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報告書

Nuclear, thermo-mechanical and tritium release analysis of ITER breeding blanket

古作 泰雄; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 佐藤 聡; 佐藤 真一*; 大崎 敏雄*; 三木 信晴*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2003-058, 69 Pages, 2003/06

JAERI-Tech-2003-058.pdf:5.86MB

ITERの増殖ブランケット設計は、中性子増倍材微小球充填層中にトリチウム増殖材微小球の管状充填層(BIT)を置く構造を採用している。設計は、遮蔽ブランケットと同一のモジュール支持構造と冷却マニフォールドを使用することを仮定したものである。本研究では、微小球充填層型増殖ブランケットに特有の設計課題である、トリチウム増殖性能核解析,トリチウム放出挙動解析,ペブル充填層を考慮した熱機械特性解析を実施し、設計が妥当であることを明らかにした。

論文

Progress on design and R&D of ITER FW/blanket

伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Cardella, A.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; Lorenzetto, P.*; 三木 信晴*; 大崎 敏雄*; Rozov, V.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 61-62, p.399 - 405, 2002/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:59.62(Nuclear Science & Technology)

ITERブランケットの2000$$sim$$2001年における設計とR&Dにおける進展について報告する。ここではブランケットの主要な4つの部分(第一壁,シールド体,フレキシブル・サポート,電流接続体)に焦点をあてた。第一壁パネルにおけるディスラプション中の電磁力を銅やステンレス鋼を貫通するスロットによって低減した。また、最大荷重のハロー電流による第一壁の中央支持ビームにおける最大応力は許容値の範囲に入っている。最近のR&Dにより、実寸大第一壁パネルを標準的な製造方法であるHIPにより、製作することに成功した。シールド体については、ヘッダをプラズマ側に配置し、ラジアル方向の冷却チャネルに冷却水を供給している。シールド体は4つの鍛造ブロックから構成し、背面側で互いに電子ビーム溶接している。最近のR&Dでは、鍛造ブロックを、ドリルや機械加工及びプラグや溶接し、実寸大のシールド体を製作し、第一壁パネル(中央支持ビームつき)とともに組み立てることができた。ブランケットモジュールの接続体についても詳細な設計検討をすすめた。チタン合金のフレキシブル・サポートについては、座屈試験,疲労試験,動的応答試験(550kN)を実施した。電流接続体(280kA)についても、機械疲労や熱疲労の試験,ソレノイドコイル磁場中での通電試験を実施した。ブランケットの設計及びR&Dの進展により、コスト低減の見通しが得られたと同時に、設計の成立制とコンポーネントの製作性を確認した。

論文

縮小試験体による実機積層ゴムの特性推定に関する検討

矢花 修一*; 松田 昭博*; 中平 昌隆; 大崎 敏雄*

日本建築学会2002年度大会学術講演梗概集, P. 495, 2002/08

大型構造物等に用いる支持荷重及び外径の大きな積層ゴムにおいては、その特性や性能を評価・確認するための試験を実施することが試験装置性能やコスト等の制約から困難となる場合がある。そこで、本報告では鉛プラグ入り積層ゴム(LRB)及び天然ゴム系積層ゴム(NRB)の数サイズの形状が相似である試験体を用いて、試験体のスケール効果の有無及び縮小試験体による実機試験体の水平方向力学特性の推定可能範囲について検討を行った。試験結果から、NRBにおいては試験体のスケール効果がほとんどないことがわかり、LRB試験体のスケール効果はせん断ひずみ100%以上の領域ではほとんどないことが確認された。また、LRBのせん断ひずみ100%未満の領域におけるスケールによる特性の違いは鉛プラグの特性に起因していることがわかった。

報告書

ITER用炉内機器の製作技術開発と成果

黒田 敏公*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 大崎 敏雄*; 古作 泰雄; 佐藤 聡; 佐藤 真一*; 鈴木 哲*; et al.

JAERI-Tech 2002-044, 25 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-044.pdf:2.68MB

ITERの主要炉内機器である遮蔽ブランケットとダイバータに対し、それらが厳しい負荷に耐えつつ要求された機能を満たすために必要となる製作技術の開発を行った。前者ではHIP法を適用した異材接合技術及びウォータージェットと放電加工を用いてスリット加工技術を開発した。後者では、狭隘な設置スペースにも対応できる同軸二重冷却管の製作技術,また、冷却管として用いる銅合金の強度維持用熱処理をも考慮した。C/Cコンポジットと銅合金の1ステップろう付け技術等を開発した。いずれも、高熱負荷試験による性能確認を行うとともに、実規模大のモックアップを試作して製作性を確認し、実機製作への見通しを得た。

論文

ガルヒンク回想記

大崎 敏雄*

FAPIG, (159), p.3 - 9, 2001/11

約2年間にわたり、ITER JCTガルヒンクサイトに派遣された経験をもとに、職場生活を通じて感じた内容や当地の生活習慣などを回想的にまとめた。前段冒頭にITERの概要を紹介し、職場環境や日常生活についての感想を記した。特にドイツでの生活習慣を主体に記述展開し、私生活上の規律,規範,並びにドイツの自然環境にも触れた。本書は、海外赴任における生活上の回想記であり、技術的な紹介を記し、意図したものではない。

論文

${it In-situ}$ tritium recovery experiments of blanket in-pile mockup with Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebble bed in Japan

土谷 邦彦; 中道 勝; 長尾 美春; 榎枝 幹男; 大崎 敏雄*; 田中 知*; 河村 弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(11), p.996 - 1003, 2001/11

 被引用回数:22 パーセンタイル:82.22(Nuclear Science & Technology)

低インベントリー,化学的安定性等の観点から、核融合炉のトリチウム増殖材としてリチウムタイタネイト(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球が有望な材料の1つとされている。核融合炉ブランケットの設計には、微小球を用いたブランケット構造体の中性子照射試験データが必要である。このため、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を用いて核融合炉ブランケット構造を模擬した2種類の照射試験体を開発し、JMTRの中性子照射下において微小球充填体からのトリチウム回収試験を行い、トリチウム回収特性に対する照射温度,スイープガス流量等の効果について評価した。この結果、充填体温度の上昇とともに、回収量と生成量の比は増加し、充填体温度が300$$^{circ}C$$以上ではほぼ全量回収できること、スイープガス流量が100~900cm$$^{3}$$/minの範囲では、トリチウム回収量はほとんど影響されないことがわかった。これらの結果、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を用いた増殖ブランケット設計の見通しが得られた。

報告書

ITER breeding blanket module design & analysis

黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 菊池 茂人*; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 大崎 敏雄*; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 佐藤 聡; 高津 英幸

JAERI-Tech 98-051, 71 Pages, 1998/11

JAERI-Tech-98-051.pdf:2.74MB

トリチウム増殖材と中性子増倍材をいずれも微小球ペブル状として充填する設計となっているITER増殖ブランケットに対し、とくにペブル充填層の熱・機械特性に着目して汎用熱・構造解析コードABAQUSの特殊計算オプションを使用した熱・機械解析を実施した。また、耐高熱負荷が問題となる第一壁について、Beアーマとステンレス鋼構造材の接合部における熱応力履歴を弾塑性解析により求めると共に、これに基づいて、アーマ/構造材接合部における強度評価方法について検討した。さらに、増殖ブランケット・モジュールの製作に関し、第一壁及び冷却パネル、増殖材充填部等の各構成要素を個々に製作し、それらを組み合わせることを基本として各構成要素の製作方法及び全体組立手順を検討した。

論文

Fabrication of an ITER shielding blanket prototype

佐藤 聡; 高津 英幸; 榎枝 幹男; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 大崎 敏雄*; 山田 弘一*; 佐藤 真一*; 小原 祥裕

Fusion Technology, 34(3), p.892 - 897, 1998/11

熱間静水圧加圧(HIP)接合等の先進的製作手法を用いて、ITER遮蔽ブランケットプロトタイプモデル(幅約1.6m、高さ約1m、厚さ約0.4m)の製作に成功した。複雑な冷却流路を有する湾曲したステンレス鋼の遮蔽ブロックを長尺ドリル孔加工及び10,000トンプレスを用いた曲げ加工により製作、ステンレス鋼の円管を有するアルミナ分散強化銅の第一壁と遮蔽ブロックをHIP接合により製作することにより、目標とする精度で遮蔽ブランケットを製作できることを実規模レベルで初めて実証した。本発表において、詳細な製作過程、及び本製作において得られた製作に関る工学的データを報告する。

論文

Fabrication of a small-scaled first wall mock-up with beryllium armor HIP bonded to DSCU/SS structure

秦野 歳久; 黒田 敏公*; 岩立 孝治*; 大崎 敏雄*; 榎枝 幹男; 高津 英幸

Fusion Technology 1998, 1, p.97 - 100, 1998/00

核融合炉内構造物はプラズマ対向壁として銅の熱シンク上にベリリウムアーマを接合することが提案されている。本研究ではアーマと熱シンクの接合において熱間静水圧法(HIP)の適用を試みた。ベリリウムとアルミナ分散強化銅接合体のHIP条件を選定するために行ったスクリーニング試験では、金相観察と機械試験の結果より接合条件としてTi/Cu中間層でHIP温度580$$^{circ}$$CとAl/Ti/Cuの中間層でHIP温度550$$^{circ}$$Cを選定し、その結果をもとに小型第一壁モックアップを試作した。製作したモックアップは10mm厚さのベリリウムタイル4個と肉厚1mmのステンレスの冷却管をもつ20mm厚さの銅の熱シンクで構成される。HIP後の外観検査よりベリリウムと銅の接合部は健全であった。

論文

Fabrication of small-scaled shielding blanket module and first wall panel for international thermonuclear experimental reactor

古谷 一幸; 佐藤 聡; 三浦 秀徳*; 黒田 敏公*; 倉沢 利昌; 戸上 郁英*; 秦野 歳久; 高津 英幸; 大崎 敏雄*; 佐藤 真一*; et al.

Fusion Technology 1996, 0, p.1343 - 1346, 1997/00

遮蔽ブランケットモジュール小規模モデルと円管内蔵型第1壁パネルを製作した。小規模モデルは第1壁のポロイダル方向に曲率2000mmを有する高さ500mm、幅400mm、奥行き150mmの箱形形状構造体で、第1壁と遮蔽ブロック体から構成される。第1壁はDSCu、SS316L冷却配管、及びSS316L裏板より構成される。遮蔽ブロック体は冷却水流路用にドリル穴加工を施したSUS316塊である。第1壁及び第1壁と遮蔽ブロック体は同時HIPにより接合された。接合状態は良好で、HIP処理後の小規模モデルの寸法精度は1mm以下であった。円管内蔵型第1壁パネルは厚さ27mm、幅130mm、長さ300mmの板状で、DSCu及びSUS316L裏板より構成され、DSCu内部にはSUS316冷却配管を埋め込んである。第1壁パネルにおけるDSCu/DSCu,DSCu/SUS316L、及びSUS316L/SUS316L同士の接合には同時HIPを適用した接合状態は良好であり、寸法誤差も最大0.52mmであった。

論文

Design development of breeding blanket based on pebble bed concept for fusion experimental reactor

三浦 秀徳*; 喜多村 和徳*; 伊藤 裕*; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 佐藤 聡; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 倉沢 利昌; 戸上 郁英*; et al.

Fusion Technology 1996, 0, p.1339 - 1342, 1997/00

国際熱核融合実験炉(ITER)の高性能段階(EPP)で装荷される増殖ブランケットの設計を日本ホームチームの提案するペブルベッド概念に基づいて実施した。その結果、基本性能段階(BPP)と同寸法のままで、PFコイルに対する遮蔽性能はGDRDの要求値を満足し、EPPでの運転に必要なトリチウムを確保するために要求されるトリチウム増殖比(TBR)0.8を達成できることが分かった。また構造解析においても、電磁力および熱応力値は、許容値以下に抑えられる見通しを得られた。

論文

Fabrication of HIPped first wall panel for fusion experimental reactor and preliminary analyses for its thermo-mechanical test

佐藤 聡; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 倉沢 利昌; 戸上 郁英*; 秦野 歳久; 高津 英幸; 大崎 敏雄*

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.202 - 205, 1996/00

1m及び400mmスケールの、冷却配管内蔵第一壁構造体を、HIP接合により製作した。製作した第一壁構造体は、アルミナ分散強化銅とオーステナイト・ステンレス鋼から構成されている。その構造体は、今後熱負荷試験に用いられる。本論文では、試作及び熱負荷試験のための予備解析の結果を報告する。

論文

Mechanical properties of HIP bonded joints of austenitic stainless steel and Cu-alloy for fusion experimental reactor blanket

佐藤 聡; 高津 英幸; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 古谷 一幸; 戸上 郁秀*; 大崎 敏雄*; 黒田 敏公*

Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.B), p.940 - 944, 1996/00

 被引用回数:34 パーセンタイル:92.5(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合実験炉ブランケット第一壁は、拡散接合の一種であるHIP接合を用いて、DSCuとSUS316及びSUS316同士を接合することによって製作される。HIP接合により製作した試験片を用いた各種の機械強度試験(引張試験、衝撃試験、疲労試験、かたさ試験、クリープ試験)及び金相観察を行い、HIP接合面に関する機械特性データの取得を行った。その結果、本試験で用いたHIP条件(温度1050$$^{circ}$$C、圧力150MPa、保持時間2時間)により製作されたDSCu/SUS316及びSUS316/SUS316のHIP接合材料は、健全であることが判った。但し高温条件での試験においては、DSCu/SUS316のHIP接合材料の強度特性が若干低下しており、今後は更に強度データを蓄積することにより、DSCu/SUS316のHIP接合材料の健全性に関するより精度の高い評価を行う必要がある。

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