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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

Corrosion behavior of Al-alloying high Cr-ODS steels in lead-bismuth eutectic

高屋 茂; 古川 智弘; 青砥 紀身; M$"u$ller, G.*; Weisenburger, A.*; Heinzel, A.*; 井上 賢紀; 奥田 隆成*; 阿部 冨士雄*; 大貫 惣明*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.507 - 510, 2009/04

 被引用回数:42 パーセンタイル:4.67(Materials Science, Multidisciplinary)

Al(0$$sim$$3.5wt%)とCr(13.7$$sim$$17.3wt%)を含むODS鋼と、12Cr鋼の停留鉛ビスマス(LBE)中での耐食性を調べた。試験条件は、ODS鋼については、LBE中溶存酸素濃度が10$$^{-6}$$と10$$^{-8}$$wt%,温度が550と650$$^{circ}$$C,浸漬時間は3,000時間まで、12Cr鋼については、LBE中溶存酸素濃度が10$$^{-8}$$wt%,温度が550$$^{circ}$$C,浸漬時間は5,000時間まである。Alを約3.5wt%,Crを13.7$$sim$$17.3wt%含むODS鋼は、表面に保護的なAl酸化膜が形成された。Alの添加は、ODS鋼の耐食性向上にとても効果があることがわかる。一方、Crを16wt%を含み、Alを含まないODS鋼については、溶存酸素濃度が10$$^{-6}$$wt%,温度が650$$^{circ}$$Cの場合を除き、十分な耐食性を有しなかった。単にCrを増量しただけでは、耐食性の向上は期待できないと思われる。

論文

Latest design of liquid lithium target in IFMIF

中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; Cevolani, S.*; 千田 輝夫*; Ciotti, M.*; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1007 - 1014, 2008/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:27.98(Nuclear Science & Technology)

本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの最近の設計について述べる。IFMIFは、核融合材料照射のための加速器型中性子源である。中性子は、重陽子ビームを液体Li流に照射して発生させる。ターゲット系の主な設計要求は、1GW/m$$^{2}$$の熱負荷除熱のための流速10m/sから20m/sで安定なLi流を実現することである。そのため、2段絞りのノズル及び曲面流が採用され、流動特性は水とLi流実験で確証された。純化系は、コールドトラップ及び2種類のホットトラップから構成されており、トリチウム,ベリリウム7,酸素,窒素,炭素等を、許容量以下に制御する。窒素は10ppm以下に、トリチウムは1ppm以下である。また、信頼性のある長期運転のため、自由表面計測など種々の計測器が設置される。ターゲットアセンブリの背面壁は、50dpa/yの中性子照射を受けるため、遠隔操作で交換可能な構造が不可欠であり、2つの方式が検討中である。

報告書

Study on Pb-Bi Corrosion of Structural and Fuel Cladding Materials for Nuclear Applications (2) -Part I. Stability of Oxide Layer Formed on High-Chromium Steels in LBE under Oxygen Content and Temperature Fluctuation-

M$"u$ller, G.*; Schumacher, G.*; Heinzel, A.*; Weisenburger, A.*; Zimmermann, F.*; 古川 智弘; 青砥 紀身

JNC-TY9400 2005-021, 33 Pages, 2005/08

JNC-TY9400-2005-021.pdf:2.69MB

炉内燃料被覆管のHot Spotおよび冷却系酸素濃度制御喪失条件をイメージした温度および溶存酸素濃度変動鉛ビスマス(LBE)条件下におけるP122(12Cr鋼)とその溶接継手およびODS鋼上に形成された保護性酸化層の挙動について調べた。酸素濃度変動試験では、800h毎に溶存酸素濃度を10$$^{-6}$$ and 10$$^{-8}$$wt%に繰り返した550$$^{circ}$$CのLBE中 で、12Cr鋼母材とその溶接継手を対象に4,000hの浸漬を実施した。その結果、10$$^{-6}$$wt%一定酸素濃度条件下のケースと同様に、保護性スピネル層が12Cr鋼母材およびその溶接継手上に安定形成していることが確認された。800h毎にLBE温度を550$$^{circ}$$Cと650$$^{circ}$$Cに繰り返した温度変動試験($$sim$$4,800h)では、10$$^{-6}$$wt%で実施したGESA表面改質ODS鋼でのみ満足する腐食抑制効果観察された。10$$^{-6}$$wt%および10$$^{-8}$$wt%の酸素濃度条件で実施したODS受入材の4,800hの温度変動試験では、650$$^{circ}$$C温度固定の同鋼の腐食試験結果と同様に、Dissolution Attackが観察された。10$$^{-8}$$wt%の酸素濃度条件で実施したGESA表面改質材表面には安定なアルミナ層が形成できずに腐食が発生した。

報告書

Study on Pb-Bi Corrosion of Structural and Fuel Cladding Materials for Nuclear Applications; Part VI. Results of Exposure Experiments in Oxygen Containing Flowing LBE at 550$$^{circ}$$C for 10,000h

Schroer, C.*; Voss, Z.*; Wedemeyer, O.*; Novotny, J.*; Konys, J.*; Heinzel, A.*; Weisenburger, A.*; M$"u$ller, G.*; 古川 智弘; 青砥 紀身

JNC-TY9400 2005-020, 45 Pages, 2005/08

JNC-TY9400-2005-020.pdf:5.26MB

本報告書は、P122(12Cr-2W)鋼およびODS(9Cr-2W)鋼の550$$^{circ}$$C酸素濃度制御流動鉛ビスマス(LBE)中腐食試験結果についてまとめたものである。この試験研究は、核燃料サイクル開発機構と独国カールスルーエ研究所との研究協力契約の下で、カールスルーエ鉛実験施設(KALLA)のCORRIDA試験ループを用いて実施した。腐食試験時間は、800h、2,000h、5,000hおよび10,000hである。両鋼は、旋盤による試験片に加工し、その一部はKALLA内のGESA施設においてアルミニウム表面改質処理を施した。流動LBE中酸素濃度制御の初期不具合により、これら実験の大部分の期間について酸素濃度の変動を生じた。このため、LBE中の酸素濃度が一時的に変動した場合の影響についても評価を実施した。高い酸素濃度で推移した時のP122およびODS鋼の腐食挙動は、550$$^{circ}$$C-4,990hの実験結果から評価した。このときの酸素濃度とPbOの活量は、それぞれ5$$times$$10$$^{-7}$$mass%、10$$^{-3}$$と見積もられた。このときの両鋼の腐食挙動については、停留LBE中腐食試験装置(COSTA)にて実施した550$$^{circ}$$C、酸素濃度10$$^{-6}$$mass%の試験結果と比較した。

報告書

Study on Pb-Bi Corrosion of Structural and Fuel Cladding Materials for Nuclear Applications (2); Part II. Exposure of Weld P122 in Oxygen Containing Flowing LBE at 550$$^{circ}$$C for 5,000h

Schroer, C.*; Voss, Z.*; Wedemeyer, O.*; Novotny, J.*; Konys, J.*; Heinzel, A.*; Weisenburger, A.*; M$"u$ller, G.*; 古川 智弘; 青砥 紀身

JNC-TY9400 2005-019, 26 Pages, 2005/08

JNC-TY9400-2005-019.pdf:5.04MB

本報告書は、P122(12Cr-2W)鋼TIG溶接継手の550$$^{circ}$$C酸素濃度制御流動鉛ビスマス(LBE)中における800h、2,000hおよび5,000hの腐食試験結果についてまとめたものである。LBE流速および溶存酸素濃度は、それぞれ2m/s、5$$times$$10$$^{-7}$$ mass-% (a$$_{PbO}$$ = 10$$^{-3}$$)である。鋼材の腐食に及ぼすアルミニウムによる表面改質(GESA処理)効果についても評価を実施した。溶接継手の腐食挙動は、定性的にも定量的にもの熱処理が行われた母材のそれと同等であった。ごく一部に母材のそれとは異なる結果が得られたが、供試材の問題であると考えられた。溶接部のGESA処理部分には、高温酸化、液体金属腐食ともに観察されず、良好な耐食性が観察された。

論文

Stability of oxide layer formed on high-chromium steel in LBE under oxygen content and temperature fluctuation

Weisenburger, A.*; 青砥 紀身; M$"u$ller, G.*; Heinzel, A.*; 古川 智弘

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/06

代表的な高Cr鋼であるP122とODSについてLBE中の保護的酸化皮膜の安定性を評価するために酸素濃度変動及び温度変動条件の浸漬試験を実施した。P122については溶接継手についても試験した。P122と継手に関する550$$^{circ}$$C、800時間毎に酸素濃度が10$$^{-6}$$ wt%と10$$^{-8}$$ wt%に交互に変化する試験結果では酸素濃度が良好に110$$^{-6}$$ wt%に維持された場合と同様スピネルの保護層は維持されていた。ODSについては10$$^{-6}$$ wt%と10$$^{-8}$$ wt%条件で800時間毎に550$$^{circ}$$Cと650$$^{circ}$$Cになる試験を行なった。前者では保護層が維持できたが後者では650$$^{circ}$$C、10$$^{-6}$$ wt%一定条件の場合と同様にLBE腐食が進行した。

報告書

Study on Pb-Bi Corrosion of Structural and Fuel Cladding Materials for Nuclear Applications; Part V. Results of Exposure Experiments in Oxygen Containing Flowing LBE at 550$$^{circ}$$C for 800 and 2000h

Schroer, G.*; Voss, V.*; Wedemeyer, O.*; Novotny, J.*; Konys, J.*; Heinzel, A.*; Weisenburger, A.*; M$"u$ller, G.*; 古川 智弘; 青砥 紀身

JNC-TY9400 2004-023, 37 Pages, 2004/05

JNC-TY9400-2004-023.pdf:12.34MB

Two martensitic steels, P122 and ODS were exposed to oxygen containing flowing lead-bismuth eutectic at 550C for 800h and 2000h in the CORRIDA loop at the Karlsruhe Lead Laboratory, both in the as-received condition and also with one quarter of the specimen circumference aluminized via a GESA treatment.

論文

Corrosion Behavior of FBR Candidate Materials in Stagnant Pb-Bi at Elevated Temperature Corrosion Behavior of FBR Candidate Materials in Stagnant Pb-Bi at Elevated Temperature

古川 智弘; M$"u$ller, G.*; Schumacher, G.*; Weisenburger, A.*; Heinzel, A.*; 他2名*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(3), p.265 - 270, 2004/03

 被引用回数:40 パーセンタイル:7.15(Nuclear Science & Technology)

酸素濃度制御下停留LBE中で国産鉄鋼材料3鋼種の5000時間の腐食試験を実施した。試験後試験片の金属組織観察の結果、ODSおよび12Cr鋼は摂氏550度以下では耐食性が確認された。しかしながら、試験片最外層に形成されるマグネタイト層はLBE中に溶解もしくははく離することがわかった。3鋼種の酸化層の厚さは摂氏600度以上で減少する結果を示した。これは摂氏570度以上で安定酸化物となるウスタイトの形成と関係があると考えられる。

報告書

Study on Pb-Bi Corrosion of Structural and Fuel Cladding Materials for Nuclear Applications, 4; Corrosion investigation of steels at 550 and 650$$^{circ}$$C after 800, 2,000 and 5,000 h of exposure to stagnant liquid Pb-Bi containing 10$$^{-4}$$ and 10$$^{-8}$$ wt% of oxygen

Muller, G.*; Schumacher, G.*; Weisenburger, A.*; Heinzel, A.*; Zimmermann, F.*; 古川 智弘; 青砥 紀身

JNC-TY9400 2003-028, 48 Pages, 2004/01

JNC-TY9400-2003-028.pdf:4.51MB

本報告書は、重金属冷却炉への適用が検討されている炉心・構造材料の鉛ビスマス中における耐食性評価に関する第4報である。 第1報から第3報では、10の-6乗wt%の酸素を含有する摂氏500度から摂氏650度の停留鉛ビスマス中における316FR、P122(12Cr鋼)およびODS-M鋼の800、2,000、5,000および10,000時間浸漬後の腐食挙動について報告した。本報告書では、これら3鋼種の10の-4乗wt%および10の-8乗wt%の酸素を含有した摂氏550度および摂氏650度の停留鉛ビスマス中における800、2,000および5,000時間浸漬材の腐食挙動について報告する。 本研究により得られた主な知見は以下のとおり。 1.摂氏550度、酸素濃度10の-4乗wt%の鉛ビスマス中において、316FRおよびP122鋼にはDissolution attackは観察されなかった。これらの試験片表面には、酸素濃度10の-6乗wt%の試験結果と同様に、酸化(保護)皮膜が形成されていた。 10の-6乗wt%の酸素濃度条件において、316FR表面には薄いスピネル屑が形成されていたが、本高酸素濃度条件(10の-4乗wt%)の同材上には、複数の層からなる厚い酸化層が形成されていた。なお、両ケースにおいて、酸化層内にLBEは侵入している。 10の-8乗wt%の鉛ビスマス中酸素濃度条件下では、試験片表面には酸化(保護)皮膜は観察されず、316FR試験片では120$$mu$$mに達するDissolution attackが観察された。 P122 では、ほとんど鉛ビスマスによる腐食が観察されていない(2$$mu$$m以下)。2.摂氏650度におけるODS鋼の酸化皮膜は、酸素濃度10の-4乗wt%の鉛ビスマス中では5$$sim$$8$$mu$$mであり、10の-8乗wt%条件下では極わずかであった。10の-4乗wt%条件下の試験材表面には、10の-6乗wt%条件下試験材と同様な損傷を生じていた。10の-8乗wt%下の5,000時間浸漬後には、P122のように3$$mu$$m以下のわずかな腐食が複数の観察位置で認められた。 10の-8乗wt%条件下でのDissolution attackの程度は、10の-4乗wt%や10の-6乗wt%試験材のそれらに比べて少なかった。

報告書

Study on Pb-Bi Corrosion of Structural and Fuel Cladding Materials for Nuclear Applications,3; Corrosion investigation of steels between 500 and 650$$^{circ}$$C during 10,000 h of exposure to stagnant liquid Pb-Bi containing 10$$^{-6}$$ wt% of oxygen

Muller, G.*; Schumacher, G.*; Weisenburger, A.*; Heinzel, A.*; Zimmermann, F.*; 古川 智弘; 青砥 紀身

JNC-TY9400 2003-026, 58 Pages, 2004/01

JNC-TY9400-2003-026.pdf:2.25MB

本報告書は、重金属冷却炉への適用が検討されている炉心・構造材料の鉛ビスマス中における耐食性評価に関する第3報である。第1報および第2報では、10-6wt%の酸素を含有する500$$^{circ}$$Cから650$$^{circ}$$Cの停留鉛ビスマス中における316FR、P122(12Cr鋼)およびODS-M鋼の800、2,000および5,000時間浸漬後の腐食挙動について報告した。本報告書では、これらの試験結果を含め、10,000時間までのこれら3鋼種の腐食挙動について報告する。500$$^{circ}$$Cおよび550$$^{circ}$$Cの鉛ビスマス中では、マルテンサイト鋼であるP122およびODSの受入材は10,000時間までの浸漬に対して、表面に形成された酸化(保護)皮膜による良好な耐食性を示した。一方、オーステナイト鋼である316FR受入材は5,000時間浸漬後にはその効果が認められなくなった。600$$^{circ}$$Cおよび650$$^{circ}$$Cでは全ての鋼種で酸化皮膜による保護効果が認められなかった。これら3鋼種のアルミニウム表面改質材(GESA材)については、表面のアルミニウム濃度が8$$sim$$15wt%に保たれた場合は、全ての試験ケースで耐食性は良好であった。

論文

Effect of oxygen concentration and temperature on compatibility of ODS steel with liquid, Stagnant Pb$$_{45}$$Bi$$_{55}$$

古川 智弘; Muller, G.*; Schumacher, G.*; Weisenburger, A.*; Heinzel, A.*; 青砥 紀身

Journal of Nuclear Materials, (335), p.189 - 193, 2004/00

鉛ビスマス(LBE)中における鉄鋼材料の腐食挙動に及ぼすLBE中酸素濃度の影響を調べるために、10-4、10-6および10-8wt%の酸素を含有した500Cから650$$^{circ}$$CのLBE中で10000時間までのODS鋼の腐食試験を実施した。その結果、550$$^{circ}$$C以下の10-6wt%の酸素含有LBE中では母相上にスピネル層が形成しており腐食抑制効果が観察された。600Cの10-4および10-6wt%の酸素含有LBE中では液体金属腐食が複数の場所で観察された。一方、650$$^{circ}$$Cの10-8wt%酸素含有LBE中では酸化皮膜が母相上に形成されていないものの、液体金属腐食の挙動が観察されず健全であった。

口頭

Fusion technology activities through the Broader Approach IFMIF-EVEDA project

松本 宏; Knaster, J.*; Heidinger, R.*; 杉本 昌義; Ibarra, A.*; Mosnier, A.*; Heinzel, V.*; Massaut, V.*; Micciche, G.*; M$"o$slang, A.*

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)工学設計及び実証試験活動は2007年に欧州と日本の間で結ばれた幅広い活動協定に基づき開始され、IFMIFプラントを建設するうえでの主要な技術課題を実証するサブプロジェクトを同時に進めながらIFMIFの工学設計を完成させることを目的とし、以下のサブプロジェクトより構成される。(1)IFMIFの工学設計をし、その建設,運転,廃止措置に関する決定に必要な情報を提供する。(2)IFMIFの 困難な技術課題を実証するために、原型加速器,リシウムループ,照射サンプルを格納するリグなどを設計制作し、運転試験を行う。工学設計は2013年3月までに主な設計作業を完了し、6月に中間設計報告書を完成させ、終了の予定である。発表ではこれまでに得られた実証試験からの知見をとり入れながら完成しつつある工学設計の概要、またこれまでの実証試験の成果、今後5年間に渡り続く加速器実証試験のスケジュール、予定などを発表する。

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