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論文

A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00489_1 - 19-00489_16, 2020/06

日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。

論文

A Conceptual design study of pool-type sodium-cooled fast reactor with enhanced anti-seismic capability

久保 重信; 近澤 佳隆; 大島 宏之; 内田 昌人*; 宮川 高行*; 衛藤 将生*; 鈴野 哲司*; 的場 一洋*; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*; et al.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

日本におけるNa冷却高速炉の炉型選択の幅を広げ、国際協力のメリットを追求する観点から、本研究では、第4世代炉の安全設計クライテリア及びガイドラインを満足し、かつ地震条件等の我が国特有の環境条件への適合性を有するタンク型の設計概念の構築を進めていた。電気出力を650MWeとし、高速増殖炉サイクルシステムの実用化戦略調査研究及び実用化研究開発を通じて開発された先進ループ型のJSFRの技術及び福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた安全向上技術等を反映して原子炉構造概念を構築するとともに、耐震性と耐熱性に関する評価を実施した。

報告書

Proceedings of the 2017 Symposium on Nuclear Data; November 16-17, 2017, iVil, Tokai-mura, Ibaraki, Japan

西尾 勝久; 宇都野 穣; 千葉 敏*; 小浦 寛之; 岩本 修; 中村 詔司

JAEA-Conf 2018-001, 226 Pages, 2018/12

JAEA-Conf-2018-001.pdf:22.81MB

2017年度核データ研究会は、2017年11月16日, 17日に、茨城県東海村の東海村産業・情報プラザ(アイヴィル)にて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会と日本原子力研究開発機構先端基礎研究センターが主催、日本原子力学会シグマ特別専門委員会と日本原子力学会北関東支部が共催した。今回、チュートリアルとしてオークリッジ国立研究所のRykaczewski氏による講演「全エネルギー吸収ガンマ線測定と遅発中性子に関する新しいデータ」を、講演・議論のセッションとして「核物理と核データ」(2セッション)、「原子核理論と核データ」、「原子炉」、「核データと応用」(2セッション)の6セッションを企画・実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、理論、評価、ベンチマーク、応用など、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は79名で、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告書は、本研究会における口頭発表14件、ポスター発表23件の論文をまとめている。

論文

Non-destructive examination of jacket sections for ITER central solenoid conductors

高橋 良和; 諏訪 友音; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200904_1 - 4200904_4, 2015/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Electrical & Electronic)

原子力機構はITER中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当し、製作したCS導体をコイル製作担当の米国に送付することになっている。CSコイルは高さ約12m、外径約4mで、6個のモジュールを積み重ねた構造を有する。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNb$$_{3}$$Sn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。圧縮成型される前のジャケットは、外寸法51.3mm、穴の直径35.3mm、単長7m、重さ約90kgである。このジャケットは、出荷前に非破壊検査により、最大許容サイズの欠陥がないことを確認する必要がある。内及び外表面の欠陥は、渦電流探傷(ECT)法 で、内部の欠陥は、超音波探傷(UT)法で行われる。UTにおいて、矩形の中に円形の穴がある形状であるので、超音波の入射の方向を工夫する必要があった。表面のECT及び内部のUTについて、その技術と検査実績を報告する。

論文

Cable twist pitch variation in Nb$$_{3}$$Sn conductors for ITER toroidal field coils in Japan

高橋 良和; 名原 啓博; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 押切 雅幸; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 23(3), p.4801504_1 - 4801504_4, 2013/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:55.01(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER計画において、原子力機構は2010年3月からトロイダル磁場(TF)コイル用導体を調達している6極の中で、先駆けて実機導体の製作を開始した。TFコイルは高さ14m,幅9mで、7個のダブルパンケーキから構成されている。導体の単長は最大760mであり、通電電流値は11.8Tの磁場中において68kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、900本のNb$$_{3}$$Sn素線と522本の銅素線で構成される撚線を円形のステンレス製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。完成した導体の撚線の撚りピッチが、撚線製作時のピッチより長いことがわかった。この原因を究明するため、撚線の引張試験や引込中の撚線の回転測定などを行った。この結果、撚線をジャケットに挿入している間に、撚線が撚り戻る方向に回転したために、長くなったことが解明された。これらの結果を定量的に報告する。

論文

Mass production of Nb$$_{3}$$Sn conductors for ITER toroidal field coils in Japan

高橋 良和; 礒野 高明; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 押切 雅幸; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4801904_1 - 4801904_4, 2012/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:44.38(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER計画において、原子力機構は2010年3月からトロイダル磁場(TF)コイル用導体を調達している6極の中で、先駆けて実機導体の製作を開始した。TFコイルは高さ14m,幅9mで、7個のダブルパンケーキから構成されている。導体の単長は最大760mであり、通電電流値は11.8Tの磁場中において68kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、900本のNb$$_{3}$$Sn素線と522本の銅素線で構成されている。2010年12月までに、約60トンのNb$$_{3}$$Sn素線を製作した。これは、日本の分担分の約55%に相当する。また、11本の実機導体を製作し、日本分担分(33本)の約30%に相当する。実機導体は、ほぼ毎月1本ずつ製作している。本発表では、760mの銅ダミー導体の製作を通して確立した導体製作技術を中心に、高品質を確保する品質管理技術などの量産技術を紹介する。この量産体制の確立は、ITER建設の推進に大きく貢献している。

報告書

JRR-3起動系中性子検出器交換手順の検討(交換マニュアル)

太田 和則; 車田 修; 仁尾 大資; 宇野 裕基; 村山 洋二

JAEA-Testing 2011-004, 47 Pages, 2011/08

JAEA-Testing-2011-004.pdf:1.92MB

起動系は起動時及び低出力時の中性子束を監視するものである。中性子検出器の交換計画に基づき、起動系の中性子検出器(BF$$_{3}$$)、それに接続されている同軸ケーブル及び乾燥空気供給用エアホースの交換作業を行っている。これまでの経験をもとに効率的な交換手順について検討を行うとともに交換作業及び試験検査マニュアルとして整理した。このことにより確実な保守が可能となると考えている。

論文

ITER中心ソレノイド導体用のコンジットの開発

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清; 藤綱 宣之*; 手島 修*

低温工学, 43(6), p.244 - 251, 2008/06

ITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体に使用するコンジット材は、低熱収縮率特性,高強度及び高靱性が要求され、650$$^{circ}$$C$$times$$240時間のNb$$_{3}$$Sn超伝導生成熱処理(時効処理)に耐える必要がある。原子力機構が開発した高マンガン(Mn)鋼JK2は、上述の特性を満たす候補材料と考えられるが、高温での加工特性及び時効処理後の靭性の劣化を改善する必要があった。このため、これらの特性を改善した低炭素・ボロン添加型JK2(JK2LB)を開発した。JK2LB鋼をコンジットに使用するためには、冷間加工及び時効処理が機械強度に及ぼす影響を把握して、化学成分範囲や製造方法に反映する必要がある。本研究では、まず化学成分を変えたJK2LBサンプルに冷間加工を加え、機械特性の変化を測定し、コンジットに適した化学成分範囲を決定した。次に、JK2LB鋳造インゴットの内部品質を調査し、これを反映して素材の溶製工程の合理化を図った。さらに、最適な結晶粒径を得るための溶体化熱処理温度を調査した。以上の研究によって、冷間加工や時効処理が加えても、ITERの要求特性(耐力900MPa以上,破壊じん性(K$$_{IC}$$(J)130MPa$$sqrt{m}$$以上)を満たすコンジットの製作に成功した。

論文

Development of jacketing technologies for ITER CS and TF conductor

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 松井 邦浩; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清; 手島 修*; 副島 幸二*

AIP Conference Proceedings 986, p.76 - 83, 2008/03

原子力機構は、ITERの調達準備活動の一環として、トロイダル磁場(TF)コイルと中心ソレノイド(CS)用導体の製作技術の確立に向けた技術開発を行っている。導体は、金属製保護管(ジャケット,TF:14m, CS:7m)を溶接により接続し、TFでは760m、CSでは880mに直線状に長尺化した後、超伝導ケーブルを引き込み、径方向に圧縮成型(コンパクション)して一体化して製作される。これまでの主要な成果として、(1)実機と同じ材料である低炭素型SUS316LNと、ホウ素添加し低炭素化した高マンガン鋼(JK2LB)を用いて、TF及びCS導体ジャケットを製作し、ITERの要求強度及び寸法特性を満足することを確認した。(2)TF及びCS導体ジャケットの突合せ溶接を行い、接合部内面状態が導体に適した形状で制御できる溶接条件を特定した。(3)コンパクション装置を製作し、TF及びCSジャケットをコンパクションし、コンパクション後の断面寸法がITERの仕様通りになることを確認した。以上の結果を総合して、ITER導体の製作に必要な技術が開発された。

論文

The H-Invitational Database (H-InvDB); A Comprehensive annotation resource for human genes and transcripts

山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.

Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01

 被引用回数:51 パーセンタイル:74.53(Biochemistry & Molecular Biology)

ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。

論文

Electrochemical evaluation of the distribution of a metal ion at the aqueous$$|$$organic solution interface in chelate extraction

上原 章寛*; 糟野 潤*; 奥垣 智彦*; 北辻 章浩; 白井 理*; 吉田 善行; 木原 壯林*

Journal of Electroanalytical Chemistry, 604(2), p.115 - 124, 2007/06

キレート抽出における金属イオンの水溶液と有機溶液間の分配比を、イオンの液々界面イオン移動標準ギブズエネルギー,金属イオンとキレート試薬との錯生成定数,キレート試薬の酸解離定数といった物理化学的定数を用いて評価した。これらの定数は、液々界面イオン移動ボルタンメトリーや、水銀電極を用いるストリッピングボルタンメトリーなどの電気化学的な方法と酸塩基滴定により求めた。テノイルトリフルオロアセトンやピラゾロンなどのキレート試薬によるCu$$^{2+}$$の1,2-ジクロロエタン溶媒への抽出について、理論的に導き出した金属イオンの分配比が、抽出実験により求めた分配比と一致することを確認した。これにより、キレート抽出における金属イオンの分配比をこれらの定数を用いて予測できることを示した。

報告書

Na冷却炉設計研究; 平成16年度成果概要(共同研究)

菱田 正彦; 村上 勤*; 木曽原 直之; 藤井 正; 内田 昌人*; 早船 浩樹; 近澤 佳隆; 臼井 伸一; 池田 博嗣; 宇野 修; et al.

JAEA-Research 2006-006, 125 Pages, 2006/03

JAEA-Research-2006-006.pdf:11.55MB

実用化戦略調査研究フェーズIにおいて、経済性目標を初めとする設計要求を満足する可能性のある有望なNa冷却炉概念として、アドバンスト・ループ型炉が抽出された。フェーズIIでは、合理化検討とプラント概念の構築を行ってきている。本報告書は、フェーズIIの4年目である平成16年度に実施したNa冷却炉設計研究の成果をまとめたものである。本研究では、平成15年度の中間評価結果でレファレンス概念に選定された改良内部ダクト型燃料集合体及び直管型密着2重管蒸気発生器(SG)を反映して、炉心設計及び大型炉プラント概念設計を行った。本SGについては、安全ロジックを含めた検討を実施し、構造概念を構築した。また、保守・補修方針に適合したプラント概念設計を行った。さらに、要素技術開発成果の反映による成立性評価の高度化,各種バックアップ概念の構築を行ったほか、BOP及びNSSSについて、原子力級部材の適用除外,自主基準化,規制緩和などによる設計合理化,システム化規格の検討状況を踏まえ、さらなる合理化方策も検討した。今後は、フェーズIIのまとめとしてプラント概念の仕上げを行うとともに設計方針類の整備を行う。また、要素研究成果を反映し、残された技術課題の検討を行う。

報告書

Na冷却大型炉設計研究

村上 勤; 菱田 正彦; 木曽原 直之; 早船 浩樹; 堀 徹; 藤井 正; 内田 昌人; 近澤 佳隆; 宇野 修; 三枝 利家; et al.

JNC TY9400 2004-014, 78 Pages, 2004/07

JNC-TY9400-2004-014.pdf:7.97MB

本報告書は、平成15年度に実施したNa冷却大型炉設計研究の成果をまとめたものである。平成15年度の設計研究では、平成14年度に成立性に係わる課題としてあげられていた安全性、構造健全性及び熱流動に関する成立性評価を行い、その結果に基づきNa冷却大型炉のプラント概念を見直した。また、フェーズⅡの中間評価を行うために、経済性評価、開発目標に対する達成度等を評価し、中間とりまとめに必要なデータを整備した。

報告書

Na冷却中型モジュール炉設計研究

菱田 正彦; 村上 勤; 木曽原 直之; 藤井 正; 内田 昌人; 早船 浩樹; 近澤 佳隆; 堀 徹; 三枝 利家; 宇野 修; et al.

JNC TY9400 2004-012, 97 Pages, 2004/07

JNC-TY9400-2004-012.pdf:12.55MB

プラント概念構築として、平成14年度に構築したプラント全体概念(単機出力75万kWeの4モジュール構成)に基づいて、高内部転換型炉心、直管2重管蒸気発生器、EVST方式燃料取扱設備を採用した機器設計を行い、プラント全体概念を具体化した。概念の構築にあたっては、Na弱点克服のための方策検討、軽水炉並のISI&Rの検討も実施した。更に、成立性評価として、構築した中型モジュール炉に対して、主要な事象の安全評価を実施するとともに、構造健全性及び熱流動に関する主要な課題、特に、直管2重管SG及びPRACSを内蔵するIHX上部プレナムの製作性、構造健全性等の評価を行い、中型モジュール炉概念の成立性見通しを得た。また、フェーズIIの中間評価を行うため、経済性評価、開発目標に対する達成度等を評価し、中間とりまとめに必要なデータを作成した。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

報告書

Na冷却中型モジュール炉設計研究 (研究報告)

木曽原 直之; 菱田 正彦; 新部 信昭; 堀 徹; 藤井 正; 内田 昌人; 近澤 佳隆; 三枝 利家; 宇野 修; 惣万 芳人; et al.

JNC TY9400 2003-015, 103 Pages, 2003/09

JNC-TY9400-2003-015.pdf:6.39MB

実用化戦略調査研究フェーズIにおいて、経済性目標を初めとする設計要求を満足する可能性のある有望なNa冷却中型モジュール炉概念として、アドバンスト・ループ型炉が抽出された。本報告書は、フェーズIIの2年目である平成14年度に実施したNa冷却中型モジュール炉設計研究の成果をまとめたものである。大型炉において採用したコストダウン方策及び共用効果を取込んだ平成13年度の設計結果では経済性目標である建設コスト20万円/kWeをわずかに下回り、目標を達成したものの、その達成度に余裕はない。そのため、更なるコストダウンを目指して平成13年度の成果に基づきNa冷却中型モジュール炉概念の再構築を行った。再構築に際し、モジュールあたりの電気出力を50万kWeから75万kWeに上昇させ、モジュール数を3から2に変更した。また、崩壊熟の除去を完全自然循環でできる特徴を生かして非常系の電気設備容量を極小とし、小型ガスタービンを採用した。この再構築したプラント概念について設備・機器の具体化を進めるとともに、成立性評価及び経済性評価を実施した。その結果、経済性目標を満足し、概念成立性に関する基本的な見通しを有するNa冷却中型モジュール炉のプラント概念を構築した。また、経済性向上の可能性を有する2次系簡素化プラントの検討、電磁ポンプを2次系に使用した場合の検討、燃料取扱設備の検討も行った。今後は、要素試験の成果等を適宜反映しつつ予備的概念設計を進め、プラント基本概念を明確化するとともに、概念成立性の見通し、経済性目標達成見通しを確たるものとして行く計画である。

報告書

Na冷却大型炉設計研究(研究報告)

木曽原 直之; 菱田 正彦; 新部 信昭; 堀 徹; 藤井 正; 内田 昌人; 近澤 佳隆; 三枝 利家; 宇野 修; 惣万 芳人; et al.

JNC TY9400 2003-014, 52 Pages, 2003/09

JNC-TY9400-2003-014.pdf:3.12MB

本報告は、実用化戦略調査研究フェーズIIの2年目である平成14年度に実施したNa冷却大型炉設計研究の成果をまとめたものである。平成14年度の設計研究では、平成13年度の成立性に係わる課題としてあげられていた安全性、構造健全性及び熱流動に関する成立性評価を行い、その結果に基づきNa冷却大型炉のプラント概念を見なおした、主要設備の基本仕様を明確化し、経済性評価を実施した。 本研究の結果、経済性目標(建設コスト20万円/kWe以下、等)を満足し、概念成立性に関する基本的な見通しを有するNa冷却大型炉のプラント概念が構築された。

報告書

ITER用超伝導コイルの製作技術開発と成果

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 遠藤 壮*; 菊地 賢一*; 久保 芳生*; 青木 伸夫*; 山田 雄一*; 大崎 治*; 佐々木 崇*; et al.

JAERI-Tech 2002-027, 23 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-027.pdf:2.94MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の建設判断に必要な技術を実証することを目的として、1992年から工学設計活動 (EDA) が日本,欧州連合(EU),ロシア,米国の国際協力によって進められた。このEDAでは、各種の先端的機器の製作技術開発が行われ、ITERで必要とされる製作技術の実証と技術目標の達成に成功し、2001年7月に終了した。そして、現在、ITER計画は建設に向けた新たな局面へと進んでいる。ITERの超伝導コイル・システムは、トロイダル磁場(TF)コイル,中心ソレノイド(CS)コイル,ポロイダル磁場(PF)コイル,及び不整磁場補正コイルの4種類からなる。これらのコイルの内、CSコイル及びTFコイルは、これまで経験したことのない大型かつ高性能なコイルであるため、EDAにおいて、それぞれCSモデル・コイル計画及びTFモデル・コイル計画を実施し、製作技術開発及び超伝導特性の実証試験を行った。CSモデル・コイルの製作には、高性能超伝導素線製造技術,大型撚線技術,コイル化技術,熱処理技術,超伝導導体接続技術及び高耐電圧絶縁技術の開発が不可欠である。本報では日本が中心となって開発に成功したCSモデル・コイルについて、以上の製作技術を中心に紹介する。

論文

Completion of the ITER CS model coil-outer module fabrication

安藤 俊就; 檜山 忠雄; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 礒野 高明; 杉本 誠; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 10(1), p.568 - 571, 2000/03

 被引用回数:10 パーセンタイル:54.49(Engineering, Electrical & Electronic)

1992年より開始されたITER中心ソレノイド・モデル・コイル作製は7年の歳月をかけてようやく完成した。本コイル製作で習得した高度の技術、ITER建設に向けての課題について紹介する。

口頭

Fracture mechanics analysis of ITER toroidal field coil

小野寺 勝*; 井口 将秀*; 齊藤 正克*; 濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 杉本 誠; 中平 昌隆; 喜多村 和憲; 高柳 貞敏*; et al.

no journal, , 

国際熱核融合実験炉(ITER)用トロイダル磁場コイルは、供用中検査が難しく、かつ繰り返し荷重を受けるので、疲労亀裂進展による寿命評価を行うことが重要である。TFコイルの運転条件に沿ってコイル・システムの全体応力解析を実施し、繰り返し応力が発生する場所を明らかにした。この繰り返し応力条件をもとに、コイル構造物に亀裂が生じ、進展した時の構造物の応力分布の変化を評価できるように、有限要素法により、亀裂をモデル化した部分詳細構造解析モデルを作成した。この詳細構造解析モデルを用いて、亀裂周辺部の応力計算を行い、亀裂の大きさと応力拡大係数の関係をまとめた。その結果、部材を貫通するような大きさの亀裂が発生しても、応力拡大係数は、材料の破壊靭性値に対して十分低いものであり、不安定破壊は起きないと考えられる。また、原子力機構が保有する極低温構造材料の疲労亀裂進展速度データを用いて、疲労寿命の評価を実施した結果、許容初期欠陥の大きさは約1000mm$$^{2}$$であり、十分検出可能な大きさである。これらの結果より、TFコイルは、3万回の繰り返し運転に対して、十分な疲労亀裂寿命を有することが判明した。

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