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論文

Benchmark analysis by Beremin model and GTN model in CAF Subcommittee

名越 康人*; 深堀 拓也*; 岡田 裕*; 高橋 昭如*; 下平 昌樹; 上田 貴志*; 小川 琢矢*; 八代醍 健志*; 高橋 由紀夫*; 大畑 充*

Transactions of 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 9 Pages, 2024/03

日本溶接協会CAF小委員会では、塑性拘束効果を考慮した破壊評価手法ガイドラインの策定を目指している。この評価手法では、脆性破壊を評価するためのBereminモデルと延性亀裂成長を評価するためのGTNモデルを用いる。そこで、これらの評価モデルの適用性を検証するため、CAF小委員会の参加機関によるベンチマーク解析が行われた。ベンチマーク解析は、各機関が有する有限要素解析コードを用い、2種類の低合金鋼(A及びB)の破壊試験に対して実施されてきた。本発表では、低合金鋼Bに対する解析結果を報告する。Bereminモデルにおいて、一般的なワイブル形状母数(${it m}$ = 10, 20, 30)を用いた場合、各機関で計算されたワイブル応力が概ね一致することを確認した。また、Toughness Scaling Modelに基づいて、塑性拘束度が異なる2種類の試験片を用いてワイブル形状母数${it m}$を算出した。算出されたワイブル形状母数${it m}$は解析機関によりばらつきはあったものの、最終的に算出されるワイブル応力は一致することを確認した。GTNモデルに関して、評価に用いるパラメータを1T-C(T)試験片の室温での荷重-変位関係に基づいて最適化した。最適化されたパラメータを用いてGTNモデルに基づき評価されたJ-R曲線が各機関で一致することを確認した。

論文

Measurement of air dose rates over a wide area around the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant through a series of car-borne surveys

安藤 真樹; 中原 由紀夫; 津田 修一; 吉田 忠義; 松田 規宏; 高橋 史明; 三上 智; 木内 伸幸; 佐藤 哲朗*; 谷垣 実*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 139, p.266 - 280, 2015/01

 被引用回数:52 パーセンタイル:82.76(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所周辺の空間線量率分布を評価し空間線量率の経時変化傾向を把握するため、KURAMA及びKURAMA-IIシステムを用いた一連の走行サーベイを2011年6月から2012年12月まで東日本の広範囲において実施した。約100台の装置を用いて得られる大量のデータを短時間に解析する自動処理システムを開発した。第1次走行サーベイにおいて放射性セシウムの移行状況を調査するための初期データを取得し、その後の走行サーベイにおいて測定範囲を拡大して測定を実施した。空間線量率の経時変化について調べた結果、放射性セシウムの物理減衰による減少やNaI(Tl)サーベイメータを用いた道路周辺の攪乱のない平坦地での測定結果よりも走行サーベイでの測定結果の方が減少の割合が大きいことが分かった。

論文

Current fusion standards and other related activities in Japan

中曽根 祐司*; 佐藤 和義; 高橋 由紀夫*

Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 5 Pages, 2010/07

本講演は、日本機械学会より2008年に発行された「核融合設備規格超伝導マグネット構造規格」の内容及び2010年6月に発行予定の英訳版の準備状況について報告するものである。同規格は、ITER計画において日本が調達する超伝導マグネット(トロイダル磁場コイル)の材料,設計,製作・据付け,非破壊検査,耐圧・漏洩試験について定めたものである。また、講演では、同規格の上記コイルの設計への適用状況を報告するとともに、コイルの製作に関連する研究開発の現状、特に溶接部の機械強度について最新の試験結果を報告する。

論文

Clarification of strain limits considering the ratcheting fatigue strength of 316FR steel

磯部 展宏*; 祐川 正之*; 中山 康成*; 伊達 信悟*; 大谷 知未*; 高橋 由紀夫*; 笠原 直人; 柴本 宏*; 長島 英明*; 井上 和彦*

Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.347 - 352, 2008/02

 被引用回数:21 パーセンタイル:78.82(Nuclear Science & Technology)

高速炉設計基準の高度化を目的として、ラチェット疲労条件におけるひずみ制限について検討した。ラチェット変形を与える期間を1000回とし、累積非弾性ひずみをパラメータとして疲労試験を行った。累積非弾性ひずみの増加に伴い、平均応力が上昇し、疲労寿命が低下したが、平均応力が25MPa以下のときは、疲労寿命の低下はほとんど無視できた。高速炉運転条件に対して安全側と考えられるラチェット期間1000回の条件では、平均応力25MPaに対応する累積非弾性ひずみは2.2パーセントであり、現行の設計基準におけるひずみ制限値(2パーセント)により、ラチェットによる疲労寿命低下も防止できると考えられる。

論文

高クロム鋼溶接継手の長時間高温強度に関する研究,2; 熱時効に伴う溶接部の組織変化の検討

若井 隆純; 高橋 由紀夫*

日本機械学会2007年度年次大会講演論文集, Vol.1, p.401 - 402, 2006/09

Type-IV損傷の要因の一つである長時間高温保持に伴う材質の経時変化を、溶接継手寿命予測技術に的確に反映するため、その基礎データを取得することを目的に、改良9Cr-1Mo鋼及び火SUS410J3鋼溶接継手に対し、500$$^{circ}$$C, 550$$^{circ}$$C, 600$$^{circ}$$C及び650$$^{circ}$$Cにおける不活性ガス中熱時効試験を6,000時間まで行い、組織観察及び電解抽出残渣分析を実施した。観察・分析の結果、6,000時間までの無負荷等温熱時効では、新たな炭化物の析出はほとんどなくく、主として旧オーステナイト粒界に時効の初期段階で析出した炭化物の凝集粗大化が生じていることがわかった。

口頭

実用高速炉構造設計基準のための技術開発,13; 非弾性設計解析手法の開発とガイドライン化

柴本 宏; 井上 和彦*; 高橋 由紀夫*; 中村 協正*; 笠原 直人; 中山 康成*

no journal, , 

実用高速炉の構造健全性評価の精緻化を図るため、設計に供する非弾性解析手法の開発を進めている。基本方針に基づき、構成式,荷重履歴の取り扱い,設計評価法等を提案し、それらを体系化することによって「非弾性設計解析に関するガイドライン」の暫定案を策定した。

口頭

実用高速炉構造設計基準のための技術開発,14; 高精度非弾性解析モデルの開発

高橋 由紀夫*; 笠原 直人; 柴本 宏*; 井上 和彦*

no journal, , 

累積非弾性変形の予測精度向上のため、繰返し塑性構成モデルの改良を進め、従来モデルに比較して大幅に予測精度が向上するモデルを構築した。さらに、設計上の保守性を確保するため、材料特性の下限に対応した特性を与えるFDS用電中研モデルをとりまとめた。

口頭

革新的原子炉用機器のリスクベネフィット設計技術の開発,3-5; リスクベネフィット設計技術の実用化に向けて

神島 吉郎*; 浅山 泰; 高橋 由紀夫*

no journal, , 

本研究で開発したき裂進展評価技術及び信頼性評価技術を用いることにより、将来において実用化を目指すリスクベネフィット設計の概念と今後の開発課題を述べる。

口頭

核融合設備規格; 超電導マグネット構造規格の制定

西村 新*; 中嶋 秀夫; 中曽根 祐司*; 高橋 由紀夫*; 入江 宏定*; 鈴木 哲也*

no journal, , 

日本機械学会において、核融合設備規格超電導マグネット構造規格(JSME S KA1-2008)が制定された。この規格は大型超伝導マグネットの設計,製作,品質保証全般にかかわる規格であり、世界で初めて制定されたものである。その規格の概要を紹介する。

口頭

日本機械学会核融合炉用超伝導マグネット構造規格の概要

中曽根 祐司*; 高橋 由紀夫*; 佐藤 和義; 西村 新*; 鈴木 哲也*; 入江 宏定*; 中平 昌隆*

no journal, , 

本講演は、社団法人日本機械学会より発行された「核融合設備規格超伝導マグネット構造規格(2008年版)」の内容及び2010年9月に発行予定の英訳版の概要について報告するものである。同規格は、ITER計画において日本が調達する超伝導マグネット(トロイダル磁場コイル)の材料,設計,製作・据付け,非破壊検査,耐圧・漏洩試験について定めたもので、世界で初めて成文化された核融合設備に関する設計規格である。

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