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論文

Technical development for in-pile IASCC growth tests by using a 0.5T-CT specimen in JMTR

知見 康弘; 柴田 晃; 伊勢 英夫; 笠原 茂樹; 川口 佳彦*; 中野 純一; 近江 正男; 西山 裕孝

Proceedings of Enlarged Halden Programme Group Meeting 2011 (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10

材料試験炉(JMTR)における照射下での照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展試験において、0.5T-CT大型試験片に$$sim$$30MPa$$sqrt{m}$$という高い応力拡大係数までの荷重を負荷するために、テコ式荷重負荷ユニットを採用した。本ユニットでは、ベローズ内のガス圧を周囲の水圧より低くすることにより、ベローズが収縮して荷重が発生し、テコにより増大される。試験片のき裂長さは、MIケーブルを用いた電位差法(PDM)によりモニターされる。本発表では、照射下き裂進展試験ユニットの技術的課題、特に照射キャプセル内に設置されたときの試験片への負荷荷重の評価手法とPDM信号の精度評価について報告する。

論文

In-pile tests for IASCC growth behavior of irradiated 316L stainless steel under simulated BWR condition in JMTR

知見 康弘; 笠原 茂樹; 伊勢 英夫; 川口 佳彦*; 中野 純一; 西山 裕孝

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (CD-ROM), p.1219 - 1228, 2011/08

原子力機構では、沸騰水型軽水炉(BWR)炉内構造物の健全性評価の高度化の観点から、ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)進展に及ぼす中性子/$$gamma$$線照射による材料及び水化学の変化の影響を評価するため、材料試験炉(JMTR)を用いた照射試験を計画している。炉内照射下及び炉外照射後試験でのSCC進展挙動及びその腐食電位(ECP)依存性の違いは、照射後試験データと比較可能な照射下試験データが非常に少ないため、完全には理解されていない。本報告では、過去の照射済ステンレス鋼のSCC進展データについて系統的に整理し、それを踏まえたJMTRにおけるBWR模擬条件下での照射済SUS316Lステンレス鋼のき裂進展挙動に関する照射下試験計画、及び照射下試験技術開発の概要を示す。

論文

JMTRでの軽水炉燃材料の健全性試験計画

伊勢 英夫; 扇柳 仁; 中村 仁一; 笹島 栄夫; 高佐 明; 塙 悟史; 川口 佳彦; 知見 康弘; 西山 裕孝; 中村 武彦

FAPIG, (180), p.22 - 25, 2010/02

日本原子力研究開発機構では、軽水炉の開発や安全確保などに資するため、Japan Materials Testing Reactor (JMTR)を改修して2011年度に再稼働する計画を進めており、軽水炉燃料及び材料の照射にかかわる健全性を調べるための試験装置の整備を改修と並行して行っている。本稿では、この燃料及び材料照射試験計画の概要について述べる。

報告書

中性子照射下高温水中応力腐食割れ試験用き裂進展・発生試験ユニットの技術検討,1(受託研究)

出雲 寛互; 知見 康弘; 石田 卓也; 川又 一夫; 井上 修一; 井手 広史; 斎藤 隆; 伊勢 英夫; 三輪 幸夫; 宇賀地 弘和; et al.

JAEA-Technology 2009-011, 31 Pages, 2009/04

JAEA-Technology-2009-011.pdf:4.38MB

軽水炉の炉内構造材料の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に対する健全性評価においては、照射後試験(PIE)によるデータの拡充が進められている。しかし、実際の炉内でのIASCCは材料と高温高圧水が同時に照射の影響を受ける現象であるため、照射下試験データとの比較によりPIEで取得されたデータの妥当性を確認する必要がある。照射下き裂進展試験において、低照射量領域の中性子照射の影響を適切に評価するためには、破壊力学的な有効性の観点から、従来より大型の試験片に対応できるき裂進展試験ユニットの開発が必要となる。そこで技術検討を行った結果、従来の単軸方式からテコ式に変更することによって、目標荷重を負荷できる見通しが得られた。また、き裂発生試験ユニットに関しては、リニア可変差動トランス(LVDT)を採用するユニット構造を検討し、今後さらに技術検討を進めるべき項目を抽出した。

論文

Present status of the liquid lithium target facility in the international fusion materials irradiation facility (IFMIF)

中村 博雄; Riccardi, B.*; Loginov, N.*; 荒 邦章*; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.202 - 207, 2004/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:30.37(Materials Science, Multidisciplinary)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末まで実施した。本報告では、液体LiターゲットのKEP活動の結果、それを反映した設計と今後の展望について述べる。液体Li流動特性評価のための水模擬実験及び液体Li流動実験,液体リチウム純化系開発のためのトリチウムと窒素不純物制御用材料特性評価,放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計と基礎実験,安全性評価,計測系の概念検討等を実施した。KEP活動に続いて、Liターゲットの長時間安定運転を実証するため、移行期間を経てLi試験ループを中心とした工学実証・工学設計フェーズを開始する予定である。

報告書

ITER用炉内機器の製作技術開発と成果

黒田 敏公*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 大崎 敏雄*; 古作 泰雄; 佐藤 聡; 佐藤 真一*; 鈴木 哲*; et al.

JAERI-Tech 2002-044, 25 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-044.pdf:2.68MB

ITERの主要炉内機器である遮蔽ブランケットとダイバータに対し、それらが厳しい負荷に耐えつつ要求された機能を満たすために必要となる製作技術の開発を行った。前者ではHIP法を適用した異材接合技術及びウォータージェットと放電加工を用いてスリット加工技術を開発した。後者では、狭隘な設置スペースにも対応できる同軸二重冷却管の製作技術,また、冷却管として用いる銅合金の強度維持用熱処理をも考慮した。C/Cコンポジットと銅合金の1ステップろう付け技術等を開発した。いずれも、高熱負荷試験による性能確認を行うとともに、実規模大のモックアップを試作して製作性を確認し、実機製作への見通しを得た。

論文

ITER用ポート内重量物ハンドリング装置の開発

伊勢 英夫*; 伊崎 誠*; 大石 晴夫*; 森 清治*; 阿向 賢太郎*; 森山 尚*; 加賀谷 博昭*; 小林 正巳*; 田口 浩*; 柴沼 清

FAPIG, (159), p.10 - 14, 2001/11

国際熱核融合実験炉(ITER)のブランケット等の炉内構造機器を保守する際、水平ポート部に設置された約40tonの遮蔽プラグ等(以下、プラグ)を事前に取り扱う必要がある。その際、遠隔装置による片持ち取扱いが設計条件となる。本稿では実機装置の設計,縮小(1/2.5)モデル製作及び試験結果について報告する。設計では、プラグの最終位置決め精度($$pm$$1mm)を満足できるよう、走行,把持フックの独立昇降,フック取付アームチルトの4自由度のほか,トロイダル方向の相対位置ずれ($$pm$$5mm)に対処可能なように受動的コンプライアンス機構を備えた装置とした。縮小モデル制御システムの設計でき、遠隔操作部PCのOSにRT-Linuxを採用してリアルタイムプロセスが実行可能とした。縮小モデルを用いた理想状態($$pm$$1mm以下の位置ずれ量)での基本試験では、再現性の良いプラグ着脱手順,各軸座標,荷重条件等が明確となり、本装置の機構により片持ち方式による実機プラグの取扱いが可能である見通しを得た。

論文

Thermal response of bonded CFC/OFHC divertor mock-ups for Fusion Experimental Reactors under large numbers of cyclic high heat loads

荒木 政則; 秋場 真人; 大楽 正幸; 飯田 一広*; 伊勢 英夫*; 関 昌弘; 鈴木 哲; 横山 堅二

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.901 - 908, 1992/09

次期核融合実験炉用プラズマ対向機器は、プラズマからの高熱負荷を繰り返し受ける受熱機器である。工学的な観点からプラズマ対向機器を考えた場合、アーマ材と冷却構造体との接合特性を評価することが重要である。このため、異った炭素系材料をアーマとして取り付けたダイバータ試験体を製作し、次期核融合実験炉ITER/FERで予想される等価な熱流束を原研の粒子工学試験装置で模擬した熱サイクル実験を行った。実験の結果、CFCをアーマ材として取り付けた接合体において、10MW/m$$^{2}$$定常、1000サイクルの熱サイクルに損傷なく耐えることを確認した。さらに、12.5MW/m$$^{2}$$定常、1000サクイルの熱サイクル実験では、実験後の接合体観察において微小破損が接合部に確認されたが、表面温度の上昇等の変化なく、本接合体が耐え得ることを確認した。また、残留応力解析では、製作後のダイバータ試験体観察結果をよく予測しており、十分妥当であることが明らかとなった。

論文

Sensitivity study on some parameters of disruption erosion analysis

功刀 資彰; 秋場 真人; 小川 益郎; 伊勢 英夫*; 山崎 誠一郎*

Fusion Technology, 21, p.1863 - 1867, 1992/05

核融合炉ディスラプション時の熱損傷量を評価するため、日本を始めとして米国及びECで、蒸発・溶融を伴うディスラプション熱応答解析コードが開発されている。しかし、同一熱負荷条件における各国コードの熱損傷量が互いに異なることが指摘されており、この原因を解明する必要がある。本報告は、ディスラプション熱応答解析コードの数値解析及び数理モデル上の種々のパラメータ(計算格子、時間増分、境界条件、蒸発モデル式及びモデル定数、材料の熱物性値の温度依存性など)の感度特性を評価した結果をまとめたものである。本解析の結果、材料の熱伝導率及び蒸気圧の温度依存性が熱損傷量に大きく影響することが明らかとなった。しかし、依然として各国間の結果の差を説明し得る有力な根拠を得ることができなかった。そこで、コードの信頼性を検証するためのベンチマーキングを提案した。

論文

Experimental and analytical results of carbon based materials under thermal shock heat loads for fusion application

荒木 政則; 秋場 真人; 関 昌弘; 大楽 正幸; 伊勢 英夫*; 山崎 誠一郎*; 田中 茂; 横山 堅二

Fusion Engineering and Design, 19, p.101 - 109, 1992/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:19.83

プラズマ対向機器は熱的・構造的に厳しい環境下にさらされ、これら受熱機器の寿命を評価することは、設計上、必要不可欠である。プラズマ対向機器の寿命は、各種損傷要因によって決まるが、プラズマ異常消滅時に生ずる短時間・高熱流束の熱衝撃が支配的である。このため、プラズマ対向機器表面材料である、炭素系材料の熱衝撃実験を電子ビーム照射装置を用いて実施し合わせて2次元熱解析結果と比較した。実験の結果、低熱負荷領域では、材料損耗深さに関する実験結果は解析結果とよりよい一致をみた。しかし、熱負荷の増加と共に、実験結果と解析結果の比は大きくなり、この原因は、実験中に観察された粒子飛散によるものと考えられ、一方、解析ではそのモデル化が困難であるため考慮されていないことによる。実験結果は解析結果の約2倍であり、このことから表面材料である炭素系材料の寿命を評価する上で解析的手法による評価の可能性が示された。

論文

Experimental study on melting and evaporation of metal exposed to intense hydrogen ion beam

小川 益郎; 荒木 政則; 関 昌弘; 功刀 資彰; 深谷 清; 伊勢 英夫*

Fusion Engineering and Design, 19, p.193 - 202, 1992/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:27.46

本報告は、熱核融合炉におけるプラズマディスラプションを模擬した高熱流束下での金属、主にステンレス鋼の溶融・蒸発に関する実験について記したものである。試験片を高エネルギーの水素イオンビームで加熱する。加熱領域は、直径約70mmである。表面でのピーク熱流束は、68~261MW/m$$^{2}$$の範囲で変化させ、加熱時間は40~250msで変化させた。溶融及び蒸発過程を高速度ビデオカメラを用いて観察した。溶融部分は、試験片の中心から周囲に向って流れており、試験片の厚さは、蒸発だけでなく、この溶融層の対流によっても減少する。

論文

Experimental and analytical studies on thermal erosion of carbon-based materials with high thermal conductivity

秋場 真人; 荒木 政則; 鈴木 哲; 伊勢 英夫*; 中村 和幸; 横山 堅二; 大楽 正幸; 田中 茂

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.373 - 376, 1992/00

核融合実験炉のプラズマディスラプション時には、プラズマ対向機器表面に20MJ/m$$^{2}$$程度のエネルギーが入ると予想されている。しかしながら、このように高い熱負荷での材料損傷に関するデータは殆どないのが現状である。今回、300~1800MW/m$$^{2}$$の熱負荷における黒鉛材料の損傷挙動について調べた。その結果、(1)損傷深さは材料の熱伝導率に反比例する、(2)1000MW/m$$^{2}$$以上の熱流束では、材料表面からの粒子飛散が激しくなり、SEM観察の結果、材料が一様に激しく損耗していることがわかった。(3)損傷深さを解析と比較した所、解析値の約3倍程になっていることが明らかとなった。

論文

Thermal cycling tests of plasma facing components for Fusion Experimental Reactors at JAERI

荒木 政則; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 横山 堅二; 伊勢 英夫*; 中村 和幸; 関 昌弘; 田中 茂

Proc. of the 14th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, p.357 - 360, 1992/00

次期核融合実験炉(ITER/FER)の開発研究において、プラズマ対向機器(ダイバータ、第1壁)は、熱的に厳しい環境下にさらされ、かつ、異種材料接合体構造であるため、接合体としての構造性能も要求される。このため、プラズマ対向機器が繰り返し熱負荷を受けた場合の耐久性及び健全性を評価する必要があり、冷却構造を有したダイバータ及び第1壁の小規模試験体を製作し、繰り返し熱負荷を与えた熱サイクル試験を行った。試験の結果、以下のことを明らかにした。1)第1壁試験体では、0.2MW/m$$^{2}$$、定常の熱負荷条件下で健全であることを確認した。2)他方の0.6MW/m$$^{2}$$、定常を模擬した実験では、ボルト部で溶融したため、ボルト材質を含む構造の見直しが必要である。3)ダイバータの10MW/m$$^{2}$$、定常熱負荷を模擬した実験では、表面材料及び接合部の健全性を確認した。さらに、一部の接合体では、1000サイクル、12.5MW/m$$^{2}$$、定常熱負荷に対し、微少クラックは確認されたが、表面温度の変化はなく、持ちこたえた。

報告書

核融合実験炉用第1壁模擬試験体の電子ビーム照射実験,I

鈴木 哲; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 伊勢 英夫*; 横山 堅二

JAERI-M 91-085, 20 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-085.pdf:0.98MB

核融合実験炉用第1壁は定常熱負荷に耐えるため、強制冷却構造をもつことが要求される。そこで矩形冷却チャンネルをもつ放射冷却型・伝導冷却型第1壁模擬試験体に対して、電子ビームによる熱サイクル実験を実施した。この結果、核融合実験炉第1壁の一般熱負荷部を模擬した熱サイクル実験においては、放射冷却型試験体、伝導冷却型試験体のどちらにも健全性をそこなうような損傷は認められなかった。しかし、第1壁高熱負荷部を模擬した熱サイクル実験においては、放射冷却型第1壁模擬試験体のアーマタイル支持用のスリーブが溶融した。このため、今回の実験に用いた試験体は健全性を維持することができず、支持構造に改善の必要があることが判明した。

論文

Thermal response of ARIES-I divertor plate to plasma disruption

M.Z.Hasan*; 功刀 資彰; 関 昌弘; 横川 三津夫; 伊勢 英夫*; 蕪木 英雄; ARIESチーム

Fusion Technology, 19, p.908 - 912, 1991/05

ARIESトカマク型核融合炉研究プログラムは、米国内大学・研究機関が参加したトカマク型核融合動力炉プラント開発を目指している。ARIES計画では3つの概念が提案されているが、ARIES-Iはこのうちの最初のもので、DT燃焼で第1次プラズマMHD安定性領域内で正味1000MWeの運転を行うものである。不純物制御と第1壁の防御は高リサイクルポロイダル方向ダイバータで行う。ターゲット板は中性子による放射化を低減化するために処理された2mm厚さのタングステンコーティングされたSiC冷却材流路で構成されている。タングステン被膜の目的はスパッタリングエロージョンとプラズマディスラプションに対する防護である。断熱計算、1次元非定常計算を通じて蒸発層やエロージョン層の厚さを求め、必要な被膜厚さを設計側へ提供した。さらにより現実的な解析を行うため、2次元非定常溶融・蒸発挙動の数値シミュレーションを実施した。

論文

Thermal shock tests on various materials of plasma facing components for FER/ITER

関 昌弘; 秋場 真人; 荒木 政則; 横山 堅二; 大楽 正幸; 堀江 智明*; 深谷 清; 小川 益郎; 伊勢 英夫*

Fusion Engineering and Design, 15, p.59 - 74, 1991/00

 被引用回数:17 パーセンタイル:13.94

核融合実験炉のプラズマ対向材料の熱衝撃試験結果のレビューである。これらは原研で行ってきた各種対向材料の試験結果をまとめたもので、プラズマ対向材料として目される黒鉛系材料、ステンレススチール、タングステンを含んでいる。黒鉛系材料については、電子ビームを用いて加熱し、数値解析による予想の3~5倍損傷が激しくなることが明らかとなった。ステンレスについては、再凝固面に多数のき裂が発生し、発生状況が材料成分に大きく依存することがわかった。また、タングステンについては、8MW/m$$^{2}$$の熱負荷に耐えるW/Cu接合体の開発に成功している。

論文

Development of plasma facing components at JAERI

秋場 真人; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 橋爪 秀利*; 荒木 政則; 大楽 正幸; 伊勢 英夫*; 鈴木 哲; 田中 茂; 横山 堅二; et al.

Fusion Engineering and Design, 18, p.99 - 104, 1991/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:57.34

原研におけるダイバータ及び第1壁の開発現状について述べる。ダイバータは10MW/m$$^{2}$$、~50秒の電子ビーム加熱により熱サイクル試験を行った。1000回の熱サイクルの後、ダイバータア-マ接合部の健全性を確認した。第1壁は、放射冷却型第1壁を0.6MW/m$$^{2}$$、~30分加熱した。アーマタイル及びステンレス基盤には異常がみられなかった。また、ダイバータの熱変形解析を行い、パイプに発生する応力が許容値以下であること、及び、変位量が$$pm$$2mmであることを明らかにした。

論文

Development of divertor modules for Fusion Experimental Reactors

鈴木 哲; 秋場 真人; 荒木 政則; 関 昌弘; 伊勢 英夫*; 小澤 義弘*; 立川 信夫*; 豊田 夏彦*; 山崎 誠一郎*

Proc. of the 2nd Japan Int. SAMPE Symp. on Advanced Materials for Future Industries,Needs and Seeds, p.1176 - 1182, 1991/00

次期大型装置(ITER/FER)用ダイバータ板開発の一環として、ダイバータ模擬試験体を製作し、JEBISで熱サイクル実験を行った結果を報告する。今回製作した試験体はCFC(炭素繊維強化炭素複合材)材料のアーマタイルを備えたヒートシンク型で、冷却管にはねじりテープを挿入したスワール管を採用している。この試験体に対して、定常熱負荷10MW/m$$^{2}$$のビームを繰り返し照射する熱サイクル実験を行い、アーマタイルと銅ヒートシンクの接合部の健全性を評価すると共に、スワール管の熱伝達性能を評価した。この結果、1000回を越える熱サイクルに対し、接合部はき裂の発生や剥離もなく健全性を保った。さらに、数値解析と実験を比較した結果、今回採用したスワール管は、ねじりテープをもたない冷却管の約2倍の熱伝達性能を有することが確認された。

論文

High heat flux experiments of CFC and graphite materials for fusion applications

荒木 政則; 秋場 真人; 伊勢 英夫*; 大楽 正幸; 横山 堅二; 関 昌弘

Int. Symp. on Carbon New Processing and New Applications; Extended Abstracts, Vol. l, p.210 - 213, 1990/00

ダイバータ及び第1壁に代表されるプラズマ対向機器には、黒鉛系材料の採用が有望視されている。このため原研では、各種黒鉛系材料の性能確認及び炉材料としての適用性を調べるための実験的研究を進めている。本報ではプラズマディスラプションを模擬した各種黒鉛系材料の熱衝撃実験について述べるもので以下にその結果を示す。1)黒鉛系材料の損耗は吸収エネルギーに比例して増加する。2)重量損失における解析結果は実験結果と異なり、実験結果による重量損失の方が大きい。このことは、材料表面観察等から、粒子飛散、繊維及マトリックス損失によるものと考える。3)熱流束220MW/m$$^{2}$$以下では、イオンと電子ビームによる照射効果の違いは認められず、よりよい一致をみた。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop, phase two A, part 3, chapter VIII; Blanket and first wall

小林 武司*; 飯田 浩正; 阿部 忠*; 安達 潤一*; 相沢 雅夫; 海老沢 克之*; 藤井 政治*; 深谷 清; 福原 昌志*; 福原 由雄*; et al.

JAERI-M 87-219, 336 Pages, 1988/01

JAERI-M-87-219.pdf:8.39MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3の日本の報告書の第VIII章(ブランケット/第一壁)に相当するものである。ここではトリチウム増殖ブランケット、第一壁、ダイバータ板、遮蔽体設計に係わる技術的重要検討課題の検討結果及びこれらに係わる新データベースについて述べてある。データベースとしてはセラミック増殖材、高熱負荷材、高熱負荷試験結果及び製作試験結果が含まれている。ブランケット概念の選定に当たっては幅広いスコーピング・スタディを実施し、その結果、優れたトリチウム増殖性能とトリチウム放出挙動よりLi$$_{2}$$Oを増殖材とする概念を標準案に採用した。第一壁に関しては、弾塑性破壊力学による寿命評価を行なうと共にアーマ無し概念とアーマ付き概念の構造検討を行なった。現在の不確かなディスラプション条件を考慮して修理交換が容易な部分的保護リミッタを第一案として提案した。ダイバータ板アーマ材は優れた熱衝撃特性と低スパッタリング特性よりタングステンを採用した。遮蔽検討としては鋼材及びタングステンについて内側遮蔽層を出来るだけ薄くするための最適化の検討を行なった。

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