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論文

Corrosion behavior of F82H exposed to high temperature pressurized water with a rotating apparatus

金井 亮彦*; 笠田 竜太*; 中島 基樹; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 榎枝 幹男; 小西 哲之*

Journal of Nuclear Materials, 455(1-3), p.431 - 435, 2014/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

The present study reports the compatibility of a reduced-activation ferritic steel F82H exposed to high temperature pressurized water using a rotating disk apparatus at 573 K. Every rotated sample reduces their weight due to water flow. Cross-sectional observations revealed that difference of apparent rotating speed on the microstructural change is limited.

論文

Compatibility of Ni and F82H with liquid Pb-Li under rotating flow

金井 亮彦*; Park, C.*; 登尾 一幸*; 笠田 竜太*; 小西 哲之*; 廣瀬 貴規; 野澤 貴史; 谷川 博康

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1653 - 1657, 2014/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:68.51(Nuclear Science & Technology)

The present study reports the compatibility of a reduced-activation ferritic steel F82H and Ni exposed to liquid Pb-Li flow using a rotating disk apparatus at 873 K. Cross-sectional observations revealed that grain boundary attack of Pb caused a liquid metal embrittlement of Ni and formation of pitting holes and Cr-depleted zone in F82H.

論文

Application of master curve method to the evaluation of fracture toughness of F82H steels

Kim, B. J.; 笠田 竜太*; 木村 晃彦*; 若井 栄一; 谷川 博康

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S38 - S42, 2013/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:32.61(Materials Science, Multidisciplinary)

Fracture toughness data was obtained for the reduced-activation ferritic (RAF) steels F82H with different size of specimens (1 CT, half CT and quactor CT) using the master curve (MC) method in the transition temperature region. Effects of specimen size on the fracture toughness is not observed and the reference temperature ($$T$$$$_{0}$$) is around -108$$^{circ}$$C which has similar values to those (-119$$^{circ}$$C) of other previous works. However, the data are not well represented by a MC, showing a rather large number of data below the lower boundary curve. A new master curve was derived within the framework of the ASTM E1921 standard to apply the MC method to the F82H steel. New master curve analysis can be applicable to RAFS to estimate the reference temperature ($$T$$$$_{0}$$) with proper description of the data scatter in the transition temperature region of fracture toughness than that of the conventional master curve.

論文

Development of high-grade VPS-tungsten coatings on F82H reduced activation steel

徳永 知倫*; 渡辺 英雄*; 吉田 直亮*; 長坂 琢也*; 笠田 竜太*; Lee, Y.-J.*; 木村 晃彦*; 時谷 政行*; 光原 昌寿*; 檜木 達也*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S287 - S291, 2013/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:47.05(Materials Science, Multidisciplinary)

VPS-W coating formed on F82H kept at about 873K in conventional plasma spray conditions has inhomogeneous texture; namely mixture of disarranged area composed of large re-solidified/un-melted grains, fine randomly oriented grains and pores, and well ordered area composed columnar grains. Heat load test indicate that elimination of the disarranged area is necessary to improve the heat load resistance of VPS-W. One can get W coating with texture of homogeneous columnar crystal grains by eliminating the re-solidified/un-melted large particles. Optimization of the W powder size was also effective to reduce number of randomly oriented fine grains and pores.

論文

Neutronics of SiC-LiPb high temperature blanket for tritium production

Kwon, S.*; 佐藤 聡; 笠田 竜太*; 小西 哲之*

Fusion Science and Technology, 64(3), p.599 - 603, 2013/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.33(Nuclear Science & Technology)

リチウム鉛ブランケットモジュールのトリチウム生成及び増殖特性を、中性子輸送計算コードMCNP及び核融合評価済み核データライブラリーFENDL2.1を用いて評価した。計算結果から、炭化ケイ素及びリチウム鉛ブランケットコンセプトで、充分なトリチウム増殖比が得られることがわかった。また、遮蔽性能や核発熱率も評価した。

論文

若手による核融合炉実用化に向けた技術成熟度評価

笠田 竜太*; 後藤 拓也*; 藤岡 慎介*; 日渡 良爾*; 大山 直幸; 谷川 博康; 宮澤 順一*; 核融合炉実用化若手検討会*

プラズマ・核融合学会誌, 89(4), p.193 - 198, 2013/04

核融合炉若手実用化検討会等において技術成熟度評価(TRL)を若手有志により行ってきた。本報では、TRL評価法の概要を説明するとともに、本活動によって行われた我が国の核融合炉開発に対するTRL評価結果を示す。

論文

Development of small specimen test techniques for the IFMIF test cell

若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03

Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.

論文

Small specimen test technology and methodology of IFMIF/EVEDA and the further subjects

若井 栄一; 野上 修平*; 笠田 竜太*; 伊藤 譲*; 高田 文樹; 他6名*

Journal of Nuclear Materials, 417, p.1325 - 1330, 2011/10

 被引用回数:16 パーセンタイル:18.15(Materials Science, Multidisciplinary)

About one thousands of small size specimens will be irradiated in the High Flux Test Module (HFTM) in a limited volume of 0.5 liter in the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF). It is necessary to verify that the experimental data of these small specimens about mechanical characterization can be safely extrapolated to standard specimens data, enabling a sound dimensioning of DEMO reactor. The program of Small Size Test Technique (SSTT) in IFMIF/EVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activity) phase for fatigue, fracture toughness and crack growth measurement is summarized, and recent progress and some analysis of the experiments have performed for small size specimens.

論文

Super ODS steels R&D for fuel cladding of next generation nuclear systems, 1; Introduction and alloy design

木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 岩田 憲幸*; 岸本 弘立*; Zhang, C. H.*; Isselin, J.*; Dou, P.*; Lee, J. H.*; Muthukumar, N.*; 奥田 隆成*; et al.

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9220_1 - 9220_8, 2009/05

重金属冷却高速増殖炉及び超臨界水冷却高速増殖炉用の燃料被覆として、優れた高温強度と高耐食性の両方を兼ね備えた酸化物分散強化型フェライト鋼(スーパーODS鋼)の開発を進めている。本報では、開発中のスーパーODS鋼の合金設計について評価した結果について報告する。

論文

Super ODS steels R&D for fuel cladding of next generation nuclear systems, 6; Corrosion behavior in SCPW

Lee, J. H.*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 岩田 憲幸*; 岸本 弘立*; Zhang, C. H.*; Isselin, J.*; Dou, P.*; Muthukumar, N.*; 奥田 隆成*; et al.

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9223_1 - 9223_6, 2009/05

重金属冷却高速増殖炉及び超臨界水冷却高速増殖炉用の燃料被覆管として、優れた高温強度と高耐食性の両方を兼ね備えた酸化物分散強化型フェライト鋼(スーパーODS鋼)の開発を進めている。本報では、開発中のスーパーODS鋼の超臨界水における腐食について強化した結果について報告する。

論文

Super ODS steels R&D for fuel cladding of next generation nuclear systems, 5; Mechanical properties and microstructure

笠田 竜太*; Lee, S. G.*; Lee, J. H.*; 大村 高正*; Zhang, C. H.*; Dou, P.*; Isselin, J.*; 木村 晃彦*; 井上 賢紀; 鵜飼 重治*; et al.

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9072_1 - 9072_5, 2009/05

重金属冷却高速増殖炉及び超臨界水冷却高速増殖炉用の燃料被覆管として、優れた高温強度と高耐食性の両方を兼ね備えた酸化物分散強化型フェライト鋼(スーパーODS鋼)の開発を進めている。本報では、開発中のスーパーODS鋼の機械的性質と組織について強化した結果について報告する。

論文

Super ODS steels R&D for fuel cladding of next generation nuclear systems, 8; Ion irradiation effects at elevated temperatures

岸本 弘立*; 笠田 竜太*; 木村 晃彦*; 井上 賢紀; 奥田 隆成*; 阿部 冨士雄*; 大貫 惣明*; 藤澤 敏治*

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9219_1 - 9219_8, 2009/05

重金属冷却高速増殖炉及び超臨界水冷却高速増殖炉用の燃料被覆管として、優れた高温強度と高耐食性の両方を兼ね備えた酸化物分散強化型フェライト鋼(スーパーODS鋼)の開発を進めている。本報では、開発中のスーパーODS鋼の高温イオン照射効果について強化した結果について報告する。

論文

Fusion materials development program in the Broader Approach activities

西谷 健夫; 谷川 博康; 實川 資朗; 野澤 貴史; 林 君夫; 山西 敏彦; 土谷 邦彦; M$"o$slang, A.*; Baluc, N.*; Pizzuto, A.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.405 - 410, 2009/04

 被引用回数:30 パーセンタイル:9.15(Materials Science, Multidisciplinary)

原型炉の開発においては、増殖ブランケット技術の確立が最も重要な工学課題である。増殖ブランケット技術の開発では、高い中性子フルエンス,高温,高磁場等の厳しい環境で健全性を有する構造材及びトリチウム増殖材・中性子増倍材等の機能材料の開発が急務となっている。日欧間で進められている幅広いアプローチ活動(BA)の一つである原型炉工学R&D活動では、日欧双方が重要かつ不可欠と考える基盤的なR&Dとして、低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材及びトリチウム技術の開発を行う予定である。本論文では、BAにおける低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材の開発計画についてその概要を述べる。

論文

Technical issues of reduced activation ferritic/martensitic steels for fabrication of ITER test blanket modules

谷川 博康; 廣瀬 貴規; 芝 清之; 笠田 竜太*; 若井 栄一; 芹澤 久*; 川人 洋介*; 實川 資朗; 木村 晃彦*; 幸野 豊*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1471 - 1476, 2008/12

 被引用回数:73 パーセンタイル:1.61(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト鋼は、核融合ブランケットシステムに用いられる構造材料の第一候補材として知られている。日本で開発が進められている低放射化フェライト鋼F82Hは、高温強度と溶接性を重視して成分調整が計られた鋼である。そのデータベースは、存在する低放射化フェライト鋼のうちで最も充実している。本論文は、F82Hの開発状況をレビューし、近年の日本における研究開発から示されたITER-TBM製作に向けた技術的課題を整理し示すことを目的とする。

論文

Impact of N-isotope composition control of ferritic steel on classification of radioactive materials from fusion reactor

林 孝夫; 笠田 竜太*; 飛田 健次; 西尾 敏; 沢井 友次; 谷川 博康; 實川 資朗

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2850 - 2855, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.6(Nuclear Science & Technology)

核融合炉における浅地埋設可能な低レベル放射性廃棄物(LLM)の割合を増やすためのフェライト鋼中の窒素同位体濃縮の効果を調べた。おもに窒素から生成される炭素14は放射性廃棄物をLLMに分類するうえで重要な核種の一つである。今回の計算ではF82H(フェライト鋼)中の窒素の量は200ppmとした。窒素15の濃度は天然存在比の0.37%から95%に変更した。この濃縮によりアウトボード側の第一壁領域に設置したF82H中の$$^{14}$$C濃度は7.8$$times$$10$$^{4}$$から3.2$$times$$10$$^{4}$$Bq/gに減少し、$$^{14}$$Cの日本におけるLLM分類基準である3.7$$times$$10$$^{4}$$Bq/gを下回ることがわかった。常設ブランケットにおいては95%$$^{15}$$Nを用いた場合の最大$$^{14}$$C濃度は1.0$$times$$10$$^{4}$$Bq/gであった。一方、インボード側の$$^{14}$$C濃度はアウトボード側より低く、$$^{14}$$C濃度についてはインボード及びアウトボード側に設置したすべてのブランケット中のF82Hが95% $$^{15}$$N濃縮によりLLMに分類できることがわかった。

論文

Status and key issues of reduced activation martensitic steels as the structural materials of ITER test blanket module and beyond

谷川 博康; 芝 清之; 廣瀬 貴規; 笠田 竜太*; 若井 栄一; 實川 資朗; 木村 晃彦*; 香山 晃*

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/03

ITER-TBMの具体的設計を基準として、製作及び許認可取得に向けた準備状況についてF82H鋼を対象にレビューを行い、F82H鋼の優位性を示すとともに、他の低放射化フェライト鋼との共通課題の分析を行い、近々に行われるべき共同研究の提案を行った。本論文ではITER建設活動の本格化を見込んで、より具体的なTBM設計に対応した材料問題についてITER運転条件から材料課題の分析を行った。原型炉に向けた課題として、最近の成果から明らかになった析出物安定性,熱処理効果,Ta効果について報告する。

口頭

原子力システム高効率化に向けた高耐食性スーパーODS鋼の開発,1; 事業の概要と粉末制御

木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 岸本 弘立*; 奥田 隆成*; 井上 賢紀; 阿部 冨士雄*; 大貫 惣明*; 鵜飼 重治*; 藤澤 敏治*

no journal, , 

「原子力システム高効率化に向けた高耐食性スーパーODS鋼の開発」事業(平成17年度開始)のこれまでの成果の概要と粉末制御プロセス制御技術開発について報告する。

口頭

原子力システム高効率化に向けた高耐食性スーパーODS鋼の開発,3; 超臨界圧水中耐食性評価

岩田 憲幸*; Muthukumar, N.*; 笠田 竜太*; 木村 晃彦*; 奥田 隆成*; 井上 賢紀; 阿部 冨士雄*; 大貫 惣明*; 藤澤 敏治*

no journal, , 

「原子力システム高効率化に向けた高耐食性スーパーODS鋼の開発」事業(平成17年度開始)の中の超臨界圧水に対する同鋼の耐食性評価結果を報告する。

口頭

原子力システム高効率化に向けた高耐食性スーパーODS鋼の開発,5; 照射影響評価

岸本 弘立*; 笠田 竜太*; 木村 晃彦*; 大貫 惣明*; 奥田 隆成*; 阿部 冨士雄*; 井上 賢紀; 藤澤 敏治*

no journal, , 

「原子力システム高効率化に向けた高耐食性スーパーODS鋼の開発」事業(平成17年度開始)の中の同鋼の照射影響に関する評価結果を報告する。

口頭

スーパーODS鋼の開発

木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 岸本 弘立*; 岩田 憲幸*; Zhang, C.*; Isselin, J.*; Muthukumar, N.*; 井上 賢紀; 奥田 隆成*; 阿部 冨士雄*; et al.

no journal, , 

「原子力システム高効率化に向けた高耐食性スーパーODS鋼の開発」事業(平成17年度開始)のこれまでの成果の概要を報告する。

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