Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
下平 昌樹; 飛田 徹; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 塙 悟史
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
JEAC4206「原子炉圧力容器に対する供用期間中の破壊靭性の確認方法」では、加圧熱衝撃事象時の原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価において、原子炉圧力容器内面のステンレスオーバーレイクラッド(クラッド)下亀裂(UCC)を想定し、亀裂先端の応力拡大係数がRPV鋼の破壊靭性値を上回らないことを定めている。本研究では、クラッドの存在が破壊靭性値に与える影響を評価することを目的に、UCCまたは表面亀裂を有する試験体を用いた3点曲げ破壊靭性試験と有限要素解析(FEA)を行い、UCCに対する塑性拘束効果の影響を調べた。その結果、UCCの破壊靭性値が表面亀裂に比べて高いことを実験的に示した。また、有限要素解析により、クラッドの存在によりUCCの塑性拘束効果が弱められることを示した。
Snケーブル・イン・コンジット超電導導体の開発和田山 芳英*; 安藤 俊就; 中嶋 秀夫; 西 正孝; 樋上 久彰*; 保川 幸雄*; 辻 博史
JAERI-M 93-065, 13 Pages, 1993/03
ケーブル・イン・コンジット型導体の臨界電流特性の低下を抑制するために(Nb,Ti)Sn超電導フィラメントと熱収縮率が同等である純チタンを適用することを試みた。実験ではチタンコンジットの有効性を確認するために提案したチタン及び従来材のステンレス鋼の2種類のコンジットに対してコンジット内空隙率(ボイド率)を種々変化させたケーブル・イン・コンジット導体を作成し、臨界電流特性を測定比較した。実験結果よりステンレス鋼コンジット導体においては約2~4割の臨界電流の低下が認められたが、チタンコンジット導体では低下が認められず素線本来の特性が保持されておりチタンコンジットをケーブル・イン・コンジット導体へ適用することの有効性が確認された。
熊谷 勝昭; 横尾 宏; 北原 種道; 海江田 圭右
JAERI-M 6200, 22 Pages, 1975/08
原子炉内の放射線環境下における抵抗線ひずみゲージの挙動を調べるために一連の照射実験を行った。ベークライト基材、アドバンス(ニッケル-銅合金)素線のゲージをステンレス鋼又はアルミニウム合金の板に接着し、JRR-2に設置されたインパイル・ヘリウムループTLG-1中でゲージ温度を一定(約80
C)に保ちながら約300時間照射した。このときのみかけひずみ及び素線-被測体間の基材に流れるリーク電流などを測定した。結果は次のように要約できる。(1)照射によるゲージ感度の変化及びゲージの絶縁劣化は殆んどなかった。(2)みかけひずみは放射線強度に依存して発生するものと、照射積算量に依存して発生するものの2つに分類できる。両者ともゲージ抵抗が減少する方向の変化であった。(3)前者のみかけひずみは主に
線によって基材中に流れるリーク電流に基ずくものであると考えられる。一方後者の原因は明確にすることができなかったがゲージ素線の放射線損傷による抵抗減少と推定される。(4)ハーフブリッジ又はフルブリッジ法により、みかけひずみを補償して、動的ひずみは勿論、短期間の静的ひずみも充分測定できる。
