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論文

Temperature effects on local structure, phase transformation, and mechanical properties of calcium silicate hydrates

Im, S.*; Jee, H.*; Suh, H.*; 兼松 学*; 諸岡 聡; 小山 拓*; 西尾 悠平*; 町田 晃彦*; Kim, J.*; Bae, S.*

Journal of the American Ceramic Society, 104(9), p.4803 - 4818, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Materials Science, Ceramics)

This study aims to elucidate the effect of heating on the local atomic arrangements, structure, phase transformation, and mechanical properties of synthesized calcium-silicate-hydrate (C-S-H). The alteration in the atomic arrangement of the synthesized C-S-H (Ca/Si = 0.8) and the formation of crystalline phases that occurred in three distinct transformation stages of dehydration (105-200 $$^{circ}$$C), decomposition (300-600 $$^{circ}$$C), and recrystallization (700-1000 $$^{circ}$$C) were investigated via powder X-ray diffraction, $$^{29}$$Si nuclear magnetic resonance spectroscopy, and thermogravimetric analysis. Further, the deformation of the local atomic bonding environment and variations in mechanical properties during the three stages were assessed via pair distribution function analysis based on in-situ total X-ray scattering. The results revealed that the C-S-H paste before heating exhibited a lower elastic modulus in real space than that in the reciprocal space in the initial loading stage because water molecules acted as a lubricant in the interlayer. At the dehydration stage, the strain as a function of external loading exhibited irregular deformation owing to the formation of additional pores induced by the evaporation of free moisture. At the decomposition stage, the structural deformation of the main d-spacing (d $$approx$$ 3.0 ${AA}$) was similar to that of the real space before the propagation of microcracks. At the recrystallization stage, the elastic modulus increased to 48 GPa owing to the thermal phase transformation of C-S-H to crystalline $$beta$$-wollastonite. The results provide direct experimental evidence of the micro- and nanostructural deformation behavior of C-S-H pastes after exposure to high temperature under external loading.

報告書

炉心溶融物の粘性及び表面張力同時測定技術の開発(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 大阪大学*

JAEA-Review 2020-038, 41 Pages, 2020/12

JAEA-Review-2020-038.pdf:3.28MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「炉心溶融物の粘性及び表面張力同時測定技術の開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。炉心溶融物である(U,Zr)O$$_{2}$$やボライドは非常に高温であるために、通常の測定方法では容器との反応が避けられず、熱物性の測定は困難である。本研究では、ガス浮遊法を用いて浮遊させた試料を加熱溶融させることで液滴とし、その液滴を基板に衝突させる。その衝突の一瞬の挙動から、粘性と表面張力を同時に導出する新しい技術を開発する。

報告書

炉心溶融物の粘性及び表面張力同時測定技術の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 大阪大学*

JAEA-Review 2019-025, 36 Pages, 2020/01

JAEA-Review-2019-025.pdf:2.57MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「炉心溶融物の粘性及び表面張力同時測定技術の開発」について取りまとめたものである。炉心溶融物である(U,Zr)O$$_{2}$$やボライドは非常に高温であるために、通常の測定方法では容器との反応が避けられず、熱物性の測定は困難なため、本研究は、ガス浮遊法を用いて浮遊させた試料を加熱溶融させることで液滴とし、その液滴を基板に衝突させる。その衝突の一瞬の挙動から、粘性と表面張力を同時に導出する新しい技術を開発する。

論文

Fine structure in the $$alpha$$ decay of $$^{223}$$U

Sun, M. D.*; Liu, Z.*; Huang, T. H.*; Zhang, W. Q.*; Andreyev, A. N.; Ding, B.*; Wang, J. G.*; Liu, X. Y.*; Lu, H. Y.*; Hou, D. S.*; et al.

Physics Letters B, 800, p.135096_1 - 135096_5, 2020/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:89.19(Astronomy & Astrophysics)

Fine structure in the $$alpha$$ decay of $$^{223}$$U was observed in the fusion-evaporation reaction $$^{187}$$Re($$^{40}$$Ar,p3n) by using fast digital pulse processing technique. Two $$alpha$$-decay branches of $$^{223}$$U feeding the ground state and 244 keV excited state of $$^{219}$$Th were identified by establishing the decay chain $$^{223}$$U$$rightarrow$$$$^{219}$$Th$$rightarrow$$$$^{215}$$Ra$$rightarrow$$$$^{211}$$Rn. The $$alpha$$-particle energy for the ground-state to ground-state transition of $$^{223}$$U was determined to be 8993(17) keV, 213 keV higher than the previous value, the half-life was updated to be 62$$^{+14}_{-10} mu$$s. Evolution of nuclear structure for $$N$$=131 even-$$Z$$ isotones from Po to U was discussed in the frameworks of nuclear mass and reduced $$alpha$$-decay width, a weakening octupole deformation in the ground state of $$^{223}$$U relative to its lighter isotones $$^{219}$$Ra and $$^{211}$$Th was suggested.

論文

Intergranular strains of plastically deformed austenitic stainless steel

鈴木 賢治*; 菖蒲 敬久

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 10(4), p.9 - 17, 2019/02

弾性異方性をもつ材料中では、塑性変形が発生した際に結晶間に応力差が生じており、これが材料破壊に深くかかわっていることが知られている。本研究では、高エネルギー放射光回折法を用いて、塑性変形させた材料中の荷重方向の残留応力を結晶方位ごとに調べた。その結果、残留応力はX線的弾性定数(回折面ごとに求められるヤング率)が高い指数では引張残留応力、低い指数では圧縮残留応力が発生していることがわかった。この結果は、材料強度を向上させる際、集合組織のように結晶方位を制御する技術に役立つと考えている。

論文

Deformation analysis of reinforced concrete using neutron imaging technique

小山 拓*; 上野 一貴*; 関根 麻里子*; 松本 吉弘*; 甲斐 哲也; 篠原 武尚; 飯倉 寛; 鈴木 裕士; 兼松 学*

Materials Research Proceedings, Vol.4, p.155 - 160, 2018/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.2

We developed, in this study, a novel method to observe internal deformation of concrete by the neutron transmission imaging technique. In order to visualize the internal deformation of concrete, the cement paste markers containing Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$ powder were two-dimensionally dispersed around the ferritic deformed rebar in the reinforced concrete. This experiment was conducted using BL22, RADEN, in the Material and Life Science Experimental Facility of the Japan Proton Accelerator Research Complex. The transmission images of the reinforced concrete sample were taken at several positions on the vertical sample stage, and the displacement of the marker from the initial position was successfully evaluated within approximately $$pm$$0.1 mm accuracy by image analysis for selected markers with higher contrast and circularity. Furthermore, concrete deformation under pull-out loading to the embedded rebar was evaluated by the same way, and its reaction compressive deformation was successfully observed by analyzing the displacement of the markers. The results obtained in this study bring beneficial knowledge that the measurement accuracy of the marker displacement can be improved more by choosing a spherical shape of the marker and by increasing the contrast of the marker.

論文

Evaluation of crack growth rates and microstructures near the crack tip of neutron-irradiated austenitic stainless steels in simulated BWR environment

知見 康弘; 笠原 茂樹; 瀬戸 仁史*; 橘内 裕寿*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors, Vol.2, p.1039 - 1054, 2018/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)による亀裂進展挙動を理解するため、中性子照射したオーステナイト系ステンレス鋼の亀裂進展試験を実施して亀裂進展速度を評価し、亀裂先端における変形組織と酸化皮膜に着目したミクロ組織観察を実施した。供試材は12$$sim$$14dpaまで中性子照射した316Lステンレス鋼で、BWR模擬水質環境(約288$$^{circ}$$C)下で亀裂進展試験を行った。また亀裂進展試験後、FEG-STEMを用いて亀裂先端のミクロ組織を観察した。試験の結果、腐食電位(ECP)の低減による亀裂進展抑制効果は、文献で示されている約2dpa以下の損傷量の低い材料と比較して顕著ではなかった。また1000時間以上高温水中に浸漬し、高ECPと低ECPの双方の環境に置かれた試験片の亀裂内には酸化物形成が認められたが、低ECP条件下のみを経験した亀裂先端近傍には酸化皮膜の形成がほとんど認められなかった。さらに、亀裂先端近傍には変形に伴う双晶組織が高密度に形成していた。これらの結果より、高損傷量のステンレス鋼の亀裂進展挙動において、局所変形と酸化が支配的な因子であることが示唆された。

報告書

幌延深地層研究センターの350m調査坑道における原位置岩盤の長期変形挙動の計測

櫻井 彰孝; 青柳 和平; 藤田 朝雄; 本島 貴之*

JAEA-Data/Code 2015-023, 46 Pages, 2016/02

JAEA-Data-Code-2015-023.pdf:48.03MB
JAEA-Data-Code-2015-023-appendix(CD-ROM).zip:48.51MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分では、人工バリアおよびその周辺の岩盤領域の環境の明確化の観点から、熱-水理-力学連成現象を長期的に検討し、地層処分システムの安全評価へ反映していく必要がある。また、処分施設では、廃棄体定置後の処分施設の埋戻し後も考慮した長期的な岩盤の安定性が求められるため、原位置岩盤の長期的な力学挙動を検討していくことが重要となる。これらの背景を踏まえ、本報告書では、処分孔周辺岩盤の長期的な力学挙動に関する計測データの取得を目的として、幌延深地層研究センターの350m調査坑道において処分孔を模擬した鉛直孔(テストピット)を無支保で掘削し、テストピット内およびその周辺岩盤の変形挙動を計測し、テストピット掘削に伴う周辺地山への影響や、無支保のテストピット内の長期的な変形挙動の評価に資するためのデータを取得した。なお、本報告書では、テストピットの掘削、地質観察結果、計測器の仕様・設置方法および、平成26年2月から平成27年9月までの計測結果をとりまとめ、巻末付録にデジタルデータを収録した。

報告書

核融合装置二重壁真空容器設計の合理化と実用化に関する研究

中平 昌隆

JAERI-Research 2005-030, 182 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-030.pdf:12.57MB

ITERの真空容器は供用中非破壊検査が困難なため、全く新しい安全確保の考え方を構築する必要がある。また、二重壁構造の閉止溶接の裏側へのアクセスが不可能であるため、従来の構造技術基準では対応できない。さらに高さ10m以上の大型構造体であるが$$pm$$5mm以下の高精度で製作する必要があり、複雑形状で大型なため合理的な溶接変形予測手法を構築する必要がある。本研究では、微小な水リークによる核融合反応停止という性質に着目し、トカマク型の核融合装置が反応停止にかかわる固有の安全性を有することを証明した。これにより、安全性を損なわず供用中非破壊検査が不要とする大幅な合理化の提案ができた。また、二重壁構造を合理的に構築する部分溶込みT字溶接継手を提案し、継手強度並びにすきま腐食感受性を定量的に把握し受容性を確認した。さらに、合理的な溶接変形予測手法を提案するとともに、実大での溶接試験結果と比較してその有効性を確認し、大型の複雑形状を持つ溶接構造物の溶接変形を簡易的に、かつ十分な精度で評価できる手法を提案した。

報告書

研究炉使用済燃料輸送容器の改造必要性について; JRC-80Y-20T落下衝撃解析結果の検討

研究炉使用済燃料輸送容器構造検討グループ

JAERI-Review 2005-023, 133 Pages, 2005/07

JAERI-Review-2005-023.pdf:18.88MB

原研では、2基のステンレス製研究炉使用済燃料輸送容器JRC-80Y-20Tを作製し、1981年から使用してきた。シリサイド燃料を輸送するために設計変更を米国原子力規制委員会(NRC)に申請したが、落下衝撃解析に用いたDavisの評価式がその適用範囲外であることを指摘され、2004年4月以降の容器使用が認められなかった。衝撃応答解析コードLS-DYNAを用いた計算結果を追加でNRCに提出したが、蓋のシール領域に塑性変形を示しており、依然として容器承認が取得できなかった。このような輸送容器の設計承認問題に対応するため、検討グループを6月末に設置した。同グループでは、まず既に実施した落下解析結果の妥当性検討として、入力データの妥当性検討及び感度解析を実施した。検討した範囲において落下解析がおおむね妥当であり、解析結果の見直しだけで容器承認をNRCから得ることはできないと結論付けた。

論文

中性子回折法による高張力鋼突合せ溶接材の残留応力評価

鈴木 裕士; Holden, T. M.*; 盛合 敦; 皆川 宣明*; 森井 幸生

材料, 54(7), p.685 - 691, 2005/07

本研究では、高張力鋼の一つであるNi-Cr鋼を用いて製作したX開先突合せ溶接試験片の残留応力分布を中性子回折法により測定し、残留応力発生メカニズムを検討した。始めに、無ひずみ状態における格子定数を測定するために、溶接試験片から幾つかの小片試料を切り出した。小片試料を用いて格子定数を測定した結果、溶接過程において生じたマルテンサイト変態などの相変態が影響して、溶接部近傍で格子定数の増加が認められた。次に、$$alpha$$Fe110, $$alpha$$Fe200, $$alpha$$Fe211の三種類の回折により溶接試験片の残留応力分布を測定した。塑性ひずみの影響が無いために、それぞれの回折により評価した残留応力分布はほとんど同様な傾向を示していた。また、溶接部近傍における残留応力はNi-Cr鋼の降伏強さの半分程度の引張残留応力であった。高張力鋼では軟鋼と比べて相変態による膨張量が大きいこと、また、引張残留応力がかなり低い温度となってから発生し始めるために、残留応力が降伏応力に至らなかったと考えられる。したがって、高張力鋼の中性子応力評価では、塑性ひずみの発生を考慮する必要の無いことを確認した。

論文

Nuclidic mass formula on a spherical basis with an improved even-odd term

小浦 寛之; 橘 孝博*; 宇野 正宏*; 山田 勝美*

Progress of Theoretical Physics, 113(2), p.305 - 325, 2005/02

 被引用回数:327 パーセンタイル:99.03(Physics, Multidisciplinary)

われわれが2000年に発表した大局的項,平均的偶奇項,殻項を持つ質量公式の改良版を作成した。大局的部分は前回のものとほぼ同様であるが、偶奇項をより精密に取り扱い、相当の改善を行うことができた。殻項については前回のものと全く同様で、球形単一粒子ポテンシャルを用いて計算を行い、変形核については球形核の重ね合わせの考え方で取り扱うという方法を用いた。今回の質量公式は${it Z}$$$>$$1及び${it N}$$$>$$1の核種に適用可能である。実験質量値との平均2乗誤差は0.658MeVとなり、前回の質量公式での誤差0.680MeVと比べて改善された。

論文

Aging deterioration test of seismic isolation applied to fusion experimental reactor

武田 信和; 中平 昌隆; 角舘 聡; 高橋 弘行*; 柴沼 清; 矢花 修一*; 松田 昭博*

Proceedings of 9th World Seminar on Seismic Isolation, Energy Dissipation and Active Vibration Control of Structures (CD-ROM), p.299 - 306, 2005/00

核融合実験炉であるITERは、設計地震動を越える地震に対しても十分なマージンで健全性を確保するために、積層ゴムの使用を計画している。原子力分野での利用においては、2$$sim$$5MPaの面圧の使用経験しかなく、ITERのように10MPaに及ぶ高面圧については実績がない。したがって、高面圧の積層ゴムの設計データは十分になく、詳細な特性評価が必要である。経年変化後の耐久試験の結果から、40年の経年変化後にも積層ゴムは400サイクルまでは安全に使用できることが確証された。一方、残留変形は246サイクル目に確認され、これは、剛性のような巨視的な機械的特性が変化するよりも十分に早く残留変形が観測可能であることを意味する。したがって、定期的な目視点検によって破断の徴候を察知することで、供用中の積層ゴムの破断を予防することが可能である。

報告書

Behavior of irradiated BWR fuel under reactivity-initiated-accident conditions; Results of tests FK-1, -2 and -3

杉山 智之; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 笹島 栄夫; 永瀬 文久; 更田 豊志

JAERI-Research 2003-033, 76 Pages, 2004/01

JAERI-Research-2003-033.pdf:17.46MB

低温起動時の反応度事故(RIA)条件下における燃料挙動を明らかにするため、燃焼度41$$sim$$45GWd/tUの沸騰水型原子炉(BWR)燃料のパルス照射実験を原子炉安全性研究炉(NSRR)において実施した。試験燃料棒は福島第一原子力発電所三号機で用いられたBWR8$$times$$8BJ(STEP I)型セグメント燃料棒を短尺加工したもので、NSRRにおいて約20ms以内の短時間に293$$sim$$607J/g(70$$sim$$145cal/g)の熱量が与えられた。その際、燃料棒被覆管はペレット・被覆管機械的相互作用により高速に変形したが、被覆管の延性が十分高く破損には至らなかった。被覆管周方向の塑性歪は最大部で1.5%に達した。被覆管温度は局所的に最大約600$$^{circ}$$Cに達しており、X線回折測定の結果はパルス照射時の温度上昇により被覆管照射欠陥が回復したことを示していた。パルス照射による核分裂生成ガスの放出割合は、ピーク燃料エンタルピ及び定常運転条件に依存して、3.1%$$sim$$8.2%の値であった。

論文

Multiple coulomb excitation experiment of $$^{68}$$Zn

小泉 光生; 関 暁之*; 藤 暢輔; 長 明彦; 宇都野 穣; 木村 敦; 大島 真澄; 早川 岳人; 初川 雄一; 片倉 純一; et al.

Nuclear Physics A, 730(1-2), p.46 - 58, 2004/01

 被引用回数:14 パーセンタイル:64.85(Physics, Nuclear)

原研タンデム・ブースター加速器施設で$$^{68}$$Znビームのクーロン励起実験を行った。実験の結果、新たに2つの$$E2$$マトリックスエレメント及び2$$_{1}$$$$^{+}$$の四重極モーメントを得た。$$^{68}$$Znの構造を理解するために、Nilsson-Strutinskyモデルでポテンシャルエネルギー表面(PES)の計算を行った。その結果、PESは、2つの浅い極小値を持つことがわかった。1番目の極小値は、フェルミ面の下に$$1g_{9/2}$$軌道を含まず、2番目の極小値は、それを含むことがわかった。殻モデル計算との比較より、基底状態バンド及び侵入バンドは、それぞれEPSの1番目及び2番目に関係していると考えられる。基底バンドの励起エネルギーや$$B(E2)$$の実験値は、3軸非対称モデル及びO(6)限界のIBMによって、ある程度再現できることがわかった。また、PESの浅い極小は原子核の形状がソフトであることを示唆している。以上より、基底状態バンドは、ソフトな三軸非対称変形していると考えられる。

論文

Multiple Coulomb Excitation Experiment of $$^{66}$$Zn

小泉 光生; 関 暁之*; 藤 暢輔; 大島 真澄; 長 明彦; 木村 敦; 初川 雄一; 静間 俊行; 早川 岳人; 松田 誠; et al.

European Physical Journal A, 18(1), p.87 - 92, 2003/10

 被引用回数:14 パーセンタイル:66.15(Physics, Nuclear)

$$^{nat}$$Pbターゲットに、原研タンデム・ブースターで加速された$$^{66}$$Znビームを照射して、多重クーロン励起実験を行った。実験結果を最小自乗検索プログラムGOSIAで解析した結果、4つの${it E2}$マトリックスエレメントと、2$$_{1}$$$$^{+}$$準位の静電四重極モーメントを得ることができた。得られた${it B(E2)}$より、基底バンドは準回転バンドと解釈できることがわかった。また、2$$_{1}$$$$^{+}$$準位が、正の静電4重極モーメントを持つことがわかった。実験結果、及び、Nilsson-Strutinskyモデルによる表面ポテンシャルエネルギーの計算結果より、基底バンドは、ソフトな三軸変形をしていると考えられる。

論文

Effect of superplastic deformation on thermal diffusivity of 3Y-TZP

Wan, C.*; 本橋 嘉信*; 柴田 大受; 馬場 信一; 石原 正博; 星屋 泰二

Journal of Iron and Steel Research, International, Special Issue IFAMST, p.85 - 89, 2002/06

3Y-TZP試験片をさまざまな条件で超塑性変形させ、その熱拡散率をレーザーフラッシュ法により298Kから1273Kの温度範囲で測定し、超塑性変形が3Y-TZPの熱物性に与える影響について調べた。その結果、800K以下では熱拡散率は温度の増加に伴い低下する傾向にあるが、それ以上の温度範囲では熱拡散率はほとんど温度に依存しないことがわかった。また、熱拡散率は超塑性変形により生じたキャビティーに大きく依存するが、超塑性変形がもたらす平均結晶粒径やアスペクト比の変化にはほとんど影響されないことを示した。

論文

Experimental investigation on the effect of superplastic deformation on the specific heat of a zirconia-based ceramic

Wan, C.*; 柴田 大受; 馬場 信一; 石原 正博; 星屋 泰二; 本橋 嘉信*

熱物性, 16(2), p.58 - 63, 2002/06

超塑性変形が3Y-TZP(3モル%イットリアを含む正方晶ジルコニア多結晶体)の比熱に与える影響を実験的に調べた。まず、超塑性変形によるキャビティー含有量の異なる試験片を制作し、超塑性変形させた試験片の比熱をDSC法により制作した。比熱を測定した温度範囲は473Kから1273Kである。なお、キャビティーの含有量は、最大3.4%である。比熱測定の結果、温度の増加とともに3Y-TZPの比熱の上昇が観測された。また、超塑性変形は3Y-TZPセラミック材料の比熱にほとんど影響を与えないことが明らかとなった。

論文

台形断面をもつ真直はりを利用する3Y-TZPの超塑性特性の評価

Wan, C.*; 小林 友和*; 本橋 嘉信*; 佐久間 隆昭*; 石原 正博; 柴田 大受

茨城大学工学部研究集報, 49, p.69 - 79, 2002/02

超塑性材料では、引張モードによる変形と圧縮モードによる変形で内部摩擦力の寄与の有無により変形特性が異なる。この引張と圧縮側の超塑性特性の違いを調べる方法として、台形状横断面を有する真直はりを用いる方法を提案した。本報告では、台形状横断面を有する真直はりの4点曲げ変形に対する解析的検討結果及び、台形状横断面を有する真直はりを用いた実測結果を述べる。解析では、台形断面を有する真直はりの上下面を換えて曲げ変形を与えた際の荷重比,たわみ速度あるいは一定のたわみ速度に到達する時間の比から、引張側と圧縮側の変形応力の違いが評価できることを示した。また、実験では、3Y-TZP材を用いた台形断面を有する真直はりの超塑性発現条件下での曲げ試験により、一定ひずみ速度下で圧縮の変形応力が引張の変形応力よりも大きいことを示した。

論文

Creep failure of reactor cooling system piping of nuclear power plant under severe accident conditions

茅野 栄一; 丸山 結; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 湯地 洋子; 工藤 保; 橋本 和一郎*

Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.107 - 115, 2001/06

高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性の評価を目的とした配管信頼性実証試験計画では、配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得している。試験と並行して、試験後解析は汎用有限要素法解析コードABAQUSを用いて行っている。原子力用SUS316冷間引抜管と蒸気発生器伝熱管を用いた試験の解析をまとめた。これらの解析では本計画で作成した3次クリープ域を考慮したクリープ構成式を用いた。冷間引抜管の試験結果とシェル要素を用いた3次元解析の結果は試験結果と比較して、外径増加量は過小評価となり、破断時間が長くなる傾向が見られた。シェル要素とソリッド要素を用いた2次元解析から、この差異はシェル要素に起因することがわかった。蒸気発生器伝熱管の解析では、ソリッド要素を用いた2次元解析を実施し、破断時間が実験結果と良く一致した。

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