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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:81.14(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

Recent developments for fast reactor structural design standard (FDS)

笠原 直人; 中村 協正; 伊藤 啓; 柴本 宏; 長島 英明; 井上 和彦

Transactions of 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-18), p.1131 - 1140, 2005/08

高速炉の実用化には、信頼性と経済性に優れたプラントシステムの開発が不可欠である。そのため、核燃料サイクル開発機構と日本原子力発電は、共同でこのような要件を満たすプラント像の創出に向け、「FBRサイクル実用化戦略調査研究」を実施している。そのなかで、高温,低圧,肉薄構造等高速炉の特性を考慮した合理的な構造設計技術の確証及びそれらを踏まえた構造設計基準体系の確率が、経済性を向上させるうえでの枢要課題の一つとして摘出されている。これを受けて、実用化高速炉のプラント機器の特徴を活かし、合理的な設計を可能とする「実用化高速炉構造設計基準(略称FDS=Fast Reactor Structural Design Standard)策定のための研究開発を実施している。主要開発課題は、機器の使用条件に応じて合理的健全性評価を行うための「破損クライテリアの高度化」,高温機器の非弾性変形を精度よく評価するための「非弾性設計解析に関するガイドライン」,及び高温低圧条件での支配荷重を設定するための「熱荷重設定に関するガイドライン」の整備である。平成16年度に本研究に関するMET受託研究が終了したことから、これまでの進捗を報告する。

報告書

高温構造設計高度化研究; 平成16年度 共同研究報告書

森下 正樹; 青砥 紀身; 笠原 直人; 浅山 泰; 中村 協正*; 井上 和彦*; 長島 英明*

JNC TY9400 2005-012, 2351 Pages, 2005/07

JNC-TY9400-2005-012-1.pdf:135.59MB
JNC-TY9400-2005-012-2.pdf:63.18MB

安全で経済的な実用高速炉の実現に向けて、構想計画技術を確立するため、核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電(原電)は、平成12年度より5年間、高温構造設計手法高度化に関する共同研究を実施してきた。本年度は、昨年度より継続して(1)実用化構造設計基準(2)新材料の基準化(3)システム化規格の検討を行った。また、最終年度であるので、5年間の成果を下記のように「実用高速炉高温構造設計方針(暫定案)」、「FBR用12Cr鋼候補仕様材 材料強度基準(暫定案)」等にまとめた。なお、本成果の中には、原電が経済産業省より受託し、JNCがその実施に協力した「発電用新型炉技術確証試験」の成果が含まれている。1.実用化構造設計基準の検討 2.新材料の基準化の検討 3.実用規格体系(システム化規格)の検討

論文

Interferometric density measurements in the divertor and edge plasma regions for the additionally heated JT-60 plasmas

福田 武司; 吉田 英俊; 長島 章; 石田 真一; 菊池 満; 横溝 英明; JT-60チーム

Journal of Nuclear Materials, 162-164, p.258 - 263, 1989/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:33.69(Materials Science, Multidisciplinary)

ダイバータ領域及び周辺プラズマ領域の干渉測定結果から主プラズマを含めたこれら3つの領域相互間の電子密度の相関を明確にすることによって輸送特性を評価した。ジュール加熱プラズマではダイバータ領域の電子密度が主プラズマ領域の電子密度に対して非線型な相関を持つこと、特にエレクトロン・サイドにおける測定値が主プラズマ領域でINTOR則の熱拡散係数とその4分の1の粒子拡散係数を仮定したシミュレーションの結果と良く一致することを示した。

論文

JT-60のフーリエ変換分光器システム

佐藤 正泰; 横溝 英明; 長島 章

核融合研究, 59(SPECIAL ISSUE), p.47 - 71, 1988/00

JT-60の電子温度計測のために製作稼動しているフーリエ変換分光器システムについて、計測装置として性能、現在までの主要成果等を中心に記述した。

論文

JT-60のトムソン散乱計測システム

横溝 英明; 吉田 英俊; 佐藤 正泰; 長島 章; 間渕 幸雄*; 三浦 良和*

核融合研究, 59(SPECIAL ISSUE), p.72 - 90, 1988/00

JT-60の電子温度及び密度分布計測のために、製作し稼動しているトムソン散乱計測システムについて、計測装置としての性能、現在までの主要成果を中心に記述した。

論文

The JT-60 diagnostic system

横溝 英明; 竹内 浩; 杉江 達夫; 荻原 徳男; 佐藤 正泰; 長島 章; 大麻 和美; 中村 幸治; 西谷 健夫; 閨谷 譲; et al.

Fusion Engineering and Design, 5, p.117 - 138, 1987/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:80.36(Nuclear Science & Technology)

JT-60のプラズマを計測するための診断・計測機器を開発・製作し、現在稼働させている。これら診断、計測機器の特徴、及びデータ処理設備、並びに計測用共通設備に付いてまとめた。

口頭

実用高速炉構造設計基準のための技術開発,16; 非弾性設計解析手法の配管設計への適用

藤又 和博*; 長島 英明*; 祐川 正之*; 柴本 宏; 井上 和彦*; 笠原 直人

no journal, , 

高速炉の配管設計では、高温運転による非弾性変形に留意する必要がある。従来の設計では、ビームモデルを用いた弾性解析とひずみ集中係数を用いてひずみを予測していたが、精度が低いことから過剰に保守的な設計となる場合があった。配管設計ではエルボ部の評価が重要であり、エルボ部は3次元的な非弾性変形を示すため、従来のビームモデルでは高精度の評価には無理があった。一方、シェルモデルによる非弾性解析は、モデル作成の手間や計算負荷の観点から実設計には不向きであった。最近の汎用の有限要素解析用ソルバには、エルボ要素が装備されている。このエルボ要素は、シェル要素並みの精度が得られ、かつ取り扱いが簡易である。そこで、設計用の配管解析法として、エルボ要素を用いた非弾性解析法を提案した。2次系ミドルレグ配管(12Cr系鋼)を対象として、設計法の適用性を確認するとともに、設計合理化の可能性について評価した。また、エルボ要素を用いてシェル要素並みの精度を得るに必要なメッシュ分割法についても検討した。この結果、高精度の評価が行え、エルボ数,配管引廻しの合理化が可能となる見通しが得られた。エルボ要素を用いることでサポート等のモデル化が容易となり、シェル要素を用いた解析と比較して、解析モデルの作成時間を1/10程度に短縮することができる。

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