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論文

Progress of ITER full tungsten divertor technology qualification in Japan

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 関 洋治; 毛利 憲介; 横山 堅二; Escourbiac, F.*; 平井 武志*; Kuznetsov, V.*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1281 - 1284, 2015/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:4.16(Nuclear Science & Technology)

原子力機構において、現在進められているフル・タングステンITER用垂直ターゲット、特に20MW/m$$^{2}$$の繰り返し高熱負荷に耐える必要があるプラズマ対向機器の開発を進め、フル・タングステンITERダイバータに十分な接合技術の健全性を実証することに成功した。接合技術の開発において、Wモノブロックとその支持構造体への取り付け支持脚の接合部の引張荷重試験を実施し、ITERダイバータの要求値の3倍以上である20kNの荷重に耐えることを確認した。また、6体の小型試験体を製作し、Wタイル接合部および冷却管の耐久性を確認するため、10および20MW/m$$^{2}$$における繰り返し熱負荷条件で試験を行った結果、全ての試験体がWタイルの剥離や冷却管からの水漏れを生ずることなく10MW/m$$^{2}$$・5000サイクルおよび20MW/m$$^{2}$$・1000サイクルに耐えた。この20MW/m$$^{2}$$のサイクル数はITERダイバータへの要求値の3倍以上である。

論文

Development of tungsten monoblock technology for ITER full-tungsten divertor in Japan

関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 毛利 憲介; 平井 武志*; Escourbiac, F.*; Kuznetsov, V.*

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

Through R&D for a plasma facing unit (PFU) of a full-tungsten (W) ITER divertor, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) succeeded in demonstrating the durability of the W divertor which endured a repetitive heat load of $$20$$ MW/m$$^{2}$$ without macroscopic cracks. At the beginning of this activity, the bonding technology of armor to heat sink was one of the most important key issues in a manufacturing process. JAEA improved the bonding process of the W divertor mock-ups. At first the bonding between the W armor and the copper interlayer (Cu) is performed by using several technologies, such as "Direct casting " or "Diffusion bonding" or "HIP bonding". Then the brazing between the Cu and the cooling pipe is done. Then the rejection rate due to those bonding processes has been significantly been reduced. As a performance test for the bonding and a heat removal capability, the high heat flux (HHF) testing was carried out for 6 small-scale mock-ups for the R&D of the full-W ITER divertor. Moreover, a W part of 4 full-scale prototype PFUs were also tested. In the tests, all of the W monoblocks endured the repetitive heat load of $$10$$ MW/m$$^{2}$$ $$times$$ $$5,000$$ cycles and $$20$$ MW/m$$^{2}$$ $$times$$ $$1,000$$ cycles without the macroscopic crack, which strongly encourages the realization of the full-W divertor target from the start of the operation in ITER. This paper presents the latest R&D activities on the full-W ITER divertor in JAEA.

論文

Progress of manufacturing and quality testing of the ITER divertor outer vertical target in Japan

関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 毛利 憲介; 榎枝 幹男

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

日本が調達するITERダイバータの外側ターゲットの一環として、プラズマ対向ユニット及び支持構造体の実規模プロトタイプの製作が開始された。高熱負荷対向材量と冷却管の接合において、接合技術の改良と品質検査システムの改造を実施し、接合の成功率の向上に成功した。原子力機構は、特に、赤外サーモグラフィ非破壊試験装置の改良により接合の欠陥検知が迅速となり、製造工程に欠陥情報を的確にフィードバックすることにより、品質管理の問題を解決した。本報では、ダイバータ機器の栄作に対する技術課題と品質課題に対する近年の取り組みに関して報告する。

論文

Development of the plasma facing components in Japan for ITER

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 関 洋治; 毛利 憲介; 横山 堅二; 榎枝 幹男

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.845 - 852, 2012/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:25.58(Nuclear Science & Technology)

ITERダイバータ調達に関するプリクォリフィケーション活動を成功裏に完了し、日本国内機関(JADA)とITER機構(IO)は2009年6月、ダイバータ外側ターゲットの調達に関する調達取り決めを締結した。本調達取り決めに基づき、JADAはダイバータ外側垂直ターゲット実規模プロトタイプの製作に着手し、ITER用実機外側ターゲットのシリーズ製作開始に向け、合理的な製作方法を確立するために、技術的及び品質的な課題の抽出とその解決に取り組んでいる。本稿では、JADAの外側垂直ターゲット調達活動を概説するとともに、今後の調達スケジュールに関して報告する。

論文

R&D activities on manufacturing plasma-facing unit for prototype of ITER divertor outer target in JADA

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 関 洋治; 西 宏; 毛利 憲介; 榎枝 幹男

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1177 - 1180, 2012/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.35(Nuclear Science & Technology)

ITER建設に向け、原子力機構ではITER用ダイバータ外側垂直ターゲット製作に向けた技術開発を進めている。本報では、実機長プロトタイプの製作に向けた炭素系材料(CFC)製モノブロックと銅合金CuCrZr製冷却管の接合技術開発及び加熱試験の結果に関して最近の成果を報告する。接合試験によりCFCモノブロック接合の欠陥発生要因を明らかにするともに、それを改善する方法として、従来のCFCとCuCrZrの間の緩衝材として採用されていた無酸素銅の代わりに、Cu-W材を使用することにより接合欠陥発生が抑制されることを示した。さらに、同材料を緩衝材として製作したダイバータ試験体に対する20MW/m$$^{2}$$・10秒の繰り返し加熱試験の結果、1,000サイクル後においても除熱性能の劣化は観察されなかった。これらの結果により、CFCタイルとCuCrZr管の接合成功率の向上には、Cu-W緩衝材の適用が有効であることを実証し、Cu-W緩衝層を使用した接合方法が正式にITER機構に認められた。

論文

Progress of design and R&D of water cooled solid breeder test blanket module

鶴 大悟; 榎枝 幹男; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 大楽 正幸; 関 洋治; 鈴木 哲; 毛利 憲介*; et al.

Fusion Science and Technology, 56(2), p.875 - 882, 2009/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.86(Nuclear Science & Technology)

日本が計画しているITERテストブランケット(TBM)の第一候補として、水冷却固体増殖方式のテストブランケットの開発を、原子力機構を中心として進めている。設計研究としては、TBMのITERへの組み込みを実現するために、TBMの構造設計を進めるだけでなく、ITER本体との構造上の整合性が得られるように、TBMのテストポートとの取り合い部の構造設計を進めた。さらに、構造設計やシステム設計に基づいた安全解析を実施し、予備的な安全評価を明らかにした。また、ITER運転の初日までにTBMの製作を完了し組み込むために、これまで開発してきた製作技術を適用して実規模の第一壁のプロトタイプの製作に成功し、さらに、実機と同条件の表面熱負荷試験を実施し、熱耐久性を実証した。本報告は、これらの水冷却固体増殖TBMの設計と開発の現状について報告をする。

論文

Achievements in the development of the water cooled solid breeder test blanket module of Japan to the milestones for installation in ITER

鶴 大悟; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 毛利 憲介*; 関 洋治; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 西 宏; 秋場 真人

Nuclear Fusion, 49(6), p.065024_1 - 065024_8, 2009/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:37.33(Physics, Fluids & Plasmas)

As the primary candidate of ITER Test Blanket Module (TBM) to be tested under the leadership of Japan, Water Cooled Solid Breeder (WCSB) TBM is being developed. This paper shows the recent achievements toward the milestones of ITER TBMs prior to the installation. Structure designs of the WCSB TBM and the interfacing components that are placed in a test port of ITER and layout of cooling system are presented, targeting the detailed design final report in 2012. As for the module qualification, a real scale first wall mock-up fabricated by using Hot Isostatic Pressing (HIP) method by structural material of reduced activation martensitic ferritic steel, F82H, and flow and irradiation test of the mockup are presented. As for safety milestones, contents of the preliminary safety report in 2008 consists of source term identification, Failure Mode and Effect Analysis (FMEA) and identification of Postulated Initiating Events (PIEs), and safety analyses, are presented.

論文

Development of water-cooled solid breeder test blanket module in JAEA

秋場 真人; 榎枝 幹男; 鶴 大悟; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 毛利 憲介*; 関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 西 宏; et al.

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.329 - 332, 2009/02

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.02(Nuclear Science & Technology)

ITERの工学的利用計画の一つに増殖ブランケットモジュールをITERに取りつけて機能試験を行う、テストブランケット・モジュール試験計画がある。原子力機構は、水冷却・固体増殖方式(WCSB)のテストブランケットモジュール(TBM)の開発を精力的に進めている。本論文は、最近のWCSB TBMに関する研究開発の成果を報告するものである。原子力機構は、低放射化鋼F82Hの矩形冷却管製作技術を開発するとともに、これを用いて実機大の第1壁の製作に成功した。この試験体を機構の高熱負荷試験装置に取付け加熱試験を行った。冷却条件は実機と同じ15MPa,280度の高温高圧水を用いた。この結果、実機設計条件である0.5MW/m$$^{2}$$,30秒の繰り返し熱負荷に80回耐えるとともに、ホットスポットや伝熱劣化が生じないことを確認した。

論文

Research and development on Water-Cooled Solid Breeder Test Blanket Module in JAEA

榎枝 幹男; 谷川 尚; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 大楽 正幸; 関 洋治; 鈴木 哲; 毛利 憲介*; et al.

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

Japan is performing R&Ds on Test Blanket Module (TBM) based on the Water-Cooled Solid Breeder (WCSB) concept, aiming at prototypical module test of DEMO blanket using ITER. This paper presents major achievements, such as, the design of the TBM including interfacing structure, development of Hot Isostatic Pressing (HIP) joining technology for the first wall with built in cooling channel, successful fabrication of near full-scale TBM first wall mock-up, evaluation of the thermo-mechanical performance of a solid breeder pebble bed and the safety assessment, including Failure Modes and Effect Analysis (FMEA) and Postulated Initiating Event (PIE) selection and preliminary safety analysis.

論文

Research and development on plasma facing components for fusion reactors in JAEA

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 大楽 正幸; 榎枝 幹男; 谷川 尚; 鶴 大悟; 関 洋治; 毛利 憲介*; 西 宏; et al.

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

原子力機構におけるITER及び核融合DEMO炉用プラズマ対向機器の研究開発状況を報告する。ダイバータや第一壁といったプラズマ対向機器はプラズマからの高熱負荷及び高粒子負荷にさらされる。プラズマ対向機器はこれらの負荷に対して十分な除熱性能と構造強度を備えなければならない。原子力機構では、銅合金を構造材とし、熱伝導率の高い炭素複合材やタングステンを表面保護材としたITER用プラズマ対抗機器の開発を進めており、ITER参加各極との緊密な協力の下、プラズマ対向機器の熱機械性能の実証を行ってきた。現在、ITER建設のためのプラズマ対向機器の大量製作に向けたクォリフィケーションを行っている。一方、核融合DEMO炉用プラズマ対向機器の開発もITERの開発と平行して行っており、これらの研究開発状況について、高熱負荷実験を中心に報告する。

報告書

核熱解析による固体増殖水冷却方式テストブランケットモジュールのトリチウム増殖比に関する検討

関 洋治; 谷川 尚; 鶴 大悟; 榎枝 幹男; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 丹澤 貞光; 西 宏; 廣瀬 貴規; 本間 隆; et al.

JAEA-Technology 2007-067, 34 Pages, 2008/01

JAEA-Technology-2007-067.pdf:14.41MB
JAEA-Technology-2007-067(errata).pdf:0.08MB

本報告は、ITERでの試験を予定している固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュール(TBM)について、トリチウム増殖比(TBR)に注目しつつ、層の厚さと配置を最適化するために実施した一次元核熱計算の成果をまとめたものである。今回検討を行ったTBMには、箱構造体の内部にトリチウム増殖材($$Li_{2}TiO_{3}$$),中性子増倍材($$Be$$)の微小球が層状に充填されている。増殖・増倍材の健全性が維持される最高温度以下でTBRの増加を目指し、増殖・増倍材の層の厚さを最適化した。本研究によって得られた代表的な知見を以下に示す。(1)「充填層の多層構造においても、体積比$$R=V(Be)/V(Li_{2}TiO_{3}) = 4 sim 5$$にTBRの最大値が存在する。」(2)「増殖材層の背面にSingle Packingの増倍材層を2層配置することで、TBRのピーク付近である$$R=4 sim 5$$が可能である。」本成果は、$$^{6}Li$$濃縮度,増倍材の充填率,増殖・増倍材層の厚さに対して、TBRを系統的にまとめたことにある。これらの結果は、TBRの見積りに貢献する一つのデータベースであり、原型炉を見据えたTBM設計の研究開発に資するものである。

論文

SlimCS; Compact low aspect ratio DEMO reactor with reduced-size central solenoid

飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 47(8), p.892 - 899, 2007/08

 被引用回数:47 パーセンタイル:11.45(Physics, Fluids & Plasmas)

コンパクトな核融合原型炉概念SlimCSについて報告する。この原型炉は通常のトカマク炉と比べると小規模な中心ソレノイドコイル(CS)を採用している点に特徴がある。通常、CSの主要な役割はポロイダル磁束の供給とされるが、これをプラズマ形状制御とみなすことでCSの大幅な小型化が可能であり、これによりトロイダルコイルの軽量化しいては炉本体重量の低減が期待できる。さらに、CSの小型化はプラズマの低アスペクト比(=2.6)化を可能にし、高楕円度,大プラズマ電流化,高ベータ化など炉心プラズマの高出力密度を実現するうえで望ましい条件が整う。この結果、SlimCSはARIES-RSのような先進トカマク炉概念と同規模の炉寸法でありながら、比較的無理のない炉心プラズマ条件でほぼ同等の核融合出力を発生するメリットを持つ。

論文

Concept of compact low aspect ratio Demo reactor, SlimCS

飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/10

コンパクトな原型炉を実現するための新概念を提案する。原型炉で見通しうる保守的な設計パラメータでありながら、経済的実用炉の設計例ARIES-RS, CRESTと同規模にコンパクトな原型炉が実現できる可能性を示した。本研究で提案する炉SlimCSは、主半径5.5m、アスペクト比2.6、最大磁場16.4T、核融合出力2.95GWの原型炉であり、規格ベータ値2、規格化密度0.4のときにゼロ電気出力、規格ベータ値4.3,規格化密度1.1の定格運転では1GW程度の正味電気出力を発生する。この概念の特徴は、小規模な中心ソレノイド(CS)を設置することによって形状制御等の炉心プラズマにかかわる技術的困難を回避しつつ、トロイダル磁場コイルをできる限り中心軸に近づけて設置し、プラズマを低アスペクト比化したことである。これによりトロイダル磁場コイルの蓄積エネルギーが大幅に減少し、トロイダル磁場コイルの物量、ひいては炉本体の建設コストの削減に寄与しうる。また、低アスペクト比のため高楕円度及び高ベータ限界が期待され、このようなコンパクトな原型炉が構想可能になる。

報告書

Preliminary investigation on welding and cutting methods for first wall support leg in ITER blanket module

毛利 憲介; 鈴木 哲; 榎枝 幹男; 角舘 聡; 柴沼 清; 秋場 真人

JAEA-Technology 2006-042, 72 Pages, 2006/08

JAEA-Technology-2006-042.pdf:11.59MB

国際核融合実験装置(ITER)に設置される分離第一壁型遮蔽ブランケットの第一壁には、プラズマ消滅時の多大な電磁力に耐えうる強固な構造が必要とされているが寿命中2回以上の第一壁交換が可能な構造も要求されているため、第一壁交換時にホットセル内で使用する遠隔保守機器の施工性・アクセス性の観点からの遮蔽ブランケット構造概念の構築が、強く求められている。本研究では、第一壁支持脚の切断方法として、数多くの切断手法の中から、中径管規模の円管切断に特化し数多くの優位性(切削時に切子の発生がなく冷却材も不要のため清掃等の後処理が容易、また再溶接にそのまま切断面を適用できるため開先加工も不要)を有するDick-Cutter切断技術に着目し、この機器が適用可能となる遮蔽ブランケット構造概念の検討を行った。その結果、ITERにおいて課題となっているホットセル内で交換可能な第一壁支持脚の連結部の構造及び機器のアクセス性を考慮した遮蔽体部の内部構造等に対して、シンプルで整合性のある構造を提案するとともにこの第一壁支持脚構造の切断に適用可能な小型化Dick-Cutter装置を設計し、実用化への高い可能性を示した。

論文

Cu-Cr-Zr合金の強度特性に及ぼす熱処理条件の影響

青木 庄治*; 和田 正彦*; 山道 哲雄*; 毛利 憲介; 榎枝 幹男; 廣瀬 貴規; 鈴木 一彦

銅と銅合金, 45(1), p.125 - 130, 2006/08

ITERにおいてブランケット,ダイバータ等で代表されるITER真空容器内構造機器に使用される構造材料の一つとして、析出強化型銅合金であるクロムジルコニウム銅合金が検討されている。本合金は、溶体化処理と直後の焼き入れ冷却によりCr, Zrを過飽和固溶体化し、その後の時効処理により微細なCr, Zr系析出物を析出させる方法で、高強度を得ている。ブランケットの製作においては、析出強化済の本合金を部材としてそのまま使用するこれまでの使用方法とは異なり、強度の低下を招く高温下での異種材料接合処理を施す必要があるため、高強度を再び得るために新たにこれら一連の析出強化処理を製品に施す方法を採っている。しかし、製品であるがため焼き入れ速度の差異により本合金の強度が大幅に変化することが危惧されている。そこで、本研究では、本合金の性能を引き出すために必要となる熱処理条件を把握することを目的として、本合金における幅広い熱処理条件下での機械的特性及び導電率の特性変化の調査を実施した。具体的には、溶体化焼き入れ速度の条件を0.05K/s-141K/sで変化させ738Kの時効処理を施した試験片の各状態(溶体化時の過飽和固溶体化状態,時効時の時効析出状態)における導電率を測定するとともに引張試験により強度を測定した。その結果、溶体化焼き入れ速度が強度に極めて大きな影響を与えることが判明し、ブランケットの製品強度を保証するうえで溶体化焼き入れ速度の管理がいかに重要であるかが、改めて明確になった。

論文

Neutron irradiation effect on mechanical properties of SS/SS HIP joint materials for ITER shielding blankets

山田 弘一*; 佐藤 聡; 毛利 憲介*; 長尾 美春; 高田 文樹; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.631 - 637, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.14(Nuclear Science & Technology)

ITER遮蔽ブランケット製作のためのステンレス鋼同士のHIP接合材の機械的特性に対する中性子照射効果を明らかにした。その結果、ITER日本チーム提唱のHIP条件は、ステンレス鋼同士のHIP接合材が中性子照射をうける場合でも、ステンレス鋼母材相当の強度を有するHIP接合材を製作できることを明らかにした。また、HIP接合面における表面粗さRmaxが1$$mu$$mから30$$mu$$mまでならば、ステンレス鋼同士の接合体の機械的特性に変化は無いことから、遮蔽ブランケット製作の際に、接合表面加工工程の簡素化により、製作コスト低減の可能性を見いだすことができた。

論文

Design study of fusion DEMO plant at JAERI

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02

 被引用回数:100 パーセンタイル:0.63(Nuclear Science & Technology)

原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、Nb$$_{3}$$Al導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。

論文

Design performance of front steering-type electron cyclotron launcher for ITER

高橋 幸司; 今井 剛; 小林 則幸*; 坂本 慶司; 春日井 敦; 早川 敦郎*; 森 清治*; 毛利 憲介*

Fusion Science and Technology, 47(1), p.1 - 15, 2005/01

先端可動型ECランチャーは、フロントシールド,可動ミラー,導波管コンポーネント,遮蔽体等から構成される。そのECランチャーについて、ITERの設計条件をもとに、設計,熱応力解析,核解析,電磁力解析等を通して、その適用性を評価した。その結果、フロントシールド及びミラーの熱応力はともにSUS製冷却配管内側表面で発生し、それぞれ249MPa, 350MPaであること及び許容応力(410MPa)以下であることを明らかにした。また、フロントシールドの支持部及びミラーの回転シャフトの電磁力によって生ずる応力は、それぞれ85MPa及び22MPa及び許容応力以下であることを示した。さらに、ECランチャー全体における核解析の結果、遮蔽条件も満たすことも明示した。このように、ITER級核融合炉に対しては、先端可動型ECランチャーの適用性の見通しを得た。

論文

The Neutron irradiation effect on mechanical properties of HIP joint material

山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Kalinin, G.*; 長尾 美春; 佐藤 聡; 毛利 憲介*

Journal of Nuclear Materials, 335(1), p.33 - 38, 2004/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.19(Materials Science, Multidisciplinary)

分散強化銅(DSCu)とステンレス鋼はITER遮へいブランケットのヒートシンク材や構造材の候補材料であり、これらは高温静水圧(HIP)法により接合される。本研究では、照射損傷量が約1.5dpaの材料を用いて引張試験や衝撃試験を行い、HIP接合材の機械的特性に対する中性子照射効果を調べた。引張試験の結果、HIP接合材の引張強度はDSCu母材の引張強度と同等であり、中性子照射後も同様の特性を示した。一方、接合界面における主要元素の拡散による影響で、HIP接合材の衝撃特性はDSCu材の衝撃特性より小さかった。衝撃特性の低下は、中性子照射効果の影響より、接合による影響のほうが大きかった。

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。

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