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論文

Assessment of irradiation temperature stability of the first irradiation testi rig in the HTTR

柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*

Nuclear Engineering and Design, 223(2), p.133 - 143, 2003/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.89(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)は、様々な照射試験のために高温で大きな照射空間を提供することができる。HTTRの最初の照射設備としてI-I型材料照射試験用設備が開発された。これは、ステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものである。この設備では照射温度制御に炉内の高温の雰囲気を利用する設計としており、照射温度は550$$^{circ}$$Cと600$$^{circ}$$Cで$$pm$$3$$^{circ}$$Cの変動範囲で実施することを目標としている。本研究は、試験片の照射温度の安定性を解析的及び実験的手法により評価したものである。まず、過渡状態における試験片温度の変化を有限要素法(FEM)により解析し、次にモックアップを用いて温度制御性を実験的に検証した。さらに、得られた結果をHTTRの出力上昇試験で測定された炉内黒鉛構造物の温度変化特性と比較検討した。その結果、I-I型材料照射試験用設備の温度制御方法が、安定な照射試験を実施するうえで有効であることを示した。

論文

Dosimetry plan at the first irradiation test in the HTTR

柴田 大受; 菊地 孝行; 島川 聡司

Reactor Dosimetry in the 21st Century, p.211 - 218, 2003/00

国内初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、2002年3月に熱出力30MW原子炉出口温度850$$^{circ}C$$の定格出力運転を達成した。HTTRでは、高温ガス炉技術基盤の確立・高度化とともに、高温で広い照射空間を利用して照射試験を行うことを目的としている。HTTRの初めての照射設備として、I-I型材料照射試験用設備が開発された。これはステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものであり、照射温度は550と600$$^{circ}$$Cで$$pm$$3$$^{circ}C$$の変動範囲、高速中性子照射量は1.2$$times$$10$$^{23}$$n/m$$^{2}$$,最大荷重は9.8kNを目標としている。照射下クリープ試験の実施に先立ち、HTTRの照射条件を確認するため、I-I型設備による初めての照射試験として炉内データ測定試験を予定している。炉内の中性子束・中性子照射量は照射設備内に装荷された自己出力型中性子検出器(SPND)と各種のフルエンスモニタにより、また、温度はK型熱電対と温度モニタにより測定することとしている。このドシメトリーはHTTRの炉内照射条件を初めて確認できるものであることから、照射試験のみならず今後の高温ガス炉技術にとって有用なデータが得られると期待される。本報は、このドシメトリー計画とそれによって得られるデータの評価手法についてまとめたものである。

報告書

HTTRの照射設備の開発及び炉内データの取得方法; I-I型材料照射試験用設備

柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*

JAERI-Tech 2002-097, 19 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-097.pdf:1.4MB

高温工学試験研究炉(HTTR:High Temperature Engineering Test Reactor)は、熱出力30MWの黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉であり、高温ガス炉技術の基盤の確立と高度化に加えて、高温の照射環境を活かして高温工学に関する先端的基礎研究を行うことを目的としている。今後HTTRでは、安全性実証試験や高温試験運転の実施に加え、高温で広い照射空間を利用して照射試験を進めていく計画である。本報告書は、これまでに開発した、HTTRの初めての照射設備であるI-I型材料照射試験用設備について、その設計及び照射試験における炉内データの取得方法についてまとめたものである。本設備はHTTRで金属材料の照射下クリープ試験を実施するため設計されており、大型の試験片に安定して大きな荷重をかけられること、照射温度制御性に優れていることなどの特長を有している。照射下クリープ特性は、新たに開発した差動トランスにより、また炉内の照射データは、熱電対や自己出力型中性子検出器(SPND)により連続的に測定し、照射試験後にフルエンスモニタにより中性子照射量を評価する予定である。ここで得られる試験結果は、初めての炉内の照射データであることから、今後の高温ガス炉技術の高度化等にも貢献することが可能である。

論文

In-pile and post-irradiation creep of type 304 stainless steel under different neutron spectra

倉田 有司; 板橋 行夫; 三村 英明*; 菊地 泰二; 雨澤 博男; 島川 聡司; 辻 宏和; 新藤 雅美

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.386 - 390, 2000/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:37.76(Materials Science, Multidisciplinary)

ひずみのその場測定を行う照射下単軸クリープ試験によれば、クリープ変形の過程を詳細に調べることができる。タイプ304ステンレス鋼を用いて、異なる中性子スペクトルのもとで、照射下及び照射後クリープ試験を行った。照射後クリープ試験では、JMTRの通常スペクトル、高熱中性子スペクトル、熱中性子シールドスペクトルのもとで、はじき出し損傷率は約2dpa、ヘリウム生成量はそれぞれ、3appm,15appm,1appmまで550$$^{circ}C$$で照射した後、550$$^{circ}C$$でクリープ試験を行った。照射下クリープ試験は、高熱中性子スペクトル及び熱中性子シールドスペクトルのもとで、550$$^{circ}C$$で実施した。中性子スペクトルの違いは、照射後クリープ特性には、ほとんど影響が認められなかった。これに対し、照射下クリープ挙動には、明らかな中性子スペクトル効果が認められ、高熱中性子スペクトルのもとでクリープ変形が加速された。

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