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報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)内炉心支持黒鉛構造物の供用期間中検査装置の開発

角田 淳弥; 塙 悟史; 菊地 孝行; 石原 正博

JAERI-Tech 2003-023, 37 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-023.pdf:7.79MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、炉心支持黒鉛構造物の健全性を確認するために、供用期間中検査(ISI)としてのTVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査及びサーベイランス試験片を用いた物性値の測定を行うこととしている。そこで、平成8年9月から平成10年6月にかけて視検査に用いる供用期間中検査装置の開発を行った。また、開発した検査装置を用いて炉心支持黒鉛構造物の初期据え付け時における目視検査を行った。その結果、TVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査で、鮮明な画像が得られることを確認するとともに、炉心支持黒鉛構造物の初期据付時の健全性を確認した。

報告書

HTTR出力上昇試験における高温配管熱変形挙動の評価,1; 20MWまでの結果

塙 悟史; 小嶋 崇夫; 角田 淳弥; 橘 幸男

JAERI-Tech 2002-024, 46 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-024.pdf:3.29MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度が950$$^{circ}C$$であり、1次系の機器配管系は非常に高温になる。そのため、これら機器配管系の熱変位挙動を確認することは健全性確認の観点からも重要である。さらに、機器配管系の支持方法には、3次元の浮動支持方式を採用しているため、その熱変位挙動・特性を把握することは、3次元浮動支持方式の熱変位特性を知るうえでも重要である。HTTRの出力上昇試験(2)では、1次系高温配管の熱変形測定試験を実施した。本報は、その試験結果及び解析評価結果を示したものである。本試験により、支持構造物の抵抗力が効きの熱変位挙動に影響を与えることが明らかとなり、またその抵抗力を最適化することで実測熱変位挙動を再現できることを確認するとともに、定格運転時における機器健全性を確認した。

報告書

放射化分析支援システムの検証試験(協力研究)

笹島 文雄; 澤幡 浩之*; 鬼沢 孝治*; 市村 茂樹; 大友 昭敏; 伊藤 泰男*; 高柳 政二

JAERI-Tech 2000-073, 49 Pages, 2000/12

JAERI-Tech-2000-073.pdf:4.43MB

放射化分析支援システムは、放射化分析の経験が少ない利用者でも、簡便で、かつ正確に分析試料の多元素同時分析を行えるように分析作業を支援するためのものである。本検証試験では、放射化分析支援システムの機能、使い易さ、分析の正確さ等についての確認を行った。検証試験の方法としては、JRR-3M PN-3設備に整備した照射装置、測定装置、自動試料交換装置、解析装置及びKo法に基づく解析ソフト「KAYZERO/SOLCOI」を用いて実施し、ゲルマニウム検出器の校正、照射場のパラメータの測定、及び3種類の環境標準試料の分析を行った。本システムによる分析においては、多元素同時分析により合計28元素を定量し、保証値を有する16元素を15%以内の正確さで分析することができたので、システムの紹介とこれらの結果について報告する。

論文

Experimental and analytical study on thermal displacement characteristics of cooling system applied to floating support unit

塙 悟史; 石原 正博; 橘 幸男; 小池上 一*

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.9 - 0, 2000/00

原子炉プラントにおける高温機器及び配管に対しては、機器の健全性確保の観点からも、発生する熱膨張を吸収する構造が重要である。高温工学試験研究炉(HTTR)は、1次冷却材温度が出口で最高950$$^{circ}C$$、原子炉入口でも395$$^{circ}C$$と高温であるため、主冷却機器の支持構造物にはコンスタントハンガ及びオイルスナバ等による浮動支持方式が採用されている。HTTRの出力上昇に先立ち、この浮動支持方式による高温機器の熱変位特性を調べるため、非核熱による実機を用いた特性試験を実施した。同時に解析的評価を実施し、試験結果との比較検討を行った。本報告では、特性試験の結果及び解析結果、並びに浮動支持方式を採用した冷却機器の熱変位特性について述べる。

論文

Structural analysis of blanket system and vacuum vessel for international thermonuclear experimental reactor (ITER)

喜多村 和憲*; 小泉 興一; 高津 英幸; 伊藤 裕*; 中平 昌隆; 多田 栄介; 常松 俊秀

Fusion Technology 1996, 0, p.1403 - 1406, 1997/00

国際熱核融合炉(ITER)のブランケット及び真空容器の支持構造系のプラズマ崩壊時の電磁力下における機械的挙動の把握と健全性評価を目的に3次元FEM構造解析を行い、自重、電磁力、熱荷重等の負荷時における各部の構造健全性を評価した。その結果、真空容器及びブランケット支持構造系の大部分の部位は使用材料(SS316)の許容応力内であったが、インボード及びアウトボード後壁下部については、板圧増加等の補強、もしくはプラズマ崩壊時のVDE荷重の見直しが必要であることが分かった。

報告書

Structural analysis of vacuum vessel and blanket support system for international thermonuclear experimental reactor(ITER)

喜多村 和憲*; 小泉 興一; 島根 秀夫*; 高津 英幸; 多田 栄介

JAERI-Tech 96-049, 37 Pages, 1996/11

JAERI-Tech-96-049.pdf:1.75MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器およびブランケット支持構造系の機械的健全性評価の一環として、自重、電磁力、熱荷重等の負荷に対して、3次元FEM解析を実施した。その結果、真空容器及びブランケット支持構造系の大部分の部位は使用材料の許容応力内であったが、後壁インボード下部については板厚の増加による補強が必要であることが分かった。又、支持系全体の固有値解析を実施した結果、真空容器支持脚は耐震上の観点から、ブランケット支持構造物はVDE(垂直方向プラズマ消滅)電磁力の座屈強度の観点から、各々剛性を増加する必要があることが分かった。

報告書

核融合実験炉(ITER/CDA)ブランケット支持構造の概念設計と試作開発

西尾 敏; 渋井 正直*; 清水 克祐*; 小泉 興一; 阿部 哲也; 多田 栄介

JAERI-M 93-091, 92 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-091.pdf:2.69MB

ITERブランケット筐体の支持機構として、キー、コッター概念を選定し、コッターの駆動機構には水圧を利用した金属風船を外側ブランケットに、ピストン/シリンダー型を内側ブランケットに適用した。これら駆動機構を含む支持構造全体の設計を終え必要な試作試験を通じて実機適用の見通しを得た。

論文

Development of software integration methodology for human-friendly and intelligent nuclear reactor design support system

新谷 文将; 寺下 尚孝*; 清水 智也*; 浅井 清; 秋元 正幸

Proc. of the Joint Int. Conf. on Mathematical Methods and Supercomputing in Nuclear Applications,Vol. 1, p.466 - 476, 1993/00

原子炉の設計作業をコンピュータのハードウェア及びソフトウェアで支援する知的設計支援システムの開発を最終目標に、キーテクノロジーであるモジュール統合化手法の確立のための検討を行っている。原子炉の設計においても他の分野と同様に試行錯誤的・人海戦術的方法がとられている。しかしここでは他の分野に比べて、多くの大型計算コードが使われ、解析作業の設計全体に占める割合が大きいのが特徴である。このため、計算コードを統合化する手法の確立が設計を支援するキーテクノロジーになる。本報では、設計タスクの分析結果を基に、計算コード、入力データ、結合情報を記述した情報モジュールをモジュールの単位とし、結合のためのソフトウェアを介して、モジュール間の結合関係を自動的に判断して実効するシステムを、原研で概念設計中の新型炉SPWRの負荷追従解析を例題として試作し、検討した結果について述べる。

論文

原子炉設計知的支援システムの開発; モジュール統合化手法の検討

新谷 文将; 寺下 尚孝*; 清水 智也*; 秋元 正幸

動力・エネルギー技術の最前線 : シンポジウム講演論文集 1992, p.225 - 230, 1992/00

原子炉の設計作業をコンピュータのハードウェア及びソフトウェアで支援する知的設計支援システムの開発を最終目標に、このキーテクノロジーであるモジュール統合化手法の確立のためにこれまでに行った検討結果について報告する。原子炉の設計においても他の分野の設計と同様、試行錯誤的・人海戦術的方法がとられている。しかしここでは他の分野の作業に比べて、より多くの大型計算コードが使われ解析の設計全体に占める割合が大きいのが特徴である。このため計算コードを統合化する手法の確立が設計を支援するキーテクノロジーになる。また、設計支援システムは設計者の思考を円滑にするように支援することが要求されることから設計者の思考過程を反映したシステムを構築することが要求される。以上のような観点から本報では設計タスクの分析とモデル化、これを基にしたモジュール統合化方式の試作による検討結果について述べる。

報告書

JT-60制御用計算機システムにおけるソフトウェアの品質管理

伊佐治 信明*; 栗原 研一; 木村 豊秋

JAERI-M 90-114, 28 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-114.pdf:1.09MB

臨界プラズマ試験装置JT-60は、実験装置という性格から、装置及び制御系の改造、機能変更がかなりの頻度で行われる。この制御系の中枢である計算機システムは、大規模なソフトウェア群を保有しており、そのソフトウェアの改造においても、ソフトウェアバグの発生を防止して、全体の品質を維持すること、即ち、品質管理が、改造の作業効率向上の観点で極めて重要である。この品質管理を実行するには、標準的作業手順(作業標準)が規定され、その手順の各過程で作業者を支援するシステムの存在が必要となる。本報告書は、これらJT-60制御系におけるソフトウェア開発の作業標準とそれらを支援するシステム、並びに、これらを実際のシステムで運用した結果についてまとめたものである。

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