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報告書

平成30年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤井 朋子; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 山田 椋平; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; et al.

JAEA-Review 2019-045, 120 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-045.pdf:2.54MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成30年4月1日から平成31年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

論文

Fabrication process qualification of TF Insert Coil using real ITER TF conductor

尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200804_1 - 4200804_4, 2015/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA is planning performance test of 50 m Toroidal Field (TF) conductor of ITER using Central Solenoid Model Coil (CSMC) test facility at Naka-site in Japan. In order to test the conductor, "TF Insert Coil" (TFIC) is under fabrication in cooperate with Hitachi, Ltd. TFIC is a solenoid coil wound in 1.44 m diameter. It is going to be installed into the bore of CSMC, whose maximum magnetic field is 13 T. The maximum driven current of TFIC is 68 kA. In order to prepare for fabrication of TFIC, several trials of components including windings, removal of Cr plating of the strands, welding and compaction of terminal sleeve were carried out for process qualification. The results of trials showed that the winding dimater satisfied its criterion, the Cr plating was clearly removed using non-woven cloth soaked into HCl solution, the mechanical strengths at 4 K of welds at the terminal were enough. Eventually, the fabrication process qualification of TFIC was completed.

論文

Sensitivity analysis for the scenarios on deterioration or loss of safety functions expected in disposal system due to human error on application of engineering technology

武田 聖司; 井上 佳久; 木村 英雄

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1518, p.237 - 242, 2013/10

今後のHLW地層処分の安全審査に向けて、採用される工学技術に対し、適用した際のヒューマンエラーとバリア材の安全機能へ影響との関係を把握することを目的として、幾つかのヒューマンエラーに起因したバリア機能の低下・喪失を想定したシナリオ(初期欠陥シナリオ)に対する感度解析を行った。重要核種であるCs-135, Se-79に対する解析から、安全機能な健全な場合の天然バリアからの核種移行率よりも、「緩衝材の初期欠陥によるコロイドフィルトレーション機能の喪失」と、「粘土プラグの初期欠陥による止水機能の喪失及び卓越した移行経路の形成」のシナリオの核種移行率が、1桁から2桁以上の高い結果を示し、これらの2つのシナリオの可能性の確認が特に重要であることを示した。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:125 パーセンタイル:98.18(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

報告書

Conceptual design and related R&D on ITER mechanical based primary pumping system

丹澤 貞光; 廣木 成治; 阿部 哲也; 清水 克祐*; 井上 雅彦*; 渡辺 光徳*; 井口 昌司*; 杉本 朋子*; 猪原 崇*; 中村 順一*

JAEA-Technology 2008-076, 99 Pages, 2008/12

JAEA-Technology-2008-076.pdf:35.19MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空排気システムは、DT核融合反応で生じたヘリウム(He)を大量の未反応DT燃料とともにトカマク真空容器外へ排出する役割を担うとともに、大気圧から超高真空までの排気や真空漏洩試験,壁洗浄などにも使う。機械式真空ポンプシステムは、クライオポンプシステムと比較しての長所として連続排気や極低トリチウム滞留量,低運転コストが挙げられる。一方、短所として磁気シールドの必要性や水素(H$$_{2}$$)排気性能の不十分性などが一般に認識されている。ITER条件での機械式ポンプシステムの上記短所を克服するため、ダイバータH$$_{2}$$圧力0.1-10Paで十分な排気性能を有するヘリカル溝真空ポンプ(HGP)ユニットを開発し、その性能試験を行った。そしてその開発・試験を通して、軽元素ガス排気用ヘリカル溝真空ポンプユニットの大型化設計・製作に関する多くのデータベースを取得した。また、同データベースをもとにヘリカル溝真空ポンプユニットを使い、ITER条件に合わせて最適配置した磁気シールド構造を有する機械式真空ポンプシステムの概念設計を行った。さらに、タービン翼とヘリカル翼を組合せた複合分子ポンプユニットを使ったコスト低減化(RC)ITER機械式真空ポンプシステムの概念設計も行った。

論文

Ion irradiation effects on amorphization and thermal crystallization in Zr-Al-Ni-Cu alloys

永田 晋二*; 東 誠二郎*; 土屋 文*; 藤 健太郎*; 四竈 樹男*; 高廣 克己*; 尾崎 孝一*; 川面 澄*; 山本 春也; 井上 愛知

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 257(1-2), p.420 - 423, 2007/04

 被引用回数:16 パーセンタイル:74.96(Instruments & Instrumentation)

代表的な金属ガラスであるZr$$_{55}$$Al$$_{10}$$Ni$$_{5}$$Cu$$_{30}$$合金に対してイオン照射を行い、その構造及び初晶挙動について研究を行った。実験では、厚さ50-100$$mu$$mの膜状試料に300-500keVのエネルギーに加速した水素(H),銀(Ag),銅(Cu)、及び金(Au)のイオン照射を行った後、X線回折法により結晶構造を調べた。その結果、照射直後の試料の構造に変化は見られず、照射したイオン種による違いも見いだせなかった。さらに、イオン照射した試料に対して熱処理を行うと準安定相の形成が確認された。これらの事実から、初晶は、エネルギー付与が多くなるとその成長速度が遅くなる傾向のあることがわかった。これは、イオンの線エネルギー付与が大きくなるにつれ形成される準安定相の核生成サイトが増加するためであると考えられた。

論文

発電用新型炉の高温構造設計手法と3次元免震技術の開発

井上 和彦*; 柴本 宏*; 高橋 健司; 生玉 真也*; 森下 正樹; 青砥 紀身; 笠原 直人; 浅山 泰; 北村 誠司

日本原子力学会誌, 48(5), p.333 - 338, 2006/05

我が国の発電用新型炉である高速増殖炉(FBR)の実用化には、経済性,安全性を同時に満足する合理的設計が要求される。高温・低圧で運転されるFBRは、冷却材温度変動によって生じる熱応力が緩和しやすい薄肉の構造が有利になるが、薄肉化を進めると剛性の低下によって耐震性が損なわれることから、耐熱荷重設計と耐震設計の調和がFBR構造設計の要諦となる。FBR実用化に向けては、プラントの建設コスト低減を目指して小型で簡素な機器設備が計画されている。この計画に対し、従来の設計手法では熱荷重と地震荷重による応力の両者が厳しくなり、構造成立性を見通すことが難しくなる。さらに、将来的には設計上想定すべき地震動が引き上げられる方向にある。そこで、これらに対処するため、熱応力に対する耐性に優れるFBR用高クロム鋼,高温で生じる非弾性変形解析法や熱荷重設定法を含む高温構造設計法,設計・製作・運転を包括的に最適化するシステム化規格、これに加え地震荷重による制約を解決する3次元免震技術の開発を進めた。本研究は、「FBRサイクル実用化戦略調査研究」において、有望プラント概念の2005年度提示を目的とし実施したものである。その中で、2000$$sim$$2004年度実施の経済産業省受託研究「発電用新型炉技術確証試験」により、構造設計の実現性を見通しを示すために開発した技術成果を紹介する。これらの成果は、今後、検証データを蓄積し将来の規格・基準類化を促進するため暫定指針類として体系化した。

論文

Surface wave on high speed liquid lithium flow for IFMIF

近藤 浩夫*; 藤里 敦史*; 山岡 信夫*; 井上 正二*; 宮本 斉児*; 飯田 敏行*; 中村 博雄; 井田 瑞穂*; 松下 出*; 室賀 健夫*; et al.

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.865 - 869, 2005/11

 被引用回数:20 パーセンタイル:79.69(Nuclear Science & Technology)

高速リチウム流の自由表面挙動を解明するため、大阪大学リチウムループにてIFMIFの約1/2.5のサイズの絞りノズルを用いて流速2.5$$sim$$14.0m/sの水平流れを生成し、CCDカメラと高速ビデオカメラにて自由表面を記録した。通常、実験は0.15MPaのAr雰囲気で実施され、ノズル出口付近では、流速5$$sim$$7m/sで波長1$$sim$$2mmの2次元波が現れ、流速の増加とともに短波長となった。このときのリチウム流表面の輝度の時間変化の主たる周波数成分は2000$$sim$$3000Hzであった。今回リチウム表面に現れた2次元波は水実験で報告されたものに似ていたが、波長は約1/2であった。さらに、本研究ではリチウムと水の表面張力や密度の違いによる表面波挙動への影響を理論に基づき論じ、IFMIFターゲットでの表面波挙動と照射領域への影響を予測した。

報告書

3次元免震構造に関する研究

森下 正樹; 北村 誠司; 高橋 健司; 井上 和彦*; 加藤 朝郎*; 伏見 実*

JNC TY9400 2005-010, 1150 Pages, 2005/07

核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電(原電)では、安全性と経済性に優れた実用高速炉プラント概念の構築を目的として「高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究」を実施している。ここでは、高温構造設計の高度化、新材料の採用、ならびに3次元免震が経済性向上のためのシステム改善方策の枢要技術として挙げられている。そこで、JNCと原電は、平成12年度より、高温構造設計手法高度化と3次元免震開発に関する共同研究を開始した。本報告書はそのうち、3次元免震開発に関する平成16年度の成果をとりまとめたものである。なお、本成果のなかには、原電が経済産業省から受託し、JNCがその実施に協力した「発電用新型路技術確証試験」の成果が含まれている。本研究の成果を(1)平成15年度までの研究経緯、(2)建屋3次元免震の検討(平成16年度)、(3)3次元免震技術指針(骨子)の検討、(4)機器上下免震の検討(平成16年度)、及び(5)機器上下免震技術指針(骨子)の検討、に分けて報告する。

報告書

3次元免震構造に関する研究(平成15年度共同研究報告書)

森下 正樹; 北村 誠司; 高橋 健司; 井上 和彦; 木田 正則; 毛呂 聡*; 加藤 朝郎*; 伏見 実*

JNC TY9400 2004-028, 921 Pages, 2004/11

核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電(原電)では、安全性と経済性に優れた実用高速炉プラント概念の構築を目的として「高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究」を実施している。ここでは、高温構造設計の高度化、新材料の採用、ならびに3次元免震が経済性向上のためのシステム改善方策の枢要技術として挙げられている。そこで、JNCと原電は、平成12年度より、高温構造設計手法高度化と3次元免震開発に関する共同研究を開始した。本報告書はそのうち、3次元免震開発に関する平成15年度の成果をとりまとめたものである。なお、本成果のなかには、原電が経済産業省より受託し、JNCがその実施に協力した、「発電用新型炉技術確証誠験」の成果が含まれている。本研究は、その内容を(1)開発計画の検討、(2)建屋3次元免震の検討、及び(3)機器上下免震の検討、の3つのスコープに整理して進めた。本年度の成果を要約すると、以下のとおりである。(1)開発計画の検討3次元免震(装置)に対する性能要求の検討新たな観点からの3次元免震装置への性能要求の検討として、「免震装置に支持された建屋」並びに「風荷重時の居住性」について検討した。その結果、前者の検討では、水平免震方式の建屋とほぼ同様の設計が可能であること、また後者の検討では、免震建屋内の運転員への影響はないことを確認した。3次元免震(装置)の開発目標ならびに開発計画の検討 建屋全体3次元免震装置の開発候補を絞り込むための、「評価項目とクライテリアの具体化」、並びに「3次元免震技術指針(骨子)」の検討を行った。「評価項目とクライテリアの具体化」では、平成14年度の成果をもとに、装置開発側へ要求する項目の詳細内容、具体化の検討を行った。また、3次元免震技術指針(骨子)については、装置開発状況を睨みつつ、既存の水平免震指針からの変更内容や指針化するにあたっての懸案等について検討を行った。(2)建屋3次元免震の検討 平成13年度に抽出された有望概念3案(「油圧機構を用いた3次元免震システム」、「ケーブル補強マッシュルーム型空気ばね3次元免震装置」、「ローリングシール型空気ばね方式3次元免震装置」)について性能試験を実施するとともに、新型炉プラント実機への適用性について検討を行い、今後開発を継続する候補既念(「ローリングシール型空気ばね方式3次元免震装

論文

High speed lithium flow experiments for IFMIF target

近藤 浩夫*; 藤里 敦史*; 山岡 信夫*; 井上 正二*; 宮本 斉児*; 佐藤 文信*; 飯田 敏行*; 堀池 寛*; 松下 出*; 井田 瑞穂*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.208 - 212, 2004/08

 被引用回数:11 パーセンタイル:61.05(Materials Science, Multidisciplinary)

本論文では、IFMIFターゲット流の挙動を研究するための模擬実験においてリチウム流の自由表面に現れた航跡に焦点を当て、理論との比較を交えて論じた。航跡の形状は、静止水面上を等速度で移動する点状擾乱からの航跡の形状として予測されたものとよく一致した。本実験での航跡の発生源はノズル出口に付着したリチウム化合物及びノズル出口と側面壁との角である。後者による航跡はIFMIFターゲットでも発生し得るものの、重陽子ビームの照射領域にまで達することがないことを明らかにした。

報告書

3次元免震構造に関する研究(平成14年度共同研究報告書)

森下 正樹; 北村 誠司; 井上 和彦; 木田 正則; 毛呂 達; 加藤 朝朗; 伏見 実*

JNC TY9400 2003-009, 682 Pages, 2003/05

JNC-TY9400-2003-009.pdf:35.1MB

核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電(原電)では、安全性と経済性に優れた実用高速炉プラント概念の構築を目的として「高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究」を実施している。ここでは、高温構造設計の高度化、新材料の採用、ならびに3次元免震が経済性向上のためのシステム改善方策の枢要技術として挙げられている。そこで、JNCと原電は、平成12年度より、高温構造設計手法高度化と3次元免震開発に関する共同研究を開始した。本報告書はそのうち、3次元免震開発に関する平成14年度の成果をとりまとめたものである。なお、本成果のなかには、原電が経済産業省より受託し、JNCがその実施に協力した、「発電用新型炉技術確証試験」の成果が含まれている。本研究は、その内容を(1) 開発計画の検討、 (2) 建屋3次元免震の検討、及び(3) 機器上下免震の検討、の3つのスコープに整理して進めた。本年度の成果を要約すると、以下のとおりである。

論文

Water jet flow simulation and lithium free surface flow experiments for the IFMIF target

井田 瑞穂*; 堀池 寛*; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 飯田 敏行*; 井上 正二*; 宮本 斉児*; 室賀 健夫*; 中村 秀夫; 中村 弘史*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1686 - 1690, 2002/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:35.97(Materials Science, Multidisciplinary)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの要素技術確証の一環として、水流による模擬実験を実施した。水流れの表面波挙動の上流ノズル内壁の表面粗さ依存性(6.3,100$$mu$$m)と流れ表面雰囲気の圧力依存性(1,0.15atm)を調べた。その結果、表面波成長に与える影響はノズル内壁の表面粗さが支配的であり、100$$mu$$mの粗さのノズルでは10m/s以上の高い流速で流れ表面の乱れが顕著になることが判明した。この結果をノズルの設計,製作に反映したLi流れ実験を、大阪大学のLiループで計画中である。この実験は、15m/sの流速及び真空雰囲気の条件で実施する予定である。なお本発表では以上の結果に加えて、Li流れ表面の不安定性,表面からのLi蒸発,Li流れによるノズルの腐食と浸食,電磁ポンプでのキャビテーションの解析等に関しても発表する。

論文

ITER工学設計

下村 安夫; 常松 俊秀; 山本 新; 丸山 創; 溝口 忠憲*; 高橋 良和; 吉田 清; 喜多村 和憲*; 伊尾木 公裕*; 井上 多加志; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 78(Suppl.), 224 Pages, 2002/01

日本,米国,欧州,ロシアの4極の協定に基づき、1992年7月に開始されたITER工学設計活動(ITER-EDA)は、ITER建設の判断に必要な技術的準備を整え、2001年7月に9年間の活動を完了した。本件は、ITER工学設計活動において完成された最終設計報告書の物理及び工学設計の成果を簡潔にまとめたものである。

論文

Analysis of misoriented crystal structure by ion channeling observed using ion-induced secondary electrons

工藤 博*; 坂本 昭彦*; 山本 春也; 青木 康; 楢本 洋; 井上 知泰*; 佐藤 政孝*; 山本 康博*; 梅澤 憲司*; 関 整爾*

Japanese Journal of Applied Physics, Part 2, 35(11B), p.L1538 - L1541, 1996/11

イオンチャネリング現象がはじまる表面層での、単一散乱条件下での2次電子を検出すると、準表面層の原子配列を高感度に評価可能であることを示している。2次電子は、keVオーダーの内殻に属するものを検出して原子配列の情報とした。実例を示すために、Ni及びCeO$$_{2}$$単結晶について通常のRBS法の場合と対比した。

論文

Electrical insulation and conduction coating for fusion experimental devices

小野塚 正紀*; Tsujimura, Seiji*; 豊田 真彦*; 井上 雅彦*; 阿部 哲也; 村上 義夫

Fusion Technology, 29(1), p.73 - 82, 1996/01

 被引用回数:8 パーセンタイル:59.97(Nuclear Science & Technology)

核融合実験装置へ適用可能な電気絶縁性および導電性を有する膜の大面積コーティング技術の開発を行った。ここでは、コーティング手法として、大面積コーティングが可能な溶射法をとりあげた。電気絶縁膜としては、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$(アルミナ)膜を、導電性膜としては、Cr$$_{3}$$C$$_{2}$$-NiCrおよびWC-NiCr膜をそれぞれ選択した。これらの電気絶縁性および導電性膜をSUS基板上にコーティングし、膜の密着性, 耐熱衝撃性, 電気抵抗, 絶縁耐電圧および熱伝導率を測定した。その結果、核融合装置用として使用できる充分な電気絶縁性および導電性を有していることがわかった。

口頭

発電用新型炉の高温構造設計手法と3次元免震技術の開発

井上 和彦*; 柴本 宏*; 高橋 健司*; 生玉 真也*; 森下 正樹; 青砥 紀身; 笠原 直人; 浅山 泰; 北村 誠司

no journal, , 

我が国の発電用新型炉である高速増殖炉(FBR)の実用化には、経済性,安全性を同時に満足する合理的設計が要求される。高温・低圧で運転されるFBRは、冷却材温度変動によって生じる熱応力が緩和しやすい薄肉の構造が有利になるが、薄肉化を進めると剛性の低下によって耐震性が損なわれることから、耐熱荷重設計と耐震設計の調和がFBR構造設計の要諦となる。これを実現させるため、熱応力に対する耐性に優れるFBR用高クロム鋼,高温で生じる非弾性変形解析法や熱荷重設定法を含む高温構造設計法,設計・製作・運転を包括的に最適化するシステム化規格、これに加え地震荷重による制約を解決する3次元免震技術の開発を進めた。

口頭

地層処分における初期欠陥シナリオに対する影響解析

井上 佳久; 武田 聖司; 木村 英雄

no journal, , 

今後の地層処分における安全審査指針の策定や安全審査に向けて、特に注視すべき工学技術の対象やその初期欠陥と関係あるバリア材の機能について把握することを目的に、緩衝材及び粘土プラグに対する初期欠陥が生じた場合に核種の移行経路やその移行特性が変化するシナリオを想定した核種移行の感度解析を行い、HLW地層処分の初期欠陥における重要なシナリオや解析条件について予察的に検討した。本解析の結果から、注視すべき初期欠陥のシナリオの1つは、粘土プラグの初期欠陥に伴うEDZ領域の卓越した核種移行経路が発生するシナリオであることを明らかにした。長期的な安全確保の観点から、粘土プラグの初期欠陥によるこうしたシナリオの成立性及び初期欠陥が生じた場合のニアフィールド領域における地下水流動特性の把握が重要であることを指摘した。

口頭

高Ni鋼における$$gamma$$"(Ni$$_{3}$$Nb)の析出挙動

佐野 佳祐*; 大野 直子*; 鵜飼 重治*; 林 重成*; 三浦 誠司*; 山下 真一郎; 井上 利彦

no journal, , 

高速増殖炉の燃料被覆管には第一候補としてODSフェライト鋼が位置づけられているが、その代替として実績のあるオーステナイト鋼の延長線上で耐照射性を改善した高Ni鋼が開発されている。本研究は高Ni鋼を対象として、強化析出物である$$gamma$$"を粒内に微細に析出させる最適な時効熱処理条件を明らかにするため時効試験を行い、ビッカース硬さ測定及びTEM観察を実施した。試験の結果、時効温度が高く、時効時間が長くなると$$gamma$$"が粗大化し硬さが低下することが認められた。また、650$$^{circ}$$C程度の熱処理が最も$$gamma$$"析出物が粒内に微細に析出することがわかった。

口頭

高Ni鋼における$$gamma$$"(Ni$$_{3}$$Nb)の析出挙動

佐野 佳祐*; 大野 直子*; 鵜飼 重治*; 林 重成*; 三浦 誠司*; 山下 真一郎; 井上 利彦

no journal, , 

高速増殖炉の燃料被覆管には第一候補としてODSフェライト鋼が位置づけられているが、その代替として実績のあるオーステナイト鋼の延長線上で耐照射性を改善した高Ni鋼が開発されている。本研究は高Ni鋼を対象として、強化析出物である$$gamma$$"を粒内に微細に析出させる最適な時効熱処理条件を明らかにするため時効試験を行い、ビッカース硬さ測定及びTEM観察を実施した。試験の結果、時効温度が高く、時効時間が長くなると$$gamma$$"が粗大化し硬さが低下することが認められた。また、650$$^{circ}$$C程度の熱処理が最も$$gamma$$"析出物が粒内に微細に析出することがわかった。

口頭

ITER TF導体を用いたインサート・コイルの製作

尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

no journal, , 

国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル・フィールド(TF)コイル用超伝導導体の性能を評価するため、原子力機構はTFインサート・コイル(TFIC)という直径1.44mで8.875ターンの巻線部を有するTF導体を用いたソレノイドコイルをメーカーとの協力により製作した。TFICは、原子力機構の所有する中心ソレノイドモデルコイル施設の中心ボアに据付され、最大13Tまでの外部磁場環境下で性能試験が行われる。TFICの製作にあたっては、TF導体及びTFICの構造を考慮した製作技術を確立する必要があった。原子力機構では、その製作過程で適用する製作技術について試作を実施し、超伝導素線へのダメージが無く、構造的強度が十分で、かつ、製作プロセスが適切に完了可能であるかという観点から、解体試験及び極低温度を含む温度領域での機械試験を実施した。上記試験の結果から、各製作プロセスである導体巻線・Crめっき除去・電気継手部の溶接・熱処理・導体絶縁のための樹脂含浸工程を確立し、TFインサート・コイルの製作を問題なく完了することができた。本発表では、上記試作結果とTFICの製作プロセスについて報告する。

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