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報告書

新型転換炉実証炉圧力管ロールドジョイント部健全性確認試験 (昭和63年度)

揖場 敏; 小池 通崇; 浅田 隆; 菊池 晧; 亀井 満

PNC TN9410 94-052, 251 Pages, 1994/01

PNC-TN9410-94-052.pdf:9.33MB

新型転換炉実証炉の圧力管ロールドジョイント部は,残留応力軽減のため「ふげん」から一部構造を変更している。このため,実機模擬運転条件下で圧力管ロールドジョイント部の健全性を確認するため低温保持試験及び熱サイクル試験を行った。また,高温での圧力管ロールドジョイント部の強度を確認する高温強度試験のための試験体製作を行った。(1)定温保持試験実機模擬試験条件下(圧力:約75Kg/cm2,温度:約280度C)で,2033時間(JP-3試験体通算試験時間:430時間,JP-4,JP-5試験体通算試験時間:9533時間)迄の耐久試験を行ったあと,ヘリウムリーク試験を行い十分な気密性が保持されていることを確認した。このことより,運転初期に大きくあらわれるリラクゼーションによって生じる残留応力の低減は,圧力管ロールドジョイント部の気密性に影響を与えないことが確認できた。(2)熱サイクル試験 試験前(累積60回の熱サイクル負荷)及び80回(累積140回)の熱サイクルを加えたあと,ヘリウムリーク試験と超音波深傷試験を行い十分な気密性の保持及び顕著なき裂の進展の無いことを確認した。このことより,供用期間中に想定されている熱サイクル回数:140回は,供用期間中に想定されている水素濃度200ppmの圧力管においても,き裂の進展に影響を与えず,また,圧力管ロールドジョイント部の気密性に影響を与えないことが確認できた。

論文

新型転換炉実証炉燃料集合体の炉外耐久試験

菅原 正幸; 小鷹 幸三; 小池 通崇; 菊池 晧; 永島 順次*

動燃技報, (79), p.58 - 63, 1991/09

新型転換炉(ATR)実証炉燃料集合体につき燃料要素被覆管表面に生ずるフレッティングきずに対する健全性を確認するための耐久試験を行った。試験は模擬燃料集合体を用い、実証炉炉心を模擬した流動条件、水質条件のもので12,000時間行った。そしてあらかじめ設定した時間ごとにフレッティング腐食深さ及びスペーサリング素子保持力を測定した。その結果、実証炉燃料集合体はフレッティング腐食特性からみて健全性を確保できる見通しが得られた。

報告書

超音波パルスの可視化試験装置の開発; 偏光シュリーレン法装置の開発試験(1)

谷本 健一*; 伊達 和博*; 菊池 晧*; 佐藤 稔*

PNC TN9410 86-129, 77 Pages, 1986/12

PNC-TN9410-86-129.pdf:5.95MB

超音波探傷試験における欠陥の検出や欠陥の性状を評価する際は,超音波探傷試験に使用する超音波探触子から放射された超音波ペルスの音場や超音波パルスの波形等に関する性能を知る必要がある。超音波探触子の性能評価法として,今までは,水中の超音波パルスはシュリーレン法装置で,固体モデル中の超音波パルスは光弾性実験法装置で別々に行っていた。水浸型超音波探触子や直接接触型超音波探触子などの総合的な性能評価や検定などを行うことができなかった。この問題を解決するために,シュリーレン法と光弾性実験法の両方の特徴を応用して,水中と固体モデル中の超音波パルスを同時に可視化できる,偏光シュリーレン法を考案した。偏光シュリーレン法の原理に基づき,2面対向法のシュリーレン法装置と偏光板および偏光板製ナイフエッジを組み合わせた偏光シュリーレン法装置を試作開発した。偏光シュリーレン法装置で,観測用の水槽内に配置したパイレックスガラス製の固体モデルを水浸探傷法で探傷して,その際の起音波パルスが水中と固体モデル中で同時に可視化できることの確認と,可視化像から超音波パルスを定量的に測定することができる可能性について試験した。試験の結果,水中と固体モデル中の超音波パルスが同時に可視化でき,可視化像から水中,水中と固体モデルの境界部,固体モデル中の超音波パルスの音圧分布,方向,周波数,波動モード等が定量的に測定できる見通しを得た。今後は,偏光シュリーレン法装置の機能性能の向上試験と改良等を図って行く計画である。

報告書

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

報告書

JRR-2の臨界実験と特性測定

JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03

JAERI-1025.pdf:4.6MB

第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1$$times$$10$$^{14}$$n/cm$$^{2}$$secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。

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