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論文

ステンレス鋼の亀裂先端における高温水中酸化に及ぼす荷重付与の影響

笠原 茂樹; 知見 康弘; 端 邦樹; 塙 悟史

材料と環境, 68(9), p.240 - 247, 2019/09

ステンレス鋼のBWR一次系水中環境助長割れ機構検討の一環として、荷重を付与したCT試験片を290$$^{circ}$$Cの高温水に浸漬し、疲労予亀裂先端近傍の酸化物を観察した。酸化物内層は、Fe, Ni, Crを含むスピネル構造の微細粒、外層はFe$$_{3}$$O$$_{4}$$の結晶粒であった。FEM解析によるCT試験片亀裂先端の応力、ひずみ分布との比較より、塑性変形に伴う転位と弾性ひずみの重畳によって酸化物内層の形成が促進されることが示唆された。

論文

JPDRの燃料

木村 良之助*; 城戸 達郎*

原子力発電, 7(3), p.30 - -7, 1963/00

JPDRは、沸騰水型軽水炉(Boiling Water Reac-tor)であって、アメリカのゼネラルエレクトリック社より購入した小型発電炉である。原子炉の熱出力は45MW、プラソトの発電端電気出力は12.5MWである。原子炉は圧力容器内にあり、酸化ウランを燃料とし、減速材、冷却材および反射材としては軽水が使用されている。冷却方式は初期には自然循環であるが、将来強制循環方式として出力を2倍とすることが考えられている。

口頭

東京電力福島第一原子力発電所炉内状況把握の解析・評価,109; 福島第一原子力発電所2号機, 3号機の炉心物質移行過程における炉心エネルギーの差とその影響

佐藤 一憲; 山下 拓哉; 吉川 信治; Li, X.; Pellegrini, M.*; 山路 哲史*; 小島 良洋*

no journal, , 

福島第一原子力発電所2号機と3号機の炉心エネルギーの差、及びその下部プレナム移行デブリの冷却特性、圧力容器バウンダリー破損、デブリのペデスタル移行挙動に与える影響を評価した。

口頭

Oxidation in the vicinity of crack tips of load-applied CW316L stainless steel immersed in high temperature water at 290$$^{circ}$$C

端 邦樹; 笠原 茂樹; 知見 康弘; 塙 悟史

no journal, , 

BWR一次系水中での環境助長割れにおける応力の影響に関しては、亀裂の駆動力としての力学要因が考えられているが、亀裂先端における酸化の進展への力学要因の影響についてはこれまでに十分には調べられていない。そこで本研究では、亀裂先端における酸化物形成への応力の影響を調べることを目的とし、亀裂の疲労予亀裂を付与した冷間加工316Lステンレス鋼製CT試験片を、290$$^{circ}$$Cの高温水中に7kNの荷重を付加した状態で長時間浸漬し、予亀裂近傍での酸化物の性状を分析した。その結果、亀裂先端近傍では、荷重負荷による塑性変形に伴う転移及び弾性ひずみが重畳することにより、荷重無負荷時と比較して酸化物形成が促進されることが示唆された。

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