Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
石原 正博; 奥 達雄*
日本機械学会論文集,A, 62(602), p.2305 - 2309, 1996/00
高温工学試験研究炉の黒鉛構造物には、原子炉の運転とともに中性子照射による寸法収縮変形およびクリープ変形により残留ひずみが蓄積される。したがって、原子炉の安全運転の観点から、黒鉛構造物中に蓄積される残留ひずみの程度を非破壊的に計測する必要がある。一方、黒鉛の応力・ひずみ曲線が非線形性を示すことから、残留ひずみの蓄積により材料の変形特性が異なることが予想される。そこで、種々の引張模擬残留ひずみを発生させた試験片表面に微小硬度計によりダイヤモンド圧子を押し込み、連続的に押し込み荷重と深さを計測した。その結果、残留ひずみの増加により圧子の押し込み深さが増加し、変形抵抗の減少が認められるとともに、微小硬さが減少した。したがって、黒鉛構造物の残留ひずみ計測法として、微小硬度計を用いて硬さ分布を測定することにより、残留ひずみが非破壊的に検知可能であることがわかった。
石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策
JAERI-M 91-154, 39 Pages, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物用として使用される材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)、原子炉級準等方性黒鉛(PGX黒鉛)及びASR-ORB炭素であり、現在までこれらの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心支持黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心支持黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。
石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策
JAERI-M 91-153, 51 Pages, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体、制御棒案内ブロック等の炉心黒鉛構造物用として使用する黒鉛材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)であり、現在までこの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを、照射特性も含め精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。
國富 一彦; 井岡 郁夫; 梅西 浩二*; 菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母
JAERI-M 85-008, 20 Pages, 1985/02
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)には、耐圧管の内側に繊維系断熱材を設けた高温配管が設置してある。この配管の断熱性能を把握することを目的として、昭和57年度から実施したHENDELのNO1~NO6サイクルの運転では耐圧管表面温度、熱流束等の計測を行ってきた。この熱流束の計測には薄膜の熱流束計を用いてきたが、昭和58年5月~7月にかけて行ったNO8~NO9サイクルの運転では、さらに詳細な熱流束を計測するために、耐圧管の周囲に空冷ダクトを設置し耐圧管表面を強制冷却することにより耐圧管表面からの放散熱量を求めた。本報は、空冷ダクト試験装置の概要について述べると共に、NO8~NO9サイクルの運転の試験結果をまとめたものである。