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論文

改良9Cr-1Mo鋼における550$$^{circ}$$Cの最適疲労破損式の1$$times$$10$$^{11}$$サイクルまでの適用性検証

豊田 晃大; 今川 裕也; 鬼澤 高志; 加藤 章一; 古谷 佳之*

日本機械学会論文集(インターネット), 89(928), p.23-00206_1 - 23-00206_15, 2023/12

高速炉を設計するためには、構造材料の1$$times$$10$$^{9}$$サイクルまでの高サイクル疲労を考慮する必要がある。1$$times$$10$$^{9}$$サイクルでの高サイクル疲労を評価するためには、1$$times$$10$$^{11}$$サイクルまで適用可能な疲労曲線を作成する必要がある。本研究では、高速炉構造材料の候補材料である改良9Cr-1Mo鋼の高サイクル疲労評価手法を開発するため、ひずみ制御条件下での高サイクル疲労試験を実施するとともに、超音波疲労試験を実施した。試験結果に基づき、最適疲労曲線を拡張し、日本機械学会の最適疲労曲線が1$$times$$10$$^{11}$$サイクルまで適用可能であることを確認した。

論文

Engineering validation and engineering design of lithium target facility in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 伊藤 譲; 新妻 重人; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 66(1), p.46 - 56, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.8(Nuclear Science & Technology)

EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) has been designed and constructed, has operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate and has succeeded in generating a 100-mm-wide and 25-mm-thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high speed of 20 m/s at 300$$^{circ}$$C for the first time in the world. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high density, one of the key objectives of the fusion reactor materials development under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering validation and engineering design of the lithium facility has been evaluated.

論文

IFMIF/EVEDAリチウムターゲットシステムの開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; 深田 智*; 八木 重郎*; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.691 - 705, 2012/12

AA2012-1008.pdf:2.42MB

核融合エネルギーの早期実現を目指す幅広いアプローチ活動のもと、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)を2007年より実施している。この活動の中で実機のリチウムターゲットを実証する目的で世界最大流量率(3000リットル/分)を有し、幅100mmで厚さ25mmの形状で最速20メートル/秒までの範囲で安定したリチウム流を実証試験を行うために液体リチウム流動試験装置を原子力機構大洗研究開発センターに建設し、その実証試験を開始したところである。本試験装置の各種機器の機能性試験及びそれに続く、ターゲット部でリチウム自由表面を持つ15m/sの流動試験までに関する第一段階確証試験を成功させた所である。また、これ関係する工学実証試験及び工学設計の活動状況を示すとともに、その成果内容について併せて解説したものである。

論文

Present status of Japanese tasks for lithium target facility under IFMIF/EVEDA

中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:60.68(Nuclear Science & Technology)

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。

論文

Characteristics and sinterability of MOX powder prepared by the microwave heating denitration method

朝倉 浩一; 加藤 良幸; 古屋 廣高

Nuclear Technology, 162(3), p.265 - 275, 2008/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:52.68(Nuclear Science & Technology)

マイクロウェーブ加熱脱硝(MH)法,ADU法及びシュウ酸沈殿法により各々調整された二酸化ウラン,二酸化プルトニウム及びウラン・プルトニウム混合酸化物を用い、これらの粉末のBET比表面積,空気透過法による平均粒径,かさ密度,タップ密度,安息角,スパチュラー角及び凝集度を測定した。BET比表面積と平均粒径から算出した表面積の比から表面粗さの程度を評価し、カーの理論に基づき粉末流動性を評価した。異なる粉末や調整条件の異なる粉末に関するこれらの評価結果について、焙焼温度をパラメータとした比較を行った。MH-MOX粉末の表面粗さについては、ADU-UO$$_{2}$$粉末のそれよりも大きく、シュウ酸沈殿法によるPuO$$_{2}$$のそれよりも小さな結果となった。これらの結果については、セラミックス物質においては一般に用いられているヒューティグ・タンマン温度の概念を用いることにより理解できる。既に、一般の論文でも報告されているように、MH-MOX及びADU-UO$$_{2}$$粉末の流動性は圧縮度の増加とともに減少した。しかし、その値は50以下であった。カーの理論によると、流動性の良い粉末と悪い粉末の境界は、流動性指数が60から69である。それゆえ、MOXペレット製造工程の成型機へ流動性の良い原料粉を供給するには、原料であるMH-MOX粉末,ADU-UO$$_{2}$$粉末及び乾式回収MOX粉末の混合粉末を造粒する必要がある。

論文

Design and technology development of solid breeder blanket cooled by supercritical water in Japan

榎枝 幹男; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 三木 信晴*; 本間 隆; 秋場 真人; 小西 哲之; 中村 博文; 河村 繕範; et al.

Nuclear Fusion, 43(12), p.1837 - 1844, 2003/12

 被引用回数:101 パーセンタイル:93.52(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文は、高い経済性を有する核融合発電プラント用ブランケットの設計と開発に関するものである。高い経済性と実現性の双方を有する発電ブランケットとして、超臨界圧水冷却方式の固体増殖ブランケットの概念設計を明らかにした。最重要設計項目として、モジュール構造の核特性,熱機械特性に関し基本的な成立性を示した。また、発電システムとして41%以上の発電効率を有することを示し、本方式の経済的な魅力を明らかにした。また、構造体製作技術開発の成果としては、実機構造を模擬する第一壁パネル試験体を用いて、原型炉で想定している最高熱負荷1MW/m$$^{2}$$ に相当する加熱試験を行い、試験体が母材と同等の熱疲労寿命を持つことを実証した。さらに、ブランケット熱設計の要となる増殖材充填層の有効熱伝導率研究に関しては、湿式法で製造したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ を用いて、充填層の有効熱伝導率を明らかにし、裕度のある設計を可能とした。

口頭

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系に関する日本側タスクの現状

中村 和幸; 井田 瑞穂; 近藤 浩夫; 渡辺 一慶; 古川 智弘; 平川 康; 堀池 寛*; 深田 智*; 寺井 隆幸*; 辻 義之*; et al.

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)は2007年7月に開始され、リチウムターゲット系に関しては、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)が、日欧協力の下で実施されている。「リチウム試験循環設備の製作及び運転(LF1)」は、現在、ターゲットアッセンブリと窒素及び水素トラップを除くすべての機器タンク類の製作,据え付けが終わり、配管系統の据付けを実施している段階である。「計測設備(LF2)」は、現在、大阪大学において接触型液面計の特性試験などが実施されており、これらの成果をもとにリチウムループ用液面計の設計を行う予定である。「リチウム精製設備(LF4)」は、東京大学においてFe-Tiゲッター材による窒素の吸収実験が、また九州大学においてY(イットリウム)ゲッター材による水素の吸収実験などが実施されており、これらの成果をもとにリチウムループ用純化系の設計を行う予定である。「遠隔操作(LF5)」は、現在、実証試験用の装置の設計を完了したところである。「工学設計(LF6)」は、5つの工学実証の成果をもとにIFMIF実機の設計を行うものであり、これまでに熱応力及び熱構造解析を実施し、IFMIF実機の基本的な構造評価を行った。

口頭

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系に関する日本側タスクの現状

中村 和幸; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 新妻 重人; 平川 康; 古川 智弘; 渡辺 一慶; 堀池 寛; 寺井 隆幸*; et al.

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)が、2007年7月に開始されてから3年半が経過した。リチウムターゲット系に関しては、現在5つの実証タスクと1つの設計タスクが日欧協力の下で実施されている。講演では、日本側が大学の協力も含めて担当しているタスクである「リチウム試験循環設備の製作及び運転(LF1)」,「計測設備(LF2)」,「リチウム精製設備(LF4)」,「遠隔操作(LF5)」,「工学設計(LF6)」の現状について報告する。

口頭

Small scale engineering experiments on tumbling granulation method using water for MOX pellet production

加藤 良幸; 高橋 直樹; 森田 稔; 吉元 勝起; 古屋 廣高

no journal, , 

LWR及びFBRの酸化物燃料製造工程では、ペレット成型前に粉末を造粒する。通常はステアリン酸亜鉛などの有機物粉末を造粒助材として混ぜる。この助材は予焼工程で分解除去されるが、分解残やその分解生成物が焼結炉内に付着して炉の伝熱性能劣化や配管閉塞を引き起こす可能性があるため、頻繁に掃除が必要となり結果的に操業費の上昇を招く。有機物助材に代えて水を用いるならば、乾燥するだけで大部分を除去でき、予焼工程を削除することができるとともに助剤の残余に伴う問題も解決できる。そこで本試験では、造粒物に十分な流動性を与えるための水分添加率等の造粒条件を検討した。5Lの造粒装置に1バッチ600gのMH法で調製したUO$$_{2}$$及びMOX粉末 を投入し、撹拌羽根により粉末と水を均一に混ぜ、適度に圧縮しつつ造粒を行った。粉末に対する水の割合は13から15wt%とした。流動性はASTMに準拠したパウダテスタにより測定した。試験を通して、MOX粉末を造粒するための造粒条件と得られる紛体の物性の関係を評価した結果、造粒条件幅は狭いが、水分添加率13wt%において、平均粒子径120から140ミクロン、流動性指数73から77の良好な造粒物が得られることがわかった。

口頭

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系に関する日本側タスクの現状,1; 活動の概要

中村 和幸; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 新妻 重人; 平川 康; 古川 智弘; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; 寺井 隆幸*; et al.

no journal, , 

現在、日欧協力下で進められている国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)のリチウムターゲット系に関する日本側担当タスクの概要と現状を報告する。最近の主な進捗としては、リチウムループの完成,遠隔操作実験用試験装置の完成及び東日本大震災による被害に対する復旧作業が挙げられる。

口頭

Progress and scheme of IFMIF/EVEDA project; Lithium target facility

若井 栄一; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 新妻 重人*; 藤城 興司; 伊藤 譲; 中庭 浩一; 杉本 昌義; et al.

no journal, , 

Present status and recent activity of lithium target facility development in IFMIF/EVEDA project has been presented and evaluated. In this project, EVEDA Lithium test loop (ELTL) has been designed, constructed in Oarai-JAEA and also operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate, and succeeded in generating a 100 mm wide and 25 mm thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high-speed of 20 m/s at 300$$^{circ}$$C for the first time in the world under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering design of lithium facility has been also evaluated. The other validation and engineering design activities of lithium target facility such as diagnostics, purification system and lithium safety has been also evaluated.

口頭

強力中性子源用リチウムターゲット系と試験設備系施設の研究開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 菊地 孝行; 伊藤 譲*; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; et al.

no journal, , 

核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設、照射後試験施設などから構成する。本研究発表ではLiターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、国内の協力体制の下、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。本成果はIFMIFなどの核融合用強力中性子源施設の実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。

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