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報告書

振動・き裂発生・進展モニタリングに関する基礎研究

岸 輝雄*; 榎 学*

PNC TJ9602 97-001, 19 Pages, 1997/03

PNC-TJ9602-97-001.pdf:0.73MB

ナトリウム漏えいを未然に防止するためには、機器・構造物の破損を防ぐことが必要である。したがってそのためには破損に至るまでの前駆現象を検出する技術が重要となってくる。そこで本調査研究においては、そのための先端的なセンサーの一つであると考えられるレーザー超音波センサーについて、その原理および現状についてまとめ、その適用範囲を明らかにすることを試みた。まず、このような非破壊評価手法の重要性およびレーザーを用いた非破壊評価手法の歴史について調べた。さらに、パルスレーザー照射による非接触弾性波発生と、レーザー干渉法による非接触超音波検出について、その技術的な基礎について調査した。パルスレーザー照射による弾性波発生では、熱応力モードとアブレーションモードの2種類があり、その特性の違いについてまとめた。また、レーザー干渉による超音波受信においては、ホモダイン干渉法、時間差干渉法、共焦点ファブリペロー干渉法の各手法の原理と特徴についてまとめた。さらに、この手法の粗面試料への適用例および高温中の材料への適用を考察することにより、これらの条件においてもこの手法が実用化される可能性が示唆された。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故調査・検討タスクフォ-ス第1$$sim$$15回会合提出資料

not registered

PNC TN1420 96-017, 346 Pages, 1996/10

PNC-TN1420-96-017.pdf:14.89MB

本資料は、もんじゅナトリウム漏えい事故の調査報告を取りまとめるために、科学技術庁の「もんじゅナトリウム漏えい事故調査・検討タスクフォース」の第1$$sim$$15回会合に事業団から提出した資料をまとめたものである。尚、本資料は上記タスクフォースの公開資料の一部として平成8年10月29日に科学技術庁によって公開されている。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明 IHX入口温度計ウェル調査報告書

青砥 紀身; 天藤 雅之; 木村 英隆; 堀切 守人; 小峰 龍司; 平川 康

PNC TN9410 97-076, 29 Pages, 1996/06

PNC-TN9410-97-076.pdf:27.5MB

高速増殖原型炉-もんじゅ-2次主冷却系Cループ中間熱交換器(IHX)出口温度計からのナトリウム漏えい事故に関連して、当該温度計破損部の原因調査に資するため、同2次系CループIHX入口部の温度計ウェルを調査した報告(概要)である-調査は、主に熱電対ウェル段付部の損傷調査およびウェル管台溶接部の健全性に関する情報を得る目的で種々の試験検査を実施した。試験検査は、温度計、ウェル段付部、太径および細径ウェル部ならびにウェル-管台溶接部等で、以下に示す通りである。(1)精密寸法計測(2)ウェルの打振試験(3)各部非破壊検査(4)成分分析(5)金属組織観察(6)ウェル段付部の詳細観察(7)硬さ試験(8)隙間腐食に関する調査(9)ウェルの強度特性試験(10)シース高温曲げ試験

報告書

ATRのISIロボット開発

成尾 一輝

PNC TN9520 94-004, 23 Pages, 1994/07

PNC-TN9520-94-004.pdf:0.71MB

新型転換炉(ATR)ふげん用の供用期間中検査(InserviceInspection-ISI)のためのロボット類を開発し,検査員のひばく低減化,検査期間の短縮化,高精度で信頼性の高い検査の実現を図った。開発したロボット類は次のようなものである。1)手動式ISIロボット:放射線レベルが比較的低い場所で使用するもので,超音波方式2種を開発,2)半遠隔操作式ISIロボット:放射線レベルがやや高い場所で使用するもので,超音波方式4種を開発,3)遠隔操作式ISIロボット:放射線レベルが高い場所での使用や,構造上人が接近することができない場所で使用するもので,超音波方式探傷,ゲージによる測定,表面観察が同時に出来るもの1種を開発した。

報告書

新型転換炉実証炉圧力管ロールドジョイント部健全性確認試験 (昭和63年度)

揖場 敏; 小池 通崇; 浅田 隆; 菊池 晧; 亀井 満

PNC TN9410 94-052, 251 Pages, 1994/01

PNC-TN9410-94-052.pdf:9.33MB

新型転換炉実証炉の圧力管ロールドジョイント部は,残留応力軽減のため「ふげん」から一部構造を変更している。このため,実機模擬運転条件下で圧力管ロールドジョイント部の健全性を確認するため低温保持試験及び熱サイクル試験を行った。また,高温での圧力管ロールドジョイント部の強度を確認する高温強度試験のための試験体製作を行った。(1)定温保持試験実機模擬試験条件下(圧力:約75Kg/cm2,温度:約280度C)で,2033時間(JP-3試験体通算試験時間:430時間,JP-4,JP-5試験体通算試験時間:9533時間)迄の耐久試験を行ったあと,ヘリウムリーク試験を行い十分な気密性が保持されていることを確認した。このことより,運転初期に大きくあらわれるリラクゼーションによって生じる残留応力の低減は,圧力管ロールドジョイント部の気密性に影響を与えないことが確認できた。(2)熱サイクル試験 試験前(累積60回の熱サイクル負荷)及び80回(累積140回)の熱サイクルを加えたあと,ヘリウムリーク試験と超音波深傷試験を行い十分な気密性の保持及び顕著なき裂の進展の無いことを確認した。このことより,供用期間中に想定されている熱サイクル回数:140回は,供用期間中に想定されている水素濃度200ppmの圧力管においても,き裂の進展に影響を与えず,また,圧力管ロールドジョイント部の気密性に影響を与えないことが確認できた。

報告書

高速実験炉「常陽」特殊試験実施要領書-FFDL炉内試験(II)-

礒崎 和則; 道野 昌信; 伊東 秀明; 伊藤 和寛; 茶谷 恵治; 鈴木 惣十; 圷 正義

PNC TN9520 93-006, 198 Pages, 1992/11

PNC-TN9520-93-006.pdf:6.18MB

高速実験炉「常陽」では、燃料カラム部の中心に人工欠陥を設けた試験用要素を照射することにより、破損燃料位置検出(FFDL)装置の性能確認と原子炉容器内における核分裂生成物の挙動の評価等を目的としたFFDL炉内試験(2)を平成4年11月25日から12月9日にかけて実施する予定である。本資料は、FFDL炉内試験(2)に関する、「常陽」の運転及び監視方法、放射線監視方法及び試験装置等の実施要領をとりまとめたものである。

報告書

もんじゅ蒸気発生器伝熱管用超音波探傷装置の開発; R&D(試作試験)成果のまとめ

爲平 浩一; 永井 桂一; 横山 邦彦; 荒 邦章; 林道 寛

PNC TN9420 92-014, 125 Pages, 1992/11

PNC-TN9420-92-014.pdf:9.3MB

本報告書は、高速増殖原型炉もんじゅ建設所蒸気発生器伝熱管の体積試験に使用する超音波探傷試験装置の開発に関し、昭和55年より59年にかけて実施された試作試験に関するR&D成果についてまとめたものである。当該R&Dは、超音波ビームを電子的に回転走査することで伝熱管の全周全長を内面より漏れなく探傷する、管内挿入マルチアレイ型電子的回転操作式プローブを中心とした試験装置の開発に関するものである。ここではプローブの複合化、プローブ位置検出性能の向上、マルチチャンネル超音波探傷器の構成等に関する検討及び試作試験を実施し、装置単体レベルで所定の機能性能を確保するに至った。実機仕様はここでのR&D成果をベースとして定めたものであり、本成果のまとめは実機全体システムを構築する上での指針となるものである。

報告書

「もんじゅ」併用期間中検査装置開発(開発の経緯と現状及び課題と対策) -説明会資料集-

林道 寛; 荒 邦章; 横山 邦彦; 三田部 稔秋; 秋山 貴由輝; 爲平 浩一; 大高 雅彦

PNC TN9410 92-218, 103 Pages, 1992/04

PNC-TN9410-92-218.pdf:3.49MB

平成3年度から4年度にかけて,「もんじゅ」実プラントの併用前検査(PSI),及びその後の必要な改良を経て,併用機関中検査(ISI)へ流用することを目標に,平成2年度から,核種の併用機関中検査装置の開発を進めている。本報告は平成3年7月に開催した「もんじゅ」併用機関中検査装置開発(中間報告)において発表した際に用いたOHP現行を取りまとめ,若干の修正を加えたものである。設置許可申請,安全審査,AVE委員会の答申及び研究開発の現状までを体系化,包括化した資料は本報告書が初めてである。

報告書

溶接部超音波欠陥検査装置の開発「その1 据付、試運転報告書」

長井 修一朗; 上村 勝一郎; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 平子 一仁*; 三島 毅

PNC TN8410 91-010, 49 Pages, 1991/01

PNC-TN8410-91-010.pdf:1.61MB

PMW(パルス磁気溶接)法による溶接は固相接合法であるため,従来のX線検査では,PMW溶接部の機械的強度を保証するための接合長さの測定は行えない。そこでX線よりも欠陥分解能の高い超音波を利用した溶接部欠陥検査装置の開発を実施した。本報告書は,この検査装置の設計,製作,試運転の結果とPMW試料を用いての溶接部欠陥検査結果について報告する。本装置の組立精度,駆動精度及び欠陥分解能については,設計値を十分満足したが,自動駆動時の試料形状の認識が完全に行えず,自動駆動時の超音波条件の確保が不十分であった。(結論)自動駆動時の実試料形状と探触子トレース形状の誤差は,設計時に想定した試料形状よりも実際は複雑な形状(2段テーパー等)であるため,それに駆動ソフトが追従できずに生ずると考えられる。従って,今後,この駆動用ソフトを改造することにより探触子のトレース形状を確保できると考える。又,それにより探傷条件の安定が計れれば,超音波による溶接部の欠陥検査は,十分に可能であると思われる。

報告書

発音検出法による高速増殖炉一次ナトリウム冷却系配管の疲れ損傷過程の 追跡法(第五報)

大野 博教*; 仲佐 博裕*; 草難 秀雄*; 木村 英夫*; 永田 敬*; 小林 和裕*; 今津 彰

PNC TN941 77-172, 44 Pages, 1977/10

PNC-TN941-77-172.pdf:1.07MB

期間1975年12月$$sim$$1977年8月▲目的動燃事業団と電力中央研究所との共同研究において,ステンレス鋼ベンド管のクリープ疲れ試験こ対して,発音検出法によるクリープ疲れ損傷の追跡を行なった結果を報告する。▲要旨▲高速原型炉「もんじゅ」を対象とした一次冷却系配管諸要素の各種損傷モードの加速損傷試験に対してAE法を適用し評価するための一環として,動燃事業団と電力中央研究所は共同研究体制下において昭和51年3月に実施されたSUS304ステンレス鋼ベンド管の高温クリープ疲れ試験にAE計測を行なった。本報告はそのクリープ疲れ試験およびAE適用評価試験の結果を取りまとめたものであり,定常クリープ疲れ試験過程におけるAE諸特性の解析およびその試験過程の数段階で行なったAE評価試験から得られたAE法の欠陥検知能の評価の結果を述べている。▲

論文

超音波探傷法による運転後のJPDR圧力容器の欠陥検査

二村 嘉明

火力発電, 20(3), 298 Pages, 1969/00

原子炉圧力容器の素材,溶接部については厳重な非破壊検査が要求され、また製作後においても厳重な検査が行なわれている。しかしいったん原子炉を運転すれば放射能のために容易に接近することはできず、また放射能のために測定法にも問題が生ずる。したがって運転中に割れや腐食が発生して危険な状態になっているか否かの点検が十分にできない恐れがある。

論文

超音波探傷法による運転後のJPDR圧力容器の欠陥検査

二村 嘉明

火力発電, 20(3), p.298 - 312, 1969/00

超音波深傷をする主な箇所は応力条件の厳しい強制循環出入ロノズル部、上ぶた全面、上下フランジ溶接部、およびフランジシール面とし、深傷作業は欠陥のうち特に母材に達する欠陥の存否の確認を目的として昭和43年8月末より9月上旬にわたって実施された。このような運転後の原子炉圧力容器の超音波深傷による検査は、わが国はもとより世界にもほとんど例がないが、今後は運転後の圧力容器の健全性確認に超音波深傷法が使用されるすう勢にあるので、超音波によるJPDR圧力容器の検査のうち、強制循環ノズル部の検査内容を詳細に報告して今後実施する人々の参考としたい。

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