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論文

Fatigue crack propagation experimental evaluation and modeling in an austenitic steel elbow from a LMFBR primary system piping

Garcia Rodriguez, D.; 榊原 安英*

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07

高速増殖原型炉もんじゅのエルボーの高温(400$$^{circ}$$C)における面内曲げでの低サイクル疲労き裂進展の挙動を3つの段階に分けて評価した。初めに、実寸法の試験片を用いた実験の測定値を評価した。この実験は、最大応力が生じる部位に、人工的な欠陥を設け、変位制御下で行われた。次に、FEAを用い、負荷されたエルボーの実際の応力分布をシミュレーションした。最後に、FEAデータを用いてJ積分基準の確定論的疲労き裂進展を行い、その結果と実験データを比較した。

論文

3D FEA elastoplastic structural analysis of hypothetically cracked Monju FBR core support structures

Garcia Rodriguez, D.; 松原 慎一郎

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07

もんじゅ高速増殖炉の炉心支持取付台周辺のき裂の構造的信頼性についてFEAを用いて解析する。解析に用いる3Dシェルモデルは3Dソリッドモデルを用いた炉心支持取付台挙動の解析結果を用いて定める。初めに、弾塑性静的解析において、通常運転状況の下で、全体構造物が炉心支持取付け部すべてを失っても耐えることができることを示す。次に、地震荷重を推定する2倍弾性勾配法は、全周の50%以上のき裂を表現することを保証できることを示す。

論文

In Japan and within the nuclear industry, four years and counting

Garcia Rodriguez, D.

保全学, 12(4), p.45 - 47, 2014/01

私が日本に来てからの4年間で得られた経験について掲載する。2005年に日欧産業協力プログラムで初めて来日し、日立GEニュークリアエネルギーで8か月の研修を受けた。その後、フランス原子力庁(CEA)で博士号を取得し、2010年に日本原子力研究開発機構の職員となり再来日した。この合わせて4年間で得られた日本での経験を国際人の視点から簡単に紹介する。

論文

EMAT simulations based on a two-dimensional FEM coupled electro-mechanical formulation

Garcia Rodriguez, D.; Mihalache, O.; 上田 雅司

Proceedings of 16th International Symposium on Applied Electromagnetics and Mechanics (ISEM 2013), p.219 - 220, 2013/07

This work presents the development of a new approach to EMAT finite element method (FEM) simulations by using a coupled electromagnetic-mechanical equation system. Validation is performed within the limits of the un-coupled equations using commercially available FEM codes. The advantages and drawbacks of the new method versus the traditional un-coupled approach are evaluated for various EMAT time-transient patterns. Numerical FEM analyses using either a sparse direct solver or an iterative one are investigated with both implicit and explicit time integration methods.

口頭

ナトリウム冷却型高速炉のトラブル事例データベースの開発

下村 健太; Garcia Rodriguez, D.*

no journal, , 

供用期間中検査(ISI)は、一般的な原子力発電所やナトリウム冷却型高速炉(SFR)の安全性の維持にとって大変重要である。昨今では、原子炉の安全性を確保しつつ、従来のISIより合理的かつ経済的なISIを行うことを目的として、リスク情報を活用した供用期間中検査(RI-ISI)が提案されている。RI-ISIでは、過去の運転経験から得られる経年劣化に関する情報を元にISIの程度を決めている。今まで原子力機構には、SFRのトラブル事例をまとめたデータベースが存在したが、RI-ISIに適用という観点では、データベースが整備されていなかった。そこで、RI-ISIにも適用可能なSFRのデータベースの作成を行うこととした。今回は作成したデータベースの概要について報告する。

口頭

A Two-dimensional EMAT code for non-magnetic materials using a coupled/uncoupled formulation

Mihalache, O.; Garcia Rodriguez, D.*; 山本 敏弘*; Cheng, W.*

no journal, , 

A previously introduced two-dimensional EMAT simulation code developed in-house at JAEA, based on both coupling/uncoupling of eddy currents and wave displacement in a non-magnetic material is analyzed against 3D numerical simulations and experimental wave displacements performed by JAPEIC.

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