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論文

Development of in-vessel components of the microfission chamber for ITER

石川 正男; 近藤 貴; 大川 清文*; 藤田 恭一*; 山内 通則*; 早川 敦郎*; 西谷 健夫; 草間 義紀

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10D308_1 - 10D308_3, 2010/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:14.37(Instruments & Instrumentation)

マイクロフィッションチェンバー(MFC)は、ITERにおいて核融合出力の評価を行う最も重要な計測装置の一つである。MFCの検出器は真空容器とブランケットモジュールの間に設置され、信号ケーブルは真空容器を通って上部ポートまで配線される。信号ケーブルはトカマク組立室で配線される予定であるが、ウランを使用している検出器はITERの運転を行うトカマクピットで設置される予定である。そのため、信号ケーブルの気密を保ったまま、検出器と信号ケーブルを真空容器内部で接続する必要がある。そこで、信号ケーブルと検出器の接続手法を開発し、接続部の性能試験では、信号ケーブルとしての健全性が確認され、ITERに適用できる見通しが立った。また、これまで原子炉において信号ケーブルは曲げ半径100cm程度で使用されてきたが、ITERでは真空容器内部に設置される他の機器との干渉を避けるために、10$$sim$$20cmという小さい曲げ半径で配線する必要がある。そのため、ケーブルを曲げた際の健全性を調べるために、ケーブル曲げ試験を実施した。その結果、10cmの曲げ半径で曲げた場合でも、信号ケーブルの真空性能,絶縁性能に影響がないことを確認した。

論文

低炭素オーステナイト系ステンレス鋼SUS316Lの粒内・粒界の変形挙動の評価

長島 伸夫*; 早川 正夫*; 塚田 隆; 加治 芳行; 三輪 幸夫*; 安藤 昌視*; 仲田 清智*

圧力技術, 47(4), p.236 - 244, 2009/07

本研究では、冷間加工により予ひずみを与えた低炭素ステンレス鋼SUS316Lの変形挙動を調べるために微小硬さ試験とAFM観察を実施し、以下の結果を得た。同じ塑性ひずみを負荷したにもかかわらず、予ひずみを与えなかったものよりも30%冷間加工材の方がすべり帯の間隔がより狭く、粒界近傍にすべり帯が集中していることがわかった。微小硬さが300以上となる領域が30%以上の冷間加工材の特に粒界において多く見られた。これらのことから粒界における変形の非均一性が低炭素ステンレス鋼のIGSCC進展機構の重要な要因であることが示唆される。

報告書

SCCき裂先端における変形挙動のマルチスケール解析,3(受託研究)

加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 早川 正夫*; 長島 伸夫*

JAEA-Research 2008-064, 118 Pages, 2008/08

JAEA-Research-2008-064.pdf:26.9MB

本報告書は、IGSCCプロジェクトにおいて得られるSCCき裂進展特性の妥当性をSCCメカニズムの観点から評価するために、CT試験片き裂先端の変形解析や組織観察をナノレベルまで踏み込んで詳細に調べ、ナノ,メゾ,マクロ領域での硬さを統一強度指標として採用し、必要な基礎データ(主として、マクロな塑性域の大きさとその中での粒内・粒界における結晶方位,歪み,転位等の組織データ)を取得することを目的として実施したSCCき裂先端における変形挙動のマルチスケール解析に関する研究結果をまとめたものである。本年度は、IGSCCプロジェクト試験片のき裂先端部の変形挙動をナノレベルの解析が可能な先端的測定装置を駆使して明らかにした。

報告書

Detail design of microfission chamber for fusion power diagnostic on ITER

石川 正男; 近藤 貴; 早川 敦郎*; 西谷 健夫; 草間 義紀

JAEA-Technology 2007-062, 57 Pages, 2007/12

JAEA-Technology-2007-062.pdf:45.95MB

我が国が調達する予定のマイクロフィッションチェンバー(MFC)は、ITERにおける全中性子発生量及び核融合出力の時間分解測定を行うものである。これまで、低出力運転用のMFC(測定範囲:1kW-100kWの核融合出力)の設計・開発を高出力運転用のMFC(同100kW-1GW)とともに行ってきた。これらの検出器を組合せることで、ITERで目標とされている計測要求をほぼ満たすことができる。MFCは真空容器内に取り付けられるため、信号出力・電力供給用の二重同軸MIケーブルも真空容器上に敷設する必要がある。今回は、MIケーブルの真空容器内における敷設ルートの設計を行った。MIケーブルには14.6気圧のArガスが封入されているが、Arガスの真空容器内へのリークを防ぐために、敷設に際してはMIケーブルを外管で包む二重配管を提案した。さらに、核発熱によるMIケーブルの到達最高温度の検討を行った。その結果、熱伝導を確保するために、MIケーブルと外管の間に300mmごとに7mm幅の銅フランジを入れることにより、MIケーブルの最高温度は、核分裂炉での使用温度である400$$^{circ}$$Cよりも低い、340$$^{circ}$$C以下に抑えられることがわかった。

報告書

SCCき裂先端における変形挙動のマルチスケール解析,2(受託研究)

加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 早川 正夫*; 長島 伸夫*

JAEA-Research 2007-008, 69 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-008.pdf:25.87MB

本報告書は、IGSCCプロジェクトにおいて得られるSCCき裂進展特性の妥当性をSCCメカニズムの観点から評価するために、CT試験片き裂先端の変形解析や組織観察をナノレベルまで踏み込んで詳細に調べ、ナノ,メゾ,マクロ領域での硬さを統一強度指標として採用し、必要な基礎データ(主として、マクロな塑性域の大きさとその中での粒内・粒界における結晶方位,歪み,転位等の組織データ)を取得することを目的として実施したSCCき裂先端における変形挙動のマルチスケール解析に関する研究結果をまとめたものである。本年度は、昨年度確立した手法を用いて、さまざまな条件で発生させたIGSCC先端の塑性変形領域の状態を調べ、き裂進展挙動や応力拡大係数との関係を検討した。特に、IGSCCプロジェクトにおいてSCC進展試験を実施した、硬さの異なる2タイプの試験片に対して、詳細に検討した。

論文

CGR behavior of low carbon stainless steel of hardened heat affected zone in PLR piping weld joints

安藤 昌視*; 仲田 清智*; 伊藤 幹朗*; 田中 徳彦*; 越石 正人*; 小畠 亮司*; 三輪 幸夫; 加治 芳行; 早川 正夫*

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems (CD-ROM), 16 Pages, 2007/00

実機PLR配管を模擬した溶接継ぎ手から作製したSUS316NG鋼の試験片を用いて、BWR環境を模擬した水中で長期間の応力腐食割れ進展試験を行った。試験片は溶接部過程での熱収縮により硬化した熱影響部から作製し、そのような部位での傷の進展挙動を評価するための応力腐食割れ進展速度線図を得ることを目的とした。鍛造管材と引き抜き管材の溶接継ぎ部が、幾つかの溶接方法で作成した。得られた応力腐食割れ進展速度は、溶体化熱処理材から得られた進展速度よりも速くなった。硬化したSUS316NGのき裂進展速度は、材料や溶接方法によらず、硬さと関連性を持っていた。硬さが210から250Hvの範囲では、き裂進展速度は硬さの増加とともに大きくなった。低炭素ステンレス鋼の硬化した熱影響部で応力腐食割れ進展速度が加速される機構は、き裂先端のひずみ分布及びAFM画像に基づいて推定された。き裂先端での塑性ひずみ勾配と粒界に沿った局所的ひずみの相互作用が重要であると予想された。

論文

Deformation behavior around grain boundaries for SCC propagation in hardened low-carbon austenitic stainless steel by micro hardness test

長島 伸夫*; 早川 正夫*; 塚田 隆; 加治 芳行; 三輪 幸夫; 安藤 昌美*; 仲田 清智*

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems (CD-ROM), 15 Pages, 2007/00

日本の沸騰水型軽水炉プラントにおいて低炭素ステンレス鋼製の炉心シュラウドや再循環系配管において応力腐食割れが見つかっている。ここでは、粒界型応力腐食割れが溶接金属周辺の硬化した熱影響部を伝播していた。硬化した熱影響部を模擬するために室温で10%及び30%冷間加工した低炭素オーステナイトステンレス鋼316Lの強化挙動及び局所的な塑性変形をミクロ硬さ試験装置により測定するとともに、原子間力顕微鏡を用いて観察した。き裂先端の塑性域を模擬するために、降伏点(0.2%塑性ひずみ)までの引張変形を付与した。本研究の結果、316Lの粒界型応力腐食割れ進展メカニズムの1つは、粒界強化挙動と粒界近傍の局所的な塑性変形と関係していることがわかった。

報告書

SCCき裂先端における変形挙動のマルチスケール解析(受託研究)

加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 早川 正夫*; 長島 伸夫*; 松岡 三郎*

JAERI-Research 2005-029, 156 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-029.pdf:57.24MB

本報告書は、原子力安全基盤機構(JNES)のIGSCCプロジェクトにおいて得られるSCCき裂進展特性の妥当性をSCCメカニズムの観点から評価するために、CT試験片き裂先端の変形解析や組織観察をナノレベルまで踏み込んで詳細に調べ、ナノ,メゾ,マクロ領域での硬さを統一強度指標として採用し、必要な基礎データ(主として、マクロな塑性域の大きさとその中での粒内・粒界における結晶方位,歪み,転位等の組織データ)を取得することを目的として、実施したSCCき裂先端における変形挙動のマルチスケール解析に関する研究結果をまとめたものである。

論文

Isomer-scope: A new instrument for in-beam $$gamma$$-ray spectroscopy through deep inelastic collisions

石井 哲朗; 伊東 幹彦*; 石井 三彦; 牧嶋 章泰*; Hossain, I.*; 早川 岳人*; 河野 俊之*; 小川 雅生*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 395(2), p.210 - 216, 1997/00

 被引用回数:39 パーセンタイル:92.7(Instruments & Instrumentation)

重イオン深部非弾性散乱により生じたアイソマーを観測するための新測定器Isomer-scopeを開発した。Isomer-scopeは、Sc検出器と$$gamma$$線遮蔽、Ge検出器より構成される。Sc検出器は、ビーム様分裂片を受けとめ、そのエネルギーと時間の信号を出す。$$gamma$$線遮蔽はターゲットで放出される$$gamma$$線を遮蔽する。これにより、Isomer-scopeはビーム様分裂片のアイソマーからの$$gamma$$線を高感度で測定することができる。この測定器を用い、$$^{76}$$Ge(635MeV)+$$^{198}$$Pt反応により$$^{69}$$Cuに新しいアイソマーを発見した。新アイソマーは2741keVの励起エネルギーを持ち、半減期0.36(3)$$mu$$sで190-680-1871及び73-786-471-1711の$$gamma$$線カスケードで崩壊する。

報告書

JRR-2の第2次出力上昇試験

神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.

JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03

JAERI-1045.pdf:0.72MB

この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。

報告書

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

報告書

JRR-2の臨界実験と特性測定

JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03

JAERI-1025.pdf:4.6MB

第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1$$times$$10$$^{14}$$n/cm$$^{2}$$secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。

口頭

SCCき裂先端近傍の変形挙動解析,3; EBSP法による塑性変形解析

加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 長島 伸夫*; 早川 正夫*; 安藤 昌視*; 仲田 清智*; 越石 正人*

no journal, , 

国内の沸騰水型軽水炉(BWR)の低炭素ステンレス鋼製の炉心シュラウド及び再循環系(PLR)配管の溶接部近傍に応力腐食割れ(SCC)が多発しており、同鋼のSCC機構の解明が求められている。本研究ではSCC機構に及ぼすき裂先端塑性変形挙動の影響を検討するため、後方散乱電子線回折パターン(EBSP)法によりSCCき裂先端の塑性変形挙動の解析を実施した。その結果、SCCき裂は、疲労予き裂から45$$^{circ}$$程度傾いた方向に分岐しながら結晶粒界を進展しており、主としてランダム粒界を進展していた。き裂から1結晶粒程度のき裂の極近傍での塑性変形量は、10$$sim$$20%程度と大きな値を示した。また、SCCき裂の両側の塑性変形量は不均等であり、一方の結晶粒で大きな塑性変形が観察される傾向が見られた。これらの結果から、SCCき裂進展は1結晶粒程度のき裂先端極近傍の塑性変形に律速されていることが推測された。

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