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論文

Benchmark analyses of probabilistic fracture mechanics for cast stainless steel pipe

北条 公伸*; 林 翔太郎*; 西 亘*; 釜谷 昌幸*; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 永井 政貴*; 岡本 年樹*; 高田 泰和*; 吉村 忍*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(4), p.16-00083_1 - 16-00083_16, 2016/08

鋳造ステンレス鋼に対する非破壊検査が計画されているが、鋳造ステンレス鋼のような二相ステンレス鋼では、超音波の低い透過性などの理由から、許容欠陥寸法が定められていない。鋳造ステンレス鋼の許容欠陥寸法を合理的に決定するためには、確率論的破壊力学(PFM)は有用である。本研究では、鋳造ステンレス鋼配管を対象に、PFM解析コードの適用性や信頼性に係るベンチマーク問題を提案した。破損モードとしては、疲労亀裂進展、塑性崩壊、及び延性亀裂進展を考慮し、それらの相互作用を考慮した条件でPFM解析を行った。6機関が参加して実施されたベンチマーク解析による破損確率の比較を行った。その結果、各機関で様々なPFM解析コードで得られた破損確率はよく一致し、鋳造ステンレス鋼配管に対するPFMの適用性が確認された。

論文

Elemental development of beryllide electrode for pebble production by rotating electrode method

内田 宗範*; 宇田 実*; 岩立 孝治*; 中道 勝; 河村 弘

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1342 - 1346, 2004/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:35.2(Materials Science, Multidisciplinary)

原型炉用中性子増倍材料として期待されているベリリウム金属間化合物(Be$$_{12}$$Ti)製回転電極棒を真空鋳造法で製造するために必要な要素技術として、Be$$_{12}$$Tiとの反応の少ない溶解炉材料技術及び健全な鋳塊を鋳造するための鋳造技術の二つの要素技術について行った研究成果を報告する。溶解炉材については、誘導溶解炉と候補耐火物製坩堝を用いた溶解実験により、溶湯との反応や不純物の汚染の少ない材質として、BeOの使用が有効であることを明らかにした。鋳造方法については、Be$$_{12}$$Tiの鋳造実験より、鋳型形状が引け巣や鋳造割れに与える影響を明確にするとともに、これらを防止する手段として、水冷銅鋳型を鋳型底部の替わりに使用し、底部から強制冷却する方法が有効であることを明らかにした。

報告書

アルミニウム被覆カドミウム薄肉円筒中性子吸収体の製作

武山 友憲; 千葉 雅昭; 磯崎 太*; 雨澤 博男; 板橋 行夫; 菊地 泰二; 小田部 芳清*; 平田 雄二*; 高 勇; 大場 敏弘

JAERI-Tech 2001-024, 32 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-024.pdf:4.41MB

中性子スペクトル調整型キャプセルの製作にあたり、試料に高速中性子のみを照射する目的で、熱中性子吸収材であるカドミウムのアルミニウム被覆密封薄肉円筒を製作した。核設計、熱設計上からの要求は、カドミウムの肉厚5.5mm,内径23mm,全長750mm,アルミニウム被覆肉厚0.7mmであり、カドミウムの表面に酸化膜があってはならない、アルミニウム被覆は全面においてカドミウムと密着していることであった。この仕様を満足するため鋳造によって製作した。酸化を防止するためとカドミウムは特定化学物質であるため、真空溶液鋳造装置を製作して鋳造を行った。

論文

Advanced volume reduction program for LLW at JAERI

樋口 秀和; 佐藤 元昭; 平林 孝圀*; 田中 貢

Proceedings of 2nd International Conference on Safewaste 2000, Vol.1, p.314 - 322, 2000/00

高減容処理施設は、将来の処分に備えて低レベル放射性廃棄物の減容・安定化を行うためのものであり、大型廃棄物の解体処理を行う「解体分別保管棟」並びに金属廃棄物及びガラス、コンクリート等の雑固体廃棄物を溶融または高圧縮により減容する「減容処理棟」から構成する。解体分別保管棟では、減容安定化処理の前処理として、大型廃棄物の解体、分別をレーザー切断機等を用いて行う。減容処理棟では、廃棄物を材質ごとに分別した後、高圧圧縮装置または溶融処理装置により減容安定化処理を行う。溶融処理装置は、高周波誘導加熱による金属溶融設備及びプラズマ加熱による雑固体溶融設備から構成する。本施設の年間処理能力は200$$ell$$ドラム缶換算で約10,000本であり、処理により減容比は約1/3~約1/6である。金属廃棄物の溶融物は容器に成型し、雑固体溶融設備より排出するスラグの受け容器として再利用することができる。

論文

Grain size effect on tritium release from neutron irradiated beryllium

石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*; 宇田 実*

Fusion Technology 1998, 2, p.1281 - 1284, 1998/00

結晶粒径の異なるベリリウムをヘリウム生成量が約1000appmとなるまでJMTRで中性子照射し、トリチウム放出率測定実験を実施して、トリチウム放出特性に及ぼす結晶粒界の影響を調べた。この結果、結晶粒径の大きい試料の見掛けの拡張係数は、結晶粒径の小さい試料より大きく、粒界にヘリウムバブルが生成しても変わらないことが明らかとなった。結晶粒径の小さい試料は、粒界のヘリウムバブル影響を大きく受け、低温ではトラップサイトとして働き、高温では連結等によりトリチウム放出速度を増加させることが明らかとなった。また、ヘリウムバブル連結の効果により、見掛けの拡散係数が2桁程度大きくなることが明らかとなった。

報告書

Development of ceramic liner for FBR building

姫野 嘉昭; 森川 智; 川田 耕嗣; Yorita, E.*; Fujiwara, T.*; Kaneshige, T.*; Irie, S.*

PNC TN9410 91-092, 11 Pages, 1991/01

PNC-TN9410-91-092.pdf:1.53MB

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口頭

遠心鋳造Fe-高Si合金ライニング管の特性評価

井岡 郁夫; 栗木 良郎*

no journal, , 

原子力機構では、高温ガス炉の利用系として水素を製造する熱化学水素製造法(ISプロセス)の研究開発を進めている。ISプロセスには、濃硫酸を沸騰させて分解する過酷な腐食環境が含まれている。この腐食環境で十分な耐食性を有する材料としては、Fe-高Si合金とSiCの2種類の脆性材料が報告されている。延性のある炭素鋼の内側に耐沸騰硫酸用のFe-高Si合金を遠心鋳造によりライニングした2層管を作製し、その特性評価を実施した。Fe-高Si合金ライニング部は、沸騰硫酸中でも十分な耐食性を示した。Fe/Fe-高Si合金界面の評価として、熱サイクル試験(100$$^{circ}$$C-900$$^{circ}$$C)を実施し、界面はく離はなく、十分な界面強度を有することを確認した。

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