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論文

Torsion test technique for interfacial shear evaluation of F82H RAFM HIP-joints

野澤 貴史; 荻原 寛之*; 神成 純*; 岸本 弘立*; 谷川 博康

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2512 - 2516, 2011/10

 被引用回数:11 パーセンタイル:27.95(Nuclear Science & Technology)

F82Hに代表される低放射化フェライト鋼を用いたブランケットシステム第一壁は熱間等静圧圧縮成形(HIP)による接合技術の適用が有力視される。本研究の目的は、F82Hを母材とするHIP接合体の界面強度をねじり試験法により評価し、本手法の適用性について明らかにすることである。さまざまな接合条件の材料を対象にねじり試験を行ったところ、ねじり破壊が生じる最大強度に接合条件による有意な違いは認められなかったのに対し、破壊過程における吸収エネルギーは接合条件によって異なることが明らかになった。また、破断面観察より、その破壊がHIP接合界面に析出した酸化物に起因することを特定した。これらの結果は、従来のシャルピー衝撃試験での結果とよく一致しており、結果として、微小試験片を用いたねじり試験法は、HIP接合体の界面特性を評価するに十分な手法であり、有力な試験法の一つになりうることが示された。

論文

Fabrication of first wall component of ITER test blanket module by HIPping reduced activation ferritic/martensitic steel

廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 荻原 寛之*; 谷川 博康

Advances in Technology of Materials And Materials Processing Journal, 13(1), p.34 - 38, 2011/00

Reduced activation ferritic martensitic (RAFM) steels are leading candidate structural material for the blanket system of fusion reactors. HIP process is the key technology to fabricate the first wall (FW) with built-in cooling channels for ITER test blanket module. This paper summarizes the current status of our investigation on optimization of HIP condition to obtain the excellent joints and evaluation of FW fabrication process. The pre-HIP treatments, such as pre-heating condition to degas, were optimized to decrease oxidation on the joint surfaces which cause degradation of impact properties. With optimized pre-HIP treatment conditions, toughness of the joint was as well as that of the base metal. As for a component fabrication, a FW full-scale mockup has been developed using a RAFM. The deformation due to HIP process was within allowance level due to bracing. Moreover, fine-grained microstructure was obtained with optimized HIP condition and post HIP heat treatment.

論文

Interfacial properties of HIP joints between beryllium and reduced activation ferritic/martensitic steel

廣瀬 貴規; 安堂 正己; 荻原 寛之*; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 85(5), p.809 - 812, 2010/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.46(Nuclear Science & Technology)

ITERテストブランケットモジュール第一壁開発の一環として、熱間等方圧加圧法(HIP: Hot Isostatic Pressing)により、プラズマ対抗材料であるベリリウムとブランケットの構造材料である低放射化フェライト/マルテンサイト鋼F82Hの異材継手を試作した。接合強度特性試験,接合界面の微細組織観察及び接合界面の元素分析の結果から、HIPはF82Hの焼き戻し温度条件で実施することが有効であることを得た。接合強度は、F82H側へのベリリウム拡散距離の二乗に反比例する傾向を示した。拡散の抑制には、ベリリウム表面へのクロム蒸着が有効であり、試作した継手はITER遮蔽ブランケット第一壁におけるベリリウムと銅合金の異材継手と同等以上の強度を達成した。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:117 パーセンタイル:1.66(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

R&Ds of a Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed for a test blanket module in JAEA

谷川 尚; 星野 毅; 河村 繕範; 中道 勝; 落合 謙太郎; 秋場 真人; 安堂 正己; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 林 君夫; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055021_1 - 055021_6, 2009/05

 被引用回数:18 パーセンタイル:36.78(Physics, Fluids & Plasmas)

原子力機構が開発を進めている、固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールについて、特に増殖材料に関する最新の研究成果を報告する。増殖材料の化学的安定性の向上を目的とし、Li$$_2$$O添加型のLi$$_2$$TiO$$_3$$の開発に成功した。増殖材微小球の充填体の熱機械挙動については、実験的にデータを取得し、各物性値を体系的に整理しモデル化した。テストブランケットモジュール内に設置可能な核計測手法として放射化箔法を提案し、基礎試験において実機への適用性を確認した。水冷却方式において重要なトリチウムの透過については、開発した透過低減皮膜の効果を実験によって確認するとともに、得られたデータを元にして運転条件における透過量を評価した。これらの成果に基づき、テストブランケットモジュールの設計が進められている。

論文

Structural material properties and dimensional stability of components in first wall components of a breeding blanket module

廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 荻原 寛之; 谷川 博康; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1176 - 1180, 2008/12

 被引用回数:16 パーセンタイル:23.47(Nuclear Science & Technology)

熱間等方圧加圧(HIP)法を用いて、低放射化フェライト鋼(F82H)製の実規模ITERテストブランケット構造物第一壁を試作し、工業的に実施可能な方法で第一壁構造物を製作する見通しを得た。本研究では、HIP接合に影響を及ぼす組み立て時の部品間の隙間を極小化する加工方法を明らかにした。さらに構造材料F82Hの材料特性を損なわないHIP処理条件を確立した。これにより、優れた寸法精度と材料特性を両立させるブランケット構造物を製作することに成功した。

論文

多重イオン同時照射による低放射化フェライト鋼の照射硬化促進

安堂 正己; 若井 栄一; 大久保 成彰; 荻原 寛之; 沢井 友次; 大貫 惣明*

日本金属学会誌, 71(12), p.1107 - 1111, 2007/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.5(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

低放射化フェライト鋼の高照射量でのヘリウム効果を評価するため、現在HFIR炉による中性子照射実験を進めている。低放射化フェライト鋼においては、ヘリウム効果の評価はニッケル・ボロン等の添加元素による方法が主となるが、添加元素の効果の影響のため、その評価は容易ではない。そこで、本研究では低放射化フェライト鋼F82H鋼の照射硬化に対するヘリウムの影響について、同時イオン照射実験により調べた。照射実験は、原子力機構高崎量子応用研究所のTIARA施設にて、540, 630Kにて40dpaまでの範囲で照射を行ったのち、微小硬さ測定を行った。その結果、F82H鋼の照射硬化が著しい630Kにてヘリウム同時照射を実施した場合、ヘリウム総注入量300appm程度では、損傷のみによる硬化量と同じであったが、総注入量3000appmでは、20%程度の硬化の促進が生じることがわかった。この結果から、ヘリウムは照射硬化が著しい条件においては、硬化への影響が小さいことがわかった。

論文

Radiation induced phase instability of precipitates in reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 酒瀬川 英雄; 荻原 寛之*; 岸本 弘立*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.132 - 136, 2007/08

 被引用回数:27 パーセンタイル:10.73(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉の早期実現へ向け、低放射化構造材料の研究開発が着々と進められている。特に実証プラントへの設計に必要となる高エネルギー中性子による重照射が、構造材料に与える強度特性への影響を把握するために、さまざまな模擬照射場を用いた照射データの整備及び照射特性の評価が行われている。このうち、米国HFIR炉における照射実験においては、時効効果が現れない低温(300$$^{circ}$$C)の照射においても、析出物の状態が変化することが見いだされ、その変化が強度特性変化に影響を与えている可能性が指摘された。この現象について、照射条件の制御性に優れ、短期間で高い照射量での特性評価が可能であるイオン照射法を利用することで、機構論的解明がなされることが期待される。本研究では、低放射化フェライト鋼に対してイオン照射実験を行い、析出物の照射下安定性について調べた。その結果、イオン照射実験においても、中性子照射実験で得られた結果と同様な、析出物に対する照射効果が確認された。また、中性子照射実験で得られた傾向と同じく、JLF-1では、F82Hに比べて析出物が回復・粗大化する傾向が確認された。このようにJLF-1において、回復傾向が強く現れる傾向は、JLF-1が低温(300$$^{circ}$$C)照射において、F82Hより照射硬化,照射脆化が小さい傾向と相関があると考えられる。現時点では、JLF-1の短時間クリープ強度がF82Hよりも低い点、焼き戻し強度が高いほどクリープ強度が低くなる一般的傾向から、JLF-1の焼き戻し条件(780$$^{circ}$$C$$times$$1時間)が、F82H(750$$^{circ}$$C$$times$$1時間)に比べて強いことに照射下析出物挙動の違いの一因があると考えられる。

口頭

Dual Phase 9Cr-ODS鋼のクリープメカニズムにおける複合効果

酒瀬川 英雄; 大塚 智史; 鵜飼 重治; 谷川 博康; 荻原 寛之*; 田村 学*; 香山 晃*; 藤原 優行*

no journal, , 

高速炉被覆管として実用化される9Cr系ODS鋼(9Cr-2W-0.2Ti-Y203)の研究開発はクリープメカニズムのモデル化に基づいた寿命予測の確立と大量生産技術の確立を行う段階にある。現在までに非常に優れたクリープ強度を達成する9Cr-ODS鋼は焼き戻しマルテンサイト相とデルタフェライト相から構成されるDual Phase鋼であり、ナノスケールの酸化物粒子がより緻密に分散したデルタフェライト相がマイクロスケールの強化相として機能を発現し複合効果を発現していることを明らかとしている。本研究はDual Phase 9Cr-ODS鋼のクリープメカニズム解明におけるデルタフェライト相による複合効果の影響を調査する。

口頭

9Cr系ODS鋼のクリープメカニズム

酒瀬川 英雄; 鵜飼 重治*; 田村 学*; 大塚 智史; 谷川 博康; 荻原 寛之; 香山 晃*; 藤原 優行

no journal, , 

従来の高温材料研究分野ではクリープ変形・破壊機構に対して「べき乗則」に基づいて説明されている。これは実験結果を綺麗に整理できるものの、あくまでも半経験的なものに過ぎず、それに物理的な解釈を加えることは困難である。また9Cr系ODS鋼の特異なクリープ変形・破壊挙動を説明できない。そこで本研究は、物理モデルに基づいた完全な理論則である指数則の拡張を詳細な組織観察による結果に基づいて試みた。具体的には指数則を複合則によって拡張した。これよりODS鋼のクリープ特性を論じるためには複合材料の理論を有効に用いることが重要であることを明らかとした。

口頭

F82H鋼$$cdot$$HIP接合材の衝撃特性

荻原 寛之; 谷川 博康; 廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 香山 晃*

no journal, , 

核融合炉第一壁作製における課題は、衝撃特性向上を克服したうえでのHIP接合条件の最適化である。第一壁作製においては、部材作製にいたるプロセスの簡約化が必要となる。現在までに得られた結果から、HIP後の接合界面への酸化物の形成により、母材と比較して、接合面の衝撃特性が低下することが報告されている。したがって、HIP後の接合界面に存在する酸化物形成を低減させる必要がある。そこで、本研究では、衝撃特性向上を目的とし、HIPプロセスにおける接合面制御性について検討した。衝撃試験の結果から、接合部の室温における衝撃特性は、母材部のものと比較し、50%程度であった。HIP接合面の組織観察の結果から、ボイド等の形成は確認されず、良好な接合面を有することが確認された。延性脆性遷移温度については、明確な違いは見られず、-60$$sim$$-40$$^{circ}$$Cの値を示した。接合部の衝撃試験後の破面観察を行った結果、破壊の起点と考えられる成長した酸化物の存在は確認されなかった。衝撃特性低下に起因する酸化物の抑制は、脱気条件の改善により図ることができたが、さらなる衝撃特性の向上が必要である。

口頭

低放射化フェライト鋼における照射下析出物安定性

谷川 博康; 酒瀬川 英雄; 荻原 寛之*; 岸本 弘立*; 香山 晃*

no journal, , 

核融合炉構造材料の第一候補材料として期待される低放射化フェライト鋼については、これまで、照射硬化を示す300$$^{circ}$$C近傍での照射により、時効効果が発現しない温度条件であるにもかかわらず、照射下では析出物の分布状態が変化し、それが強度特性変化に影響を及ぼしている可能性を報告してきた。本研究では、析出物の照射下相安定性について着目して調査を行った。300$$^{circ}$$C/10dpaまでのイオン照射実験を行った結果、イオン照射領域の析出物(M23C6)が明確にアモルファス化していることが観察された。さらに、300$$^{circ}$$C/5dpaで中性子照射された鋼について観察した結果、Ni添加鋼については析出物がほぼすべてアモルファス化している一方、他の鋼においては、部分的なアモルファス化にとどまっている傾向が観察された。このようなアモルファス化が発現する上限温度では、照射誘起拡散が現れやすいことが照射誘起アモルファス化現象の研究から示されていることから、以上より、300$$^{circ}$$C中性子照射で観察された析出物分布変化は、析出物の照射誘起アモルファス化が駆動力となっている可能性が示された。

口頭

低放射化フェライト鋼・高強度HIP接合継手製作技術開発

荻原 寛之; 谷川 博康; 廣瀬 貴規; 榎枝 幹男

no journal, , 

核融合ブランケット構造物製作においては、板材,管材等各種要素部材同士の溶接・接合技術開発が重要な課題である。中でも、核融合炉第一壁のような複雑形状の構造体を作製可能な接合法として、熱間静水圧加圧(Hot Isostatic Pressing: HIP)接合法の適応が検討されている。本接合法における克服すべき課題は、接合界面への酸化物形成による衝撃特性の低下である。本研究では、接合界面の酸化物の低減による衝撃特性向上のためのHIPプロセスを明らかにすることを目的とした。衝撃試験の結果、脱気温度上昇に伴い、上部しきいエネルギーの向上が確認された。脱気温度600$$^{circ}$$C接合材の上部しきいエネルギーは、接合面を有さない母材の80%の値を示し、良好な強度特性を得ることに成功した。脱気温度400$$^{circ}$$Cのものは、50%の値を示した。これは、F82H鋼の昇温脱離挙動の結果から400$$sim$$600$$^{circ}$$C間で脱離ピークを持つCO及びCO$$_{2}$$の脱ガスが不十分であったことを裏付ける結果である。いずれのHIP接合材の衝撃試験後の破断面には、高密度の酸化物形成は確認されず、優れた接合性を有することがわかった。

口頭

Impact properties of reduced activation ferritic/martensitic steel, F82H jointed by hot isostatic pressing

荻原 寛之; 谷川 博康; 廣瀬 貴規; 榎枝 幹男

no journal, , 

低放射化フェライト鋼を用いたブランケット構造物製作においては、板材,管材等各種要素部材同士の溶接・接合技術開発が重要な課題である。中でも核融合炉第一壁は、高い熱負荷を受けるため、内部に冷却管を埋め込むことで除熱を行う構造をとる。よって、第一壁構造体の製作には、熱間静水圧加圧(Hot Isostatic Pressing :HIP)接合法の適応が検討されている。本接合法における克服すべき課題は、接合界面への酸化物形成による衝撃特性の低下である。本研究では、接合界面の酸化物の低減による衝撃特性向上のためのHIPプロセスを明らかにすることを目的とした。特に、脱気条件の改善により接合界面部の酸化物低減を行った。脱気条件は400又は600$$^{circ}$$C$$times$$2hとした。HIP処理は、1100$$^{circ}$$C-150MPa-2hの条件にて実施した。HIP処理後、960$$^{circ}$$C$$times$$0.5h$$rightarrow$$炉冷$$rightarrow$$750$$^{circ}$$C$$times$$1.5h$$rightarrow$$炉冷に準じた焼入れ・焼き戻し相当の熱処理をした。衝撃試験の結果、脱気温度上昇に伴い、上部しきいエネルギーの向上が確認された。脱気温度600$$^{circ}$$C接合材の上部しきいエネルギーは、接合面を有さない母材の80%の値を示し、良好な強度特性を得ることに成功した。脱気温度400$$^{circ}$$Cのものは、50%の値を示した。これは、F82H鋼の昇温脱離挙動の結果から400$$sim$$600$$^{circ}$$C間で脱離ピークを持つCO及びCO$$_{2}$$の脱ガスが不十分であったことを裏付ける結果である。いずれのHIP接合材の衝撃試験後の破断面には、高密度の酸化物形成は確認されず、優れた接合性を有することがわかった。

口頭

Microstructural development of multi-pass TIG welded F82H steels under dual-ion irradiation

荻原 寛之; 谷川 博康; 水井 智博*; 岸本 弘立*; 香山 晃*

no journal, , 

核融合炉ブランケットシステムにおける低放射化フェライト鋼の溶接・接合技術の最適化は重要な課題である。第一壁は、核融合反応により、高温・重照射下で弾き出し損傷と核変換ヘリウム生成に伴う核変換損傷を被るため、第一壁の溶接部位での照射効果の解明は、重要な課題となる。本研究では、低放射化フェライト鋼F82Hの多層盛TIG溶接部を対象としたデュアルイオン照射を行い、溶接パスに対応した照射後微細組織変化を明らかにすることを目的としている。特に、高温重照射環境で重要な課題であるスウェリング挙動について検討した。15mm厚のF82H-TIG溶接材(溶接パス5回,溶接後熱処理720$$^{circ}$$C$$times$$1h)の断面に対し、デュアルイオン照射をした。照射条件は、6.4MeV Fe$$^{3+}$$を用いて、470$$^{circ}$$C,最大20dpaのシングルイオン照射を行った。デュアルイオン照射では、1.0MeV He$$^{+}$$をエネルギーデェグレーダを透過させ、鉄イオンに対し、15$$times$$10$$^{-3}$$appm He/sの条件で同時照射した。非照射材の溶接金属部での硬さ試験の結果、溶接パス増加に伴い、硬さは増加した。デュアルイオン照射材の微細組織観察の結果、溶接パス増加に伴い、スウェリングは低減される傾向にあった。本研究を通して、耐スウェリング特性に優れた溶接法(入熱量の低減した溶接法)の提案及び耐照射特性を考慮した厚板溶接の施工法の改良のための照射後微細組織データを得ることができた。

口頭

Interfacial properties of HIP joint between beryllium and reduced activation ferritic/martensitic steel

安堂 正己; 谷川 博康; 荻原 寛之; 榎枝 幹男; 秋場 真人; 廣瀬 貴規

no journal, , 

ITER-テストブランケットモジュール(TBM)第一壁開発の一環として、熱間当方圧加圧法(HIP)により、Beアーマと低放射化鋼の異材継手を試作した。接合強度評価等の材料特性を評価した結果、クロム箔を挿入材として鋼へのベリリウムの拡散を抑制した継手が優れた特性を有し、ITER-TBMでの使用に耐える見通しを得た。

口頭

HIP接合法を用いたITER-TBM第一壁の製作性及び評価法の現状

荻原 寛之; 谷川 博康; 廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 秋場 真人

no journal, , 

水冷却固体増殖式のテストブランケット・第一壁は、高熱負荷を受けるため、冷却チャンネルを有する構造をとる。現在、原子力機構におけるR&Dにおいて、低放射化フェライト鋼F82Hを構造材として、ITER-TBMサイズのモックアップ製作に成功した。現段階における課題は、実機サイズに適応可能な熱間静水圧加圧(HIP: Hot Isostatic Press)プロセスの開発及び健全性評価手法の確立である。本報告では、第一壁製作のための接合技術であるHIP接合プロセス開発の現状及びHIP接合部の評価手法開発の現状について報告する。組織及び強度特性に影響を及ぼす接合因子を明らかにすることを目的とし、実験室レベルのHIP接合試験を行った。強度を決定付ける因子の一つは、接合界面に形成する数$$mu$$mの酸化物であり、HIPプロセス最適化により、接合界面の酸化物形成を低減させ、優れた接合性を有する接合継手の製作に成功した。接合部評価手法の開発においては、超音波探傷試験を用いた評価手法の検討を進めている。作製した第一壁のモックアップに対し、最大50MHzの高周波を用いた超音波探傷試験を行った結果、HIP接合界面における欠陥は検出されなかった。今後は、このプロセスを実機製作へ適応可能なHIPプロセスの検討及び実機サイズ第一壁の健全性を評価可能な非破壊検査法の検討を進める。

口頭

ITER-テストブランケットモジュール第一壁の製作実証試験

荻原 寛之; 榎枝 幹男; 谷川 博康; 秋場 真人; 廣瀬 貴規

no journal, , 

ITER-テストブランケットモジュール(TBM)では、冷却材流路を内蔵する低放射化鋼製壁をベリリウム(Be)アーマで被覆した第一壁を採用する予定である。本報では、原子力機構において実施した熱間等方圧加圧法(HIP)による実機大TBM第一壁の製作実証試験及びBeアーマと低放射化鋼の接合試験結果について報告する。第一壁は、冷間及び熱間圧延により製作したF82H製矩形管及び板を曲げ加工後TIG溶接により組立てた後にHIP接合で一体化する製作方法を採用した。HIP熱履歴の最適化及び組立隙間の極小化等の対策により、第一壁構造体の寸法変化は、後工程での矯正が可能な範囲に抑制された。構造物に対する検査の結果、鋼の結晶粒は接合界面を跨いで形成されており、空隙等の接合欠陥がないことを確認した。また、BeとF82Hの異材接合試験では、接合界面にクロムを拡散障壁として用い、接合温度を最適化することで、接合強度低下の要因となるBeの鋼への拡散を抑制することに成功した。これらの成果により、工業的に施工可能な工程での第一壁の製作に見通しが得られた。

口頭

ITER-TBM第一壁製作のためのHIP接合法の最適化

荻原 寛之; 谷川 博康; 廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 秋場 真人

no journal, , 

ITERテストブランケットモジュールの第一壁は、冷却チャンネルを有する構造体である。その製作には、熱間静水圧加圧(HIP: Hot Isostatic Pressing)による接合技術が用いられる。接合特性については、接合部への酸化物等の不純物形成により、その強度特性は低下することが報告されている。そこで、本研究では、HIPプロセス最適化により、接合部への不純物低減及びその接合材の強度特性の改善を目的とした。低放射化フェライト鋼F82H接合対を準備し、1100$$^{circ}$$C, 2h, 150MPaの条件にてHIP接合をした。HIP処理前の脱気条件を検討した結果、HIP接合部への酸化物形成並びに脆性を生じさせるようなフェライト相形成の抑制に成功した。シャルピー衝撃試験による強度試験を行った結果、延性脆性遷移温度及び上部しきいエネルギーの向上を確認した。現状では、HIP接合部の健全性を評価し得る手法は確立されていない。本報告では、現在までに実施した非破壊試験結果も含め、その方向性についても言及する。

口頭

ITER-TBM製作に向けた低放射化フェライト鋼溶接技術課題

谷川 博康; 荻原 寛之; 廣瀬 貴規; 芝 清之; 芹澤 久*; 川人 洋介*; 田中 学*; 片山 聖二*; 森 裕章*; 西本 和俊*

no journal, , 

低放射化フェライト鋼F82H(Fe-8Cr-2W-V-Ta)は、核融合炉の第一候補構造材料として、高温用構造鋼であるフェライト/マルテンサイト鋼(Fe-9Cr-1Mo V, Nb)をベースに、高温特性,靱性、及び溶接性のバランスをとりつつ、減衰が比較的速くなるように成分調整して開発された鋼である。原子力機構が主体となって大学等の協力の下で開発を進める水冷却固体増殖TBMにおいては、このF82Hを構造材として製作する方針で開発が進められている。本報告では、F82HのTBM製作に向けた溶接技術の検討状況と課題について紹介する。

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