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論文

Corrosion behavior of F82H exposed to high temperature pressurized water with a rotating apparatus

金井 亮彦*; 笠田 竜太*; 中島 基樹; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 榎枝 幹男; 小西 哲之*

Journal of Nuclear Materials, 455(1-3), p.431 - 435, 2014/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

The present study reports the compatibility of a reduced-activation ferritic steel F82H exposed to high temperature pressurized water using a rotating disk apparatus at 573 K. Every rotated sample reduces their weight due to water flow. Cross-sectional observations revealed that difference of apparent rotating speed on the microstructural change is limited.

論文

Compatibility of Ni and F82H with liquid Pb-Li under rotating flow

金井 亮彦*; Park, C.*; 登尾 一幸*; 笠田 竜太*; 小西 哲之*; 廣瀬 貴規; 野澤 貴史; 谷川 博康

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1653 - 1657, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.01(Nuclear Science & Technology)

The present study reports the compatibility of a reduced-activation ferritic steel F82H and Ni exposed to liquid Pb-Li flow using a rotating disk apparatus at 873 K. Cross-sectional observations revealed that grain boundary attack of Pb caused a liquid metal embrittlement of Ni and formation of pitting holes and Cr-depleted zone in F82H.

論文

ITERテストブランケットモジュール計画の世界的動向

小西 哲之*; 榎枝 幹男

プラズマ・核融合学会誌, 90(6), p.332 - 337, 2014/06

ITER/TBM計画は、核燃焼プラズマ環境において、燃料トリチウムの増殖回収と、高品質熱エネルギーへの変換取り出しを実証し、またその性能を評価することを目的としており、ITERにおける研究の主要目的の一つである。国際共同作業で一つの装置を共有する燃焼プラズマ実験と異なり、各参加極が、異なる概念・構造のブランケットモジュールを持ち寄り、それぞれに異なる次期計画に向けて試験を行う、国際競争の面を持つ。ITERの炉内機器として3つのポートに2個ずつ、計6個の異なるモジュールが運転初期から設置されて、まず電磁環境での試験を行う。DT燃焼においては核融合中性子を用いて核融合エネルギーの実現性を検証する。わが国は原型炉に向け、TBMとして水冷却固体増殖ブランケットの開発を行っている。構造材にF82H鋼、増殖材にLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球(ぺブル)、中性子増倍材にBe微小球(ぺブル)を用いる。設計と製作技術の開発はほぼ終了し、現在は安全解析などのITERへの設置準備を進めている。

論文

Development of evaluation method with X-ray tomography for material property of IG-430 graphite for VHTR/HTGR

角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎*; 國本 英治*; 山地 雅俊*; 衛藤 基邦*; 小西 隆志*; 沢 和弘

Nuclear Engineering and Design, 271, p.314 - 317, 2014/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.43(Nuclear Science & Technology)

本研究では、材料特性評価手法の開発及び重照射下でのIG-430の照射による特性変化を評価することを目的として、IG-430の弾性係数に及ぼす酸化及び緻密化の効果を調べた。また、X線CT画像に基づくIG-430の微細構造と材料特性の関係を調べた。その結果、緻密化した黒鉛の弾性係数は開気孔のみに依存すること及びX線CTを用いた材料特性評価が可能であることが分かった。しかし、高酸化度及び照射した材料を均質化法で評価する場合には、結晶粒中の閉気孔の数や形状を考慮する必要がある。

論文

Neutronics of SiC-LiPb high temperature blanket for tritium production

Kwon, S.*; 佐藤 聡; 笠田 竜太*; 小西 哲之*

Fusion Science and Technology, 64(3), p.599 - 603, 2013/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.56(Nuclear Science & Technology)

リチウム鉛ブランケットモジュールのトリチウム生成及び増殖特性を、中性子輸送計算コードMCNP及び核融合評価済み核データライブラリーFENDL2.1を用いて評価した。計算結果から、炭化ケイ素及びリチウム鉛ブランケットコンセプトで、充分なトリチウム増殖比が得られることがわかった。また、遮蔽性能や核発熱率も評価した。

報告書

超高温ガス炉用等方性黒鉛(IG-110, IG-430)の酸化特性評価; 空気酸化による密度分布と圧縮強度の変化

藤田 一郎*; 衛藤 基邦*; 大崎 弘貴; 柴田 大受; 角田 淳弥; 小西 隆志; 山地 雅俊; 國本 英治

JAEA-Research 2013-004, 20 Pages, 2013/07

JAEA-Research-2013-004.pdf:2.4MB

高温ガス炉や第四世代の超高温ガス炉(VHTR)の炉心構造物には黒鉛が使用される。黒鉛は高温において炉内の冷却材ヘリウムガス中の不純物や空気侵入事故時の酸素ガス等により酸化する恐れがある。このため、黒鉛の酸化特性及びそれに伴う機械的特性の変化を評価しておくことが重要である。本研究では、高温ガス炉(VHTRを含む)用の材料であるIG-110及びIG-430黒鉛の520-900$$^{circ}$$Cにおける空気酸化特性及び酸化に伴う圧縮強度の変化について調べ、以下の結論を得た。(1) IG-430の酸化速度はIG-110の半分以下であるが、活性化エネルギーはほぼ同じ176kJ/molである。(2)酸化による密度分布と圧縮強度の変化には相関があり、同一の酸化重量変化においては、均一酸化が生じる600$$^{circ}$$C以下で強度が最も小さくなる。(3)酸化の進行過程においては、黒鉛試験片内のバインダー由来の結晶性の悪い部分から優先的に酸化が進行する。そのため、酸化消耗については、ガス化以外に、コークス粒子が脱離する影響も考慮する必要がある。

論文

Development of evaluation method with X-ray tomography for material property of IG-430 graphite for VHTR/HTGR

角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎*; 國本 英治*; 山地 雅俊*; 衛藤 基邦*; 小西 隆志*; 沢 和弘

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10

本研究では、材料特性評価手法の開発及び重照射下でのIG-430の照射による特性変化を評価することを目的として、IG-430の弾性係数に及ぼす酸化及び緻密化の効果を調べた。また、X線CT画像に基づくIG-430の微細構造と材料特性の関係を調べた。その結果、緻密化した黒鉛の弾性係数は開気孔のみに依存すること及びX線CTを用いた材料特性評価が可能であることがわかった。しかし、高酸化度及び照射した材料を均質化法で評価する場合には、結晶粒中の閉気孔の数や形状を考慮する必要がある。

論文

Correlation of microstructure and compressive strength of C/C composite using X-ray tomography

角田 淳弥; 柴田 大受; 國本 英治*; 山地 雅俊*; 小西 隆志*; 沢 和弘

IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 18(16), p.162012_1 - 162012_4, 2011/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:35.97

炭素繊維強化炭素複合材料(C/Cコンポジット)は、その強度及び耐熱性が優れていることからVHTR制御棒要素の候補材の一つである。2次元C/Cコンポジットの特性評価モデルの開発は、C/Cコンポジット製制御棒の設計において最も重要な課題の一つである。2次元C/Cコンポジットの特性は、繊維/マトリックス等の微細構造に強く依存するので、その微細構造から特性を評価することが可能であると考えられる。本研究では、2次元C/Cコンポジットの微細構造をもとにした特性予測開発モデルを開発することを目的として、X線CT像を用いて気孔分布を調べ、微細構造に基づくモデルを開発した。また、圧縮強度を測定するとともにモデルを用いて評価した。その結果、X線CT像から2次元C/Cコンポジットの気孔分布を視覚的に確認し、その容積や形状を評価することができた。また、本モデルを用いて2次元C/Cコンポジットの応力分布傾向を摸擬することが有用であることを示した。しかしながら、正確に応力の大きさを評価するためには、2次元C/Cコンポジットの特性評価及び適切なメッシュの設定が必要である。

論文

Tritium permeation behavior in SiC/SiC composites

磯部 兼嗣; 山西 敏彦; 小西 哲之*

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1012 - 1015, 2010/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.69(Nuclear Science & Technology)

SiC/SiC複合材料の一つであるNITE-SiC/SiCのトリチウム透過について、低水素分圧及び軽水素で希釈された場合の透過挙動を調べた。トリチウムを用いることで、0.6Paの低水素分圧における水素透過を測定することに成功し、その定常透過フラックスが9.5$$times$$10$$^{-12}$$[mol/m$$^{2}$$sec]であることを明らかにした。トリチウムを軽水素で希釈した場合、同一のトリチウム分圧(0.6Pa)であっても、希釈度が増加するに伴い透過フラックスが減少することが明らかになった。

論文

Investigation of microstructural change by X-ray tomography and anisotropic effect on thermal property of thermally oxidized 2D-C/C composite for Very High Temperature Reactor

角田 淳弥; 柴田 大受; 國本 英治*; 山地 雅俊*; 小西 隆志*; 沢 和弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(4), p.411 - 420, 2010/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.78(Nuclear Science & Technology)

2次元炭素繊維強化炭素複合材料(2D-C/Cコンポジット)は、高温下でも高い強度を維持するなど優れた機械的・熱的特性を有しており、超高温ガス炉(VHTR)の炉内構造物、例えば制御棒要素等の候補材の一つである。VHTRの炉内構造物として適用するうえで、2D-C/Cコンポジットの異方性がその特性に与える影響を明らかにしておくことが重要である。特に、2D-C/Cコンポジットの熱特性はその微細構造に強く依存するため、特性変化と微細構造変化の関係を明らかにするためには内部の微細構造を調べる必要がある。本研究では、X線トモグラフィーを用いて酸化した2D-C/Cコンポジットの層間ボイドやトランスバースクラックを明瞭に観察し、酸化した2D-C/Cコンポジットの熱伝導率変化及び熱膨張率変化と酸化率の関係が、繊維の向きごとに経験式を用いて表すことができることを明らかにして、異方性による特性の違いが黒鉛の結晶構造の向きと2D-C/Cコンポジットの微細構造の変化により説明できることを示した。

論文

Microbeam irradiation facilities for radiobiology in Japan and China

小林 泰彦; 舟山 知夫; 浜田 信行*; 坂下 哲哉; 小西 輝昭*; 今関 等*; 安田 啓介*; 畑下 昌範*; 高城 啓一*; 羽鳥 聡*; et al.

Journal of Radiation Research, 50(Suppl.A), p.A29 - A47, 2009/03

 被引用回数:28 パーセンタイル:28.22(Biology)

In order to study the radiobiological effects of low dose radiation, microbeam irradiation facilities have been developed in the world. This type of facilities now becomes an essential tool for studying bystander effects and relating signaling phenomena in cells or tissues. This review introduces you available microbeam facilities in Japan and in China, to promote radiobiology using microbeam probe and to encourage collaborative research between radiobiologists interested in using microbeam in Japan and in China.

論文

Fuel cycle design for ITER and its extrapolation to DEMO

小西 哲之*; Glugla, M.*; 林 巧

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.954 - 958, 2008/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:29.85(Nuclear Science & Technology)

ITER is the first fusion device equipped with a complete deuterium tritium fuel cycle that continuously provides fuel to the burning plasma while reprocessing its exhaust using 3 kg of tritium on site. For the tritium safety, a multiple barrier concept for confinement with detritiation systems is applied. Major part of the fusion tritium system will be verified with ITER. Toward the DEMO plant that will generate energy and operate its closed fuel cycle, breeding blanket and power train will be the major addition. Although essential process components will be similar to those to be developed for ITER, tritium inventory control and sustain the fuel supply, and minimizing environmental release will bring another level of technical challenge. The dedicated isotope separation system and adequate system for accountancy should be required as a control of tritium production. For the tritium confinement, also blanket, its coolant, and generation systems will be the critical systems.

論文

核融合の研究開発

牛草 健吉; 関 昌弘; 二宮 博正; 乗松 孝好*; 鎌田 裕; 森 雅博; 奥野 清; 柴沼 清; 井上 多加志; 坂本 慶司; et al.

原子力ハンドブック, p.906 - 1029, 2007/11

原子力ハンドブックの第VIII章核融合の研究開発において、核融合炉の概念,炉心プラズマ物理と炉心制御技術,国際熱核融合実験炉(ITER)計画,核融合ブランケット技術,核融合燃料循環処理技術,核融合炉用材料技術,核融合動力炉概念とシステム工学課題について、研究の現状を解説する。

論文

Fundamental study on purity control of the liquid metal blanket using solid electrolyte cell

山本 善彦*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 磯部 兼嗣; 山本 靖*; 小西 哲之*

Fusion Science and Technology, 52(3), p.692 - 695, 2007/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.98(Nuclear Science & Technology)

固体電解質(イオン導電体)を用いた液体金属中の酸素,水素の濃度測定及び制御を目的として、プロトン導電体であるSrCe$$_{0.95}$$Yb$$_{0.05}$$O$$_{3-x}$$と酸素イオン導電体であるイットリア安定化ジルコニアの基礎的な電気化学特性(分圧に対する起電力,イオン導電率等)を測定し、イオン導電体を用いた測定デバイスの実現性について検討した。

論文

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて

高村 秀一*; 門 信一郎*; 藤井 隆*; 藤山 寛*; 高部 英明*; 足立 和郎*; 森宮 脩*; 藤森 直治*; 渡辺 隆行*; 林 泰明*; et al.

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて, P. 164, 2007/03

核融合並びにプラズマに興味を持ってもらい、またその有用性,将来性を広く理解してもらうための一般向け解説書として、プラズマ・核融合学会の企画(日本実業出版社から出版予定)に共同執筆で出版するものである。読者の対象範囲は、理科に興味を持つ高校生,大学生・一般社会人,ある種のプラズマに仕事で関連している人で、他分野からのヒントを求める人など、広い層に読んでもらえることを想定している。(目次:はじめに/プラズマってなんだ?/プラズマ技術のひろがり/実験室の超先端プラズマ/核融合プラズマエネルギーとは?/プラズマエネルギーへの道/核融合プラズマエネルギー発電所を目指して/プラズマエネルギーと未来社会)

論文

Characterization of JT-60U exhaust gas during experimental operation

磯部 兼嗣; 中村 博文; 神永 敦嗣; 都筑 和泰; 東島 智; 西 正孝; 小林 靖典*; 小西 哲之*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.827 - 832, 2006/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.39(Nuclear Science & Technology)

トカマク試験装置の排ガス組成を知ることは、今後の核融合装置の燃料循環処理系の最適化設計を検討していくうえで非常に重要である。今回、2003年から2004年にかけて実施されたJT-60U試験運転時の排ガス組成を測定し、プラズマ放電内容との相関を調査した。排ガス中における水素同位体の濃度は、放電ごとにピーク値を持ち、高性能プラズマや長時間運転で高い値を示す傾向が見られた。一方、ヘリウムや炭化水素などの不純物成分は、ディスラプション時やグロー放電,テイラー放電といった壁調整放電時に高い濃度で検出された。また、通常のプラズマ放電においても、水素同位体と同様に高性能プラズマや長時間運転で高い濃度を示す傾向が見られ、最大で8%の炭化水素濃度が測定された。

論文

Overview of design and R&D of test blankets in Japan

榎枝 幹男; 秋場 真人; 田中 知*; 清水 昭比古*; 長谷川 晃*; 小西 哲之*; 木村 晃彦*; 香山 晃*; 相良 明男*; 室賀 健夫*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.415 - 424, 2006/02

 被引用回数:59 パーセンタイル:2.29(Nuclear Science & Technology)

我が国のブランケット開発は核融合会議において策定された開発計画に従って、固体増殖ブランケットを第一候補に、液体増殖方式を先進的な候補として開発を進めるものである。ITERをテストベッドとし、試験モジュールを試験するテストブランケット試験計画の作業部会においても、我が国として主体的に試験に参加し、試験を実施するために、試験モジュールの設計と研究開発を両候補ブランケットについて進め、固体増殖方式では要素技術開発が終了、液体増殖方式では、最重要課題の解明が進んできた。本報告は、日本におけるテストブランケットの設計と研究開発の最新の成果を総合的に取りまとめ報告するものである。

論文

発電実証プラント段階の工学課題ととりくみ

高津 英幸; 小西 哲之*

プラズマ・核融合学会誌, 81(11), p.837 - 902, 2005/11

核融合実験炉(ITER)の次の段階である発電実証プラントに向けた工学課題のうち、発電ブランケットと構造材料開発以外の工学課題に関して、その目標と研究開発の現状を解説する。具体的には、高熱負荷機器,超伝導磁石,トリチウム・システム,加熱電流駆動技術,遠隔保守技術をおもに取り上げ、それらの技術課題に関して、ITERの目標性能と比較することにより発電実証プラント段階で要求される性能を紹介し、併せて、現在実施されている研究開発の現状と今後の見通しを述べる。

論文

魅力ある実用化を目指した先進的技術課題

飛田 健次; 小西 哲之*; 時松 宏治*; 西尾 敏; 日渡 良爾*

プラズマ・核融合学会誌, 81(11), p.875 - 891, 2005/11

核融合が将来の市場導入を考えたときに求められるであろう要件とそれへの対応を考察した。まず、世界エネルギーモデルに基づいて核融合が市場に導入された場合の電力シェア予測を示し、核融合の重要な意義とされる地球温暖化抑制に対する寄与を定量化した。このような将来予測はエネルギー供給コスト最小化という尺度での合理的な解ではあるが、実際の市場がこのような原理に従うとは考えにくい。核融合の導入を想定する今世紀半ばはエネルギー市場の大規模な拡大と脱化石燃料というエネルギー供給構造の一大変革期であり、新エネルギー技術に対する各国のエネルギー戦略が色濃く反映されることに留意する必要がある。このような視点から、国内市場及び世界市場への核融合の市場参入シナリオを考察した。また、核融合が市場に受け入れられた後、そのシェアを拡大していくために求められる革新技術として、炉心プラズマの高ベータ化,ブランケット高性能化等について解説した。

論文

Tritium release behavior from JT-60U vacuum vessel during air exposure phase and wall conditioning phase

磯部 兼嗣; 中村 博文; 神永 敦嗣; 東島 智; 西 正孝; 小西 哲之*; 西川 正史*; 田辺 哲朗*

Fusion Science and Technology, 48(1), p.302 - 305, 2005/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.83(Nuclear Science & Technology)

核融合炉真空容器内トリチウムインベントリー低減・制御技術開発の一環として、水分濃度を管理した空気をJT-60U真空容器内に封入した場合のトリチウムの壁面からの放出挙動を観測した。トリチウムの放出は300ppmから水分濃度の上昇とともに促進されることがわかり、3400ppmにおいては13MBqのトリチウム放出量となった。この放出量は、放電洗浄によるトリチウム除去運転で最もトリチウム放出量の多かった5時間の水素雰囲気グロー放電に匹敵し、水との同位体交換反応により容易にトリチウムが除去されることを確認した。また壁調整運転の一環として、水素,ヘリウム及びアルゴンガスを真空容器内にパージさせた場合の排ガス中におけるトリチウム濃度も測定した。その結果、排ガス中におけるトリチウム濃度は、ガス種や導入圧力にかかわらず、約0.1Bq/cm$$^{3}$$であった。このことから、単なる水素ガスパージでは、同位体交換反応によるトリチウム除去を期待できないことが判明した。

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