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梅田 寿雄
サイクル機構技報, (18), p.97 - 99, 2003/03
サイクル機構技報及び文部科学省提出分四半期報(H14.1012月)への「ふげん」、「もんじゅ」分掲載
梅田 寿雄
サイクル機構技報, (17), p.131 - 134, 2002/12
サイクル機構技報及び文部科学省提出分四半期報(H14.79月)への「ふげん」、「もんじゅ」分掲載
梅田 寿雄
サイクル機構技報, (16), p.173 - 177, 2002/09
サイクル機構技報及び文部科学省提出分四半期報(H14.46月)への「ふげん」、「もんじゅ」分掲載
梅田 寿雄
サイクル機構技報, (15), p.155 - 156, 2002/06
サイクル機構技報四半期報(平成13年1月から3月)高速増殖原型炉「もんじゅ」の掲載
梅田 寿雄
サイクル機構技報, (15), p.155 - 156, 2002/06
サイクル機構技報四半期報(H14.13月)への「ふげん」、「もんじゅ」分掲載
梅田 寿雄*
サイクル機構技報, (13), p.91 - 92, 2001/12
サイクル機構技報四半期報(H13.79月)への「もんじゅ」分掲載。高速増殖原型炉「もんじゅ」の2001年度設備保全工事として実施した取水口部の浚渫が終了し、2001・2002年設備点検が9月8日より快氏された。主な対象は粗調整棒・後備炉停止棒駆動機構分解点検である。
梅田 寿雄
サイクル機構技報, (12), p.155 - 156, 2001/09
サイクル機構技報四半期報(H13.46月)への「もんじゅ」分掲載
梅田 寿雄
サイクル機構技報, (9), p.151 - 152, 2000/12
サイクル機構技報四半期報(H12.79月)への「もんじゅ」分掲載
菊地 政之*; 梅田 寿雄*
第8回実験力学国際会議, 0 Pages, 1996/06
実験技術・実験解析を対象とした国際会議において、構造物強度確証施設(TTS)における試験技術及び実験例を報告する。・高速炉構造物の主たる設計対象荷重である熱過渡荷重による構造物のクリープ疲労試験を行い、高温構造設計方針の実証・高度化及び機器・配管等の健全性を実証をしている。・TTSは供試体に高温と低温のナトリウムを交互に流動させることで熱過渡を負荷する。短期間に破損にまで至らしめることが可能なように、実機温度条件を更に加速した厳しい熱過渡負荷能力を有する。試験装置の運転、条件管理はコンピュータ制御される。適用可能な供試体のサイズは1/31/10程度であるが肉厚は実機相当とすることができる。・TTSにおいて溶接継手を多数含むSUS304316FRから成る構造物を供試体としてクリープ疲労試験を行った。き裂の発生状況から、溶接継手の強度、316FRの強度について有用な知見を得ることができた。
梅田 寿雄; 菊池 政之
PNC TN9410 93-156, 147 Pages, 1993/06
(1)〔目的〕本試験の目的は、大型構造モデルの熱過渡下におけるクリープ疲労破損データを得て、安全裕度の適性化に必要な強度評価法を開発し、高速炉機器の耐熱応力設計法を確立することにある。本報では溶接容器型モデル供試体熱過渡強度試験に係る一連の報告書の第6報として、熱過渡強度試験結果について述べる。(2)〔供試体〕本溶接容器型モデル供試体は、大型高速炉の構造設計において課題となる典型的な形状および応力分布をモデル化した形状を有するとともに、一部に大型高速炉用候補材料の一つとされているSUS316FR鋼を採用している。(3)〔熱過渡条件〕試験は、構造物強度確性試験施設(TTS)を使用して実施した。供試体内を流動するナトリウムの温度条件は、低温側250/1時間、高温側600/2時間(3時間/サイクル)であり、温度変化速度は、40/秒とした。(4)〔試験結果〕試験対象部である上部Yピースでき裂が発生し、1055サイクルで熱過渡強度試験を終了した。これにより他の試験対象部においてもき裂発生データを取得できた可能性が高いと言える。(5)〔温度分析〕供試体に取付けた熱電対197点の温度データを分析して、ナトリウム流動下における構造物の温度変化挙動を得た。供試体設計時に実施した流動伝熱解析による温度変化挙動は、相対的に試験値側の温度応答が早い結果となった。(6)〔き裂観察〕試験の中間に実施したストロースコープを用いたき裂観察では、き裂を的確に捕らえることができた。供試体外表面の接近可能な部位であれば有効であり、次期供試体においても適用可能である。
梅田 寿雄; 田中 信之; 渡士 克己; 菊池 政之; 岩田 耕司
Nuclear Engineering and Design, 140, p.349 - 372, 1993/06
高速炉機器のいくつかの典型的な構造部位を模擬した,SUS304鋼製容器型構造供試体の熱過渡強度試験で得られたクリ-プ疲労破損デ-タを基に,形状不連続部および溶接継手部に対する非弾性解析の簡易適用法の検討,非弾性ひずみ集中係数の詳細分析,各種強度評価法の適用性検討ならびに破壊力学に基づくき裂進展解析を実施した結果について述べている。
町田 秀夫; 梅田 寿雄; 田中 信之; 菊池 政之; 渡士 克己
PNC TN9410 92-116, 174 Pages, 1992/01
本報は、構造物強度確性試験施設を用いた試験が予定されている、フィレ付容器熱曲げ供試体の設計及び製作について示すものである。本供試体は、高速増殖炉の機器構造設計において課題となるナトリウム液面近傍部およびYピース構造に代表される非等2軸応力、およびすみ肉溶接に対する熱過渡強度データの取得を目的として設計製作された。供試体は、非等2軸応力場における応力比と熱過渡強度の関係を調べるために、最大主応力範囲を統一し、各評価部位の面内応力2成分の比率が大きく変化するように設計された3種類のスカートと厚肉胴を試験対象部とした。また、すみ肉溶接の熱過渡強度を調べるため、開先・溶接仕上げをパラメータとした整流板-内筒溶接部を試験対象部とした。供試体外形状は、フィレ付円筒胴、厚肉円筒胴及び上下部鏡から成る俵型の容器であり、下部鏡に溶接された支持脚を介して構造物強度確性試験施設の中間架台上に設置される。容器内部には、ナトリウムの流況を安定させる目的で内筒を設けた。
梅田 寿雄; 菊池 政之; 渡士 克己; 岩田 耕司
PNC TN9410 91-253, 221 Pages, 1991/01
本試験研究の目的は,高速炉機器における耐熱応力設計法の開発のために実機構造モデルの熱過渡強度試験を実施し,クリープ疲労破損データを得て,安全裕度の適正化および強度評価法を確率することにある。本報では一連の報告書の第2報として,熱過渡試験,超音波探傷試験およびき試験後の供試体の解析検査結果を述べる。構造物強度確証試験施設による熱過渡強度試験を実施した結果,第1報で示した強度試験対象部全てにクリープ疲労破損データを得た。性能・機能保持確認対象部のうち,整流装置については,熱過渡の影響を受けず健全であった。管-多孔板溶接部については表面,内側ノッチ部にき裂が生じていた。その接合面にはナトリウムが付着していたものの腐食はなかった。熱抵抗体については熱抵抗体廻りへのナトリウムの流れ込みや熱抵抗体内部へのナトリウム流入により,その性能の確認はできなかった。解体検査前に実施した超音波探傷試験では,厳密な深さを促えることは無理でもクリープ疲労で生じた微少なき裂にも有効であった。伝熱応力解析および破壊力学解析に供せられる温度データおよび強度データをうることができた。
梅田 寿雄*
PNC TN9410 89-170, 194 Pages, 1989/06
本試験研究は熱応力暖和構造、各種溶施工法および合理化構造の熱過渡度試験を実施し、クリープ疲労破損データを得て、強度評価法を検討することにある。本報では一連の報告書の第1報として、供試体の設計・製作、熱過渡試験、超音波探傷検査および試験後の供試体の解体検査結果を述べる。フレキシブルなノズル構造、周方応力低減用のスリット入り円筒胴、セットイン型ノズル構造、スカート構造および4種類の溶接工法を盛り込んだ供試体を設計・製作し、構造物強度確性試験施設により熱過渡強度試験を実施して、試験後供試体の破壊検査を実施した。その結果、上述の試験対象部すべてにクリープ破損の破面に現れるロックキャンディ模様が主体となって、当初の狙い通りクリープ疲労破損データを得た。特に溶接施工法については、電子ビーム溶接と狭開先TIG溶接が他の溶接法に比べてき裂が深かった。また、供試体の解体前に実施した超音波探傷検査では、ヘアーラック状のき裂を探傷できており、使用方法に慎重さは要するものの同検査手法は有効であった。伝熱応力解析および破壊力学解析に供せられる温度データおよび強度データをうることが出来た。
木村 公隆*; 梅田 寿雄*; 菊池 政之*; 笠原 直人; 金沢 誠一*; 渡士 克己; 今津 彰
PNC TN9410 89-088, 187 Pages, 1989/06
構造物モデルによる熱過渡強度試験は、高速炉機器における耐熱応力設計法の開発、特に裕度の適正化や評価法の確立という課題に対して実施されている。構造物強度確正試験施設(TTS)の第5回供試体「熱応力緩和構造モデル(2)供試体」は、実機設計に使用される典型的な形状をモデル化して供試体に盛り込み熱過渡強度データを得ること及び特定の構造について熱過渡荷重下の性能機能保持を確認することを目的として設計製作されるものである。本供試体は、縦置スカート支持の円筒容器であり、2種のノズル構造、Yピース構造、2種のスカート構造、胴板接合構造の7種類の強度試験対象部及び、熱抵抗体、整流装置、管-多孔溶接部の3種類の性能機能保持確認対象部を含んでいる。供試体の設計では、伝熱流動解析により熱過渡条件を定め、熱伝導解析、熱応力解析を行った後、安全裕度を取り除いた専用設計基準(TTSDS)による評価を行った。使用材料及び施工法は基本的には原型炉炉内機器と同等として製作を行った。
渡士 克己; 金沢 誠一*; 梅田 寿雄*; 今津 彰*
9th International Conference on Structural, ,
構造物強度確試験(TTS)で実施した厚肉容器の熱過渡強度試験と,それに引き続いて実施した破面検査の結果について述べたものである。供試体は高さ2.1m,外径880mm,肉厚40mmのまゆ型容器であり,出入口ノズル,小口径ノズル,厚肉胴部,Yジャンフン,スタッドボルト,板厚変化部の合計7箇所の強度試験対象位を含む。熱過渡強度試験は,高温側600,低温側250のナトリウムを1サイクル2時間で1002サイクル供試体内に流入されることによって実施した。主要な成果は以下の通りである。(1)サーマルライナー構造は,熱応力緩和のために有効である。(2)試験対象部位7箇所の破面は殆ど全て粒界破面であった。(3)ナトリウムが流動している条件でも高温UT探傷とAES手法はき裂の探知に有効である。
渡士 克己; 金沢 誠一*; 梅田 寿雄*; 中西 征二; 今津 彰*
9th International Conference on structural Mechanice in Reactor Technology (9th SMIRT), ,
構造物強度確試験(TTS)で実施した厚肉容器の熱過渡強度試験とそれに引き続いて実施し破面検査の結果について述べたものである。供試体は高さ2.1m、外径880mm,肉厚40mmのまゆ型容器であり,出入口ノズル,小口径ノズル,厚肉胴部,Yジャンクション,スタッドボルド,板厚変化部の合計7箇所の強度試験対象部位を含む。熱過渡強度試験は,高温側600,低温側250のナトリウムを,1サイクル2時間で1002サイクル供試体内に流入させる事によって実施した。主要な成果は以下の通りである。(1)試験対象部位7箇所の破面は殆ど全て粒界破面であった。(2)サーマルライマー構造は熱応力緩和のために有効である。(3)ナトリウムが流動している条件下でも高温UT探傷とAE手法はき裂の探知に有効である。
田中 信之; 渡士 克己; 梅田 寿雄; 菊池 政之; 岩田 耕司
Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,
容器各種構造の熱クリープ疲労寿命予測法の精度向上を目的として、SUS304製容器(直径1m,高さ2.5m,板厚30mm)にナトリウムを用いてHot TransientとCold Transientを1サイクル2時間で、1300回繰り返し与える試験を行った。試験後の供試体解体検査にて、強度試験対象部であるノズル構造、スカート構造、円筒溶接部、熱応力緩和型内部構造に、熱クリープ疲労亀裂を観察した。これに対する強度評価として、上記供試体の伝熱解析、弾性・非弾性熱応力解析を行い、これらによるクリープ疲労損傷度評価を実施した。その結果、従来著者らが示してる熱クリープ疲労寿命予測法により算出した損傷値は、供試体の亀裂発生状況と良く対応することが分かった。さらに、溶接継ぎ手部の強度評価に関して、形状および材質の不連続の影響を把握し、予測寿命の精度向上を計った。
菊池 政之; 梅田 寿雄
実験力学国際会議, ,
実験技術・実験解析を対象とした国際会議において,溶接継手部のクリープ疲労強度評価法の開発に反映することを主目的にしたTTSでの試験は比較的大型のナトリウムループ及び構造物供試体を用いたものであり,多額の経費と長期の時間を要する。従って試験を実施する上で,試験目的を達成する上必要な破損データを効果的効率的に所得する技術が要求される。従って,本試験の供試体は複数の強度評価部位を有し,それらの破損程度が一律に同様である負荷条件に対して適度に異なるように狙いを持って設計・製作されたものである。試験後に供試体を解体検査した結果,供試 部各にき裂が存在した。これにより,溶接継手部や形状不連続部に破損状態について有用な知見がえれらた。
中村 仁宣; 栗林 敏広; 梅田 寿雄; 八重柏 正弘
no journal, ,
試験研究炉における核セキュリティの理解を深めるための活動として、IAEAが主催する地域ワークショップにおいてプレゼンテーションを行う。プレゼンテーションでは、試験研究炉における事業者の核セキュリティへの取り組みと題し、原子力機構の試験研究炉における核物質防護体制、主要な防護措置(詳細ではない)、情報管理、内部脅威対策への取り組み(個人の信頼性確認制度, サイバーセキュリティ等)及び核セキュリティ文化醸成活動の報告を行う。さらには、核セキュリティを維持するための取組みとして、総合的な防護システムの構築, 評価改善, 訓練による対応能力の向上が極めて大事であることを事業者の視点で解説する。