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報告書

き裂進展のモニタリング技術開発に係る基礎研究(先行基礎工学分野に関する共同研究最終報告書)

榎 学*; 岸 輝雄*; 川崎 弘嗣; 青砥 紀身

JNC-TY9400 2000-010, 138 Pages, 2000/03

JNC-TY9400-2000-010.pdf:5.15MB

本研究では構造物および材料におけるき裂の発生、伝播を検出するシステムについての検討を行った。まず、プラント機器のように過酷な環境で適用することを考慮して、レーザー干渉計を用いて非接触で破壊を検出・評価することを試みた。He-Neレーザーを用いたヘテロダイン型の干渉計により、材料中を伝播してきた弾性波を検出できることを確かめ、この干渉計を4チャンネル用いる非接触AE波形計測システムを構築した。このシステムをアルミナコーティング材の熱応力破壊に適用した。試験片の冷却時に界面近傍に発生する微視割れによるAE波形を検出でき、また逆問題解析を行うことにより、微視割れの発生時刻、発生位置、大きさおよび破壊モードが評価可能となった。このように、レーザー干渉計によるAE波形定量評価システムが開発でき、その有効性が確かめられた。次に、き裂発生を予測するため、ミクロき裂が発生する以前の損傷変化を検出することを試みた。繰り返し熱過渡負荷を受けた構造物を用いて、超音波検出試験とその波形解析、およびき裂の発生した近傍の微小硬さ計による硬さ測定を行った。超音波エコーのウェーブレット解析により得られた音速は、き裂発生以前の損傷を検出できた。また、粒界上の微小硬さ変化から、き裂発生を推定できる見通しがある。

報告書

熱過渡負荷を受ける構造物の損傷評価 - 超音波信号のウェーブレット解析による損傷検出 -

川崎 弘嗣; 菅谷 全*

JNC-TN9400 2000-018, 37 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-018.pdf:1.34MB

熱過渡の繰り返し負荷を受けた構造物の損傷を評価するため、超音波法により基礎的な検討を実施した。き裂発生以前からの損傷状態を検出するため、超音波エコー波形の解析法としてウェーブレット解析を適用した。ウェーブレット変換による時間-周波数解析を行い、超音波パラメータの評価を行った。その結果、超音波エコーの解析にいくつかの基本ウェーブレット変換を適用した結果、Gaborウェーブレットが適切であった。Gaborウェーブレット変換を用いて輝音波エコー波形を解析した結果、エコーの周波数特性において、ピーク周波数より高周波成分で音速の低下と損傷量との対応が得られた。超音波エコーの周波数解析から、2つの底面エコーB1およびB2のそれぞれのピーク周波数fpに対してその差分$$Delta$$fpを取ることにより、損傷量に対応したパラメータとして評価できた。損傷量に対して、微小硬さと超音波音速特性はよい相関関係が得られ、計測方法の相互利用が可能である。本研究より、超音波エコーの波形解析方法として、ウェーブレット解析が有効であり、その方法を用いてき裂発生以前の損傷状態を検出できる見通しが得られた。

報告書

高速炉の冷却系に関する総合試験計画 - 2次系配管構造が動特性に与える影響の検討 -

飯塚 透; 上出 英樹; 西村 元彦

PNC-TN9410 98-083, 118 Pages, 1998/07

PNC-TN9410-98-083.pdf:2.64MB

実証炉段階で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし、原子炉容器から蒸気発生器(SG)までを総合的に模擬した大型ナトリウム試験(原子炉冷却系総合試験)計画を検討した。これまでに基本設計を行い、試験施設は実証炉の1/3縮尺2ループモデルとした。SGについては水・蒸気側の模擬性を高めるため高さ方向1/1縮尺の部分モデルとし、2次系配管を1ループに集約して接続するものとした。このため、2次系配管が著しく長くなり、実機模擬性が損なわれる可能性が考えられる。また、2次系配管の途中で2ループを1ループに集約する構造のため、自然循環試験時にはループ間のアンバランスが助長されることも考えられる。そこで、2次系配管長をパラメータとして動特性解析を実施し、模擬性に与える影響を把握した。また、IHX伝熱面積等にループ間で差異を与えた場合の予測解析を実施した。その結果、SGが流れ方向に長く、熱容量も大きいことから、2次系配管長の影響は相対的に小さいことが分かった。また、片方のループにのみ選択的に自然循環が発達するような現象は見られなかった。以上より、2次系配管長の短縮は制約条件が厳しい割に熱過渡の改善の効果が小さく、構造上可能な範囲すべきことが分かった。また、ループ間に実証炉と同等の製作誤差があっても、試験の実施及び試験結果の評価に大きな影響を与えるような問題は生じないことが分かった。

報告書

構造物強度データベースシステム"STAR" -Version 4.0取扱説明書-

笠原 直人

PNC-TN9520 93-009, 149 Pages, 1993/04

PNC-TN9520-93-009.pdf:7.75MB

STARシステムは、大洗工学センターで実施される熱過渡強度試験に関する試験条件・試験結果・解析結果等をデータベース化し、これらのデータに対して表計算処理ユーザプログラムによる損傷値計算処理・種々の検索処理に加え、ユーザの指定するグラフ出力を行なうことができるデータベースシステムツールである。本システムはMS-WINDOWSおよびMS-EXCELのもとで動作する。本システムは、EXCELの持つ豊富な機能を利用することによって、優れたインターフェイス・表計算機能・データベース機能・グラフ処理機能等をユーザに提供する。本システムは3度のバージョンアップを行っている。プロトタイプであるバージョン1の運用を通してバージョン2では、システムの構成、機能、取扱い方法などに多くの変更を加わえ、バージョン3では、ネットワーク(NetWare)への対応、ヘルプ機能の充実等を行った。ネットワークへの対応により、STARシステムおよび各データをサーバのハードディスク上に置くことで各ユーザから同時にSTARのデータを検索することが可能となった。そして、バージョン4では、EXCEL4.0の新機能であるツールバーやショートカットメニューをSTARシステムに導入し、大幅な操作性の向上を図った。また、マクロ等の見直しを行い処理速度の向上も行った。これによりSTARシステムは実用レベルに達したと考えられ、熱過渡強度データ処理を必要とする関係者に広く公開することとした。本取扱説明書は、バージョンアップされた諸機能を最大限に生かせるよう解説を述べるのもである。

報告書

大型FBRにおける内筒設置の是非に係わる検討

村松 壽晴*

PNC-TN9410 90-147, 115 Pages, 1990/10

PNC-TN9410-90-147.pdf:4.05MB

大洗工学センター技術開発部プラント工学室で設計研究が進められている大型炉について、内筒設置の是非に関する検討を手動トリップ事象を対象とした熱流動解析により実施した。検討の対象とした熱流動特性は、温度成層化現象,系統熱過渡特性,周方向温度分布特性および液面近傍流速特性の4項目である。多次元コードAQUAによる3次元解析を分析した結果、以下の結論が得られた。(1) 温度成層化現象に関しては、内筒有無による現象への影響は小さい。また、発生する軸方向温度分布の継続時間が短く、構造健全性上問題となるとは考え難い。したがって、本現象は、内筒設置の是非に関して制限を与えないと考えられる。(2) 系統熱過渡特性に関しては、内筒を設置しない場合最大約-2.0$$^{circ}C$$/sのコールドショックを与えるため、内筒を設置する方が望ましい。(3) 周方向温度分布特性に関しては、内筒有無による現象への影響は小さい。また、発生する周方向温度分布の継続時間が短いことから、構造健全性上の問題は小さいと予想される。したがって、内筒設置の是非に関しては制限を与えないと考えられる。(4) 液面近傍流速特性に関しては、内筒は設置しない方が望ましい。以上より、系統熱過渡特性の観点から、内筒が必要と結論付けられるが、この特性が何らかの設計上の工夫(例えば、有効混合容積の増加)により改善できれば、内筒の設置は構造設計成立の必要条件とは成らないと判断される。

報告書

空気冷却熱過渡試験施設(ATTF)の概要

堀切 専人*; 竹本 正典*; 宇野 哲老*

PNC-TN9410 86-029, 68 Pages, 1986/02

PNC-TN9410-86-029.pdf:12.61MB

新しい試験施設として「空気冷却熱過渡試験施設」(ATTF)が大洗工学センターに建設された。本施設は高速増殖炉の蒸気発生器出口管板部の構造強度を評価する試験を第1の目的とし建設された装置である。管板構造モデル熱過渡試験の目的は(1)塑性域でのひずみ集中計算法の検討、評価を行い、より合理的な解析法、評価法を策定する。(2)「もんじゅ」の設計基準の妥当性を確認する。(3)設計評価法全体としてもつ破損に対する安全裕度の確認を行うことである。本装置は厳しい熱過渡荷重(コールド・ショック)を試験体に負荷出来るものである。その方法は、圧縮空気(最大35㎏$$sim$$†G)を2台の大型圧縮機より製造し、貯蔵タンク(約60m3)に貯蔵する。供試体を所定の温度に昇温した後、貯蔵タンクの圧縮空気を流調弁に通し、一気に供試体内を通過させながら熱過渡を与え、大気に放出する。主配管系は8インチで圧縮空気を最大10㎏/sの流量で流すことができ、最高熱過渡条件としては約4分間で550$$^{circ}C$$$$sim$$150$$^{circ}C$$(管板構造モデル)の温度変化を作り出すことができる。テストセクションは試験体形状により種々の構造に対応が可能である。但し、耐圧性能は最大8㎏/†G、気密構造が要求される。装置は2台のシーケンサー制御器により自動運転される。ATTFは、試験流体が圧縮空気であることにより、ナトリウム中で使用不可能な各種センサーが使用可能で、特に変形挙動を測定する上で必要なひずみゲージが使用でき、詳細なひずみ分布、局部ひずみ測定が可能な装置である。さらに試験体の破損個所、破損形態を明らかにする上で亀裂の発生検知、進展の観察が容易に可能であるなどの特徴により、各種構造物の試験を実施し、変形挙動及び強度を評価するために有力な手段となる試験装置である。本報告書で装置の概要、運転方法、安全対策等を述べる。

口頭

マルチスケール解析によるナトリウム冷却高速炉の熱過渡現象評価手法の整備,1; 解析手法整備の概要

田中 正暁; 檜山 智之; 村上 諭*; 堂田 哲広; 大島 宏之

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の更なる安全性強化の観点から、熱過渡現象評価手法の高度化を目的として、複数の解析コードを連携させ、プラント全体挙動から、炉上部プレナム等の多次元熱流動現象評価、さらに局所的な構造健全性評価を対象とする解析評価手法を整備する。本報では、その整備概要について報告する。

口頭

タンク型SFRの大型原子炉容器に関する適用性の予備的検討,3; 耐熱評価

近澤 佳隆; 久保 重信; 宮川 高行*; 衛藤 将生*

no journal, , 

タンク型炉の主容器液面近傍部を対象に熱応力解析を行い、耐熱性を検討した。主容器の肉厚は厳しい地震条件に対応した構造とし、スクラム時の液位変動を荷重条件に取り入れて、主容器液面近傍部のクリープ疲労損傷評価及び液面ラチェット評価を行った。

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