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加治 芳行; Gu, W.*; 石原 正博; 荒井 長利; 中村 均*
Transactions of 15th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technol. (SMiRT-15), 2, p.133 - 139, 1999/00
工業用黒鉛材料は、引張荷重に対して非線形な応力-ひずみ挙動を示すが、これは材料内部に分布する微視的空隙とき裂の発生及び進展によって黒鉛材料の剛性が低下することによると考えられている。そこで本論文では、連続体損傷力学を脆性材利用構造物の非線形弾性挙動の評価に適用し、構造健全性を損傷パラメータによって評価するプログラムを開発した。また黒鉛構造物を用いた健全性評価試験結果及び弾性解析結果との比較検討の結果、損傷力学を考慮することによってより高精度な損傷評価が可能なことが明らかになった。
大内 義弘; 藤崎 勝夫; 小林 敏明; 加藤 道雄; 太田 幸丸; 渡辺 周二; 小林 秀樹*; 茂木 春義
JAERI-Tech 96-030, 244 Pages, 1996/07
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)は、HTTRの炉内構造物及び高温機器に関する性能及び信頼性を実証するための大型試験装置である。主要設備は、M+Aループ(高温ヘリウムガス供給系)、T
試験部及びT
試験部であり、1995年2月までの通算運転時間は、M+Aループで22900時間、T試験部で19400時間、T試験部で16700時間である。実証試験は当初の目的を果し、HTTRの設計、安全審査及び建設に活用された。また、10年以上の運転経験により、大型ガスループの運転技術、ヘリウムガスの取扱技術及び高温機器の保守技術を確立した。本報告書は、HENDELの設備の概要、1982年3月から1995年2月までの運転実績及び保守管理の内容についてまとめたものである。
丸山 創; 伊与久 達夫; 稲垣 嘉之; 塩沢 周策; 増馬 慶孝*; 三木 俊也*
日本原子力学会誌, 38(7), p.601 - 608, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)現在、日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR:High Temperature Engineering Test Reactor)では、原子炉の供用期間中にテレビカメラによる炉心支持黒鉛構造物の目視検査を実施し、配列の異常の有無、健全性を確認することを計画している。このため、耐放射線性テレビカメラと画像処理装置を組み合わせた目視検査システムを開発し、実機高温プレナムを模擬した実寸大モデルと人工欠陥を設けた炉心支持黒鉛構造物による欠陥検出感度・視野の確認試験を実施した。その結果、本目視検査システムは、視野、欠陥の検出感度等、要求される性能を有しているとともに、本システムへの画像処理装置の適用の妥当性が確認された。今後は、本システムをベースに実機目視検査装置の実用化へ向けて、テレビカメラの駆動方法等についての検討を行う。
石原 正博; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 白井 浩史*; 多喜川 昇*
Proc. of the 12th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. C; SMiRT 12, p.167 - 172, 1993/00
HTTRの炉内黒鉛構造物の寿命は、中性子照射による残留ひずみに起因する照射応力により決定される。この照射応力の評価には、炉内黒鉛構造物の温度分布、中性子照射量及びこれらの履歴を考慮する必要があり、計算コードによる解析以外に応力の厳しい箇所を選定することができない。そこで、HTTRの炉心黒鉛構造物の健全性評価のために、応力の厳しいブロックを選定する簡易粘弾性応力解析コードと、選定後に詳細な応力解析を実施する有限要素法による粘弾性応力解析コードを組み合わせ、効率的に黒鉛構造物の健全性が評価できる応力解析コードシステムを確立した。本論文では、この計算コードシステムによるHTTR燃料体の健全性評価結果を示し、HTTRに限らず他のガス炉にも有用であることを論じた。
高田 昌二; 二川 正敏; 白井 浩史*; 伊与久 達夫
Proc. of the 12th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. K; SMiRT 12, p.103 - 108, 1993/00
高温ガス炉炉床部の黒鉛構造物は地震荷重などによる配列の乱れを防ぐためにキー/キー溝構造により相互に連結される。このため、黒鉛構造物の振動特性やキー溝まわりの応力集中は、キーとキー溝間の接触挙動に支配される。そこで、キー/キー溝構造により接続された六角形黒鉛平板ブロックを使用したモデル実験と有限要素法解析コードによる接触解析により、キー/キー溝構造の接触剛性とキー溝まわりの応力分布を調べた。この結果、以下の事項を明らかにした。(1)キー/キー溝構造の等価剛性はキーとキー溝間の接触変形に起因する非線形性を示す。(2)キーとキー溝表面の表面粗さ30
mを考慮した接触解析は実験結果をよく表す。(3)キー溝底部に発生する応力集中部のひずみは、キーとキー溝端部の接触変形の影響をほとんど受けない。(4)キー/キー溝構造を有する黒鉛ブロックの振動挙動は、非線形等価剛性を用いた解析によりよく表せる。
伊与久 達夫; 石原 正博; 白井 浩史*; 塩沢 周策; 湊 和生
JAERI-M 92-019, 64 Pages, 1992/02
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心黒鉛構造物は、高速中性子照射下で照射寸法変化(照射収縮)を示すとともにHTTRの使用温度域においてクリープ挙動を示す。このため、HTTRの燃料体等の炉心黒鉛構造物の構造設計には、これ等の挙動を考慮した熱・照射応力解析コードVIENUSを用いることとしている。本コードは有限要素法による2次元線形粘弾性応力解析コードで、高速中性子の照射環境下での黒鉛の物性値の変化、熱ひずみ、照射による寸法変化及びクリープ現象を考慮した解析が可能である。本コードの有効性を明らかにするため、第8次OGL-1燃料体の照射試験及びPeach Bottom炉(米国)の燃料体の照射試験結果に基づき検証解析を実施した。本報告は、このコード検証結果についてまとめたものである。
荒井 長利; 佐藤 貞夫; 奥 達雄*; H.Schiffers*; W.Delle*
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(8), p.713 - 720, 1991/08
高温工学試験研究炉の炉心黒鉛コンポーネント構造設計の関連研究として、IG-110黒鉛の実機サイズブロックから各種試験片を系統的に採取し、広範な物性測定試験を行い、ブロック内の非均質性と異方性を定量的に評価した。結果は次の通りである。(1)かさ密度の変動係数は0.5%と最小であった。(2)熱伝導率、平均熱膨張係数及び弾性係数の最大偏差は各平均値の
10%以内であり、非均質性も著しくない。変動係数はいづれも5%程度である。(3)引張り強さと曲げ強さの変動巾は各平均値の20%に及ぶが、系統的ログ内変動はない。圧縮強さの変動は極めて小さい。129点の引張り強さデータは統計的に正規分布で表わされる。(4)全ての物性値の異方性因子は0.98~1.05である。これらの結果から、構造設計での熱及び応力解析においては、IG-110黒鉛を等方性均質材料としてモデル化できることが分った。
衛藤 基邦; 石山 新太郎; 奥 達雄; 藤崎 勝夫
JAERI-M 84-148, 25 Pages, 1984/08
高温ガス実験炉用黒鉛の疲労試験データから疲労強度設計曲線を得るための基本的方法と考え方をまとめた。すなわち、国産微粒等方性黒鉛IG-11について、疲労試験の結果を統計的に処理する方法を示すと共に、得られた疲労曲線から実験炉内黒鉛構造物の疲労寿命を予測し、設計値が安全側にあることを確認した。また、疲労強度を考える上で基本となる黒鉛の静的強度についての考え方をも概括した。
