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論文

Aging deterioration test of seismic isolation applied to fusion experimental reactor

武田 信和; 中平 昌隆; 角舘 聡; 高橋 弘行*; 柴沼 清; 矢花 修一*; 松田 昭博*

Proceedings of 9th World Seminar on Seismic Isolation, Energy Dissipation and Active Vibration Control of Structures (CD-ROM), p.299 - 306, 2005/00

核融合実験炉であるITERは、設計地震動を越える地震に対しても十分なマージンで健全性を確保するために、積層ゴムの使用を計画している。原子力分野での利用においては、2$$sim$$5MPaの面圧の使用経験しかなく、ITERのように10MPaに及ぶ高面圧については実績がない。したがって、高面圧の積層ゴムの設計データは十分になく、詳細な特性評価が必要である。経年変化後の耐久試験の結果から、40年の経年変化後にも積層ゴムは400サイクルまでは安全に使用できることが確証された。一方、残留変形は246サイクル目に確認され、これは、剛性のような巨視的な機械的特性が変化するよりも十分に早く残留変形が観測可能であることを意味する。したがって、定期的な目視点検によって破断の徴候を察知することで、供用中の積層ゴムの破断を予防することが可能である。

論文

原子炉用電線ケーブルの寿命評価試験法の検討

瀬口 忠男; 森田 洋右; 吉田 健三

EIM-84-131, p.27 - 36, 1984/00

原子炉格納容器内で使用される電線・ケーブルの耐環境性試験法に関して、原子炉通常運転時の劣化に相当する促進試験法を検討した。放射線劣化および熱劣化の加速の妥当性、放射線と熱の相乗効果について、最近数年間で得られた知見に基いて解析し、妥当と思われる試験法を組み立てた。その具体的方法について解説し、原子炉通常運転時の環境基準(線量率100rad/h、温度60$$^{circ}$$C,40年間)に相当する劣化方法を述べた。

報告書

電線材料促進劣化試験装置の設計と製作

瀬口 忠男; 伊藤 洋; 吉田 健三

JAERI-M 83-089, 18 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-089.pdf:1.05MB

原子炉格納容器内で使用される電線・ケーブルの健全性を評価する試験方法を確立するために「電線材料促進劣化試験装置」を設計し、製作した。本装置は原子炉の通常運転時の環境における電線・ケーブルの寿命を推定し、この寿命に相当する劣化を促進させて短時間で与える条件を見出すことを目的として、電線・ケーブルを酸素加圧下でかつ加熱した状態で$$gamma$$線を照射するために使用されるものである。電線・ケーブルは600V用で長さ6mのものまで照射可能で、酸素圧は最大20kg/cm$$^{2}$$、温度は最高200$$^{circ}$$Cで使用できる性能を有する装置である。

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