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論文

ウラン-ジルコニウム-鉄の混合溶融酸化物の凝固時偏析に関する基礎検討

須藤 彩子; 水迫 文樹*; 星野 国義*; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 倉田 正輝

日本原子力学会和文論文誌, 18(3), p.111 - 118, 2019/08

炉心溶融物の凝固過程での冷却速度の違いは燃料デブリ構成成分の偏析に大きく影響する。偏析傾向を把握するため、模擬コリウム(UO$$_{2}$$, ZrO$$_{2}$$, FeO, B$$_{4}$$C, FP酸化物)の溶融/凝固試験を行った。模擬コリウムはAr雰囲気化で2600$$^{circ}$$まで加熱し、2つの冷却速度での降温を行った。(炉冷(平均744$$^{circ}$$C/min)および徐冷(2600$$^{circ}$$C$$sim$$2300$$^{circ}$$C:5$$^{circ}$$C/min、2300$$^{circ}$$C$$sim$$1120$$^{circ}$$C:平均788$$^{circ}$$C/min)元素分析により、炉冷条件および徐冷条件両方の固化後の試料中に3つの異なる組成を持つ酸化物相および1つの金属相が確認された。炉冷条件、徐冷条件ともにこれら3つの酸化物相へのFeO固溶度はおおよそ12$$pm$$5at%であった。この結果はUO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$-FeO状態図におおよそ一致している。一方、徐冷条件での試料中に、Zrリッチ相の大粒形化が確認された。この相の組成は液相の初期組成と一致しており、遅い凝固中で液滴の連結が起こり、凝集したと評価した。

論文

Features of a control blade degradation observed ${it in situ}$ during severe accidents in boiling water reactors

Pshenichnikov, A.; 山崎 宰春; Bottomley, D.; 永江 勇二; 倉田 正輝

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.440 - 453, 2019/05

In the present paper new results using ${it in situ}$ video, are presented regarding BWR control blade degradation up to 1750 K at the beginning of a nuclear severe accident. Energy-dispersive X-ray spectrometry (EDS) mapping indicated stratification of the absorber blade melt with formation of a chromium and boride-enriched layer. High content-B- and C-containing material with increased melting temperature acted like a shielding and was found to prevent further relocation of control blade claddings. The interacted layers around the B$$_{4}$$C granules prevented direct steam attack of residual B$$_{4}$$C. The results provide new insights for understanding of the absorber blade degradation mechanism under reducing conditions specific to Fukushima Dai-Ichi Unit 2 resulting from prolonged steam starvation.

論文

異材溶接継手の界面破断の力学的要因分析

山下 拓哉; 山下 勇人; 永江 勇二

鉄と鋼, 105(1), p.96 - 104, 2019/01

 パーセンタイル:100(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

火力・原子力発電プラントの使用温度条件である550度では、フェライト鋼と溶接材の界面で破断が生じる研究結果が報告されている。本研究では、フェライト鋼への溶接時の入熱量が異なる2種類の異材継手を製作した。溶接には高入熱であるプラズマ溶接および低入熱であるティグ溶接をそれぞれ使用した。改良9Cr-1Mo鋼に形成された熱影響部の組織はプラズマ溶接とティグ溶接とで異なっていた。改良9Cr-1Mo鋼/Alloy 600部を用いて試験片を製作し、550度のクリープ試験を実施した。試験より、ティグ溶接を使用した試験片は界面破断し、プラズマ溶接を使用した試験片は界面破断しない結果が得られた。そのため、熱影響部のひずみ分布計測および有限要素解析を実施し、フェライト鋼に形成される熱影響部の変形挙動に着目し界面破断メカニズムを力学的観点で分析した。各溶接法により製作した異材接手のフェライト鋼の界面近傍に形成する熱影響部の特性の違いにより、界面近傍でのひずみ分布に違いが生じることが分かった。界面破断を回避するためには、フェライト鋼界面近傍にクリープひずみ速度が遅い熱影響部を形成させる必要がある。

論文

Steam oxidation of silicon carbide at temperatures above 1600$$^{circ}$$C

Pham, V. H.; 永江 勇二; 倉田 正輝

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 6 Pages, 2018/10

High temperature interaction of chemical vapor deposition SiC with steam was investigated at 1700-1800$$^{circ}$$C for 0.1-3 h in a mixture of steam and argon gas containing 98% of steam at 1 atm. At the investigated conditions, although a dense oxide layer was observed on sample surface, significant mass loss of SiC occurred. Below 1700$$^{circ}$$C, the oxidation kinetics seems to follow the para-linear laws. The apparent activation calculated based on the data of this study is to be 370 kJ/mol. Rapid degradation and bubbling of SiC at 1800$$^{circ}$$C were observed after 1 h oxidation. This suggested that chemical interaction behaviours above 1700$$^{circ}$$C might be changed due to the liquefaction of silica.

論文

High temperature oxidation test of simulated BWR fuel bundle in steam-starved conditions

山崎 宰春; Pshenichnikov, A.; Pham, V. H.; 永江 勇二; 倉田 正輝; 徳島 二之*; 青見 雅樹*; 坂本 寛*

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 8 Pages, 2018/10

燃料集合体の酸化及び水素吸収はその後の事故進展挙動に影響を与えることから、PWR燃料集合体では、実効的な水蒸気流量としてg-H$$_{2}$$O/sec/rodという単位が導入されており、事故進展評価の重要なパラメータといて用いられている。一方BWRにおいては、燃料集合体の構成がPWRとは異なることにより、PWRで用いられている規格化された水蒸気流量ではチャンネルボックスの内外での酸化及び水素吸収の差が正確に評価できない。そのため、PWRで用いられているg-H$$_{2}$$O/sec/rodという規格化された水蒸気流量に代わる、適切な評価パラメータがBWRでも必要である。そこで、ジルカロイの水蒸気枯渇条件での酸化及び水素吸収データを取得するため、実機を模擬したBWRバンドル試験体を用いて高温酸化試験を行なった。BWRにおける水蒸気流量を規格化するため、水蒸気流路断面積を考慮したパラメータを検討した。

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-3 test

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of International Conference on Dismantling Challenges; Industrial Reality, Prospects and Feedback Experience (DEM 2018) (Internet), 11 Pages, 2018/10

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO$$_{2}$$ペレットの代りにZrO$$_{2}$$ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-1 and the CMMR-2 tests

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 12th International Conference of the Croatian Nuclear Society; Nuclear Option for CO$$_{2}$$ Free Energy Generation (USB Flash Drive), p.109_1 - 109_15, 2018/06

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO2ペレットの代りにZrO2ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

Application of nontransfer type plasma heating technology for core-material-relocation tests in boiling water reactor severe accident conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(2), p.020901_1 - 020901_8, 2018/04

原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するために、我々は小規模試験体(107mm$$times$$107mm$$times$$222mm (height))を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用性が確認できた。また我々は、中規模の模擬燃料集合体(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR事体に関する試験を実施予定である。

論文

Metallurgical investigations on creep rupture mechanisms of dissimilar welded joints between Gr.91 and 304SS

山下 拓哉; 永江 勇二; 菊地 浩一*; 山本 賢二*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

A dissimilar welded joint was adopted to achieve higher thermal efficiency and economy levels in nuclear and thermal power plants. 2 types of dissimilar welded joints which were different heat input during welding to the ferrite steels were manufactured. The dissimilar welded joints were made of following materials; the modified 9Cr-1Mo steel (Gr. 91) for the ferritic steels, the 304 stainless steel for the austenitic steels and the Inconel 600 for the filler metals, Welding methods for the modified 9Cr-1Mo steel were used Plasma Arc Welding and Gas Tungsten Arc Welding (GTAW), respectively. Creep tests were conducted. Specimens by GTAW failed in base metal part and interface between the modified 9Cr-1Mo steel and Inconel 600. Interface failure mechanisms were analyzed from a perspective of metallurgy which were precipitation and growth of type I carbide and formation of oxide layer.

論文

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm $$times$$ 10 cm $$times$$ 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm $$times$$ 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

論文

改良9Cr-1Mo鋼の高温強度に及ぼす繰返し軟化の影響

鬼澤 高志; 永江 勇二; 加藤 章一; 若井 隆純

材料, 66(2), p.122 - 129, 2017/02

次世代ナトリウム冷却高速炉では、配管の短縮化などによる物量削減を図り、優れた経済性を達成するために、高温強度と熱的特性に優れる改良9Cr-1Mo鋼を冷却系全般に適用することを検討している。改良9Cr-1Mo鋼は、繰返し負荷に伴い軟化挙動を示す材料であり、繰返し軟化により引張特性やクリープ特性に影響があることが報告されている。しかしながら、繰返し軟化条件をパラメータとして、系統的に高温材料特性への影響を検討した例はない。このため、改良9Cr-1Mo鋼について、繰返し軟化条件をパラメータとした繰返し軟化材を製作し、それらの引張試験およびクリープ試験を実施し、繰返し軟化条件と高温材料特性が受ける影響の関係を評価した。加えて、それら評価に基づき、高速炉設計における繰返し軟化効果の取扱いについて検討を実施した。

論文

Preparation for a new experimental program addressing core-material-relocation behavior during severe accident with BWR design conditions; Conduction of preparatory tests applying non-transfer-type plasma heating technology

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 石見 明洋; 中桐 俊男; 永江 勇二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するため、我々は小規模試験体(107mm$$times$$107mm$$times$$222mmh)を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用可能性が確認できた。また我々は、2016年に中規模の予備実験(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR自体に関する試験を実施予定である。

論文

Strength of 316FR joints welded by Type 316FR/16-8-2 filler metals

山下 拓哉; 永江 勇二; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*

Journal of Pressure Vessel Technology, 138(2), p.024501_1 - 024501_7, 2016/04

 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

316FR stainless steel is a candidate structural material of JSFR. Two types of weld metals are candidates for 316FR welded joints; 316FR weld metal and 16-8-2 weld metal. This study evaluated the need to consider the welded joint strength reduction factors in 316FR welded joints. To this end, the tensile and creep strengths of Type 316FR and Type 16-8-2 weld metals were measured, and the effect of delta-ferrite in weld metals was evaluated in creep-strength tests of 316FR welded joints. In tensile and creep strengths of 316FR joints welded by both metal types, the welded joint strength reduction factors were immaterial. The creep strength of 316FR welded joints was negligibly affected by delta-ferrite levels from 4.1 FN to 7.0 FN. Furthermore, the tensile and creep strengths of 316FR joints welded by two methods (Tungsten Inert Gas Welding and Shielded Metal Arc Welding) were the same.

論文

Evaluation of long-term creep rupture life of Gr.91 steel by analysis of on-going creep curves

丸山 公一*; 中村 純也*; 吉見 享祐*; 永江 勇二

Proceedings of 8th International Conference on Advances in Materials Technology for Fossil Power Plants, p.467 - 478, 2016/00

A methodology is developed for evaluating its creep rupture life from analysis of an on-going creep curve with the aid of an creep curve equation. The method is applied to on-going creep curves of grade 91 steel for evaluating their rupture lives. Quick decrease in creep rupture strength has been reported recently in long-term creep of grade 91 steel. The quick decrease of the steel is discussed by using the rupture lives evaluated. The quick decrease is confirmed in the present study in the time range longer than 3$$times$$10$$^{4}$$ h at 600 $$^{circ}$$C.

論文

Evaluation of long term creep strength of mod. 9cr heat resistant ferritic steel with the aid of system free energy concept

村田 純教*; 渡辺 直也*; 永江 勇二

Proceedings of 8th International Conference on Advances in Materials Technology for Fossil Power Plants, p.487 - 494, 2016/00

In order to evaluate long term creep strength of modified 9Cr ferritic steels, the system free energy of creep ruptured specimens at both 650 and 700$$^{circ}$$C is evaluated as the sum of chemical free energy, strain energy and surface energy, which are obtained by a series of experiments, i.e., chemical analysis using extracted residues, X-ray diffraction, and scanning transmission electron microscopy. Change ratio of the system free energy and creep stress showed the relationship with one master curve irrespective of creep conditions, indicating that the steel ruptures when the applied stress exceeds a limited stress depending on the microstructural state expressed by the change ratio of system free energy. Furthermore, it was found that dominant factor of the change ratio was the chemical free energy change. On the basis of these results, long term creep strength of the steel was evaluated at 700$$^{circ}$$C, for example, 19 MPa at 700$$^{circ}$$C after 10$$^{5}$$ h. It is concluded that long term creep strength of modified 9Cr ferritic steels can be predicted by the system free energy concept using the ruptured specimens with various creep conditions.

論文

Development of creep-fatigue evaluation method for 316FR stainless steel

永江 勇二; 高屋 茂; 浅山 泰

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(4), p.041407_1 - 041407_5, 2015/08

 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

In the design of fast reactor plants, the most important failure mode to be prevented is creep-fatigue damage at elevated temperatures. 316FR stainless steel is a candidate material for the reactor vessel and internal structures of such plants. The development of a procedure for evaluating creep-fatigue life is essential. The method for evaluating creep-fatigue life implemented in the Japan Society of Mechanical Engineers code is based on the time fraction rule for evaluating creep damage. Equations such as the fatigue curve, dynamic stress-strain curve, creep rupture curve, and creep strain curve are necessary for calculating creep-fatigue life. These equations are provided in this paper, and the predicted creep-fatigue life for 316FR stainless steel is compared with experimental data. For the evaluation of creep-fatigue life, the longest time to failure is about 100,000h. The creep-fatigue life is predicted to an accuracy that is within a factor of 2 even in the case with the longest time to failure. Furthermore, the proposed method is compared with the ductility exhaustion method to investigate whether the proposed method gives conservative predictions. Finally, a procedure based on the time fraction rule for the evaluation of creep-fatigue life is proposed for 316FR stainless steel.

論文

Evaluation method of creep-fatigue life for 316FR weldment

永江 勇二; 山本 賢二*; 大谷 知未*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 7 Pages, 2015/07

The most important failure mode to be prevented is creep-fatigue at elevated temperatures in fast reactors. 316FR stainless steel is a candidate material for the reactor vessel and internal structures. Evaluation method for creep-fatigue life, based on the time fraction rule, has been already developed in base metal of 316FR stainless steel. Development of procedure in evaluating creep-fatigue life is also necessary for the weldment of 316FR stainless steel by using similar filler or 16-8-2 filler. Compared between mechanical properties of weldment and those of base metal, strength-reduction factors for weldment have been evaluated. Strength-reduction factor for fatigue has been proposed. It is considered that strength-reduction factor for creep strength is not necessary. Creep-fatigue life could be evaluated for weldments of similar filler and 16-8-2 filler in the same way, because a difference in mechanical properties between both filler metals is negligible. Creep-fatigue life by the time fraction rule using analytical relaxation curve for weldments were compared with experimental data, and the evaluation method of creep-fatigue life for the weldments of 316FR stainless steel has been proposed.

論文

高クロム鋼の長時間材料特性に及ぼす微量タングステン添加量の影響

鬼澤 高志; 永江 勇二; 菊地 賢司*

鉄と鋼, 100(8), p.999 - 1005, 2014/08

 パーセンタイル:100(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

既存高Cr鋼の高温強度は、多くの元素を添加することで得られる強化機構により達成されているが、それらの強化機構の高速炉温度域(550$$^{circ}$$C)における長時間有効性・安定性は、明らかにされていない。高速炉使用環境における固溶強化機構の高温長時間での安定性・有効性を明らかにし、安定した強度を有すると共に長時間でも優れた延性および靱性を有する高Cr鋼を開発することを目標に、W添加量を無添加から0.35wt.%と低めに調整した高Cr鋼に対して、時効後衝撃試験に加え、引張試験、長時間クリープ試験および組織観察・分析を実施し、高速炉使用条件(最高使用温度550$$^{circ}$$Cで約50万時間)における長時間材料特性とW添加量の関係を明らかにする。特にLaves相に着目した組織観察・分析により靱性およびクリープ特性と金属組織の関係を明らかとし、高速炉構造用高Cr鋼に最適なW添加量を提示する。

論文

Development of structural codes for JSFR based on the system based code concept

浅山 泰; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 岡島 智史; 永江 勇二; 高屋 茂; 鬼澤 高志; 月森 和之; 森下 正樹

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07

本報は、JSFRの構造規格基準開発に係る活動を概観したものである。ナトリウム冷却型高速炉の特徴を最大限に生かすために、設計$$sim$$維持において必要となる一連の規格、すなわち、溶接規格、維持規格、破断前漏えい(LBB)評価規格、静的機器構造信頼性評価ガイドラインをシステム化規格概念に基づき体系的に開発している。これらの規格を日本機械学会規格として2016年を目途に発刊することを目指している。

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