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論文

Data-Free-Way; Attempt at developing distributed database for nuclear materials

衣川 純一*; 藤田 充苗*; 野田 哲治*; 辻 宏和; 加治 芳行; 崎野 孝夫*; 舘 義昭*; 金田 健一郎*; 益子 真一*; 志村 和樹*; et al.

Proceedings of 9th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.134 - 135, 2000/00

金材技研、原研、サイクル機構及び科学技術振興事業団の4機関が共同して各々の得意分野の材料データを提供し、高速電送回線を介してインターネット上で相互利用が可能な分散型材料データベースシステム(データフリーウェイシステム)の開発を進めてきた。今後、データフリーウェイに基づいた定量的知見の抽出とその抽出した定量的知見の機械可読形式での保存(知識ベースの創製)、オントロジーやXMLの導入によるシステムの高度化を計画している。

報告書

「ふげん」照射用セグメント燃料集合体の照射試験(II)燃料集合体の製造・加工および検査

鹿倉 栄*; 金田 健一郎; 舘野 久夫*; 清永 芳治*; 照沼 直利*; 佐久間 民夫*; 横須賀 好文*; 松野 一也*

PNC TN8410 88-013, 208 Pages, 1988/02

PNC-TN8410-88-013.pdf:4.87MB

新型転換炉の高性能燃料開発の一環として,高性能燃料の熱的及び機械的挙動の確認を行うためジルコニウムライナ被覆管及び中空ペレットを含む「ふげん」照射用セグメント燃料集合体2体を「ふげん」炉においてベース照射する照射試験が計画された。 「ふげん」照射用セグメント燃料集合体の寸法及び基本構造は,既に「ふげん」炉に装荷されている照射用36本燃料集合体と基本的に同じである。 燃料ペレットの製造は,昭和61年4月から開始され,燃料集合体は,昭和62年1月に完成した。完成した2体の燃料集合体は,同年3月,「ふげん」炉サイトに輸送された。 本報告書は,「ふげん」照射用セグメント燃料集合体2体の部材調達,燃料ペレット製造,燃料要素加工,燃料集合体組立,検査及び品質保証活動について取りまとめたものである。 又,部材の受入検査結果の詳細については,データ集(PNCI845088-001)として別冊にまとめた。

報告書

FBR原型炉用パッド付ラッパ管の試作報告 昭和57年度試作管の非破壊・破壊検査結果

横内 洋二*; 河田 東海夫*; 金田 健一郎; 石川 敬志*; 後藤 達朗*; 石橋 藤雄*

PNC TN841 84-67, 187 Pages, 1984/04

PNC-TN841-84-67.pdf:10.68MB

高速増殖炉原型炉「もんじゅ」用のパッド付ラッパ管試作・評価を行い,燃料設計および実機材製作へ反映させる。 FBR原型炉「もんじゅ」用パッド付ラッパ管の57年度試作管が,神戸製鋼,新日鐡,日本鋼管,住友金属の各社より5本ずつ,計20本が昭和58年4月$$sim$$11月に渡って納入され,プルトニウム燃料部設計開発課において非破壊・破壊の受入検査を実施した。 本試作管は,56年度に続く2回目の試作であり,各仕様規格に高い精度がが求められている。 寸法測定の結果,各社ともに56年度試作管との比較では改善されていたが,非破壊・破壊の試作検査項目全てを満足する製造者は見られなかった。

報告書

ATR圧力管の炉外水素富化試験(II) 内圧負荷状態における水素化物配向の調査

小笠原 甲士; 金田 健一郎

PNC TN841 83-02, 92 Pages, 1982/12

PNC-TN841-83-02.pdf:3.58MB

Zr-2.5Nb圧力管(熱処理材)について、フープ応力11.4$$sim$$17.0kg/mm$$^{2}$$(内圧80$$sim$$120kg/cm$$^{2}$$)、温度300$$sim$$500$$^{circ}C$$で内圧負荷水素富化試験を行い、水素化物の配向および水素吸収特性を調査した。この結果、水素化物方位は、どの条件においてもほぼ半径方向に配向する傾向のあることがわかった。特に300$$^{circ}C$$において水素化物が圧力管半径方向へ析出を開始する負荷内圧は、70kg/cm$$^{2}$$前後(フープ応力9.9kg/mm$$^{2}$$)であることがわかった。また、内圧負荷状態における水素吸収傾向は、減圧水素雰囲気中におけるそれと同様に、高温になるに従って水素吸収速度は速くなるが、負荷内圧の影響も大きく受けることがわかった。

報告書

ATR圧力管の炉外水素富化試験(I) 水素富化時における局部水素脆化発生原因の調査

小笠原 甲士; 金田 健一郎

PNC TN841 82-57, 59 Pages, 1982/12

PNC-TN841-82-57.pdf:5.06MB

ATR実寸圧力管から切り出した小型試験片に酸洗やサンド・プラストの表面処理を施したものや,受入れ材のままの表面状態の試料を使って水素富化試験を行ない,局部水素脆化の発生条件や水素吸収傾向を調査した。その結果,受入れ材試料における局部水素脆化は,温度510度C以下,水素圧力100mmHg以上で発生するが,水素圧力100mmHg以下では,水素圧力の低下に伴い局部水素脆化発生の限界温度が510度Cよりも除々に低下して来る傾向のあることが明らかとなった。しかし,酸洗処理試料とサンド・ブラスト処理試料には局部水素脆化の発生は無かった。また,3種類の表面状態における水素吸収速度は,それぞれに特徴的な水素吸収傾向を有しており,どの表面状態においても水素圧力と試験温度の影響を大きく受けることも明らかとなった。局部水素脆化の発生原因は,試料表面上に機械的に付けられたキズや試料加熱中に生じた何らかの欠陥部分、又は、酸洗中に生じる微小な酸洗むらの部分に集中して水素の吸収が行なわれたためと考えられる。本試験により,局部水素脆化の発生原因に対する現象論的な知見が得られるとともに,局部水素脆化を発生させずに水素富化処理することが可能となった。

報告書

MAINE YANKEE第1炉心燃料の性能評価

湯本 鐐三; 金田 健一郎

PNC TN851 77-07, , 1977/11

PNC-TN851-77-07.pdf:20.74MB

この資料は、Maine Yankee第I炉心燃料で発生した燃料破損の原因を調査するためEPR1(E1ectric Power Research Institute)とCE(Combustion Engineering)が共同で行なった照射後試験の最終報告書を翻訳したものである。この資料の構成は以下のとおりである。1.序論 2.概要および結論 3.プールサイド検査計画 4.ホット・セル試験の結果 5.燃料棒の照射履歴 6.データ解析 7.初期被覆管破損の原因 8.参考文献 照射後試験およびそれで得られたデータの解析に基づいて、Maine Yankee第I炉心で発生した燃料破損の原因は、ヨウ素のような核分裂生成物の存在下においてペレット-被覆管相互作用によって引き起こされた応力腐食割れ(SCC)である可能性が最も大きいと結論づけている。

報告書

「ふげん」プルトニウム燃料集合体のSGHWRにおける照射試験(II)Type-D集合体の製造・加工・検査および出荷

青木 利昌*; 成木 芳; 坂本 和男*; 鈴木 正啓*; 川崎 緑*; 横沢 直樹; 真鍋 元禄*; 金田 健一郎

PNC TN841 76-06, 295 Pages, 1976/02

PNC-TN841-76-06.pdf:13.18MB

「ふげん」初装荷プルトニウム燃料集合体の製造開始の当たり、プルトニウム燃料部第2開発室ATRラインで製作される燃料集合体の炉内燃料特性および健全性を確認するため、SGHWRにおける28本組クラスタのFuO/SUB2-UO/SUB2燃料集合体(Type D)の照射試験が計画された。本報告書はこの計画の燃料設計書につぐ第2報として、Type D集合体の製造、加工、組立、およびこれらの検査、梱包出荷に関する事項についてとりまとめた。1.7w/ofiss.Puペレットの製造を50年4月に開始し、同ペレトを含む燃料要素28本組のType D集合体をほぼスケジュールどおり、8月上旬に組立終了した。Type D集合体は輸送容器に梱包後、10月5日に東海事業所を英国SGHWRに向けて出荷された。

報告書

新型転換炉初装荷プルトニウム燃料集合体製造の品質保証計画に係るNUSコンサルティション

青木 利昌*; 湯本 鐐三; 鈴木 征雄*; 平沢 正義; 金田 健一郎

PNC TN841 75-01, 79 Pages, 1975/01

PNC-TN841-75-01.pdf:2.12MB

本報告書は,核燃料開発本部側が担当する新型転換炉原型炉「ふげん」初装荷プルトニウム燃料集合体の製造に当って,その品質保証システムを確立するために,核燃料開発本部,プルトニウム燃料部,技術部の関係者が日本エヌ・ユー・エス(JANUS)を通じて米国エヌ・ユー・エス社(NUS)の「ふげん」燃料品質保証に関するコンサルティションを受けた経過および内容を本コンサルティションの窓口となった事務局でまとめて記述したものである。NUSのコンサルティションは,William L. Fauthによって行なわれたが,その内容は2段階にわかれており,第1段階ではInitial Reportが提出され,第2段階では相互の討論とFinal Reportの提出が行なわれた。コンサルティションの結果指摘された事項は,核燃料開発本部側および新型転換炉開発本部内に品質保証に関する部門を設置すること,両本部の品質保証部門が品質保証計画書を作成すること,品質保証および品質管理の要領書を作成すること,要員の教育・訓練計画を確立することなどであった。

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