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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

Parameter dependence on the lower hybrid driven current in tokamaks

上原 和也; 永島 孝*

JAEA-Research 2008-051, 20 Pages, 2008/03

JAEA-Research-2008-051.pdf:6.3MB
JAEA-Research-2008-051(errata).pdf:0.14MB

トカマクにおける低域混成波による電流駆動の最適な駆動効率と径方向の駆動電流分布を、波の屈折率として色々なガウス型のn$$_{rm z}$$スペクトル(=exp(-(n$$_{rm z}$$-n$$_{rm zc}$$)$$^{2}$$/h$$_{rm z}$$))を仮定して、修正された準線形理論と簡単なrf減衰モデルを用いて評価した。評価に用いた修正された準線形理論は実験的に得られている駆動電流と矛盾しないように、モード変換と近接性及びパラメトリック不安定性によるパワー吸収離脱を考慮したものである。さらに、実験と合うように駆動効率を新たに定義し、パワー密度に依存するギャップパラメーターをスペクトルギャップを埋めるために導入している。JT-60のパラメーターに対して計算した結果、最適な低域混成波のn$$_{rm z}$$スペクトルの中心値n$$_{rm zc}$$は電子温度が高い時は近接性を乱さない程度の小さな値であり、最適な駆動効率はプラズマの電子温度に依存し、密度が高い領域では印加可周波数を高くする必要があることを明らかにした。さらに次期装置のITERで電流駆動を行った場合も評価した。結果、従来の計算よりも多くの駆動電流とそれほど中空でない電流分布が得られた。

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

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。

論文

Development of laser driven proton sources and their applications

大道 博行; 匂坂 明人; 小倉 浩一; 織茂 聡; 西内 満美子; 森 道昭; Ma, J.-L.; Pirozhkov, A. S.; 桐山 博光; 金沢 修平; et al.

Proceedings of 7th Pacific Rim Conference on Lasers and Electro-Optics (CLEO-PR 2007) (CD-ROM), p.77 - 79, 2007/00

10の$$^{17}$$W/cm$$^{2}$$以上に集中させた高強度レーザーを用いて、陽子加速器を開発している。プラズマパラメータと陽子エネルギー範囲を、レーザー照射ごとにリアルタイム検出器を用いてモニターした。実用可能なMeV級の陽子エネルギーを安定して得ることに成功した。

報告書

Current profiles and major disruptions in a lower-hybrid current drive tokamak

上原 和也; 永島 孝*

JAEA-Research 2006-002, 15 Pages, 2006/02

JAEA-Research-2006-002.pdf:0.69MB

低域混成波による電流駆動トカマクにおける電流分布が色々なrfスペクトルの場合に計算され、メジャーディスラプションとの関連が議論されている。電流分布はrfスペクトルでガウス型のものが用いられ、準線形理論を用いて評価されている。メジャーディスラプションはテアリング不安定性の2つの磁気島が接触する際に起こるという基準が適用されていて、どのような電流分布がディスラプションに対して安定となるかが求められている。計算はJT-60における、低域混成波による電流駆動でメジャーディスラプションの回避に向けて、位相速度の実時間制御によって電流分布を制御する実験を想定して行われている。

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(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。

報告書

高速炉用炭・窒化物燃料の照射後試験; 燃料ピンの破壊試験(共同研究)

岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 長島 久雄; 木村 康彦; 松井 寛樹; 荒井 康夫

JAERI-Research 2002-038, 69 Pages, 2003/01

JAERI-Research-2002-038.pdf:12.46MB

原研-サイクル機構共同研究として、ウラン・プルトニウム混合炭・窒化物燃料ピンを原研で作成し、高速実験炉「常陽」で照射試験を実施した。照射後試験のうちサイクル機構で実施した非破壊試験及び窒化物燃料ピンの破壊試験の結果については、既に報告されている。本報告書は、原研で実施した炭化物燃料及び窒化物燃料ピンの破壊試験の結果をまとめたものである。

論文

Behavior of uranium-plutonium mixed carbide fuel irradiated at JOYO

荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久; 長島 久雄; 二瓶 康夫; 勝山 幸三*; 井上 賢紀*

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1686 - 1693, 2003/00

高速実験炉「常陽」で約4.3at.%(約40GWd/t)まで照射したウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピンの照射挙動を報告する。ピーク線出力は71kW/m、オーステナイトステンレス鋼被覆管最高温度は約905Kであると評価された。高い線出力照射であるにもかかわらず組織再編は穏やかであった一方で、MOX燃料と比較すると高いスエリング速度と小さなFPガス放出率を示した。照射試験に用いた混合炭化物燃料は超化学量論組成を有していたが、ステンレス鋼被覆管との間の化学的相互作用の兆候はみとめられなかった。また、ほぼ同じ照射条件で照射したウラン・プルトニウム混合窒化物燃料との照射挙動の比較を行った。

論文

Diagnostics system of JT-60U

杉江 達夫; 波多江 仰紀; 小出 芳彦; 藤田 隆明; 草間 義紀; 西谷 健夫; 諫山 明彦; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 朝倉 伸幸; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.482 - 511, 2002/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:3.03(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uの計測診断システムは、約50の計測装置から構成されている。近年、プラズマパラメータの半径方向の分布計測が精度よく行なわれるようになった結果、プラズマの内部構造が明らかになった。また、ミリ波反射計/電子サイクロトロン放射計測により、電子密度/電子温度揺動の測定が行なわれ、プラズマ閉じ込めに関する理解が進展した。さらに、電子温度,中性子発生率,放射パワー,電子温度勾配等の実時間制御実験が、関係する計測装置のデータを利用して行なわれた。これらの計測,及び実時間制御を駆使することにより、高性能プラズマを実現することができた。次期核融合実験炉用計測装置としては、炭酸ガスレーザ干渉計/偏光計,及び協同トムソン散乱計測装置を開発している。

論文

Demonstration of a transient high gain soft X-ray laser for neon-like Argon

Lu, P.; 河内 哲哉; 鈴木 将之*; 助川 鋼太*; 難波 慎一; 田中 桃子; 長谷川 登; 永島 圭介; 大道 博行; 有澤 孝; et al.

Japanese Journal of Applied Physics, Part 2, 41(2A), p.L133 - L135, 2002/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:39.12(Physics, Applied)

私たちは、ガスパフターゲットを用いて高利得Ne様アルゴンイオンのX線レーザー発振を実証した。X線レーザープラズマは、進行波励起方式で、全エネルギー9Jの、線集光したピコ秒レーザーがガスパフターゲットを照射することにより生成された。強い発振線が観測され、18.7cm$$^{-1}$$の高利得係数と3.7mrad以下のビームダイバージェンスが、ターゲットまで0.45cmで46.9nmのNe様アルゴンの過渡利得励起(TCE)3p$$^{1}$$s$$_{0}$$-3s$$^{1}$$p$$_{1}$$遷移で計測された。

報告書

JMTR照射ウラン・プルトニウム混合窒化物燃料の照射後試験; 89F-3Aキャプセル

岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 木村 康彦; 長島 久雄; 関田 憲昭; 荒井 康夫

JAERI-Research 2000-010, p.110 - 0, 2000/03

JAERI-Research-2000-010.pdf:20.61MB

ウラン・プルトニウム混合窒化物ペレットを充填した外径9.4mmのヘリウムボンド型燃料ピン2本を、89F-3Aキャプセルに組み込み、JMTRにおいて最高線出力73kW/mの条件で燃焼度5.5%FIMAまで照射した。約5ヶ月間冷却した後、照射キャプセルを東海研の燃料試験施設へ搬入して、計37項目の非破壊及び破壊試験を実施した。照射後の燃料ピンに有害な欠陥はなく、健全であった。FPガス放出率は約2~3%と極めて低い値であるとともに、燃料ピンの外径増加率は最大でも約0.4%に留まるという結果を得た。また、ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった。

論文

Improvement of tritium accountancy technology for the ITER fuel cycle safety enchancement

大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.519 - 525, 2000/03

 被引用回数:22 パーセンタイル:56.14(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER(国際熱核融合実験炉)の燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い、制御をより良いものにするため「その場」での効率的なトリチウム計量技術が原研トリチウム工学研究室で開発された。レーザーラマン分光法を用いた燃料プロセスガスの遠隔・多点分析法が開発、試験され、120秒の測定時間に0.3kPaの検出限界で水素同位体を測定できることが実証された。25gのトリチウム貯蔵容量を持った「通気式」熱量ベッドが開発され、100gのトリチウム貯蔵容量を持ったベッドの設計においてもITERで要求される検出限界1%(1g)を満足することを実証した。これらの計量技術の開発はITER工学設計活動の下で行われ、それぞれITERの最終設計において取り入れられている。本論文においては、それぞれのシステムの概要及び実証試験の結果について述べた。

論文

Development of a tritium fuel processing systems using an electrolytic reactor for ITER

山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 有田 忠昭*; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 小西 哲之; 榎枝 幹男; 大平 茂; 林 巧; et al.

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.515 - 518, 2000/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:18.63(Physics, Fluids & Plasmas)

原研トリチウムプロセス研究棟では、1987年より、10gレベルのトリチウムを用いて、核融合炉のトリチウム技術に関する研究開発を進めている。ITERトリチウムプラントは、燃料精製、同位体分離、水処理、空気中トリチウム除去系等からなるが、燃料精製について、パラジウム拡散器と電解反応器からなるシステムを考案・検討した。トリチウムプロセス研究棟において、核融合炉模擬燃料循環ループを構築し、この燃料精製システムの実証試験に、ITERの1/15規模の処理流量で成功した。また、同位体分離システム、ブランケットトリチウム回収システムについても研究開発を進めている。

論文

ITER工学R&Dにおける成果

松田 慎三郎; 辻 博史; 小泉 興一; 秋場 真人; 小原 祥裕; 柴沼 清; 西 正孝; 阿部 哲也; 奥村 義和; 今井 剛; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 75(Suppl.), p.1 - 96, 1999/05

ITER工学R&Dは、核融合実験炉を構成するすべての技術について、設計のベースとなるデータの取得や設計の成立性を実証することを目的として、4極(EU、日本、ロシア、米国)が協力して進めてきたものである。それらは、トカマク炉心を構成する要素機器の技術のほか、周辺機器としての加熱・電流駆動技術(NBI,RF)、遠隔保守技術、トリチウム技術、燃料給気・排気技術、計測診断要素技術及び安全性などにかかわる開発を含んでいる。本報告書は、ITER工学R&Dとして得られた成果の概要がわかるよう、また、我が国の実施分が中心ではあるが、他極の実施分もわかるようにまとめた。

論文

YAG laser Thomson scattering diagnostics on the JT-60U

波多江 仰紀; 長島 章; 北村 繁; 柏原 庸央*; 吉田 英俊*; 内藤 磨; 山下 修; 清水 和明; 佐久間 猛*; 近藤 貴

Review of Scientific Instruments, 70(1), p.772 - 775, 1999/01

 被引用回数:56 パーセンタイル:93.12(Instruments & Instrumentation)

JT-60UにおけるYAGレーザトムソン散乱測定装置は、炉心級プラズマの電子温度・密度分布の時間変化の測定を行うために開発された。YAGレーザは、繰り返し率10Hzの装置を、近年50Hzに改造し、現在15空間点を20msの周期で測定している。逐次分光干渉フィルター型のポリクロメーターでは、電子温度は、20eVから10keV程度までの測定が可能で、ディスラプションにより電流消滅中の低温プラズマから、臨界クラスの高性能負磁気シアプラズマまで、幅広い温度レンジでの測定が行われている。トムソン散乱光を検出するAPD(アバランシェフォトダイオード)は、その感度が温度に大きく影響を受ける。そのため、本装置では電子冷却素子を用いた温度制御により、APD素子の温度を一定に保ち、常に安定した感度を確保しているのが特長である。

論文

Demonstration of the integrated fusion fuel loop at the tritium process laboratory of the Japan Atomic Energy Research Institute

山西 敏彦; 小西 哲之; 林 巧; 河村 繕範; 岩井 保則; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 大平 茂; 中村 博文; 小林 和容; et al.

Fusion Technology, 34(3), p.536 - 540, 1998/11

原研トリチウムプロセス研究棟において核融合炉燃料循環模擬ループを組み上げ、ITER条件での試験を行った。模擬ループは、電解反応器及びパラジウム拡散器を用いた燃料精製システム,深冷蒸留塔を用いた同位体分離システムから成る。模擬プラズマ排ガスとして、水素同位体混合ガス(トリチウム量1g)にメタン等不純物を添加してループに供給し、実証試験を行った。その結果、燃料精製システムから純粋な水素同位体のみを同位体分離システムに送ること,同位体分離システムからトリチウムを含まないHを抜き出すことを実証した。今回新たに得られた実証試験結果としては、電解反応器によりメタンを分解して水素として回収すること,同位体分離システムに設置したレーザーラマンにより、遠隔実時間分析が可能であることを示したことが挙げられる。

論文

Improvement of tritium accountancy technology for the ITER fuel cycle safety enhancement

大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.

Fusion Energy 1998, 3, p.1069 - 1072, 1998/10

ITERの燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い及び制御技術向上のためにより効率的なトリチウムの「その場」分析・計量技術を開発・実証する必要がある。このため原研トリチウムプロセス研究棟において同位体分離システム(ISS)やトリチウム貯蔵システム(TSS)におけるトリチウム分析・計量技術をITER工学設計活動の一環として実施した。光ファイバーを用いたレーザーラマン分光分析システムにより、4つの測定点での同時ガス分析が、リアルタイムにサンプルガスを取る必要もなく、しかも高精度に行えることを実証した。また、通気式熱量計量ベッドを開発し、ベッド内を流通するヘリウム流の出入口の温度差によりトリチウムをその場で精度良く計量可能であることを実証した。これらのシステムはITERの分析・計量システムあるいは貯蔵・計量システムとして、その設計に採用された。

論文

Development of a 13T-46kA Nb$$_{3}$$Sn conductor and central solenoid model coils for ITER

高橋 良和; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 杉本 誠; 礒野 高明; 押切 雅幸*; 河野 勝己; 小泉 徳潔; et al.

Fusion Engineering and Design, 41(1-4), p.271 - 275, 1998/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:39.76(Nuclear Science & Technology)

原研において、ITER-EDAのもと、中心ソレノイド(CS)モデル・コイルを開発している。本コイル閉導体は、Nb$$_{3}$$Snが用いられ、ほぼ完成しつつある。導体接続部、熱処理及び巻線技術のR&Dが行われ、それぞれの技術が確立された。これを踏まえて、外層モジュール(8層)の最初の1層の巻線が完成した。本コイルは、1998年に完成し、原研の試験装置において実験が行われる予定である。

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