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論文

Overview on recent progress toward small specimen test technique

若井 栄一; 菊地 孝行; Kim, B.*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 長谷川 晃*; 西村 新*; Soldaini, M.*; 山本 道好*; Knaster, J.*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2089 - 2093, 2015/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:27.18(Nuclear Science & Technology)

The main objective of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation facility) is to obtain the material data base obtained from a series of tests using small specimens mainly irradiated in the IFMIF for the design and licensing of fusion DEMO and power reactors. In this study, we present the contents of (1) recent evaluation of SSTT such as fracture toughness developed in IFMIF/EVEDA project, (2) the evaluation of structural integrity of RAF/M steels for the Fusion DEMO reactors, and (3) engineering design of the Post Irradiation Examination (PIE) facility of IFMIF. The analysis of the fracture behavior of brittle-ductile transition region of RAF/M steels is very important to evaluate the structural integrity of RAF/M steels for the Fusion DEMO reactors, and it should be applied by new methods such as random-inhomegeneity method of K. Wallin and M. Sokolov and the modified master curve method of ASTM E1921 of P. Spatig, and one of objectives of this study is focused on the further developed analysis to generalize the methods for SSTT and structural integrity of RAF/M steels.

論文

Evaluation of inter-laminar shear strength of GFRP composed of bonded glass/polyimide tapes and cyanate-ester/epoxy blended resin for ITER TF coils

辺見 努; 西村 新*; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; 西嶋 茂宏*; 四竃 樹男*

AIP Conference Proceedings 1574, p.154 - 161, 2014/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:10.59

原子力機構はITERトロイダル磁場(TF)コイル9個の製作を担当している。ITER TFコイルの絶縁システムは導体絶縁、ダブルパンケーキ(DP)絶縁及び対地絶縁の三層構造となっており、それぞれ、樹脂を真空含浸した多層のガラス・ポリイミド・テープから構成される。ITER TFコイルは20年間の運転中に10$$^{22}$$個/m$$^{2}$$の高速中性子に曝されるため、$$gamma$$線及び中性子線を合わせて10MGyの照射に耐える耐放射線性が要求される。ITER TFコイルに要求される耐放射線性を有する絶縁材として、シアネート・エステルとエポキシ樹脂の混合樹脂及びガラス・ポリイミド接着テープを用いた絶縁材を開発した。開発した絶縁材の耐放射線性を評価するため、原子炉で照射した絶縁材試験片の層間せん断強度を測定し、ITER TFコイルに適用可能な耐放射線性を有することを検証した。

論文

Development of small specimen test techniques for the IFMIF test cell

若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03

Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.

論文

Feasibility study on cryogenic irradiation facility in JMTR

稲葉 良知; 土谷 邦彦; 四竃 樹男*; 西村 新*; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 86(2-3), p.134 - 140, 2011/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

材料試験炉(JMTR)は、1968年に初臨界となった試験研究炉であり、原子炉用燃料や材料の照射試験のほか、RI製造にも利用されてきた。改修及び改良のため、2006年8月にJMTRは運転を停止し、2011年度から再稼動する予定である。JMTRの再稼動に向けて、照射設備の整備や利便性の向上等が議論されてきた。照射設備の整備に関して、低温照射設備の設置が利用者から望まれている。低温照射設備は、核融合炉で使用される超電導マグネット材料等の低温照射挙動を調べるために必要である。このため本研究では、低温照射設備による低温照射試験の実現可能性を検討した。その結果、低$$gamma$$発熱となる照射孔へのキャプセルの設置及びキャプセルと冷却装置間を接続する配管の真空断熱化によって、超電導マグネット材料開発のための20K以下での照射試験が実現可能となることがわかった。

論文

Status of Japanese design and validation activities of test facilities in IFMIF/EVEDA

若井 栄一; 菊地 孝行; 小河原 貴史; 木村 晴行; 横峯 健彦*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 栗下 裕明*; 齋藤 正博*; 西村 新*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/03

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証と工学設計活動(EVEDA)の日本の試験施設系活動は照射後試験(PIE)施設の工学設計,微小試験片試験技術と高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学設計の3テーマがあり、本研究ではこの最近の進捗状況をまとめたものである。PIE施設の工学設計においては各種作業プロセスの機能性解析を行い、照射後試験施設のレイアウト図を作成した後、2次元と3次元の設計モデルを作成した。HFTMの工学設計では、本ヒーター材料としてW-3Re合金とSiC/SiC複合材料の2種類を選択したが、これは高温材料であること、また、製作技術を考慮するとともに、熱衝撃耐性,高温での再結晶化,延性,照射劣化耐性や低放射化材料のような適正な特性を持つ材料であるからである。一方、微小試験片試験技術においては、10mm角程度の微小な破壊靭性試験片を試験できるように装置を設計し、高精度に変位と荷重を制御できる装置を開発した。

論文

Fission neutron irradiation effect on interlaminar shear strength of cyanate ester resin GFRP at RT and 77 K

西村 新*; 泉 佳伸*; 西嶋 茂宏*; 辺見 努; 小泉 徳潔; 竹内 孝夫*; 四竃 樹男*

AIP Conference Proceedings 1219, p.127 - 134, 2010/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:45.2

シアネートエステル樹脂を用いたガラス繊維強化プラスチック(GFRP)を製作し、原子炉中で0.1MeVを超える高速中性子を1$$times$$10$$^{22}$$n/m$$^{2}$$まで照射した。本研究により、シアネートエステルGFRPの製作方法を確立し、超伝導材料に関する照射効果を研究するための研究協力ネットワークを構築した。NIFSが製作したCTD403 GFRP,東芝が製作したシアネートエステル+エポキシ混合樹脂GFRP及びCTD403 GFRPの3種類のサンプルを製作した。製作されたサンプルは原子力機構の研究用原子炉JRR-3で照射された後、ショートビーム試験が室温及び77Kで実施され、層間せん断強度(ILSS)が評価された。1$$times$$10$$^{21}$$n/m$$^{2}$$でのILSSは若干の上昇を示し、1$$times$$10$$^{22}$$n/m$$^{2}$$ではILSSは約50MPaであった。この傾向は製作した3種類のサンプルについて確認された。

論文

JSME construction standard for superconducting magnet of fusion facility "Material"

西村 新*; 中嶋 秀夫

Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/07

原子力機構はTF構造物の製作に適用することを目的として、日本機械学会・発電用設備規格委員会で策定を進めている核融合設備規格「超伝導マグネット構造規格」の開発に協力してきた。この規格は、一般要求事項(品質保証),材料,設計,製作(溶接),非破壊試験,耐圧・漏洩試験,用語の7つの章から構成され2008年12月に発行された。本論文は、この規格の材料に関する規定の技術内容に関するものであり、原子力機構が開発した極低温材料であるJJ1鋼を規格材料として規定していること、既存鋼種である316LN鋼を炭素と窒素(C+N)量でグレード分けしていること等の技術的特徴について解説している。

論文

JSME construction standard for superconducting magnet of fusion facility "Quality assurance"

鈴木 哲也*; 西村 新*; 中嶋 秀夫

Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 4 Pages, 2009/07

原子力機構はTF構造物の製作に適用することを目的として、日本機械学会・発電用設備規格委員会で策定を進めている核融合設備規格「超伝導マグネット構造規格」の開発に協力してきた。この規格は、一般要求事項(品質保証),材料,設計,製作(溶接),非破壊試験,耐圧・漏洩試験,用語の7つの章から構成され2008年12月に発行された。本論文は、この規格の品質保証に関する規定の技術内容に関するものであり、超伝導マグネットの構造規格として、性能本位の品質保証を目指し、18項目からなる品質保証要求事項を規定していること、適用国のインフラに対応した認証・認定を可能とするため、有資格検査,規格専門エンジニアを新たに規定していること等の技術的特徴について解説している。

論文

Development of insulation technology with cyanate ester resins for ITER TF coils

辺見 努; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 奥野 清; 西村 新*; 酒井 正弘*; 浅野 史朗*

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.923 - 927, 2009/06

 被引用回数:13 パーセンタイル:29.35(Nuclear Science & Technology)

ITER-TFコイルでは運転期間中に中性子照射量10$$^{22}$$n/m$$^{2}$$に耐える絶縁材料が要求されている。そのため、従来の広く用いられているエポキシ系樹脂ではなく、耐放射性が高いシアネートエステル(CE)樹脂の適用が検討されている。原子力機構では、ITER-TFコイルに対する適用性を検証するため、CE樹脂を用いた含浸技術の開発を実施している。本報告では、TFコイルの絶縁構成を模擬して実施した含浸試験の結果について述べる。

論文

Evaluation of bending strain dependence of critical current of Nb$$_{3}$$Al conductor for coils with react-and-wind method

木津 要; 土屋 勝彦; 島田 勝弘; 安藤 俊就*; 菱沼 良光*; 小泉 徳潔; 松川 誠; 三浦 友史*; 西村 新*; 奥野 清; et al.

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1493 - 1499, 2007/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.14(Nuclear Science & Technology)

大型超伝導コイルでは、大きな電磁力が発生するので、電磁力支持,電気絶縁の観点から、超伝導素線を数百本撚り合わせたケーブルを、金属製の鞘(コンジット)に納めたケーブル・イン・コンジット(CIC)型の超伝導導体を使用している。CIC型導体では冷却によるコンジットとケーブルとの熱収縮差に起因する熱歪,導体の曲げによる曲げ歪の影響が問題となる。しかしながら、超伝導コイルでは熱歪や曲げ歪を変化させることはできないので、コイル試験では、超伝導工学上重要な、臨界電流値と熱歪・曲げ歪の関係を幅広い領域で評価することは困難であった。そこで、本研究では、液体ヘリウムにより冷却されたCIC導体サンプルに、クライオスタット外部からシャフトを介してねじりを加えることを可能にする試験装置を開発した。この新しい試験装置に、ねじりばね状のNb$$_{3}$$Al CIC導体サンプルを取り付け、ねじることにより、サンプルに引張り・圧縮歪、及び曲げ歪を連続的に印加し、臨界電流と歪の関係を測定することに成功した。また、本研究の結果より、CIC型導体中の撚り線の歪緩和機構が存在することが明らかとなった。

論文

Change in properties of superconducting magnet materials by fusion neutron irradiation

西村 新*; 西嶋 茂宏*; 竹内 孝夫*; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1555 - 1560, 2007/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.28(Nuclear Science & Technology)

最近の核融合炉関連研究において、プラズマ真空容器外へのポートからの中性子ストリーミングやブランケット及び遮蔽体からの中性子透過が指摘されている。よって、超伝導磁石システムは高エネルギー粒子場にさらされる可能性がある。本研究では、超伝導磁石材料に対する照射効果を評価するために、極低温照射システムを構築し、FNS/JAEAにおいて実験を行った。GM冷凍機を用いてNb$$_{3}$$Sn, Nb$$_{3}$$Al及びCuワイアーを4.5Kまで冷却し、極低温下で14MeV中性子を照射した。照射後、電気抵抗と臨界温度の変化を計測した。同時に、クライオスタットの外側ではGFRPと関連するその他センサーの照射実験も行い、照射後に材料特性の変化を調べた。

論文

おわりに

西村 新*; 奥野 清

プラズマ・核融合学会誌, 83(1), p.55 - 56, 2007/01

磁場閉じ込め核融合炉を目指した大型超伝導マグネットシステムの構成材料にスポットを当て、これまでの研究成果を概観する。核融合炉用超伝導マグネットの開発を進めるには、大型超伝導マグネットシステムの特徴を理解する必要があり、そのためには、超伝導・低温工学の専門家ばかりでなく、機械・材料工学,中性子工学,プラズマ物理学などの幅広い分野の研究者,技術者との情報交換・交流が必要である。その一方で、これまでいろいろな型式による核融合炉の設計がなされてきているが、これらの設計上の問題は超伝導・低温工学の研究者には伝わらないことが多く、相互理解を促進する必要がある。さらに、ITER後の原型炉などの将来の核融合装置では、発生する中性子の量はさらに多くなり、このような厳しい環境に耐えることのできる材料・マグネット技術がますます重要となり、このような視点に立った研究開発が必要である。

論文

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

論文

Effects of tensile and compressive strain on critical currents of Nb$$_{3}$$Al strand and cable-in-conduit conductor

木津 要; 土屋 勝彦; 島田 勝弘; 安藤 俊就*; 菱沼 良光*; 小泉 徳潔; 松川 誠; 三浦 友史*; 西村 新*; 奥野 清; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.872 - 875, 2006/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.26(Engineering, Electrical & Electronic)

Nb$$_{3}$$Al素線の臨界電流値(Ic)は歪みにより減少する。ケーブル・イン・コンジット導体(CICC)中の素線には熱歪みと曲げ歪みが加わる。しかしながら、JT-60定常高ベータ化計画のR&Dにおいてリアクト・アンド・ワインド法によって製作されたNb$$_{3}$$Al-D型コイルにおいては、0.4%の曲げ歪みが印加されてもIcは減少しないことが見いだされている。これは、素線の曲げ歪みがケーブル効果により緩和したことを示唆している。CICCのIcに対する曲げの効果を評価するためには、素線に対する引張り・圧縮歪みの効果と、CICC中の素線の歪み緩和効果を調査する必要がある。そこで本研究では、素線及びCICCサンプルに引張り・圧縮歪みを印加できる装置を開発した。サンプルはベリリウム銅製のねじりコイルばね形状のサンプルホルダー表面に取り付けられ、ホルダーをねじることで歪みが印加される。CICCサンプルを取り付け可能とするために82mm径のサンプルホルダーを製作した。Nb$$_{3}$$Al素線サンプルのIcを外部磁場6$$sim$$12T,歪み-0.86%$$sim$$+0.18%の範囲で測定することに成功した。外部磁場11T,歪み-0.86%でのIcは歪み0%の65%に減少することが見いだされた。

論文

Internally Cu-stabilized RHQT Nb$$_{3}$$Al superconductors with Ta matrix

竹内 孝夫*; 田川 浩平*; 野田 哲司*; 伴野 信哉*; 飯嶋 安男*; 菊池 章弘*; 北口 仁*; 小菅 通雄*; 土屋 清澄*; 小泉 徳潔; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.1257 - 1260, 2006/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:60.49(Engineering, Electrical & Electronic)

次期核融合炉では、16T以上の高磁場で大電流を流す導体が必要となる。急熱急冷変態法(RHQT)Nb$$_{3}$$Al線は、2次熱処理前に撚線加工が行えるので、RHQT-Nb$$_{3}$$Al CIC導体は、その有力な候補導体として考えられている。CIC導体で使用する丸線には、従来は、1900$$^{circ}$$C程度の1次熱処理でNb母材と反応しない銀を安定化材として使用していた。しかし、銀,Nbには放射化の問題があるため、タンタルを母材とし、安定化材として銅を使用する製造方法の開発を試みた。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:53.91(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

論文

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.21(Nuclear Science & Technology)

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

論文

Nuclear technology and potential ripple effect of superconducting magnets for fusion power plant

西村 新*; 室賀 健夫*; 竹内 孝夫*; 西谷 健夫; 森岡 篤彦

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1675 - 1681, 2006/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.21(Nuclear Science & Technology)

核融合炉において超伝導コイルを安定して運転するためには、NBIポート等の真空容器の貫通部から突き抜けてくるストリーミング中性子による核発熱を抑制するとともに、長期的には放射化を低減することが重要であり、中性子工学の観点から超伝導コイルの材料に関する評価が必要である。本論文は、そのような研究を要する背景を述べ、代表的な超伝導線材であるNb$$_{3}$$Snの中性子照射試験結果,低放射化超伝導線材の開発、及びストリーミング中性子による核発熱を抑制する遮へい設計の現状を報告する。さらに、高エネルギー粒子の研究に関する最近の動向と、広いエネルギー帯域の$$gamma$$線環境下で使用される加速器用超伝導コイルの設計の概要について発表する。

論文

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high-$$beta$$ plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:50.45(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,9; プラズマ閉じ込めの磁場を作る超伝導コイル

小泉 徳潔; 西村 新*

日本原子力学会誌, 47(10), p.703 - 708, 2005/10

核融合炉で使われる超伝導コイルについて、超伝導コイルの必要性,超伝導材料の種類と特性,導体・コイルの構造について解説した。

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