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報告書

大型高速増殖炉要素技術設計研究(II); 簡易熱応力評価線図(不連続応力の簡易解析)

古橋 一郎*; 渡士 克己; 今津 彰

PNC-TN9410 87-158, 231 Pages, 1987/11

PNC-TN9410-87-158.pdf:11.0MB

FBR機器設計における熱応力計算費用の低減と計算期間の短縮を目的として、軸対称シエル理論を用い不連続熱応力の簡易解析を行なった。これにより(1)円筒端部、(2)材質および板厚の不連続部、異材継手部、(3)軸方向温度勾配、容器の液面近傍部、(4)容器とフランジの接続部、(5)ノズルと容器の接続部、(6)スカート構造部、ノズルのセーフエンド構造部、(7)補強リング部、等の定常および非定常熱応力が簡易かつ迅速に計算できる。さらに、(9)円筒に円周方向温度分布が生じた場合、(10)壁面近傍にサーマルストライピングが生じた場合の簡易熱応力評価式を求めた。これらの結果を用いることにより、種々の形状および寸法に対する熱応力が容易に計算でき、設計費用と設計期間の低減が期待できる。

報告書

IHXフローティングサポート方式の成立性に関する検討 第1報; ノズルの解析

渡士 克己; 古橋 一郎*; 今津 彰

PNC-TN9410 87-094, 402 Pages, 1987/06

PNC-TN9410-87-094.pdf:63.97MB

昭和60年度の一次熱輸送配管系の成立性検討の中で今後の課題として抽出された、ノズルの撓性、応力の簡易算出法および設計解析における軸対称モデル化手法について検討する。FINASコードを用いて配管反力、内圧および熱過渡荷重に対するノズルの三次元ソリッド、三次元シェル、軸対称ソリッドおよび軸対称シェルの弾性応力解析を行った。1.配管解析において用いるノズルのバネ定数を三次元シェル解析結果から定めた。これらの値は三次元ソリッドからの算出値と良く一致する。又、応力算出時に軸対称にモデル化する場合には優勢な配管反力成分を考慮する必要がある。2.内圧は配管解析において等価な軸力で取扱え、容器胴は3.0倍の半径に軸対称化するのが良い。3.熱過渡荷重は容器胴のモデル化に鈍感であり、簡単さから平板モデルを推める。又、1$$^{circ}C$$/secの熱過渡では発生応力が大きく、プラント熱設計をつめる必要がある。(結論)熱輸送配管系検討に必要なノズルのバネ定数、応力の簡易算出法および設計解析における軸対称モデル化手法を準備した。これによって今後簡単に精度の高いノズルの解析・評価が可能となった。

報告書

簡易熱応力評価線図 : 第1報 平板の非定常熱応力の理論解析

渡士 克己; 古橋 一郎*; 今津 彰

PNC-TN9410 87-028, 209 Pages, 1987/02

PNC-TN9410-87-028.pdf:38.14MB

高温で運転される化学プラント、火力発電所、高速増殖炉などでは、プラントの起動・停止や異常時の緊急停止等の過渡時にはプラント構成機器に熱応力が発生するので、これらの熱応力を許容値以下に収まるようにプラント機器の構造設定ではパラメトリックな構造解析が実施される。本報は、これらのパラメトリックな解析をしなくても熱過渡によって生じる板厚内温度分布による熱応力を簡便に線図から読みとれるよう、種々の影響因子について熱応力を線図化したものである。ここに示した簡易熱応力評価線図は過渡的温度変化によって構造板厚内に発生する応力を評価対象としており、これ以外の荷重も構造物に重畳負担される場合にはその評価精度は悪くなるが、最終形状に到るまでの機器・構造の熱過渡荷重に対する形状サーベイ解析の段階で効力を発揮するものと考える。

報告書

圧力管型重水格子の核的サーベイ

古橋 晃; 新藤 隆一

JAERI 1080, 61 Pages, 1965/07

JAERI-1080.pdf:3.59MB

本報告書は昭和38,39両年における国産動力炉開発室の業務の一環としておこなわれた重水減速動力炉の核的評価研究の一部をとりまとめたもので、内容は重水炉pointreactivityburnupコードWATCHTOWER-IIを用いておこなった圧力管型重水格子の核特性のパラメトリックサーベイの結果に限った。本報では原研と原子力5代メーカーグループの共同でおこなった各種冷却方式の300MWe重水発電炉の概念設計に関連したサーベイ計算のほか、主として燃焼度の観点から、格子構造、減速度、濃縮度その他各種のパラメータを最適化することを意図しておこなったサーベイ研究、重水炉の核燃料経済やプルトニウム濃縮に関する研究等が記されており、特に沸騰軽水冷却型と炭酸ガス冷却型の両格子についてはやや詳細に論じられている。

論文

Characteristic spectra in neutron thermalization, 2; The Effect of chemical binding

古橋 晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 1(4), p.120 - 129, 1964/00

抄録なし

論文

Thermal neutron spectra in the two-region system

後藤 頼男; 古橋 晃

日本原子力学会誌, 5(2), p.119 - 126, 1963/00

抄録なし

報告書

重水均質系の臨界実験と解析; 20%濃縮ウラン重水反射体

弘田 実彌; 黒井 英雄; 後藤 頼男; 古橋 晃; 安野 武彦; 山本 研; 三谷 浩; 大部 誠; 一守 俊寛; 小山 謹二; et al.

JAERI 1034, 50 Pages, 1962/08

JAERI-1034.pdf:3.64MB

水性均質臨界実験装置が建設され、20%濃縮ウランの硫酸ウラニル重水溶液に、重水反射体を付した系について一連の臨界実験が行われた。溶液中の重水分子と$$^{235}$$U原子の比は炉心の直径に依存し、3600から800の範囲にあった。これらの系において熱中性子スペクトルの空間依存性が、Luを使用して積分法により研究された。熱外中性子スペクトルの1/$$E$$分布からのずれもまた、In, Au, Pd, Coを使用してカドミ比法により研究された。これらの系の理論的解析においては、速中性子の炉心からのもれ、及びもれと炉心での共鳴吸収との競争が重要な因子である。このため共鳴を逃れる確率が厳密に定義され、多群模型が使用され、群常数はGREULING GOERTZEL近似で計算されたスペクトルから決定された。理論的結果と実験的結果の間の一致は、摂動項を除外すれば満足なものである。すなわち、実効増倍率間の矛盾は1%以下であり、熱中性子束,In共鳴中性子束並びに速中性子束も理論的によく再現されている。炉心におけるカドミ比に関する一致は、炉心からの速中性子のもれが適切に取り扱われていることを示している。

論文

Characteristic spectra in neutron thermalization

古橋 晃

日本原子力学会誌, 4(10), p.677 - 684, 1962/00

抄録なし

論文

放射化法におけるデータ解析の現状

古橋 晃

日本原子力学会誌, 4(11), p.797 - 807, 1962/00

放射化法、すなわち箔の技術は炉物理固有のものではないが、その進歩は炉物理の発展と共にあったといってよい。今日ではチェンバ系の回路技術、カウンタ系のパルス技術と並んで、この箔の技術が炉物理測定の3本の柱の1つになっている。ことに中性子の輸送特性の積分測定では主役を演じているといえる。箔の技術はつぎの3段階に分れよう。(1)箔の製造、取扱い、前後処理等の技術(2)箔の計数の技術(3)箔データの整理・解析とその炉物理的解釈 この報告はこのうちの(3)についての現状を概説したものである。(1)と(2)については、個々の場合についての特殊な技術や工夫は興味深いものがあるが、誌面ではその精髄を伝えきれないので、別の機会にゆずった。

報告書

水性均質炉の技術的問題点

杉本 朝雄; 武田; 古橋 晃; 桂木 学; 引田 実弥; 内藤 奎爾; 近藤 靖子; 長崎 隆吉; 山崎 弥三郎; 黒井 英雄; et al.

JAERI 4018, 52 Pages, 1961/06

JAERI-4018.pdf:4.14MB

溶液炉心スラリーブランケット型を対象の中心として、水性均質炉の技術的問題点を検討した。水性均質炉は熱中性子増殖の最も高い可能性と多くの優れた点を有してはいるが、かなりの困難に直面しており、これらの困難は主として燃料の不安定性とスラリー技術の未熟さに帰することができる。燃料の不安定性はHRE-2で発生した炉心タンクの2つの孔の原因をなすものであって、これは二相分離といった相的不安定面が炉の運転領域の上に存在するため、ウランの沈着,過熱,溶融という自己触媒的な結果を生じたものと考えられる。スラリー技術に関しては、スラリーを使用した炉の運転実績がないことが最も大きい弱点であって、スラリーに対する放射線の影響が未だ十分には明らかでなく、また各種機器にも改良の余地が多く残されている。沸騰スラリーという概念は外部循環回路の省略によって、スラリー技術の開発に対する要求をある程度緩和するという点において有望であろう。今後研究を集中すべき主要な題目は、燃料の不安定現象が炉心の適当な流体力学的設計と材料改善によって克服できるか、スラリー炉で思わぬところへスラリーが蓄積することがないよう十分な制御が可能かということになる。

論文

Measuring the ratio of epithermal to thermal neutron densities using thick gold foils

古橋 晃; 松本 圭司*; 大部 誠

日本原子力学会誌, 2(7), P. 394, 1960/00

原子炉体系における中性子のエネルギー分布を測定する手段の一つとして、いわゆる共鳴箔のカドミウム比によって熱外領域の中性子束の大きさを知ろうとする方法がひろく用いられる。このとき通常用いられる程度の厚さの箔では、中性子に対する箔の自己遮蔽効果や$$beta$$放射能の箔内自己吸収効果が相当きいてくるので、カドミウム比が箔の厚さによっていちじるしく変化し、箔の厚さを指定しなければカドミウム比の意味がなくなる。この論文ではGreenfieldがインジウム箔について行なったと同様の方法で、金箔の場合について、有限な厚さの箔で測定値を厚さ0の理想箔での値に換算するための補正係数を決定した結果およびその係数の物理的な内容に関する若干の考察を記した。またJRR-1炉心内での測定の結果、全熱外中性子密度とマクスウェル部分の中性子密度との比として0.11という値を得た。

論文

酸化トリウム、重水スリラー中の熱中性子拡散距離の測定

弘田 実彌; 古橋 晃; 安野 武彦; 富岡 秀剛; 大部 誠; 黒井 英雄

第3回原子力シンポジウム報文集, 1, P. 88, 1959/00

抄録なし

論文

金箔計数時の$$beta$$線自己吸収補正について

古橋 晃; 黒井 英雄

第3回原子力シンポジウム報文集, 2, P. 249, 1959/00

抄録なし

論文

中性子束の絶対測定

高橋 嘉右; 古橋 晃

第2回原子力シンポジウム報文集, P. 80, 1958/00

抄録なし

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