Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Go, J.*; Park, M.-H.*; Gao, S.*; 松宮 久*; Gong, W.; 辻 伸泰*
Journal of Alloys and Compounds, 1014, p.178749_1 - 178749_10, 2025/02
被引用回数：2 パーセンタイル：89.83(Chemistry, Physical)In Mg alloys, basal dislocation slip is the preferential slip system that is activated at room temperature, while non-basal slips are typically difficult to activate owing to their high critical resolved shear stress. Until now, minimal focus has been directed towards the influence of loading direction on slip behavior in pre-twinned AZ31 alloys. This study employed transmission electron microscopy to demonstrate that non-basal slips, specifically prismatic and pyramidal I slips, are activated under deformation conditions where de-twinning is difficult in a pre-twinned AZ31 Mg alloy. When the tensile loading direction is parallel to the precompression direction, de-twinning and basal slip are the primary deformation modes. Conversely, when the tensile loading direction is perpendicular to the precompression direction, where de-twinning is challenging to activate, both basal and non-basal slips, such as prismatic and pyramidal I slips, emerge as the primary deformation modes. These results indicate that the pre-twinned AZ31 Mg alloy cannot deform solely through basal slips, and the activation of either de-twinning or non-basal slips is necessary to satisfy the von Mises criterion. Our findings in this study demonstrate the impact of non-basal slip activity on macroscopic yield stress and overall deformation, hence enhancing the understanding of magnesium alloy deformation mechanisms.
中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10
被引用回数：15 パーセンタイル：71.63(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10
水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 橘高 大悟*; 石井 響子*; 松宮 壽人*
no journal, ,
冷却材が全量かつ瞬時に喪失した場合におけるトカマク原型炉の安全上の特徴について、最近の知見を報告する。冷却水が瞬時に全量喪失し、かつ外部電源の供給も無く、能動的な除熱は何も行えないという極端な状況を仮定し、核融合炉熱水力過渡解析コードMELCOR-fusを用いて、炉内機器の温度変化を解析した。冷却材全量瞬時喪失のように極端な事象でも、原型炉の炉内機器や真空容器(放射性物質に対する閉じ込め障壁)の温度は融点に達しないことが分かった。
