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論文

The Screening methodologies and/or achievement evaluation in Japanese FR cycle development program with the changing needs for evaluation

塩谷 洋樹; 宇都 成昭; 川口 浩一; 篠田 佳彦*; 小野 清; 難波 隆司

Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 10 Pages, 2012/07

本報告では、「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究」での高速増殖炉サイクル概念の特性評価とFaCT(高速増殖炉サイクル実用化開発)プロジェクトの性能目標達成度評価を議論する。我が国では、達成度評価は評価のニーズや目的に応じて変化してきた。FSでは意思決定手法が適用されたが、FaCTフェーズIでは開発の方向性の確認が重視された。とりわけ、FaCTフェーズIでの達成度評価では、高性能を達成するために設計要求が挑戦的に設定されたため、幾つかの点で未達の項目もあったものの、全体的には、日本の原子力委員会によって設定された性能目標はおおむね達成された。

論文

Technical development for in-pile IASCC growth tests by using a 0.5T-CT specimen in JMTR

知見 康弘; 柴田 晃; 伊勢 英夫; 笠原 茂樹; 川口 佳彦*; 中野 純一; 近江 正男; 西山 裕孝

Proceedings of Enlarged Halden Programme Group Meeting 2011 (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10

材料試験炉(JMTR)における照射下での照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展試験において、0.5T-CT大型試験片に$$sim$$30MPa$$sqrt{m}$$という高い応力拡大係数までの荷重を負荷するために、テコ式荷重負荷ユニットを採用した。本ユニットでは、ベローズ内のガス圧を周囲の水圧より低くすることにより、ベローズが収縮して荷重が発生し、テコにより増大される。試験片のき裂長さは、MIケーブルを用いた電位差法(PDM)によりモニターされる。本発表では、照射下き裂進展試験ユニットの技術的課題、特に照射キャプセル内に設置されたときの試験片への負荷荷重の評価手法とPDM信号の精度評価について報告する。

論文

In-pile tests for IASCC growth behavior of irradiated 316L stainless steel under simulated BWR condition in JMTR

知見 康弘; 笠原 茂樹; 伊勢 英夫; 川口 佳彦*; 中野 純一; 西山 裕孝

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (CD-ROM), p.1219 - 1228, 2011/08

原子力機構では、沸騰水型軽水炉(BWR)炉内構造物の健全性評価の高度化の観点から、ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)進展に及ぼす中性子/$$gamma$$線照射による材料及び水化学の変化の影響を評価するため、材料試験炉(JMTR)を用いた照射試験を計画している。炉内照射下及び炉外照射後試験でのSCC進展挙動及びその腐食電位(ECP)依存性の違いは、照射後試験データと比較可能な照射下試験データが非常に少ないため、完全には理解されていない。本報告では、過去の照射済ステンレス鋼のSCC進展データについて系統的に整理し、それを踏まえたJMTRにおけるBWR模擬条件下での照射済SUS316Lステンレス鋼のき裂進展挙動に関する照射下試験計画、及び照射下試験技術開発の概要を示す。

論文

JMTRでの軽水炉燃材料の健全性試験計画

伊勢 英夫; 扇柳 仁; 中村 仁一; 笹島 栄夫; 高佐 明; 塙 悟史; 川口 佳彦; 知見 康弘; 西山 裕孝; 中村 武彦

FAPIG, (180), p.22 - 25, 2010/02

日本原子力研究開発機構では、軽水炉の開発や安全確保などに資するため、Japan Materials Testing Reactor (JMTR)を改修して2011年度に再稼働する計画を進めており、軽水炉燃料及び材料の照射にかかわる健全性を調べるための試験装置の整備を改修と並行して行っている。本稿では、この燃料及び材料照射試験計画の概要について述べる。

口頭

JMTRを使った軽水炉燃料及び材料照射試験,3; 照射脆化試験

西山 裕孝; 川口 佳彦; 鬼沢 邦雄

no journal, , 

高経年化した軽水炉プラントの安全性・信頼性確保を達成目標として、研究の重点化,知識基盤の構築,規格基準の整備など一体化した研究開発を実現するため高経年化対応技術戦略マップがまとめられている。原子力機構では、これに対応する原子炉圧力容器鋼の照射脆化試験を材料試験炉(JMTR)で実施する計画である。本報では、試験の考え方,供試鋼材,中性子照射試験計画について報告する。

口頭

JMTRを使った軽水炉燃料及び材料照射試験,4; 照射誘起応力腐食割れ及び水化学試験

知見 康弘; 塙 悟史; 伊勢 英夫; 川口 佳彦; 加治 芳行; 塚田 隆; 中島 甫; 西山 裕孝; 中村 武彦

no journal, , 

原子力機構では、軽水炉の炉内構造材料等の健全性に及ぼす中性子/$$gamma$$線照射による材料及び水化学の変化の影響を評価するため、材料試験炉(JMTR)を用いた照射試験を計画している。本研究では、材料の照射影響だけでなく、水環境への照射(水のラジオリシス)の影響にも着目して、JMTRを用いた炉内照射環境下でのSCC進展挙動を把握するための照射下き裂進展試験、及び照射環境下での材料の腐食特性に影響を及ぼす水質変化を把握するための照射下水質評価(水化学)試験を実施する計画である。現在、具体化を進めている試験条件等の概要について報告する。

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