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論文

完全オーステナイト系ステンレス鋼のレーザ溶接技術開発

高野 克敏; 小泉 徳潔; 芹澤 久*; 坪田 秀峰*; 牧野 吉延*

溶接学会論文集(インターネット), 33(2), p.126 - 132, 2015/06

TFコイル巻線部で使用するラジアル・プレート(RP)は、高さ13m, 幅9m, 厚さ10cmのステンレス鋼製の大型構造物であるにも拘らず、高精度な製作公差が要求されている。また、TFコイルの製作では、ITER計画における製作工程を満足するために、3週間毎に1枚のRPを製作する必要があり、RPの製作は、効率的手法を採用する必要がある。そこで、RPの製作では、組立時の溶接変形を十分に小さく抑える必要があること、及び溶接時間の短縮を図る必要があることから、レーザ溶接を採用することとした。ただし、RPに使用する材料は、機械特性の要求から、高窒素を含有した完全オーステナイト・ステンレス鋼を用いるため、溶接による割れ感受性が高く、欠陥の無い健全な溶接品質を確保するためには、高度なレーザ溶接技術の開発が必要となる。そこで、著者らは、RPへのレーザ溶接の適用を目指し、完全オーステナイト・ステンレス鋼におけるレーザ溶接の試作試験を実施した。その結果、溶接ヘッドの傾斜角を最適化することにより、溶接割れに対し有効であることが分かった。また、RPに使用する材料の化学成分を最適化することにより、溶接割れの感受性を低減できた。これらの結果により、RPへのレーザ溶接の適用性を実証し、高効率な製作方法を確立することができた。

論文

Engineering validation and engineering design of lithium target facility in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 伊藤 譲; 新妻 重人; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 66(1), p.46 - 56, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:59.06(Nuclear Science & Technology)

EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) has been designed and constructed, has operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate and has succeeded in generating a 100-mm-wide and 25-mm-thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high speed of 20 m/s at 300$$^{circ}$$C for the first time in the world. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high density, one of the key objectives of the fusion reactor materials development under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering validation and engineering design of the lithium facility has been evaluated.

論文

IFMIF; Overview of the validation activities

Knaster, J.*; Arbeiter, F.*; Cara, P.*; Favuzza, P.*; 古川 智弘; Groeschel, F.*; Heidinger, R.*; Ibarra, A.*; 松本 宏*; Mosnier, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 53(11), p.116001_1 - 116001_18, 2013/11

AA2013-0294.pdf:2.55MB

 被引用回数:58 パーセンタイル:2.9(Physics, Fluids & Plasmas)

日欧協力による幅広いアプローチ活動の下、IFMIF/EVEDA事業は、次の段階のIFMIF建設を目途としている。主要施設である(1)加速器、(2)標的、(3)試験設備の実証活動では、フルスケールのプロトタイプ、もしくは、直接、IFMIFへ外挿可能なスケールダウンモデルを製作している。1.125MW(125mA, 9MeV)の重陽子ライナックの据付が2013年3月に日本の六ヶ所で始まる。日本の大洗で稼動中の世界最大の液体リチウム試験ループは、今後、意欲的な実験が計画されている。フルスケールの高中性子束試験モジュールには日欧の協力で開発された小型試験片が約千個詰め込まれ、ヘリウムガスループとともにドイツで製作された。フルスケールのクリープ試験用中間中性子束試験モジュールがスイスで製作された。

論文

IFMIF/EVEDAリチウムターゲットシステムの開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; 深田 智*; 八木 重郎*; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.691 - 705, 2012/12

核融合エネルギーの早期実現を目指す幅広いアプローチ活動のもと、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)を2007年より実施している。この活動の中で実機のリチウムターゲットを実証する目的で世界最大流量率(3000リットル/分)を有し、幅100mmで厚さ25mmの形状で最速20メートル/秒までの範囲で安定したリチウム流を実証試験を行うために液体リチウム流動試験装置を原子力機構大洗研究開発センターに建設し、その実証試験を開始したところである。本試験装置の各種機器の機能性試験及びそれに続く、ターゲット部でリチウム自由表面を持つ15m/sの流動試験までに関する第一段階確証試験を成功させた所である。また、これ関係する工学実証試験及び工学設計の活動状況を示すとともに、その成果内容について併せて解説したものである。

論文

Packing experiment of breeder pebbles into water cooled solid breeder test blanket module for ITER

廣瀬 貴規; 関 洋治; 谷川 尚; 谷川 博康; 鶴 大悟; 榎枝 幹男; 芹沢 久*; 山岡 弘人*

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1426 - 1429, 2010/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.74(Nuclear Science & Technology)

固体増殖水冷却方式のITERテストブランケットモジュール開発の一環として、低放射化フェライト鋼を用いた実規模トリチウム増殖層を試作した。トリチウム増殖層は、中性子効率の観点から、薄肉の部材で製作することが必要であり、1.5$$times$$4$$times$$990mm$$^{3}$$の薄板と$$Phi$$11$$times$$1$$times$$990mm$$^{3}$$の円管をファイバーレーザ溶接法により接合し、74$$times$$112$$times$$990mm$$^{3}$$のトリチウム増殖層を試作した。この方法により、強度低下が問題となる溶接熱影響部を最小化し、構造材料が冷却水に接する部分への溶接熱影響を排除することに成功した。さらに試作した増殖層へLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ペブルを充填し、X線CT検査によりその充填率が増殖層に渡ってほぼ均質であることを確認した。

論文

Technical issues of reduced activation ferritic/martensitic steels for fabrication of ITER test blanket modules

谷川 博康; 廣瀬 貴規; 芝 清之; 笠田 竜太*; 若井 栄一; 芹澤 久*; 川人 洋介*; 實川 資朗; 木村 晃彦*; 幸野 豊*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1471 - 1476, 2008/12

 被引用回数:73 パーセンタイル:1.59(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト鋼は、核融合ブランケットシステムに用いられる構造材料の第一候補材として知られている。日本で開発が進められている低放射化フェライト鋼F82Hは、高温強度と溶接性を重視して成分調整が計られた鋼である。そのデータベースは、存在する低放射化フェライト鋼のうちで最も充実している。本論文は、F82Hの開発状況をレビューし、近年の日本における研究開発から示されたITER-TBM製作に向けた技術的課題を整理し示すことを目的とする。

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。

口頭

ITER-TBM増殖機能部の研究開発の成果,1; 固体増殖ITER-TBM用トリチウム増殖材充填層の製作性実証試験

廣瀬 貴規; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 川人 洋介*; 芹澤 久*; 片山 聖二*

no journal, , 

ITER-テストブランケットモジュール(TBM)試験では、我が国は水冷却固体増殖方式を主案とし、構造体の開発を進めている。増殖機能部はTBMの内部にあって、増殖したトリチウムを周囲から隔離し、かつ増殖材・増倍材の核発熱を冷却する機能を有する部分である。本研究では、増殖機能部の製作性を検討するために、実機大の低放射化フェライト鋼製トリチウム増殖機能部を試作し、性能検査を実施した。今回、構造材の接合に高出力ファイバーレーザを採用したことで、溶接による構造材の強度低下を抑制することに成功した。この結果、優れた気密性を保持し、かつ冷却水流路は18MPaの耐圧性能を有する構造体の製作に成功した。

口頭

原型炉ブランケット筐体製作工程における電子ビーム溶接条件の検討

廣瀬 貴規; 白井 悠真*; 荻原 寛之*; 森 裕章*; 芹澤 久*; 才田 一幸*; 西本 和俊*; 谷川 博康

no journal, , 

増殖ブランケットには複数の概念が提案されているが、構造材に低放射化フェライト鋼を採用し、流路を内蔵するコの字型第一壁,側壁及び後壁を溶接した箱型の構造は、ITER計画参加全極に共通の構造である。「幅広いアプローチ」活動における原型炉研究開発においては、溶接割れを生じない電子ビーム溶接条件を確立するとともに、実施工を想定した製作工程の実証試験を実施している。溶接条件は市販の耐熱鋼の実績を元に微調整を行った結果、1パスで厚さ90mmまでのF82Hを貫通する溶接条件を得た。溶接金属は理想的なワインカップ形状を呈し、溶接割れは認められなかった。また、実規模ブランケットの第一壁及び側壁を模擬した鋼材により、実規模のモックアップの溶接を実施し、筐体構造の製作工程の妥当性を確認した。溶接部の強度について、熱影響部における軟化は抑制されたが、溶接金属の硬さ及び延性脆性遷移温度は、720$$^{circ}$$Cにおける熱処理後も母材と比較して、それぞれ60Hv, 50$$^{circ}$$C以上も高く、今後は構造物内の熱処理温度不均質も考慮したうえで、溶接金属の脆化を抑制する溶接後熱処理条件の改良が必要である。

口頭

Characterization of NITE-SiC/SiC composites by acoustic emission

野澤 貴史; 芹澤 久*; 香山 晃*; 谷川 博康

no journal, , 

数ある評価法の中でもアコースティックエミッション法は試験中に材料中に発生するき裂挙動のモニタリングに有効な手法の一つであり、近年ではさまざまな複合材料に適用されている。本研究の目的は、本手法を最新のセラミックス基複合材料、すなわちナノインフィルトレーション法で作製されたSiC/SiC複合材料に適用し、損傷蓄積過程と波形との関係を明らかにすることである。一方向強化と平織り2次元強化の二通りの織物構造を対象に、引張試験により評価を行った。特に、本グレードの複合材料の損傷蓄積過程の時間応答の評価と主要な破損メカニズムの分類を行うため、ウェーブレット解析を適用した。

口頭

F82H-316L間及び316L-316L間の溶接部におけるシャルピー衝撃特性

中庭 浩一; 伊藤 譲; 古谷 一幸*; 芹澤 久*; 川人 洋介*; 若井 栄一

no journal, , 

IFIMFでは高速中性子の発生場所となるリチウムターゲットを保持するターゲットアセンブリ(TA)の背面壁材料は、中性子照射により激しい損傷を受けるため、TAは定期的に交換する必要がある。TAの交換時、遠隔操作による溶接でTAをリチウムループの経路に接続する必要があり、遠隔操作性の観点からリップシール溶接手法の技術的評価及び異種材料の溶接特性を含めた工学実証試験と工学設計評価を行い、健全かつ良好な溶接特性を持つような、TA交換のため溶接技術方法を評価した。

口頭

Progress and scheme of IFMIF/EVEDA project; Lithium target facility

若井 栄一; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 新妻 重人*; 藤城 興司; 伊藤 譲; 中庭 浩一; 杉本 昌義; et al.

no journal, , 

Present status and recent activity of lithium target facility development in IFMIF/EVEDA project has been presented and evaluated. In this project, EVEDA Lithium test loop (ELTL) has been designed, constructed in Oarai-JAEA and also operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate, and succeeded in generating a 100 mm wide and 25 mm thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high-speed of 20 m/s at 300$$^{circ}$$C for the first time in the world under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering design of lithium facility has been also evaluated. The other validation and engineering design activities of lithium target facility such as diagnostics, purification system and lithium safety has been also evaluated.

口頭

IFMIF/EVEDA事業のリチウムターゲット施設の開発状況

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 中庭 浩一; 伊藤 譲; 田中 浩; 辻 義之*; 伊藤 高啓*; et al.

no journal, , 

IFMIF/EVEDA事業ではリチウムターゲット施設開発のため、実機の約1/3の流量(最大3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを原子力機構大洗研究開発センターに建設し、各種機器の機能性試験及び総合性能試験を実施している。平成26年2月に250$$^{circ}$$Cにて高真空下で(15m/s)高速自由表面を持つ高速Li流動試験に成功した。また、欧州キャビテーション計測を協力・実施した。本リチウムターゲット系研究開発の活動は大学連携協力試験下で、計測系、純化系、遠隔操作系の各種実証試験・評価を実施している。各テーマでは、まだ残された課題がいくつもあるが、IFMIF建設判断に必要な、より明確な工学実証評価を平成26年度に完了させる予定である。

口頭

強力中性子源用リチウムターゲット系と試験設備系施設の研究開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 菊地 孝行; 伊藤 譲*; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; et al.

no journal, , 

核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設、照射後試験施設などから構成する。本研究発表ではLiターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、国内の協力体制の下、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。本成果はIFMIFなどの核融合用強力中性子源施設の実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。

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