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土谷 邦彦; 清水 道雄; 河村 弘; Kalinin, G.*
Journal of Nuclear Materials, 373(1-3), p.212 - 216, 2008/02
被引用回数：1 パーセンタイル：10.05(Materials Science, Multidisciplinary)国際熱核融合炉(ITER)では、SUS316LN-IGが冷却管及び構造材料として使用される。冷却管の接続に最も重要な項目の1つは溶接時におけるさまざまな欠陥の回復である。2種類のヘリウム生成量(3及び10appm)を持つSUS316LN-IGを、第1回目の照射により準備した。その後、未照射と照射の異なった3種類の組合せのSUS316LN-IG試料をTIG溶接法により溶接し、溶接材を製作した。その溶接材を高速中性子照射量7.5
10
n/m
,照射温度150
Cで再照射した。再照射後、溶接材と母材の引張試験を20C及び150Cで行った結果、異なった3種類の溶接材の引張特性には差が見られないこと,溶接材の引張強度及び0.2%耐力は照射母材の値とほとんど同じであることがわかった。
山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Kalinin, G.*; 長尾 美春; 高田 文樹; 西川 雅弘*
Journal of Nuclear Materials, 340(1), p.57 - 63, 2005/04
被引用回数：5 パーセンタイル：35.8(Materials Science, Multidisciplinary)ITERでのステンレス鋼候補材SUS316LN-IGを用いて、中性子照射された材料(照射材)と未照射の材料(未照射材)に加えて照射材同士,未照射材同士をYAGレーザー溶接法により接合した材料に対して中性子照射を行い、それぞれの機械的特性の評価を行った。その結果、照射材を用いた溶接材も、未照射材のみによる溶接材も、中性子照射後にはともに照射材相当の機械的特性であることを明らかにした。これは、溶融金属部を含む未照射材部分に中性子照射により照射損傷が再度発生するためと考えられる。一方、SUS316LN-IG材において、照射材が中性子照射され照射損傷量が0.3dpaが0.6dpaとなっても、引張強度は大きく変化せず、硬さ特性では、照射損傷量が0.3dpaの部位も照射損傷量が0.6dpaの部位も同等の特性であることから、照射損傷量が0.3dpaから0.6dpaの間では、照射損傷量が変わっても、SUS316LN-IG材の機械的特性に対する中性子照射効果は変化しないことを明らかにした。
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：48.81(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。
Guillemet, L.*; Jager, B.*; Haange, R.*; 濱田 一弥; 原 英治*; Kalinin, G.*; 加藤 崇; Millet, F.*; Shatil, N.*
Proceedings of 19th International Cryogenic Engineering Conference (ICEC-19), p.105 - 108, 2002/07
ITER国際チームは、日本原子力研究所との共同で、国際熱核融合実験炉(ITER)の超伝導コイルを冷却するためのヘリウム冷凍システムを設計した。本冷凍機は、核融合試験装置用としては世界最大規模であり、4Kで48kWの冷凍能力と0.16kg/sの超臨界ヘリウムの供給能力を有する。本設計には、原研のITER中心ソレノイド・コイルの冷却で実績のある、超臨界ヘリウム・ポンプと低温排気圧縮機の技術が採用されている。ITERでは、低温熱負荷がプラズマ燃焼試験と共に変動するので、冷凍機の動作が不安定になることを避けるために、熱負荷を平準化する機構を冷凍システムに設けた。この様な工夫により、冷凍システムの規模を極力小さくすることができるとともに、コイルを安定に運転することが可能となった。
土谷 邦彦; 河村 弘; Kalinin, G.*
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1210 - 1214, 2000/12
被引用回数：27 パーセンタイル：82.67(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉真空容器の候補材としてSUS316LNが考えられている。一方、真空容器の補修等を行う際に、照射されたSU316LNの再溶接が必要となる。本研究では、中性子照射したSUS316LNをTIG溶接法により溶接し、溶接試料の引張試験、硬さ試験及び金相観察を行い、照射済SUS316LNの再溶接性に対する中性子効果を調べた。JMTRにおいて、照射温度150
で約2.010
n/cm(E
1MeV)まで照射したSUS316LNを溶接し、引張試験片を製作した。引張試験の結果、未照射/未照射及び照射/未照射の組み合わせの溶接材は未照射母材部で破断し、中性子照射により生成したHeが溶接部の強度劣化に影響を及ぼさないことを明らかにした。そのほか、溶接部近傍の硬さ試験及び金相観察を行い、溶接性に関する考察を行った。
Donne, M. D.*; Harries, D. R.*; Kalinin, G.*; Mattas, R.*; 森 清治
Journal of Nuclear Materials, 212-215(1), p.69 - 79, 1994/09
核融合炉ブランケット設計の立場から材料に対する要求と問題点を整理した。オーステナイト鋼は低温脆化と高温スウエリング、マルテンサイト鋼は低温脆化、バナジウム合金は組成の特定と照射特性及び製作性がそれぞれの課題である。各種セラミックス増殖材の最重要課題は照射下(バーンアップ数%以上)での機械的な健全性である。ベリリウムに対する中性子照射による最も重要な特性はスウェリングと残存トリチウムである。温度200-700C、数万appmHe程度までの照射データが必要である。液体金属ブランケットでは材料共存性の問題が重要である。LiPbの場合にはトリチウム透過を低減する障壁材の開発が必要となる。また自己冷却概念ではMHD圧損を低減するための流路の電気絶縁構造及び材料開発が必須である。この絶縁材は照射下、電磁場中での健全性と自己修復性がもとめられる。
