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口頭

オーステナイト系ステンレス鋼の超高温材料特性式の開発

鬼澤 高志; 下村 健太; 加藤 章一; 若井 隆純

no journal, , 

原子力プラントにおけるシビアアクシデント時の構造健全性評価に適用することを目的に、オーステナイト系ステンレス鋼の超高温材料特性式を開発した。具体的には、SUS304およびSUS316に対して、1000$$^{circ}$$Cまでの引張試験およびクリープ試験を実施して、取得したデータより超高温の材料特性を評価した。さらに、取得データおよび評価結果に基づき、高速炉設計用として650$$^{circ}$$Cまで整備されている各種材料特性式との接続性を考慮しつつ、1000$$^{circ}$$Cまで適用可能な弾塑性応力-ひずみ関係式およびクリープ特性式を開発した。

口頭

システム化規格概念に基づく液体金属炉用供用期間中検査規格ASME Code Case N-875

浅山 泰

no journal, , 

ASMEボイラー及び圧力容器規格Section XI Division 3(液体金属炉用の供用中検査規格)に対して、2017年にシステム化規格概念に基づくCode Case N-875が発刊され、従来よりも合理的な検査計画が適用可能になった。本発表ではコードケースの内容を審議の経緯を含めて紹介するとともに、現在ASME規格委員会において本コードケースの概念を取り入れながら開発が進められている、軽水炉を含む多様な炉型をカバーする維持規格案の動向にも言及する。

口頭

原子炉建屋の三次元モデル化手法の標準化への取り組み

西田 明美; 崔 炳賢; 塩見 忠彦; Li, Y.

no journal, , 

計算工学及び計算機技術等の発展により、近年は構造解析等において実形状に基づく三次元モデルが作成され、応力解析や応答解析等に活用されている。原子炉建屋においても、三次元モデルは耐震性評価の裏付け等に活用されつつある。しかしながら、三次元モデルの品質は解析者に依存し、原子炉建屋のように実大実験が困難な規模の構造に対しては、得られた結果の妥当性確認が課題となっている。このような状況を踏まえ、原子力機構では原子炉建屋の三次元モデルの構築手法の標準化への取り組みを開始した。本発表では、その概要について述べる。

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