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報告書

JRR-3冷中性子源装置における高性能減速材容器の開発

新居 昌至; 田村 格良; 羽沢 知也

JAEA-Technology 2015-010, 52 Pages, 2015/05

JAEA-Technology-2015-010.pdf:7.11MB

研究炉加速器管理部では、より多くの冷中性子をユーザーに供給するため、既存のCNS減速材容器の約2倍の冷中性子束を取り出すことのできる高性能減速材容器の開発を第2期中期計画で実施している。本報告書では、高性能減速材容器の基本設計仕様に基づき、設計強度評価、試験体を用いた強度試験、液体水素の流動解析、異材接合部の強度評価を行った。評価の結果、開発した高性能減速材容器がJRR-3のCNS減速材容器として適用可能であることを確認した。

論文

保障措置と核物質管理に関するシンポジウム; 国際保障措置セッションを中心に

西村 秀夫

核物質管理センターニュース, 28(8), p.5 - 7, 1999/08

欧州保障措置研究開発協会(ESARDA)第21回年次大会「保障措置と核物質管理に関するシンポシジウム」が5月4日から6日までの3日間、スペインのセビリアで開催された。今回のシンポジウムの特徴は、ESARDA創立30周年記念大会として保障措置の研究開発及びESARDAの活動を振り返り、カストマーの要請に応える成果を挙げてきたと評価する一方、今後も保障措置研究開発の重要性はいささかも変わるところがないと総括した点にある。発表された多くの論文からもヨーロッパにおける衰えぬ熱気を感じさせるものがあった。また、従来保障措置に限定されるきらいがあったが、保障措置以外の枠組みを紹介したり、密輸等の不法行為を扱ったり、より広い観点から問題に取り組もうとする姿勢が見えたことが注目された。本稿では、国際保障措置関連のセッションで発表された論文を中心に、ESARDA年次大会の概要を紹介する。

論文

Experimental evaluation of torsional fatigne strength of welded bellows and application to design of fusion device

高津 英幸; 山本 正弘; 清水 正亜; 鈴木 和夫*; 園部 正*; 林 雄造*; 水野 源一郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(5), p.341 - 355, 1984/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:30.46(Nuclear Science & Technology)

核融合装置のポートへの適用を目的として、溶接ベローズの捩り疲労強度を実験的に評価した。溶接ベローズは微小な捩り角を与える事により容易に座屈を起こしスパイラル状の大変形を呈する事、溶接ベローズは捩り荷重を与えても容易に破壊には至らず、従来信じられて来た以上に疲労寿命を有する事が実験により明らかとなった。捩り荷重が作用している状態の溶接ベローズの応力評価に関しては、座屈が生じない場合は剪断応力評価式、座屈する場合には軸方向曲げ応力評価式を提唱し、高サイクル疲労領域では前者、低サイクル疲労領域では後者が疲労データとよく合致する事が判った。本応力評価式をJT-60真空容器のポート用溶接ベローズに適用した結果、設計荷重に対する健全性が示された。

口頭

水平及び鉛直荷重を受ける改良9Cr-1Mo鋼製円筒容器の座屈評価法に関する研究,1; 材料特性や初期不整形状のばらつきが座屈荷重に与える影響について

三浦 一浩*; 岡藤 孝史*; 佐郷 ひろみ*; 下村 健太; 岡島 智史; 佐藤 健一郎*

no journal, , 

大口径化による薄肉化、新しい材料の採用、基準地震動の増加による免震装置の採用に対応するため、高速炉の円筒容器には軸方向の圧縮荷重, 曲げ荷重及びせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価法が必要となる。上記に対応する座屈評価法は、日本機械学会の高速炉規格において検討されている。この研究では、提案式の適用性を検討するため、座屈強度の変動因子として材料特性と初期不整を用いてモンテカルロシミュレーションを実施し、これらの因子の変動が座屈荷重に与える影響を評価した。その座屈荷重をJSME S NC2-2013の縦弾性係数及び設計降伏応力を用いた提案式による座屈荷重により正規化した場合、95%信頼下限値は、鉛直単体荷重、水平+鉛直荷重ともに、提案式の閾値を上回った。この結果は、提案式に設計降伏点を用いて算出した座屈評価値は、材料特性その他のばらつきを含む実際の座屈荷重の95%信頼下限値よりも安全側(小さめの)値となることを示している。

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