボ施設(RHL)、燃料試験施設(RFEF)、廃棄物安全試験施設(WASTEF)の3つのホットセル施設があり、RHLでは、研究炉・試験炉で照射された燃料・材料の照射後試験、RFEFでは、おもにPWR,BWR,ATRの発電炉燃料集合体の照射後試験、WASTEFでは、高レベル廃棄物の処理処分にかかわる安全性試験を行っている。本セミナーでは、おもにこれら3施設における照射後試験の現状及び、技術開発に係わるトピックスとして軽水炉燃料・材料に対する物性・機械的特性の測定に関する概要について報告する。

報告書

FBR経済性評価システムの開発(I); 建設費評価手法の検討

古平 清; 米川 強

PNC-TN9410 87-185, 377 Pages, 1997/12

PNC-TN9410-87-185.pdf:40.25MB

高速炉プラントの経済性向上を目指して進められている、各種R&D及び設計研究の効率的な展開に資するため、建設コストを定量的に評価する手法を開発しておく必要がある。そこで軽水炉の実績を基にしたコストデータベースから、建設費の構成費目のうち「原子炉及び付属設備」、「機械装置」(蒸気タービン、電気設備)について、その構成機器レベルまで細分化した評価モデルを軽水炉を対象に開発した。その後この評価モデルを基に高速炉の特殊性を考慮した高速炉の評価モデルを作成した。軽水炉版評価モデルは加圧水型軽水炉の標準プラントを想定したが、実際の建設費と比較しても十分妥当性のあるものであった。高速炉版評価モデルについては、今後その妥当性評価を行うとともに、評価モデルの詳細化に取り組む予定である。

論文

Modeling and analysis of thermal-hydraulic response of uranium-aluminum reactor fuel plates under transient heatup conditions

S.Navarro-Valenti*; S.H.Kim*; V.Georgevich*; R.P.Taleyarkhan*; 更田 豊志; 曽山 和彦; 石島 清見; 古平 恒夫

NUREG/CP-0142 (Vol. 4), 0, p.2957 - 2976, 1996/00

米国オークリッジ研究所で設計・開発が進められている新型研究炉Advanced Neutron Source Reactorでは、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料が使用されるが、現在NSRRではこの燃料を模擬したミニプレート型試験燃料のパルス照射実験を実施している。そこで、NSRR実験条件(強サブクール、自然対流冷却条件)下における同燃料の熱水力挙動について、3次元コードHEATING-7を使用した解析を実施し、解析結果とパルス照射時に測定された被覆材表面温度の過渡記録との比較を通じて、熱伝達モデルの検証を行った。強サブクール条件下における過渡核沸騰熱伝達については、これまでに得られているデータが極めて限られているが、定常核沸騰の場合の3.4~5.4倍の熱伝達率を仮定することによって、解析結果と実験結果の極めて良い一致が得られた。

報告書

出力暴走条件下におけるアルミニウム被覆ウランシリサイド板状燃料の溶融及び機械的エネルギの発生

更田 豊志; 石島 清見; 藤城 俊夫; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫

JAERI-Research 95-077, 28 Pages, 1995/10

JAERI-Research-95-077.pdf:2.49MB

燃料全体に及ぶ溶融、更には微粒子化に伴って機械的エネルギの発生に至る苛酷な出力暴走条件下で、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料のパルス照射実験を実施した。即発発熱量1.68kJ/g・U$$_{3}$$Si$$_{2}$$で、発熱部に貫通口を生じ、下部に溶融物の塊を生ずるなど著しい変形が見られたが、この条件ではU$$_{3}$$Si$$_{2}$$燃料粒子は外周部にアルミニウム母材との反応相を形成するものの完全な溶融には至っておらず、即発発熱量が1.99kJ/g・U$$_{3}$$Si$$_{2}$$以上に達すると完全に溶融し、凝固後広い範囲に亘って樹状晶を形成する。燃料の微粒子化及び機械的エネルギ発生しきい値は約3.4kJ/g・U$$_{3}$$Si$$_{2}$$で、即発発熱量の上昇に伴って機械的エネルギ転換率は増大し、最大4.3%に達した。

論文

Evaluation of irradiation embrittlement of 21/4Cr-1Mo steel in terms of elastic-plastic fracture toughness

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 古平 恒夫; 奥 達雄*

Effects of Radiation on Materials; 15th International Symposium (ASTM STP 1125), p.1287 - 1303, 1992/00

HTTR圧力容器用材料として使用が予定されている21/4Cr-1Mo鋼について、中性子照射脆化及び中性子照射脆化と熱時効脆化の相互作用を弾塑性破壊力学パラメータを用いて評価した。21/4Cr-1Mo鋼の圧延材の母材、溶接部及び緞造材の母材を、照射温度400$$^{circ}$$C~300$$^{circ}$$C照射量1~3$$times$$10$$^{23}$$m/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)となるように中性子照射した。破壊靱性試験はASTM-E-813に従って、R曲線法(複数試験片法)を採用するとともに、単一試験片法として電位差法を併用してき裂発生時の破壊靱性値(J$$_{IC}$$)、延性き裂伝播抵抗(ティアリングモジュラス)を評価し次の知見を得た。(1)中性子照射による圧延材の母材、溶接部のJ-Rカーブの変化は、照射前の靱性レベルの違いにもかかわらず、ほぼ同じレベルに低下する。(2)400$$^{circ}$$C照射材の破壊靱性の低下は、照射により加速された熱時効脆化によるものと推測された。

論文

Evaluation of toughness degradation by small punch (SP) tests for neutron-irradiated 21/4Cr-1Mo steel

鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 深谷 清; 西山 裕孝; 古平 恒夫; 奥 達雄; 足立 守; 海野 明; 高橋 五志生; 三沢 俊平*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.441 - 444, 1991/00

 被引用回数:25 パーセンタイル:9.07(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射した21/4Cr-1Mo鋼(焼ならし-焼もどし材)微小試験片($$Phi$$3mm$$times$$0.25mm、10$$times$$10$$times$$0.5mm)のスモールパンチ(SP)試験を行い、得られた各種の値と通常の方法によって得た照射後機械的性質とを比較した。照射はJRR-2で300$$^{circ}$$C、1$$times$$10$$^{23}$$ n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)なる条件で行なった。SP試験の温度範囲は約-100$$^{circ}$$Cから室温とした。SP試験によって得た弾塑性破壊じん性値J$$_{ICSP}$$は0.4及び0.7DCT(ディスコ型コンパクト試験片)を用いて得たJ$$_{IC}$$と良い一致を示した。

論文

Study on 21/4Cr-1Mo steel for high temperature gas cooled reactor; Material characterization of forged low Si21/4Cr-1Mo steel

奥 達雄; 古平 恒夫; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 田中 泰彦*; 岩館 忠雄*; 鈴木 公明*; 佐藤 育男*

Nucl. Eng. Des., 119, p.177 - 186, 1990/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:45.78

高温ガス炉圧力容器内低Si21/4Cr-1Mo鋼に関して、安全審査、設工認に資するデータを取得するため、下記の試験を実施した。すなわち、強度と靱性に及ぼす熱、応力中性子照射の影響を明らかにするため、熱時効、応力時効及び中性子照射を行い、主としてシャルピー及び破壊靱性試験により特性評価を行った。その結果、この種のCr-Mo鋼は、劣化の程度は極めてわずかであり、HTTR用材料として適切であることが明らかになった。

報告書

Recommended practice for small punch(SP) testing of metallic materials; Draft

高橋 秀明*; 庄子 哲雄*; 毛 星原*; 浜口 由和*; 三沢 俊平*; 斉藤 雅弘*; 奥 達雄; 古平 恒夫; 深谷 清; 西 宏; et al.

JAERI-M 88-172, 20 Pages, 1988/09

JAERI-M-88-172.pdf:0.64MB

本報告書は、3種類の微小試験片を用い、金属材料の破壊靱性に関連する特性(遷移温度、弾塑性破壊靱性)を推定できる小型パンチ(SP)試験方法(案)について記述したものである。ここでは、推奨される試験装置、試験片、試験手順、試験結果の整理、結果の報告等のSP試験の詳細が述べられている。

論文

多目的高温ガス炉用構造材料2 1/4 Cr-1Mo鋼の経時劣化評価

鈴木 雅秀; 古平 恒夫; 奥 達雄; 深谷 清

日本学術振興会耐熱金属材料第123委員会研究報告, 27(1), p.11 - 20, 1986/00

原研で開発中の多目的高温ガス実験炉では、圧力容器の使用温度が約400$$^{circ}$$Cとなり、圧力容器材として2 1/4Cr-1Mo鋼が使われることが予定され、検討が加えられている。本報告は2 1/4Cr-1Mo鋼の材料特性の評価をする上で最も基本となる長時間時効特性について一連の実験結果を整理したものである。 以下に得られた結論を列挙する。VHTRの寿命期間で、 1)室温強度の低下は、AN材、NT材ともに軽微であると考えられる。 2)高温強度については、NT材では軽微であるが、AN材では500$$^{circ}$$C以上の試験温度での強度低下が顕著となる。 3)NT材では延性脆性遷移温度の上昇が起こり、破面解析より、寿命末期(400$$^{circ}$$C,20万時間と想定)で60$$^{circ}$$C程度の上昇が予想される。

報告書

VHTR圧力容器用2$$_{1}$$$$_{/}$$$$_{4}$$Cr-1Mo鋼の材料性能の現状

古平 恒夫; 奥 達雄; 鈴木 雅秀; 深作 清

JAERI-M 85-170, 36 Pages, 1985/10

JAERI-M-85-170.pdf:1.16MB

本報告書は、多目的高温ガス実験炉(VHTR)の最も重要な耐圧構造コンポーネントである原子炉圧力容器(第1種容器)への2 1/4Cr-1Mo鋼の適用に関して、現状と課題をまとめたものである。すなわち、設計及び運転等の条件をベースに、要求される特性、それを基にした材料選定の考え方、材料の製造仕様、そしてこの仕様に基づいて製造した材料の性能と経年劣化を考慮した圧力容器の健全性評価検討例を述べ、高純度低SiのNT材(JIS SCMV4-2,ASTM A387 Grade22,cl.2)の採用の妥当性が示されている。

論文

Stress relaxation of normalized and tempered 2 1/4 Cr-1Mo steel under neutron irradiation

鈴木 雅秀; 深谷 清; 奥 達雄; 古平 恒夫

Journal of Nuclear Materials, 132, p.10 - 13, 1985/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.35(Materials Science, Multidisciplinary)

高温ガス実験炉の圧力容器には、2 1/4Cr-1Mo鋼が使われることが予定されている。本圧力容器の使用温度は400$$^{circ}$$C程度となるため、高温強度特性データを取得することが焦眉の急となっている。本報告は、応力緩和特性におよぼす中性子照射の効果について見たものである。中性子照射はJMTRにより、383$$^{circ}$$Cで5$$times$$10$$^{1}$$$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)まで行い、非照射材と比較した結果、次のことがわかった。1)383$$^{circ}$$Cで5$$times$$10$$^{1}$$$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$の照射下応力緩和は、非照射下での395$$^{circ}$$Cと同等の応力緩和を示した。2)照射後の引張試験により、carbon の固溶量の上昇が示唆された。

論文

原子炉構造機器用Cr-Mo系低合金鋼の長時間使用に伴なう材質劣化評価の2,3の問題点

鈴木 雅秀; 深谷 清; 古平 恒夫; 奥 達雄

日本原子力学会誌, 27(8), p.722 - 724, 1985/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子炉の構造物には低合金鋼が多く使用されいているが、原子炉冷却材の出口温度の高温化に伴い、高温で使用される機械が多くなり、高温強度特性の良好なCr-Mo鋼への期待が高まっている。日本原子力研究所で開発が進められている多目的高温ガス実験炉(VHTR)の圧力容器に使用予定の2-1/4Cr-1Mo鋼および主ボルトとしての1Cr-0.5Mo-0.3V鋼もその1例である。原子炉の健全性・信頼性の確保のためには、構造材料について材質的な面から十分に検討しておく必要があるが、この中で材質の経年変化の評価は重要であるにも関わらず甚だ難しい。というのは、予測評価には現象の機構的把握が前提として必要であるにもかかわらず現状では十分でないこと、および予測評価のための加速試験の方法が確立していないことが多いからである。一般的に、熱処理による組織調整法を用いて所定の強度、靭性を保持している材料では、高温で長時間保持された後も、これらの性質が保証されるか否かは定かではない。

論文

Evaluation of neutron irradiation embrittlement of heavy section nuclear reactor pressure vessel steels in terms of elastic-plastic fracture toughness

古平 恒夫; 宮園 昭八郎; 中島 伸也; 石本 清; 伊丹 宏治

Nucl.Eng.Des., 85, p.1 - 13, 1985/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:44.56(Nuclear Science & Technology)

原子炉圧力容器の構造健全性評価に資するため、国産の超厚Mn-Mo-Ni系低合金鋼4種類を供試し、弾塑性破壊靱性により中性子照射脆化挙動を調べた。中性子照射はJMTRにて 290$$^{circ}$$C,2~7$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$($$>$$1MeV)の範囲で行い、中性子照射脆化は、J$$_{I}$$$$_{C}$$破壊靱性及びシャルピー衝撃試験により評価した。得られた結果を要約すると以下のとおりである。1)現在の超厚鋼製造技術で、Cu,P等を低減して製造した鋼材は、中性子照射脆化が軽微である。2)遷移温度領域では、シャルピー吸収エネルギー41Jレベルにおける遷移温度の移行量は、破壊靱性100MPa√mにおける遷移温度の移行量とほぼ等しい。3)直流電位差法は、照射材の破壊靱性及びJ-Rカーブの測定に極めて有用な方法である。

報告書

基本仕様選定にかかわる設計研究(58年度)の概要

川島 協*; 清水 一民*; 古平 清*; 佐々木 修一*

PNC-TN241 84-11, 120 Pages, 1984/11

PNC-TN241-84-11.pdf:2.94MB

本報告書,メーカーに委託し58年度に実施した「基本仕様選定にかかわる設計研究」について,目的及び成果の概要についてまとめたものである。なお「基本仕様選定にかかわる設計研究」は,東芝,日立,富士,三菱,の4社に委託し,タンク型炉について主要構造物の検討と技術の適用性の検討をループ型炉と比較しながら行った。その成果は「基本仕様選定にかかわる設計研究(その1)$$sim$$(その4)」に報告書としてまとめられている。

論文

Temper and neutron irradiation embrittlement in 2 1/4Cr-1 Mo steels for pressure vessels of high-temperature gas-cooled reactors

鈴木 雅秀; 深谷 清; 古平 恒夫; 奥 達雄

Nuclear Technology, 66, p.619 - 629, 1984/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の圧力容器には、2 1/4Cr-1Mo鋼が使用されることが、予定されている。本鋼の使用にあたり、あらかじめ、実験的に、調べておく必要のある問題として、次の2項目がある。即ち、1)焼もどし脆化と2)照射脆化である。1)は375$$^{circ}$$Cから550$$^{circ}$$Cの間で、保持されることにより生ずる、本鋼に、特有な脆化である。本報告では、1)については、応力の脆化に及ぼす効果を含めて、脆化の程度、原因の検討を行った。また、2)については、高温での照射データが、今までに、殆んど無いことから、高温ガス炉の圧力容器使用温度である400$$^{circ}$$Cで、中性子照射を行って、シャルピー試験により、靭性変化を調べた。またこの際、不純物元素CuおよびPの脆化に及ぼす効果も、検討し、CuおよびP量の抑制が、脆化の軽減化の観点から有効であることが結論された。

報告書

高速実験炉「常陽」: 2次冷却系サーベイランス材第1回取出し作業(その1)(2次系ダンプタンク内サーベイランス材取出し作業)

沢田 誠*; 瀬戸口 啓一*; 鹿志村 洋一*; 田村 政昭*; 平尾 和則*; 古平 清*; 宮口 公秀*

PNC-TN941 82-270, 109 Pages, 1982/12

PNC-TN941-82-270.pdf:10.59MB

高速実験炉「常陽」では原子炉運転中における構造材の健全性を確認し,原子炉の安全を確保するため約20年間にわたってサーベイランス試験が義務づけられている。サーベイランス試験計画は、(1)原子炉構造材サーベイランス試験計画、(2)安全容器構造材サーベイランス試験計画、(3)1次主冷却系配管材サーベイランス試験計画、(4)2次冷却系機器配管材サーベイランス試験計画から成り、本稿はこのうち(4)の2次系サーベイランス試験計画に基づき去る昭和57年2月22日から3月10日にかけて実施された第1回目の2次系ダンプタンク内サーベイランス材取出し作業をまとめたものである。本作業はタンク内に高温ナトリウムが充填されたままの状態で実施しなければならず、ナトリウム火災、酸欠事故等の危険を伴う作業であったが、無事故でかつ効率的に作業を完遂することができた。本作業は今後4回実施される予定であるが、次回以降の作業も円滑に実施するため、次の点に留意して作業を実施するよう推奨する。(注)(1)キャスク類組立リハーサルの実施、(2)専用治具不使用によるホルダー固定用アイボルトの取付・取外し、(3)マンホール蓋取外し時の注意事項、(4)酸欠サーベイの徹底実施、(注)各項目の詳細内容は本文の結言を参照のこと。

報告書

Material Surveillance Program of JOYO

古平 清; 平尾 和則; 谷山 洋; 松野 義明

PNC-TG033 82-01(2), 7 Pages, 1982/02

PNC-TG033-82-01(2).pdf:0.1MB

None

報告書

Operating Experiences and Present Activities of JOYO

中野 誠*; 古平 清; 伊藤 芳雄; 井上 達也; 松野 義明

PNC-TG033 82-01(1), 26 Pages, 1982/01

PNC-TG033-82-01(1).pdf:0.38MB

None

論文

遷移領域および上部棚域における原子炉圧力容器用鋼のJ$$_{I}$$$$_{C}$$破壊靱性

古平 恒夫; 中島 伸也; 松本 正勝; 深谷 清

鉄と鋼, 61(8), p.1032 - 1039, 1982/00

板厚250mmのA533Bcl1鋼及び鋼材に熱処理を施して低靭性化を図った鋼材(中性子照射脆化挙動を模擬)を供試して遷移領域から上部棚域にわたって破壊開始時のJ値の試験片サイズ及び温度依存性、シャルピ衝撃性質との相関を調べた結果、以下の結論が得られた。1)へき開破壊域においては、J$$_{i}$$$$_{c}$$値に試験片サイズ依存性が認められるが、遷移温度の上昇を100MPa√mのレベルで比較すると、移行量は試験片サイズにかかわりなくほぼ同一で、なおかつ、41Jで評価したシャルピ衝撃試験における遷移温度の上昇と良好な一致を示す。2)上部棚域においては、J$$_{i}$$$$_{c}$$破壊靭性の低下率はシャルピ上部棚エネルギのそれより大きい。3)以上の知見より、中性子照射脆化に対する破壊力学的サーベイランス試験方法として、遷移領域ではシャルピ主体上部棚域ではJ$$_{i}$$$$_{c}$$破壊靭性により評価することを提案する。

報告書

高速実験炉「常陽」性能試験結果(MK-I)の総括

山本 寿*; 関口 善之*; 広瀬 正史*; 三田 敏男*; 田村 誠司*; 古平 清*; 寺田 和道*

PNC-TN941 80-179, 402 Pages, 1980/10

PNC-TN941-80-179.pdf:69.58MB

高速実験炉「常陽」は昭和52年4月24日臨界を達成し,昭和53年7月にはMK―1炉心の第1期出力の50Mwtに到達した。その後予定された50Mwt定格2サイクルの運転を行ない,昭和54年7月には75Mwt出力上昇試験を開始し7月16日にはMK―1炉心の最終原子炉出力である75Mwtに到達した。昭和55年2月には連続定格出力100時間運転を終り,MK―1炉心に於ける全性能試験を終った。本性能試験は炉心及びプラントに関する約40項目の試験から成り,試験の結果,「常陽」の諸性能は設計条件を満足し,引き続き予定されている75Mwt定格サイクル運転に支障がないことが確認された。本資料は臨界から50Mwt出力上昇及び75Mw出力上昇試験にかけて実施された,「常陽」MK―1炉心に於ける全性能試験の結果をまとめたものである。

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