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論文

Application of a fiber optic grating strain sensor for the measurement of strain under irradiation environment

加治 芳行; 松井 義典; 北 智士; 井手 広史; 塚田 隆; 辻 宏和

Nuclear Engineering and Design, 217(3), p.283 - 288, 2002/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:29.2(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所では、材料試験炉(JMTR)を用いて照射下ひずみ測定技術の開発を行っている。グレーティングファイバの照射下での性能を評価するために、照射前の昇温試験及び高温での性能試験,JMTRでの炉内試験を実施した。その結果、以下の結論を得た。炉内試験での温度特性と炉外試験結果がよく一致することから、高速中性子照射量が1$$times$$10E23n/m$$^{2}$$以下の照射環境下では、グレーティングファイバによるひずみ測定が可能である。

論文

カプセルゲージおよびグレーティングファイバの照射下ひずみ測定への応用

加治 芳行; 松井 義典; 北 智士; 井手 広史; 塚田 隆; 辻 宏和

日本原子力学会誌, 43(2), p.160 - 167, 2001/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所(原研)では材料試験炉(JMTR)を用いて照射下で材料試験片等のひずみを直接測定するための技術開発を行っている。本報告では、カプセル型抵抗線ひずみゲージ及び光ファイバ技術を応用したひずみファイバーセンサーを炉内で使用する場合の耐久性及び問題点の検討のために行った炉外試験及び照射下試験の結果について報告する。カプセルゲージについては、照射の影響によってゲージファクタ自体はほとんど変化せず、ゲージ抵抗値のみが減少し、それに伴ってひずみが減少することがわかった。また原子炉が定格出力中であれば、カプセルゲージの抵抗値の変化率を測定することによって、中性子照射量の推定が可能であると考えられる。光ファイバセンサーについては、炉外試験と同様の温度特性を示すことから照射下での歪み測定の可能性は示されたが、照射後7日後に照射の影響でブラッグ反射波のピークが検出できなくなった。

報告書

「ふげん」第2回圧力管監視試験の健全性評価

小池 通崇; 秋山 隆; 石川 敬二; 永松 健次; 新沢 達也; 柴原 格

PNC TN9410 92-321, 30 Pages, 1992/10

PNC-TN9410-92-321.pdf:0.67MB

「ふげん」第2回取り出し圧力管材料監視試験片(照射期間8年、高速中性子照射量 5.6$$times$$1021n/CM2(E 1MeV))の結果について健全性評価を行った。試験項目は、引張、曲げ、腐食及び水素分析である。照射後試験データにより圧力管材料の延性及び脆性上の評価を行った結果、健全であることがわかった。また、腐食による材料の減肉量及び材料への水素吸収量も設計値よりも小さく、良好な結果が得られている。

論文

中性子照射したハステロイーXのクリープ試験

小川 豊; 渡辺 勝利; 石本 清; 大塚 保; 近藤 達男

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 19(3), p.311 - 319, 1978/00

JMTRで高温照射したハステロイ-Xの照射後クリープ破断試験を実施した。照射の温度は670~880$$^{circ}$$C、熱中性子照射量は6.6$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$n/cm$$^{2}$$である。クリープは900$$^{circ}$$C、大気中で行い、応力は1.5~5.0kg/mm$$^{2}$$、最長時間は12,000hrである。クリープ挙動は、応力2.2kg/mm$$^{2}$$近傍、破断時間100hr近辺を境にして2つに区分できる。これにより高応力、短時間側では照射による延性と破断寿命の低下が著しい。一方これにより低応力、長時間側では照射による延性および破断寿命の低下が少なく、一見照射脆化はないようにみえる。しかし全相試験の結果、これは試料の前面に発生した多数のクラックによってみかけ上の延性が保たれているためであると結論された。以前に試験した高温引張のデータを含めて破断延性におよぼす歪速度の影響を検討すると、歪速度が10$$^{-}$$$$^{2}$$%/hrの附近で延性は極小を示すことが判明した。

報告書

軽水動力炉圧力容器の監視試験,1; 現状と課題

古平 恒夫; 石本 清

JAERI-M 5868, 29 Pages, 1974/10

JAERI-M-5868.pdf:1.43MB

軽水動力炉圧力容器の中性子照射脆化に対する構造安全性を確保するための一環として、圧力容器内に種々の試験片を装荷し、定期的に炉外に取出して試験を行なう、いわゆる、監視試験が実施されている。現在、監視試験に対する規程として、我国においては日本電気協会のJEAC 4201、米国においてはASTM E185があるが、後者は1973年に改訂が行なわれている。本報告は、JEAC 420とASTM E185の1966年および1973年の3者について、その差違、特徴等を比較検討し、その課題をまとめたものである。

口頭

材料損傷評価のための核データおよび材料照射研究への活用,3; 試験研究炉を用いた材料照射環境の整備

加治 芳行

no journal, , 

JRR-3における材料照射環境整備として、JMTRからキャプセル温度制御装置をJRR-3に移設し、照射キャプセルの設計技術を継承するとともに、中性子照射量評価等の基盤技術開発を行っている。ここでは、本基盤技術の基本となっているJMTRで開発された一定温度制御キャプセル及び温度制御装置、中性子照射量評価等の照射試験基盤技術について概説した。

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