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論文

Fracture toughness evaluation of reactor pressure vessel steels by master curve method using miniature compact tension specimens

飛田 徹; 西山 裕孝; 大津 拓与; 宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051405_1 - 051405_8, 2015/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:42.22(Engineering, Mechanical)

ミニチュアコンパクトテンション(0.16T-CT)試験片のマスターカーブ法による破壊靭性評価への適用性を明らかにするため、0.16インチから1インチまでの板厚・形状の異なる数種類の試験片(0.16T-CT, PCCv, 0.4T-CT, 1T-CT)を用いて破壊靱性試験を行った。不純物含有量、靱性レベルが異なる5種類の原子炉圧力容器鋼に対して、0.16T-CTを用いて評価した破壊靱性参照温度($$T_{o}$$)は、1T-CTその他板厚の試験片と良い一致を示した。また、1インチ相当に補正した0.16T-CT試験片の破壊靭性値のばらつきの大きさ及び負荷速度依存性も同等であった。さらに、0.16T-CT試験片を用いて$$T_{o}$$を評価する場合の最適な試験温度に関し、シャルピー遷移温度を元にした設定法について提案を行った。

報告書

高温工学に関する先端的基礎研究用HTTR照射試料の温度評価

石原 正博; 馬場 信一; 高橋 常夫*; 相原 純; 柴田 大受; 星屋 泰二

JAERI-Tech 2002-054, 169 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-054.pdf:5.93MB

HTTRを用いた高温工学に関する先端的基礎研究としての照射試験は平成15年度に開始される予定である。試験では、照射温度が400$$^{circ}C$$から600$$^{circ}C$$,高速中性子照射量(E$$>$$0.18MeV)が1$$times$$10$$^{21}$$から3$$times$$10$$^{23}$$m$$^{-2}$$を目標としている。照射予定の試験片は、高温半導体SiC試験片,超電導体Bi-2212試験片,耐熱セラミックス系の黒鉛試験片,SiC試験片及びジルコニア試験片である。そこで、熱伝導率の高い黒鉛試験片と熱伝導率の低いジルコニア試験片を評価対象として、キャプセル内に装荷された試験片の温度を解析的に検討した。検討の結果、本キャプセルにより黒鉛試験片では約450$$^{circ}C$$~590$$^{circ}C$$の温度域で照射試験が可能で、かつ試料装荷領域内でほぼ均一の温度条件が達成されること、ジルコニア試験片では450$$^{circ}C$$~600$$^{circ}C$$の温度域で照射試験が可能で、試料装荷領域内の温度差は最大30$$^{circ}C$$程度見積もられること、炉心上部可動反射体領域の照射ではジルコニア試験片も試料装荷領域内の温度差が1$$^{circ}C$$以下と小さくなり、ほぼ均一の照射温度が達成できること等が明らかとなった。

論文

Evaluation of neutron flux and gamma heating for irradiation tests of JMTR

長尾 美春; 板橋 行夫; 小森 芳廣; 新見 素二; 藤木 和男

KAERI/GP-195/2002, p.49 - 55, 2002/00

モンテカルロコードMCNPを用いたJMTRにおける照射場評価手法の検討を行ってきた。これまでに行われた検証の結果、高速中性子束,熱中性子束のMCNP計算値は、フルエンスモニタによる測定値に対して各々$$pm$$10%,$$pm$$30%の精度であった。$$gamma$$加熱率については、試料部の温度で比較した結果、解析値は、測定値に対して-3~+14%で評価できた。以上の結果から、JMTR照射試験においては、中性子束,料部温度において高精度な評価が可能である。

論文

Development of reconstitution technique of charpy impact specimens by surface-activated joining for reactor pressure vessel surveillance

鬼沢 邦雄; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 見原 正一郎*; 中村 照美*

IWG-LMNPP-94/9, 0, 12 Pages, 1994/00

原子炉の構造基準では、原子炉圧力容器鋼の照射脆化評価のため監視試験実施が義務付けられている。原子炉の供用期間を延長する場合、監視試験用試験片が不足する可能性があるため、試験済み試験片の再利用、すなわち試験片再生技術の開発は重要課題である。本報では、常温接合技術として試験片再生に有望な表面活性化接合法の適用性を検討した。軽水炉圧力容器鋼を用いた基礎的検討結果から、接合部の硬化領域の幅を3mm以下、接合時に照射温度以上に上昇する領域の幅を6mm以下に抑えることができることがわかった。他の溶接による試験片再生法と比較して、これら接合の影響をより小さくすることができ、より優れた試験片再生法であることが確認できた。

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