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報告書

低誘導放射化フェライト鋼F-82HのHIP接合技術の開発及び接合体の機械的特性

小田 将広*; 倉沢 利昌; 黒田 敏公*; 秦野 歳久; 高津 英幸

JAERI-Tech 97-013, 141 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-013.pdf:16.98MB

核融合原型炉のブランケット構造材料として低放射化フェライト鋼F-82Hが開発された。それを用いた構造体製作技術を確立することが必要である。原研ではブランケット構造体製作手法として高温静水圧接合(HIP)法を採用している。そこで、本研究ではF-82HをHIP接合させるための接合条件の選定及び接合材の機械的特性を取得することを目的とした。その結果、十分な接合を得ることのできるHIP条件及び後熱処理を見出した。また、適切なHIP処理による接合材は未処理母材と同程度の機械的特性を持つことを確認した。さらに、構造体製作を想定した溶接部の接合模擬試験では、溶融-再研磨面のHIP接合は最適接合条件に従えば十分な接合が得られることが示された。

論文

Fabrication of small-scaled shielding blanket module and first wall panel for international thermonuclear experimental reactor

古谷 一幸; 佐藤 聡; 三浦 秀徳*; 黒田 敏公*; 倉沢 利昌; 戸上 郁英*; 秦野 歳久; 高津 英幸; 大崎 敏雄*; 佐藤 真一*; et al.

Fusion Technology 1996, 0, p.1343 - 1346, 1997/00

遮蔽ブランケットモジュール小規模モデルと円管内蔵型第1壁パネルを製作した。小規模モデルは第1壁のポロイダル方向に曲率2000mmを有する高さ500mm、幅400mm、奥行き150mmの箱形形状構造体で、第1壁と遮蔽ブロック体から構成される。第1壁はDSCu、SS316L冷却配管、及びSS316L裏板より構成される。遮蔽ブロック体は冷却水流路用にドリル穴加工を施したSUS316塊である。第1壁及び第1壁と遮蔽ブロック体は同時HIPにより接合された。接合状態は良好で、HIP処理後の小規模モデルの寸法精度は1mm以下であった。円管内蔵型第1壁パネルは厚さ27mm、幅130mm、長さ300mmの板状で、DSCu及びSUS316L裏板より構成され、DSCu内部にはSUS316冷却配管を埋め込んである。第1壁パネルにおけるDSCu/DSCu,DSCu/SUS316L、及びSUS316L/SUS316L同士の接合には同時HIPを適用した接合状態は良好であり、寸法誤差も最大0.52mmであった。

論文

Design development of breeding blanket based on pebble bed concept for fusion experimental reactor

三浦 秀徳*; 喜多村 和徳*; 伊藤 裕*; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 佐藤 聡; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 倉沢 利昌; 戸上 郁英*; et al.

Fusion Technology 1996, 0, p.1339 - 1342, 1997/00

国際熱核融合実験炉(ITER)の高性能段階(EPP)で装荷される増殖ブランケットの設計を日本ホームチームの提案するペブルベッド概念に基づいて実施した。その結果、基本性能段階(BPP)と同寸法のままで、PFコイルに対する遮蔽性能はGDRDの要求値を満足し、EPPでの運転に必要なトリチウムを確保するために要求されるトリチウム増殖比(TBR)0.8を達成できることが分かった。また構造解析においても、電磁力および熱応力値は、許容値以下に抑えられる見通しを得られた。

報告書

ブランケット・モジュール支持脚溶接/切断方法の検討

戸上 郁英*; 中平 昌隆; 黒田 敏公*; 倉沢 利昌; 佐藤 聡; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 高津 英幸

JAERI-Tech 96-032, 102 Pages, 1996/07

JAERI-Tech-96-032.pdf:2.72MB

核融合実験炉におけるブランケットは製作性及び保守性等の観点からトロイダル及びポロイダル方向に分割されたモジュール構造となっており、ブランケット・モジュールはプラズマのディスラプション時の電磁力に耐えるために支持脚により強固な後壁に接続されている。支持脚の接続方法は電磁力に対する高い信頼性等から溶接接続が有望であり、本件は溶接接続におけるその場溶接/切断方法の比較・検討と共に、実機への適用性に関する検討を行ったものである。溶接方法は現状技術及び予備R&Dの結果より、狭開先TIG溶接を主案とし、ヨウ素レーザ溶接を副案とした。一方、切断方法はプラズマ切断を主案とし、ヨウ素レーザ切断を副案とした。また、溶接/切断機器のアクセス方法、モジュール仮支持機構の検討及び予備R&D等を行った結果、実機への適用に対し、見通しを得ることができた。

論文

Design development of shieldingblanket for fusion experimental reactors

古谷 一幸; 北村 和憲*; 三浦 秀徳*; 伊藤 裕*; 倉沢 利昌; 黒田 敏公*; 戸上 郁英*; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 高津 英幸; et al.

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.256 - 259, 1996/00

核融合実験炉における遮蔽ブランケットは熱機械挙動及び製作性、保守性、初期組立等の問題を統括的に考慮して設計開発を進めている。ブランケットは後壁と分離可能で接続には十分な機械的強度が得られるよう溶接により接続される。また第一壁は信頼性が高く実績のあるHIP法により製作される。熱機械解析結果より熱応力及び冷却水圧力により発生する応力は設計値を十分に満足する。また電磁力及び構造解析結果より第一壁を電気的に接続する必要の無い可能性を有していることが明らかとなった。ブランケットと後壁との間に設置された母管から冷却水を取り込む枝管の溶接/切断は管内アクセスにより行いブランケットの交換は炉内遠隔機器により行う。またブランケット据付時間の短縮及び最適な調整を目的としてブランケット及び後壁の初期組立を進めている。

論文

Fabrication of HIPped first wall panel for fusion experimental reactor and preliminary analyses for its thermo-mechanical test

佐藤 聡; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 倉沢 利昌; 戸上 郁英*; 秦野 歳久; 高津 英幸; 大崎 敏雄*

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.202 - 205, 1996/00

1m及び400mmスケールの、冷却配管内蔵第一壁構造体を、HIP接合により製作した。製作した第一壁構造体は、アルミナ分散強化銅とオーステナイト・ステンレス鋼から構成されている。その構造体は、今後熱負荷試験に用いられる。本論文では、試作及び熱負荷試験のための予備解析の結果を報告する。

論文

Mechanical properties of HIP bonded joints of austenitic stainless steel and Cu-alloy for fusion experimental reactor blanket

佐藤 聡; 高津 英幸; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 古谷 一幸; 戸上 郁秀*; 大崎 敏雄*; 黒田 敏公*

Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.B), p.940 - 944, 1996/00

 被引用回数:34 パーセンタイル:92.49(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合実験炉ブランケット第一壁は、拡散接合の一種であるHIP接合を用いて、DSCuとSUS316及びSUS316同士を接合することによって製作される。HIP接合により製作した試験片を用いた各種の機械強度試験(引張試験、衝撃試験、疲労試験、かたさ試験、クリープ試験)及び金相観察を行い、HIP接合面に関する機械特性データの取得を行った。その結果、本試験で用いたHIP条件(温度1050$$^{circ}$$C、圧力150MPa、保持時間2時間)により製作されたDSCu/SUS316及びSUS316/SUS316のHIP接合材料は、健全であることが判った。但し高温条件での試験においては、DSCu/SUS316のHIP接合材料の強度特性が若干低下しており、今後は更に強度データを蓄積することにより、DSCu/SUS316のHIP接合材料の健全性に関するより精度の高い評価を行う必要がある。

報告書

Transient thermal and stress analyses of the ITER shielding blanket/first wall under off-normal conditions

古谷 一幸; 橋本 俊行*; 佐藤 聡; 黒田 敏公*; 中村 孝紀*; 倉沢 利昌; 喜多村 和憲*; 高津 英幸

JAERI-Tech 95-045, 53 Pages, 1995/09

JAERI-Tech-95-045.pdf:3.13MB

ブランケット(BL)の非正常時(LOFA、LOCA、PEC)における構造健全性の確認の為の熱応力解析を行った。その結果、1)第一壁(FW)、シールド、FWとシールドのLOFA/LOCAにおいてBL各部位が400$$^{circ}$$Cに達する時間はそれぞれBeの18秒、中央リブの90秒、Beの17秒。2)FW、シールドのLOFA/LOCAにおいてBLが3Smを満足する最高温度はそれぞれCuの280$$^{circ}$$C、中央リブの170$$^{circ}$$C。3)FWのLOFA/LOCA時ではFW温度及び応力の過度な上昇を防ぐ為にプラズマを停止する必要がある。4)FW、シールドのLOFAとLOCAの比較ではどちらの場合も応力、変位量に大きな差は無い。5)1.8GWまでのPECの影響は問題無い。LOFA-Loss of Flow Accident(冷却材流動停止事故) LOCA-Loss of Coolant Accident(冷却材損失事故) PEC-Power Excursion Condition(過出力状態)

報告書

Integration of test modules in the main blanket and vacuum vessel design

中平 昌隆; 倉沢 利昌; 佐藤 聡; 古谷 一幸; 戸上 郁英*; 橋本 俊行*; 黒田 敏公*; 高津 英幸

JAERI-Tech 95-035, 20 Pages, 1995/07

JAERI-Tech-95-035.pdf:0.64MB

水冷却およびヘリウム冷却ブランケットを対象として、ITER工学試験で使用する代表的テストモジュールの構造概念および設計パラメータの検討を行った。ここでは、BOT(Breeder Out of Tube)型のブランケットを例として示した。また、本テストモジュールのテストポートへの設置概念についても検討した。この際の炉本体との取り合いに関しては、上記と異なるブランケット概念に対しても本検討との大きな差異は生じない。関連系統としては、主として冷却系およびナトリウム回収系について検討した。試験結果の精度を維持するため、また他のポートに設置されるであろうテストモジュールとは冷却およびトリチウム回収条件が異なることが予想され、これらはそれぞれ独立設置されることが望ましく、ここでは各系統の機器構成および設置スペースについて示した。

報告書

Convertible shielding to ceramic breeding blanket

古谷 一幸; 倉沢 利昌; 佐藤 聡; 中平 昌隆; 戸上 郁英*; 橋本 俊行*; 黒田 敏公*; 高津 英幸

JAERI-Tech 95-031, 19 Pages, 1995/05

JAERI-Tech-95-031.pdf:0.72MB

ITERにおける互換性のあるブランケットの候補概念として以下の4つを検討している。(1)増殖材/増倍材分離層状型(2)増殖材/増倍材分離BIT型(3)増殖材/増倍材分離BOT型(4)増殖材/増倍材混合BOT型。これらはすべて増殖材としてセラミクッス及び増倍材としてベリリウムをいずれも小球状ペブルとして使用する。いずれのブランケットもBPPではベリリウムのみ充填して遮蔽性能を確保してEPPに望んで増殖材ペブルを追加充填してトリチウム増殖を行う。ブランケット容器への増殖材の充填方法としては湿式が高充填率及び均一充填率を得るという点で期待できる。一次元核解析の結果ではBOT法が遮蔽及び増殖性能に優れているが最終的にはブランケットの特性との整合及び製作性の点から詳細な検討を行って決定する必要がある。

報告書

Test program development for ITER blanket design

倉沢 利昌; 佐藤 聡; 古谷 一幸; 中平 昌隆; 戸上 郁英*; 橋本 俊行*; 黒田 敏公*; 高津 英幸

JAERI-Tech 95-021, 25 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-021.pdf:0.97MB

核融合実験炉及び原型炉用ブランケットを対象としたITERでの工学試験計画について検討した。ブランケットとしては、従来より日本において検討されてきた水冷却及びヘリウム冷却のセラミックス増殖ブランケットを取り上げ、各ブランケットの原型炉における設計例を示すと共に、ITERでの試験項目、試験仕様、試験手順等についてまとめた。試験は初期の基本性能段階から実施するものとし、ニュートロニクス試験、性能確証試験、信頼性試験、セグメント試験を拡張性能段階にかけて順次行うものとした。同じくITER自身の燃料トリチウムを生産するドライバーブランケットについても試験の必要性および項目を提案した。

報告書

Conceptual design of ITER shielding blanket

佐藤 聡; 高津 英幸; 倉沢 利昌; 橋本 俊行*; 小泉 興一; 喜多村 和憲*; 伊藤 裕*; 小沢 義弘*; 多田 栄介; 中平 昌隆; et al.

JAERI-Tech 95-019, 129 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-019.pdf:3.27MB

本レポートは、国際共同設計チームとの密接な協力の下に、1994年の1年間に日本ホームチームが行った、ITER遮蔽ブランケット/第一壁の概念設計活動の成果を纏めたものである。本設計作業は、国際共同設計チームと日本ホームチームとの間で結ばれたITER1994年設計作業契約に基づいてなされた。高い表面熱流速、高い中性子壁負荷及びディスラプション時の電磁力の下で信頼性の高い遮蔽ブランケット/第一壁の設計を実現すると共に、信頼性の高い組立保守性を達成するために、本設計では、分離第一壁、モジュール構造を有する遮蔽ブランケット、分離後壁から成る層状構造の遮蔽ブランケットを提案した。本報告では、構造設計の概要、製作性や保守性の検討、及び熱機械、電磁構造解析の結果を報告する。

報告書

Compatibility test of blanket structural materials with beryllium sphere in helium gas environment

倉沢 利昌; 高津 英幸; 関 昌弘; 小野 清*; 小林 重忠*

JAERI-Tech 95-011, 24 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-011.pdf:2.09MB

ヘリウム雰囲気下でのブランケット構造材とベリリウム球の両立性試験を650~750$$^{circ}$$C、700~1500時間おこなった。供試材料としては316ステンレス鋼の他、先進材料であるF82H鋼、チタン合金、V合金等の反応性を調べた。反応量の測定は走査電子顕微鏡写真を撮影してから行った。それぞれの材料によって反応層の厚みは異なるが650$$^{circ}$$Cでは反応量は少なく両立性は良いことがわかった。700$$^{circ}$$C以上では供試材料のすべてに渡って反応が開始し、時間と共に増大する。従ってこれらの先端材料の使用温度は700$$^{circ}$$C以下に抑制することが必要と判断できる。今後も316SS鋼と比較しつつ先進材料の両立性データを着実に取得することが必要である。

論文

In situ tritium recovery from Li$$_{2}$$O irradiated in a fast neutron flux; BEATRIX-II, Phase II temperature-change canister

Slagle, O. D.*; 倉沢 利昌; 高橋 正; Hollenberg, G. W.*; Verrall, R. A.*

Journal of Nuclear Materials, 219, p.265 - 273, 1995/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.96(Materials Science, Multidisciplinary)

国際エネルギー機構(IEA)の下で行われているBEATRIX-IIの第1期,第2期照射の結果を順次報告するものの第3報である。今回は旧原研で製作したLi$$_{2}$$O試料について照射したデータを解析した。今回は特に照射量依存性を重点に調べ、照射量をパラメータにした実験式を求めた。この高速炉照射においてもトリチウム放出はスイープガス組成に強く依存する傾向がみられた。これらの結果の解析を試みた。今回の発表の主題は高速中性子照射環境下で$$^{6}$$Li燃焼度5%までの範囲でのトリチウム放出(Li$$_{2}$$O試料)への照射量依存性を明らかにした。

論文

Ceramic breeding blanket development for experimental fusion reactor in JAERI

倉沢 利昌; 高津 英幸; 佐藤 聡; 森 清治*; 橋本 俊行*; 中平 昌隆; 古谷 一幸; 常松 俊秀; 関 昌弘; 河村 弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 27, p.449 - 456, 1995/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:60.06(Nuclear Science & Technology)

核融合実験炉(ITER,FER)で増殖ブランケットとして、セラミックスの層状構造ブランケットが採用されている。このセラミックスブランケットの設計および研究開発に関する最近の原研での研究成果を発表する。ブランケットの設計ではブランケット第1壁の冷却チャンネル中の冷却水停止時の温度上昇および熱応力の解析をおこなうと共に、冷却水の圧力損失の評価をおこなった。ブランケット設計を支援するR&Dではブランケット筐体の製作およびHIP接合部の機械試験を行い、実機製作への見通しを得ると共に有意義なデータベースを取得した。ペブル(Be)充填層の熱伝導度測定および増殖セラミックスの熱サイクル試験、構造材と増殖材の両立性試験後の引張試験データなどを評価解析して発表する。

論文

Design and R&D activities on ceramic breeder blanket for fusion experimental reactors in JAERI

倉沢 利昌; 高津 英幸; 佐藤 聡; 中平 昌隆; 古谷 一幸; 橋本 俊行*; 河村 弘; 黒田 敏公*; 常松 俊秀; 関 昌弘

Fusion Technology 1994, Vol.2, 0, p.1233 - 1236, 1995/00

原研で行っている核融合実験炉のための固体増殖材方式ブランケットの設計とR&Dの最近の成果をまとめた。固体増殖材ブランケットは、広範なR&Dベース、高い安全性、DEMO炉への適合性等から、実験炉の増殖ブランケットとしても魅力ある概念である。原研では、増殖材、増倍材共にペブル形状にして層状に配置した構造を提案してきており、詳細な核・熱・機械特性解析評価と製作性の検討を行うことにより設計を進めている。また、ペブル材料の特性評価、ペブル充填層の熱伝導特性評価、ブランケット構造体の製作性及びその機械特性評価等を進めた。本論文は、これら設計及びR&Dの最近2年間の進展をまとめる。

報告書

核融合実験炉ブランケット部分縮小モデル試作開発

橋本 俊行*; 高津 英幸; 佐藤 聡; 倉沢 利昌; 森 清治*; 多田 栄介; 黒田 敏公*; 毛利 憲介*; 佐藤 瓊介*; 関 昌弘

JAERI-Tech 94-009, 70 Pages, 1994/07

JAERI-Tech-94-009.pdf:5.11MB

ブランケット筐体構造は内部に増殖域、遮蔽域及び3系統の冷却系を持つ大型構造で、電磁力、内圧、プラズマからの熱流束及び放射線といった過酷な環境下で使用されることから構造物に複雑であるため、製作技術を確立する必要がある。第一壁の製作において、先進的製作手法であるHIPを実機大大型パネルに適用した場合、加工変形の増加が考えられる。ここでは筐体要素のHIP試作試験により加工変形の機構を検討し、大型パネルの製作精度向上のための知見を得た。また、HIPによる第一壁試作により、製作性に関する基礎データを収得した。遮蔽構造の製作では、溶接歪・残留応力を小さく抑えるための製作手順を確立し、製作時の全変形量が2mm以下であることを確認した。

論文

Fabrication of a blanket box structure integrated with the first wall for a fusion experimental reactor

佐藤 聡; 高津 英幸; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 森 清治*; 多田 栄介; 秋場 真人; 黒田 敏公*; 毛利 憲介*; 佐藤 瓊介*

15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, 0, p.259 - 262, 1994/00

ブランケット構造体は、高さ10mを越える大型構造体であり、分解保守のためモジュール構造が採用され、精度良く大型構造体を製造する技術が要求される。加えて、この構造体には、巨大な電磁力や中性子負荷、プラズマからの表面熱負荷が作用するため、第一壁は厚さ約15mmの構造にし、その内部に冷却配管を通す必要がある。従って第一壁パネルの製作においては、2枚の鋼板の間に角管を挟んで拡散接合(HIP処理)を行う先進的製作手法を採用した。本研究開発において、HIP接合やEBW等の先進的製作手法を用いてブランケット部分縮小モデルを試作し、これらの製作手法をブランケット構造体製作に適用した場合の溶接歪等のデータを取得し、ブランケット構造体の製作手法を確立した。またHIP処理を行う際に、矩形管を挟む平滑材の最適な形状を評価するために、第一壁パネルの部分モデルをHIP処理により試作した。

論文

The VOM/JRR-2 experiments; Performance of in-situ tritium release from the lithium ceramics

倉沢 利昌

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.937 - 941, 1994/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:28.51(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉ブランケット材料であるトリチウム増殖材からのトリチウム放出特性を原子炉照射下で調べることはトリチウムの回収性およびトリチウムインベントリーの観点から重要であると認識されている。これまで10年以上JRR-2で実施されてきたVOM実験で試験したLi$$_{2}$$O,Li$$_{2}$$ZrO$$_{3}$$,Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$,Li$$_{2}$$Be$$_{2}$$O$$_{3}$$等の試料からのトリチウム放出特性を相互に比較し、拡散定数を求めた。リチウム増殖材からのトリチウム放出はスイープガスに強く依存し、水素添加量が増加するにつれてトリチウム放出が増えることが明らかになった。特にLi$$_{2}$$Oでは単結晶から微細粒試料まで多種類を照射してトリチウム放出機構を調べた。その結果をもとに照射下でのトリチウム放出を解析する計算コードを開発できた。

論文

Layered pebble bed concept for ITER breeding blanket

高津 英幸; 森 清治*; 吉田 浩; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 小泉 興一; 榎枝 幹男; 佐藤 聡; 黒田 敏公*; 鈴木 達志*; et al.

Fusion Technology 1992, p.1504 - 1508, 1993/00

ITERのドライバー・ブランケットの第一オプションとして、概念設計段階に3つの固体増殖体ブランケット概念が選択された。本報告は、その内の一つとして、日本が中心となって提唱している「層状ペブル・ベッド型」ブランケットの設計についてとりまとめたものである。概念設計以降、更に詳細な核熱・構造解析を実施し、構造の簡素化、最適化を実施すると共に、CADを用いた構造図の展開を図り、製作性の観点からもチェックを行うことにより、現実的でありかつ信頼性の高いブランケット概念がまとめられた。

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