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論文

Visualization of distribution of shear stress due to water vortex flow with SSLCC

岡崎 総一郎*; 江連 俊樹; 大島 宏之; 河原 全作*; 横峯 健彦*; 功刀 資彰*

Proceedings of 10th Pacific Symposium on Flow Visualization and Image Processing (PSFVIP-10), 8 Pages, 2015/06

水中に吸込み渦が発生する体系において、壁面せん断応力分布を把握するため、せん断応力感応液晶塗布膜法を適用した可視化試験を実施した。試験の結果、壁面せん断応力は、吸込み管中心および吸込み管端部に相対する位置においてピーク値を示すことがわかった。また、試験で得られた無次元化せん断応力分布は、数値解析で得られた無次元化せん断応力分布とよく一致するとの結果を得た。

論文

IFMIF/EVEDA事業におけるリチウムターゲット施設開発の現状

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.

Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11

IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250$$^{circ}$$C、約10$$^{-3}$$Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。

論文

Current status of the engineering design of the test modules for the IFMIF

山本 道好; Arbeiter, F.*; 横峯 健彦*; 若井 栄一; Theile, J.*; Garcia, A. S.*; Rapisarda, D. S.*; Casal, N. I.*; Mas, A. S.*; Gouat, P.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.746 - 750, 2013/10

 被引用回数:12 パーセンタイル:22.66(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)はBA協定に基づき2007年半ばから実施されている。IFMIFは加速器, リチウムターゲット設備及び試験設備の3つの主要設備から構成される。現在のEVEDAフェーズではIFMIFの統合設計を目的にしており、その中間報告書は2013年半ばに完成が予定されている。IFMIFの主要な目標であるDEMO炉や将来炉用の設計用の材料データを整備するために、高照射試験モジュール(HFTM、起動時モニターモジュール)、中照射試験モジュール(クリープ疲労試験モジュール, トリチウム試験モジュール, 液体増殖モジュール)及び低照射試験モジュールを用いた照射試験を長期間安定して実施する必要がある。本報告はEVEDAフェーズにおいて複数の協力機関で実施中のこれら各試験のモジュールの工学設計の進捗状況を統合設計の観点で統合したものである。また、中間報告書以後のフェーズにおいて解決すべき技術課題についてまとめる。

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

Analysis of test matrix and design status of test modules of IFMIF

若井 栄一; 菊地 孝行; 横峯 健彦*; 山本 道好; Soldaini, M.*; Polato, A.*

Fusion Science and Technology, 62(1), p.246 - 251, 2012/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:48.03(Nuclear Science & Technology)

In this paper, the test matrix of the IFMIF was evaluated. All test matrixes depend on the requirement of a database preparation schedule and the irradiation volume of irradiation modules such as high flux test module (HFTM), medium flux test module (MFTM) and low flux test module (LFTM), but the engineering design of HFTM is mainly proceeding. Accordingly, the lists of the experiments of small size specimens set in the HFTM to be performed in the PIE laboratories have been carefully analyzed. In the design of HFTM, two types of HFTM are proposed for RAFM steel irradiation by the EU KIT team and for the advanced materials by the JA team, and the difference was summarized.

論文

Design plan and requirement of test module and testing items in IFMIF

若井 栄一; 山本 道好; Molla, J.*; 横峯 健彦*; 野上 修平*

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.712 - 715, 2011/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.75(Nuclear Science & Technology)

核融合炉材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)の現フェーズにおける主目的は、IFMIF内の各施設を完全に統合した工学設計書を作成することである。IFMIFの役割は、原型炉や将来炉のライセンスのために要求される設計データベースを作成することにあり、これは高,中,低の中性子領域の試験モジュールでの材料試験データから得られる。また、微小試験片による評価では微小試験片試験技術の開発とガイドラインが同様に必要となる。本論文はIFMIFでのこれらの試験モジュールと試験項目に対して設計計画と要件についてまとめた。

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

Accumulation of Cu and its oxidation state in ${it Tremolecia atrata}$ (rusty-rock lichen) mycobiont

藤井 洋光*; 原 光次郎*; 小峰 正史*; 尾崎 卓郎; 大貫 敏彦; 山本 好和*

Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 6(1), p.115 - 118, 2005/07

Cu耐性地衣類へのCuの取り込みについて検討するため、培養実験を行い、Cuを濃集した地衣類試料をSEM-EDS分析及びXANES分析により分析した。その結果、Cu(II)が細胞表面に分布し、細胞内に取り込まれたCuはCu(I)に還元していることを明らかにした。

論文

面線源効率積分法による容積線源ピーク効率の校正

野口 正安*; 小峰 隆志*; 上沖 寛; 松本 幹雄*

Radioisotopes, 50(7), p.301 - 307, 2001/07

標準面線源を用いてGe半導体検出器からの距離を変数とする面線源に対するピーク効率を求め、それを積分することによって任意の厚さと媒体の容積線源に対するピーク効率を計算する方法を検討した。従来の標準容積線源を用いる方法に比べて、この方法の長所は次のとおりである。正確な位置(高さ)決めと高い均一性のためピーク効率の精度が高い。一個の標準面線源を用いて、任意の媒体の容積試料に適用できる。また、線源の保管と廃棄が容易であり、かつ、経費があまりかからない。なお、容積線源におけるサム効果の補正に関する問題点が明らかになった。

論文

Progress of the ITER central solenoid model coil programme

辻 博史; 奥野 清*; Thome, R.*; Salpietro, E.*; Egorov, S. A.*; Martovetsky, N.*; Ricci, M.*; Zanino, R.*; Zahn, G.*; Martinez, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 41(5), p.645 - 651, 2001/05

 被引用回数:53 パーセンタイル:15.64(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERを構成する3群の超伝導コイルでは、中心ソレノイド・コイルが最も高い磁場13Tを0.4T/s以上の速度で急速励起するパルス動作が要求される点で、最も技術的難度の高いコイルである。そこで中心ソレノイド・コイル工学設計の妥当性を確認し、併せてコイルの製作技術を開発する目的で、中心ソレノイド・モデル・コイルの開発が進められてきた。約8年をかけて完成したモデル・コイルの実験がこの程、国際共同作業として原研で実施され、技術開発目標をすべて満足する実験成果と貴重な技術データが得られた。

報告書

国際熱核融合実験炉ITER磁場補正(コレクション)コイルの設計

久保 博篤*; 小峰 武司*; 吉田 清

JAERI-Tech 98-050, 69 Pages, 1998/11

JAERI-Tech-98-050.pdf:1.88MB

日、米、EC、ロシアの4極の協力により国際熱核融合実験炉計画が進められている。プラズマを閉じ込めるため磁場を発生させるコイルとして超電導コイルが使用される。このコイルのうち、ポロイダル磁場(PF)コイルと呼ばれる真空容器中のプラズマ位置や断面形状を制御するコイルが設置される。この磁場にはPFコイル製作による誤差据付け公差により磁場の誤差が生じる。この誤差を補正する目的のためPFコイルの周囲をコレクションコイルと呼ばれる磁場補正超電導コイルが設置される。このコイルには大電流による電磁力、TFコイルから受ける変位による荷重が作用する。この機械特性を評価し設計に反映させるために電磁力とTFコイルの変位による応力解析、クランプのボルト等の検討を行うことにより提案クランプ位置に設定することで許容応力内に収まることを確認した。

報告書

Mod.9Cr-1Mo鋼のクリープ寿命評価に関する研究,2;クリープ中断材の損傷組織の定量化,先行基礎工学分野に関する平成9年度報告書

澤田 浩太; 丸山 公一; 小峰 龍司; 永江 勇二

PNC-TN9410 98-018, 32 Pages, 1998/02

PNC-TN9410-98-018.pdf:0.71MB

高速炉の蒸気発生器材料として開発されたMod.9Cr-1Mo鋼は,細長い板状マルテンサイトが束となった組織を有している。これをマルテンサイトラス組織という。クリープ中にはラスの大きさの増加や転位密度の減少といった組織の回復が起きる。この組織回復は加速クリープを引き起こし,材料は最終的には破断する。本報では,マルテンサイトラス組織のラス幅(個々の細長い板状のマルテンサイトの幅)に注目し,クリープ寿命評価因子としての可能性を種々のクリープ中断試験により検討した。本鋼の焼き戻し温度(1053K)は試験温度(848$$sim$$923K)に比べて高く,ラス組織は熱的に安定である。しかし,クリープ中には応力の影響を受けてラス組織が回復する。ラス幅はクリープひずみの増加に伴い増加し,応力によって決まる平衡値に飽和する。ラス幅の増加は,高温・高応力ほど早い。そこで試験条件の影響を受けない指標として,以下に示すラス幅の変化率を導入した。$$Delta$$d/$$Delta$$ds:ラス幅の変化率$$Delta$$d=d-d0,$$Delta$$ds=ds-d0ここで,dは時間tでのラス幅,d0は初期のラス幅,dsはラス幅の飽和値(応力で決まる)である。$$Delta$$d/$$Delta$$dsとクリープひずみの関係は,試験条件に依存しない。したがって,加速試験により得られた$$Delta$$d/$$Delta$$dsとひずみの関係は,実機条件にも適用できる。以上から,ラス幅を測定すれば,クリープひずみが推定でき,このひずみ量から推定クリープ曲線を使ってクリープ寿命比を求めることができる。

報告書

Mod.9Cr-1Mo鋼のクリープ寿命評価に関する研究,1; クリープ破断材の損傷組織の定量化,先行基礎工学分野に関する平成8年度報告書

澤田 浩太; 丸山 公一; 小峰 龍司; 永江 勇二

PNC-TN9410 97-035, 41 Pages, 1997/03

PNC-TN9410-97-035.pdf:1.87MB

材料がクリープ変形すると、種々の組織変化が起こる。これらの組織変化は、クリープ寿命の推定に使用できる場合がある。本報では、高速炉の蒸気発生器材料として開発されたMod.9Cr-1Mo鋼のクリープ変形に伴う組織変化を調査し、どの組織因子が寿命評価において適切かを検討した。巨視的な組織変化であるボイド成長,ラス組織の応力軸方向への配向,結晶粒の伸びはくびれ部のみで顕著である。したがって、これらの組織変化は寿命評価には使用できない。微視的な組織因子のうち、ラス幅,ラス内の転位密度は変形により大きく変化する。変形初期からラス幅は増加し、転位密度は減少する。これらの組織変化は三次クリープ域の変形加速の原因である。ラス幅,ラス内の転位密度は、破断前に飽和値に達する。飽和値は温度に依存せず、応力のみによって決まる。本材料が実際に使用される低応力では、これらの組織因子が大きく変化する。したがって、ラス幅,ラス内の転位密度は寿命評価に有用な組織因子である。変形部の硬さは、ラス幅,ラス内の転位密度と相関があり、硬さ測定により、これらの組織変化を評価することが可能である。

論文

改良9Cr-1Mo鋼のクリ-プ変形中の組織変化と寿命評価

澤田 浩太*; 丸山 公一*; 小峰 龍司; 永江 勇二

鉄と鋼, 83(7), p.466 - 471, 1997/00

高速増殖炉の蒸気発生器材料として開発された改良9Cr-1Mo鋼のクリ-プ寿命評価手法の確立を目的として、クリ-プ破断材および中断材の組織観察を光学顕微鏡と透過型電子顕微鏡(TEM)により観察した。また、硬さ測定により内部組織を推定できるかを検討した。その結果、以下のことがわかった。(1)TEM観察により、マルテンサイト・ラスのラス幅がクリ-プ変形にともない変化し、その飽和値が温度に依らず応力のみによって決定される。(2)ラス幅は変形初期から変化することから、寿命初期から寿命評価の手段として使用できる可能性がある。(3)破断後の硬さとラス幅には一定の関係があり,硬さ測定によってラス幅が測定できる。

報告書

高速炉構造用316の材料強度基準等(案)

渡士 克己; 青砥 紀身; 青木 昌典; 小峯 龍司; 伊藤 卓志; 長谷部 慎一; 加藤 章一; 小井 衛; 和田 雄作

PNC-TN9410 93-142, 120 Pages, 1993/06

PNC-TN9410-93-142.pdf:6.08MB

「高速炉構造用316」(略称316FR)は、クリープ疲労強度の向上を目指して、従来高速炉に用いられてきたSUS316の化学成分をベースに開発した高速炉の構造材料である。本報は、これまでに実施してきた研究開発結果を、316FRの材料強度基準(案)並びに特性の説明として取りまとめたものである。本報に示す材料強度基準(案)は、「高速原型炉高温構造設計指針材料強度基準等」に規定された全項目を含むとともに、書式についても整合性を有している。また、「高速原型炉第1種機器の高温構造設計指針」に規定される項目のうち、鋼種毎に定められる「1次及び2次応力に関する緩和クリープ損傷係数」並びに「ピーク応力に関する緩和クリープ損傷係数」も、本材料強度基準等(案)に含まれる。

論文

ビーム照射による磁気格子の形成; 炭素鋼、インバー、強磁性ステンレス鋼の場合

荒 克之; 八木 秀之; 大村 俊次*; 池田 英男*; 大峯 恩*; 森安 雅治*

研究会資料, p.57 - 65, 1987/06

高温環境下で利用可能な磁気スケール用材料として、炭素鋼、インバー、強磁性ステンレス鋼について、レーザビームおよび電子ビームを照射し、金相変化、硬度変化、着磁特性変化を調べた。その結果、ビーム照射した局部において、磁気特性の変化が生じ、磁気格子を容易に形成できることがわかった。また、ビーム照射条件と着磁量の関係を調べ、磁気スケールの着磁パターン設計のための基礎データを取得した。

論文

ビーム照射による磁気格子の形成; 非磁性ステンレス鋼の場合

荒 克之; 八木 秀之; 杉山 良浩*; 大村 俊次*; 大峯 恩*; 森安 雅治*; 池田 英男*

MAG-87-19, p.47 - 55, 1987/00

高温環境下で利用可能な磁気スケール用材料として,非磁性の耐熱ステンレス鋼に着目し,電子ビームおよびレーザビーム照射を行い,非磁性母相(オーステナイト)に強磁性母相(フェライト)を溶融凝固折出させることを試み,これによって磁気格子を形成させた。ビーム照射局部の性質を金相観察、ビッカース硬度測定、磁気特性測定により調べるとともに、着磁を行って、残留磁化量の測定を室温~200$$^{circ}$$Cの間で行った。また、磁気スケールの設計の基礎データを得るために、着磁パターンによる磁束分布を計算機による有限要素・磁界解析で求めた。

口頭

住民の視点から見た環境監視

江田 五六*; 大嶺 真弓*; 根本 紀正*; 清水 朋子*; 田中 幸子*; 鹿島 陽夫*; 伊藤 ゆかり*; 谷山 洋*; 亀井 満*; 米澤 理加; et al.

no journal, , 

環境監視について住民が体験などを通して学んだことを、事業者や地域のNPOと協働で、住民の視点でメッセージ(広報素材)化した。この活動を通して得たことをまとめ、報告する。

口頭

ITER NBI用大型セラミックの開発

渡邊 和弘; 花田 磨砂也; 小峰 武司; 坂本 慶司; 井上 多加志; 松山 久好*; 長山 俊毅*

no journal, , 

ITER用中性粒子入射装置(NBI)では、絶縁ガスの放射線誘起伝導を避けるために、ビーム源(負イオン源と加速器)の高電圧絶縁には、真空絶縁が用いられる。一方、電源システムからビーム源への電力はSF6絶縁ガスを封入した1MV伝送管で給電される。この伝送管と真空中に設置されるビーム源との真空境界には、1MVの絶縁と真空保持機能を備えたガス-真空の高電圧ブッシングが必要である。本ブッシングには、絶縁協調等の観点から直径1.56mで高さ29cmのこれまでにない超大型セラミック円筒が必要である。原子力機構では、メーカと協力し、ITER実寸のセラミックの試作開発を進めてきた。製作においては、成型用加圧水槽,焼成炉等既存設備を有効利用するために、型枠の外側から加圧してアルミナ成型を行う従来方式ではなく、内側加圧方式によるセラミック成型法を開発した。本方式による成型、さらに焼成に成功し、ITER実寸のセラミック円筒を製作した。これは、ITER NBI用ブッシングを実現するための最大の課題を解決した成果である。

口頭

IFMIF/EVEDAにおけるテストセル系テーマの最近の進捗

若井 栄一; 小河原 貴史; 菊地 孝行; 横峯 健彦*; Molla, J.*; 山本 道好

no journal, , 

本発表は、日欧の国際協力で「幅広いアプローチ活動」下で進めている国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動に関するものである。IFMIFは重水素加速器系施設,リチウムターゲット系施設,テストセル系施設の3つの施設から構成される予定である。ここでは日本側が担当しているテストセル系施設に関する照射後試験施設(略称:PIE)の工学設計及び高中性子束領域試験モジュール(略称:HFTM)の工学実証・工学設計の2つテーマで最近進捗した成果内容をまとめた。PIE施設の工学設計では既存のPIE施設設計及び運転実績をベースに考察を進め、核融合原型炉の実現に重要な役割を果たすことが期待されているIFMIFに適したPIE施設設計の構築を進めた。また、HFTMでは約1,000$$^{circ}$$Cまでの高温照射ができるような照射モジュール及びその構成要素であるヒーター機器の設計とその機能性試験を進め、良好な試験結果を得た。

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