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論文

Development of limit state design for fast reactor by system based code

渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 浅山 泰; 高屋 茂; 町田 秀夫*; 神島 吉郎*

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 7 Pages, 2013/07

システム化規格の革新的な概念のひとつである裕度交換を具現化するために限界状態設計法を新たに開発し、現行規格の代わりに限界状態設計法が利用可能であることを示した。本研究では、熱荷重が加わる高速炉の原子炉容器を対象とした評価を実施し、クライテリアを現行規格から限界状態に変更することによって許容応力が増加することを示した。

論文

An Experimental validation of the guideline for inelastic design analysis through structural model tests

渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 大谷 知未*; 柴本 宏*; 井上 和彦*; 笠原 直人

Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.389 - 398, 2008/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.02(Nuclear Science & Technology)

原子炉容器のナトリウム液面近傍では、炉容器軸方向に生じる温度勾配によって、熱応力が発生する。また、炉の起動時や停止時にナトリウムの液位が変動した場合、上記熱応力の繰返しが生じ、このような条件下でのラチェット挙動やクリープ疲労強度の明確化が高温構造設計上の重要課題となっている。この課題に取り組むため、ナトリウム液面近傍の負荷条件を模擬できる「液面近傍モデル試験装置」を作成し、構造物の熱ラチェット変形試験を行った。熱ラチェット挙動を明らかにするとともに、試験結果との比較により非弾性解析法の適用性を確認することができた。

論文

Measurement of thermal ratcheting strain on the structures by the laser speckle method

渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 大谷 知未*; 柴本 宏; 井上 和彦*; 笠原 直人

Proceedings of 2006 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2006)/International Council on Pressure Vessel Technology (ICPVT-11) (CD-ROM), 7 Pages, 2006/00

繰返し熱荷重を受ける高速炉の高温機器において、熱ラチェットによる破損防止は重要課題である。ラチェット挙動を明らかにするため、構造モデル試験が計画された。熱ラチェット現象を理解するうえでひずみ測定は重要であるが、高温下では従来のひずみゲージによる測定は困難である。このため、2つのレーザービームを用いたレーザースペックル法が構造物モデルのひずみを測定するために開発された。このシステムは原子炉の実際の運転状態を模擬した熱ラチェット試験に適用された。単軸試験結果との比較を通じ、レーザースペックル法が確証された。構造物モデル試験の測定データは、高速炉機器のひずみ予測法を記載している非弾性設計解析に関するガイドラインを検証するために用いられた。

口頭

実用高速炉構造設計基準のための技術開発,15; 構造モデル試験による非弾性設計解析ガイドラインの検証

渡辺 大剛*; 中馬 康晴*; 大谷 知未*; 柴本 宏; 井上 和彦*; 笠原 直人

no journal, , 

設計研究中の実用高速炉の原子炉容器の液面近傍を模擬した構造モデル試験を実施するとともに、開発した設計用の非弾性構成式を用いて試験条件下のひずみの解析評価を行った。ひずみの計測結果、弾性解析結果との比較を通じ、非弾性解析により、累積非弾性ひずみが計測結果よりも安全側、弾性解析よりも合理的に評価できることを確認し、開発した非弾性構成式を取り入れた「非弾性設計解析に関するガイドライン(暫定案)」が妥当であることを検証した。

口頭

Effect of microstructure on creep and creep-fatigue strength in 316FR stainless steel

永江 勇二; 佐藤 健一郎*; 中馬 康晴*

no journal, , 

Reliability used for nuclear power plants is important issue, because the component is no replaceable in long term. 316FR steel is a candidate as structural material used at high temperature in fast reactors. Although safety margins are considered in the design, it is important to maintain or improve the reliability. 316FR steel has low carbon less than 0.020% and added nitrogen to improve creep and creep-fatigue strength. The requirement of 316FR steel is specified in the Japan Society of Mechanical Engineers code. It is possible that a grain growth and a fluctuation of carbon content occur in manufacturing. It is well-known that grain-size affects mechanical properties. In this study, the effect of grain-size and carbon content on creep and creep-fatigue strength is summarized, and is compared with the effect for Type 304 steel.

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