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論文

Thermo-structural analysis and design consideration of the replaceable backwall in IFMIF liquid lithium target

中村 博雄; 井田 瑞穂; 千田 輝夫; 芝 清之; 清水 克介*; 杉本 昌義

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1543 - 1548, 2007/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.73(Materials Science, Multidisciplinary)

IFMIFは核融合炉の候補材料の照射のための加速器型強力中性子源である。中性子は、液体リチウム中で発生し、背面壁を通して放出される。背面壁は、ステンレス鋼316又は低放射化フェライト鋼F82Hであり、YAGレーザーによりリップシールを用いて、ターゲットアセンブリに取付けられる。背面壁は、中性子損傷率が年間あたり50dpa、核発熱が1立方cmあたり最大25Wという、厳しい条件下で使用され、熱構造設計が重要課題の一つである。熱応力は、ABAQUSコードで評価した。許容応力値は、300$$^{circ}$$Cの耐力値を用いた。ステンレス鋼の場合、最大熱応力は、許容値の164MPaを超えていたが、F82Hの場合は、許容値の455MPa以下であった。この結果から、背面壁材としてF82Hが推奨される。

論文

Development of fusion nuclear technologies at Japan Atomic Energy Research Institute

関 昌弘; 山西 敏彦; 洲 亘; 西 正孝; 秦野 歳久; 秋場 真人; 竹内 浩; 中村 和幸; 杉本 昌義; 芝 清之; et al.

Fusion Science and Technology, 42(1), p.50 - 61, 2002/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:34.58(Nuclear Science & Technology)

原研における核融合炉工学の長期的開発の進展状況を発表する。トリチウム取扱・処理システムにおいては、ITER及び原型炉に必要なシステムの構成要素機器の基盤技術開発が進み、統合システムの1ヶ月にわたる連続運転に成功した。DT炉内で使用された機器の表面からトリチウムを効果的に除去する方法として、波長193nmの紫外線レーザを用いる技術が開発された。ブランケットについてはITER用テスト・ブランケット・モジュール及び原型炉用先進的ブランケットの開発が進んだ。本ブランケットではトリチウム増倍材としてLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$,構造材料として低放射化鋼F82Hを用いている。F82H鋼については、50dpaの中性子照射と摂氏200度から500度の範囲における機械的強度が明らかとなった。さらに原型炉を目指した候補材料に100から200dpaでの中性子照射試験を行うため国際核融合材料照射施設(IFMIF)の研究開発が国際協力により進められた。

論文

A Comparative study on the pressure drop of air-water and steam-water folws

山崎 彌三郎; Shiba, Masayoshi*

Intern.Symp.On Research in Concurrent Gas-liquid Flow, p.D3.1 - D3.32, 1968/00

抄録なし

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