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論文

Routing study of above core structure with mock-up experiment for ASTRID

高野 和也; 阪本 善彦; 諸星 恭一*; 岡崎 仁*; 儀間 大充*; 寺前 卓真*; 碇本 岩男*; Botte, F.*; Dirat, J.-F.*; Dechelette, F.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

仏実証炉ASTRIDにおいては、炉心の状態監視のため集合体出口温度や破損燃料検出のための計測設備が設置される。これらの計測用配管は炉心燃料集合体上部に設置され、炉上部機構(Above Core Structure: ACS)にて集約される。本検討では、ASTRID (1500MWth)におけるACSを対象に熱電対用配管と破損燃料検出用配管のレイアウトを3Dモデリングで検討するとともに、得られたレイアウト及び製作手順について検証するためにモックアップ試験を実施した。また、モックアップ試験を通じて製作性の観点から抽出された課題に対し、対応策を検討した。本検討は、ACSについて製作側から設計側へのフィードバックを提示するものであり、今後のACSの設計と製作性に係る知見拡大に貢献する。

論文

Irradiation induced reactivity in Monju zero power operation

高野 和也; 丸山 修平; 羽様 平; 宇佐美 晋

Proceedings of Reactor Physics Paving the Way Towards More Efficient Systems (PHYSOR 2018) (USB Flash Drive), p.1725 - 1735, 2018/04

2010年に実施した、もんじゅ炉心確認試験における炉心反応度の照射依存性について評価した。ゼロ出力で実施した炉心確認試験において、$$^{241}$$Puの崩壊に伴う反応度低下以外に、照射量増加に伴う正の反応度増加を確認した。照射依存の反応度増加は炉心確認試験開始から約1ヶ月($$sim$$10$$^{17}$$ fissions/cm$$^{3}$$)でほぼ飽和する。照射依存の反応度増加は、自己照射損傷に伴い蓄積した格子欠陥が炉心起動中の核分裂片照射により回復したことに起因すると仮定すると、運転前にMOX燃料に蓄積した自己照射損傷に伴う格子欠陥の約47%が回復したことに相当する。

論文

IAEA benchmark calculations on control rod withdrawal test performed during Phenix End-of-Life experiments; JAEA's calculation results

高野 和也; 毛利 哲也; 岸本 安史; 羽様 平

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 13 Pages, 2014/09

2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは原子力機構(JAEA)によるベンチマーク解析結果について述べるとともに、JAEA解析手法が出力分布偏差に対して十分な精度を有していることを示す。また、中性子線及び$$gamma$$線輸送効果を考慮した発熱計算により、径方向ブランケット燃料領域における出力分布解析精度が向上することを示す。

論文

IAEA benchmark calculations on control rod withdrawal test performed during Phenix End-of-Life experiments; Benchmark results and comparisons

Pascal, V.*; Prulhi$`e$re, G.*; Vanier, M.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Chenu, A.*; et al.

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 16 Pages, 2014/09

2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN,原子力機構, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは、「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果を基に、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。

論文

Benchmark analyses on the control rod withdrawal tests performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments

Monti, S.*; Toti, A.*; Stanculescu, A.*; Pascal, V.*; Fontaine, B.*; Herrenschmidt, A.*; Prulhiere, G.*; Vanier, M.*; Varaine, F.*; Vasile, A.*; et al.

IAEA-TECDOC-1742, 247 Pages, 2014/06

Before the definitive shutdown in 2009, PH$'E$NIX end-of-life tests were conducted to gather additional experience on the operation of sodium cooled reactors. Thanks to the CEA, the IAEA decided in 2007 to launch the CRP entitled Control Rod Withdrawal Test performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments. The objective of this publication is to document the results and main achievements of the benchmark analyses on the control rod withdrawal test performed within the framework. For the total control rod worth, two groups of results were observed. The difference between the groups can be explained on the basis of the control rod model treatment on self-shielded cross-sections of absorbing media with deterministic codes. Heat transfers and sodium mixing phenomena strengthened by sodium turbulent flows in the hot plenum disturb power balances and degrade the comparisons. It leads the systematic overestimation in power deviation calculations for all the participants.

論文

Benchmark calculations on control rod withdrawal tests performed during Phenix End-of-Life experiments

Pascal, V.*; Prulhi$`e$re, G.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Semenov, M.*; Taiwo, T.*; et al.

Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/04

2009年に仏Phenix炉のEnd-of-Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を把握することを目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し、本CRPを進めている。ここでは「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果をもとに、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。

論文

ITER magnet systems; From qualification to full scale construction

中嶋 秀夫; 辺見 努; 井口 将秀; 名原 啓博; 松井 邦浩; 千田 豊; 梶谷 秀樹; 高野 克敏; 礒野 高明; 小泉 徳潔; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

ITER機構及び6国内機関(中国,欧州,日本,韓国,ロシア,米国)は、協力してITERマグネット・システムを製作している。日本,ロシア,中国,韓国は既に実機の超伝導導体の製作を実施している。TFコイル用のラジアルプレートの製作では、欧州及び日本で品質検証が終了し、実機施策の準備が整った。日本は1/3サイズの試作ダミー巻線を実機大ダミー巻線試作の前に実施し、製作方法を検証した。欧州では、実機製作に必要な治具類の準備とその性能検証が進行中である。また、日本は、2個の実機大TF構造物を試作し、製作方法の最適化と工業化を実施した。コレクション・コイルの製作進捗はTFコイル同様に順調であり、巻線治具等の準備はほとんど終了し、品質検証が開始された。その他のマグネットにおいても、2020年の初期プラズマ点火達成に向けて、順調に製作が進んでいる。

論文

Control rod worth evaluation for the Monju restart core

高野 和也; 福島 昌宏; 羽様 平; 鈴木 隆之

Nuclear Technology, 179(2), p.266 - 285, 2012/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.35(Nuclear Science & Technology)

高速増殖原型炉もんじゅ再起動炉心において2010年5月に実施した制御棒価値測定について、最確値評価とその誤差を最も詳細なレベルで実施した。また、1994年9月に実施した制御棒価値測定に対しても、同レベルの詳細度にて再評価した。同炉心における制御棒間及び前回炉心と再起動炉心間における誤差の相関についても定量的に評価した。評価した最確値及び誤差に基づき、JENDL-3.3及びJENDL-4.0を用いて解析精度を確認した結果、径方向位置及び$$^{10}$$B装荷量によらず、いずれの制御棒に対しても2%以内の精度で解析できることがわかった。解析精度のさらなる改善のためには、遅発中性子割合の誤差を低減することが有効である。

論文

Adjustment of $$^{241}$$Am cross section with Monju reactor physics data

羽様 平; 高野 和也; 北野 彰洋

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.1527 - 1535, 2011/05

2010年5月にもんじゅは14年ぶりに性能試験を再開した。中断期間の$$^{241}$$Puの崩壊により炉心平均で1.5wt%の$$^{241}$$Amが蓄積している。再開した性能試験で得られた炉物理試験データを炉定数の調整に使用し、その効果を評価した。核データにはJENDL-3.3とJENDL-4.0の2種類を使用した。検討の結果、中断前後の2個の臨界性データを炉定数調整に適用すれば、$$^{241}$$Amの捕獲断面積を効果的に調整でき、JENDL-3.0ベースの調整結果は、JENDL-4.0ベースの調整前及び調整後の断面積と同様の結果となることを確認した。

論文

Procurement of Nb$$_3$$Sn superconducting conductors in ITER

名原 啓博; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 宇野 康弘*; 関 秀一*; et al.

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.270 - 275, 2010/08

Superconducting strands are applied to Toroidal Field (TF) coil, Poroidal Field (PF) coil and Centre Solenoid (CS) in ITER. Japanese share of TF conductor is 25% and that of CS is 100%. The TF conductor contains 900 Nb$$_3$$Sn superconducting strands. As described in the length of strand, the length of Japanese share is 23000 km. In order to generate the magnetic field of which maximum value is 11.8 T, 68 kA of current is sent through the conductor under the rated operation. Although the critical current must be high, the high critical current tends to make the hysteresis loss rise at the same time. The strands which satisfy these performances compatibly had been developed. In advance of the other parties, the production of TF strands started in 2008. To date, 3400 km long strands have been fabricated. Some of them are going to be cabled soon. The jacketing facility of TF conductor is being newly built. The procurement of strands for TF coil is underway.

論文

Qualification of cryogenic structural materials for the ITER toroidal field coils

中嶋 秀夫; 高野 克敏; 堤 史明; 河野 勝己; 濱田 一弥; 奥野 清

Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07

原子力機構は、ITER・TFコイル構造物で使用される構造材料の特性検証を進めている。これまで、新しい材料であるJJ1鋼の400mm厚の鍛鋼品,316LN鋼の410mm厚の鍛鋼品、及び200mm厚の熱間圧延板等を試作し、厚さ方向,幅方向、及び長さ方向の液体ヘリウム温度(4K)での強度分布を測定した。この結果、試作品は均一な強度を有していることを確認するとともに、試作品がITERの要求を満足することを検証した。また、これらの試作品を用いて、原子力機構が開発した炭素及び窒素の含有量と室温強度をパラメータとする室温から4Kまでの強度予測式の検証を行い、その適用性を実証した。この結果、ITER実機で使用される構造材料の品質管理は室温試験のみで実施できる見通しを得た。さらに、これらのデータは、日本機械学会の超伝導マグネット構造規格の材料規格の策定ベースとして活用された。

論文

Installation and test programme of the ITER poloidal field conductor insert (PFCI) in the ITER test facility at JAEA Naka

布谷 嘉彦; 高橋 良和; 濱田 一弥; 礒野 高明; 松井 邦浩; 押切 雅幸; 名原 啓博; 辺見 努; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 19(3), p.1492 - 1495, 2009/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.53(Engineering, Electrical & Electronic)

ITERポロイダル磁場コイル用導体インサート(PFCI)は、PFコイルの運転条件において、導体の性能を確認するために製作された。PFCIはITER CSモデルコイルの中に取り付けられ、外部磁場の中で試験される。PFCIはフルサイズの導体を約50m用いて、1層のソレノイド状に巻いたものである。その直径と高さは、それぞれ約1.5mと1mである。導体の定格運転電流値は、磁場6T及び温度5Kにおいて、45kAである。主要な試験項目は分流開始温度(Tcs),臨界電流値(Ic)及び交流損失の測定である。据付作業の重要なポイント,試験計画と方法、及び予備的な試験結果を報告する。

論文

Monju core physics test analysis with JAEA's calculation system

高野 和也; 杉野 和輝; 毛利 哲也; 岸本 安史*; 宇佐美 晋

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

本検討では、JENDL-3.3とJAEAの標準解析手法の妥当性を検証することを目的とし、複数の核データライブラリ(JENDL-3.2, JENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VII)と、JAEAの標準解析手法に基づき、「もんじゅ」の炉物理試験解析(臨界性,制御棒価値,等温温度係数,出力係数)を実施した。また、感度解析を実施し、核データライブラリの違いによる影響を詳細に分析した。その結果、いずれの核特性においても、JENDL-3.3による解析結果は実験値と良い一致を示し、その他の核データライブラリと同等以上の精度を有していることが確認された。これより、JENDL-3.3とJAEAの標準解析手法の妥当性を確認することができた。感度解析の結果からは、「もんじゅ」は実機炉心の特性を活かして、高次Puの断面積や自己しゃへい効果の温度依存性の検証に非常に有効であることがわかった。

論文

ITER中心ソレノイド導体用のコンジットの開発

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清; 藤綱 宣之*; 手島 修*

低温工学, 43(6), p.244 - 251, 2008/06

ITER中心ソレノイド(CS)用超伝導導体に使用するコンジット材は、低熱収縮率特性,高強度及び高靱性が要求され、650$$^{circ}$$C$$times$$240時間のNb$$_{3}$$Sn超伝導生成熱処理(時効処理)に耐える必要がある。原子力機構が開発した高マンガン(Mn)鋼JK2は、上述の特性を満たす候補材料と考えられるが、高温での加工特性及び時効処理後の靭性の劣化を改善する必要があった。このため、これらの特性を改善した低炭素・ボロン添加型JK2(JK2LB)を開発した。JK2LB鋼をコンジットに使用するためには、冷間加工及び時効処理が機械強度に及ぼす影響を把握して、化学成分範囲や製造方法に反映する必要がある。本研究では、まず化学成分を変えたJK2LBサンプルに冷間加工を加え、機械特性の変化を測定し、コンジットに適した化学成分範囲を決定した。次に、JK2LB鋳造インゴットの内部品質を調査し、これを反映して素材の溶製工程の合理化を図った。さらに、最適な結晶粒径を得るための溶体化熱処理温度を調査した。以上の研究によって、冷間加工や時効処理が加えても、ITERの要求特性(耐力900MPa以上,破壊じん性(K$$_{IC}$$(J)130MPa$$sqrt{m}$$以上)を満たすコンジットの製作に成功した。

論文

Development of jacketing technologies for ITER CS and TF conductor

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 松井 邦浩; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清; 手島 修*; 副島 幸二*

AIP Conference Proceedings 986, p.76 - 83, 2008/03

原子力機構は、ITERの調達準備活動の一環として、トロイダル磁場(TF)コイルと中心ソレノイド(CS)用導体の製作技術の確立に向けた技術開発を行っている。導体は、金属製保護管(ジャケット,TF:14m, CS:7m)を溶接により接続し、TFでは760m、CSでは880mに直線状に長尺化した後、超伝導ケーブルを引き込み、径方向に圧縮成型(コンパクション)して一体化して製作される。これまでの主要な成果として、(1)実機と同じ材料である低炭素型SUS316LNと、ホウ素添加し低炭素化した高マンガン鋼(JK2LB)を用いて、TF及びCS導体ジャケットを製作し、ITERの要求強度及び寸法特性を満足することを確認した。(2)TF及びCS導体ジャケットの突合せ溶接を行い、接合部内面状態が導体に適した形状で制御できる溶接条件を特定した。(3)コンパクション装置を製作し、TF及びCSジャケットをコンパクションし、コンパクション後の断面寸法がITERの仕様通りになることを確認した。以上の結果を総合して、ITER導体の製作に必要な技術が開発された。

論文

Demonstration of full scale JJ1 and 316LN fabrication for ITER TF coil structure

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1481 - 1486, 2007/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:41.7(Nuclear Science & Technology)

国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル磁場(TF)コイル構造物は、コイル容器,コイル間支持構造物及びラジアル・プレートから構成される。これらの構造物は溶接構造物であり、極厚のJJ1及び強化型316LN鋼(ST316LN)が使用される。コイル構造物の応力の高い部分に使用される材料に対するITERの4Kでの機械的要求値は、0.2%耐力に関してはJJ1鋼が1000MPa以上、ST316LN鋼は850MPa以上、破壊靱性値については両者とも200MPam$$^{0.5}$$以上である。日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、これらの材料の製作性と機械的特性を確認するために、実機規模での材料製作を実施した。実機と同じ製造設備とプロセスを用いて、11tonの鍛造JJ1ブロック,26tonの鍛造316LN鋼,200mm及び140mm厚さのST316LN熱間圧延板(合計17ton)を試作し、これらの材料から機械試験片を切り出し、4Kでの試験を実施した。測定された破壊靱性値は200MPam$$^{0.5}$$以上、0.2%耐力の平均値は、JJ1, ST316LN鍛造材,ST316LN熱間圧延板についてそれぞれ、1,126MPa, 1,078MPa, 1,066MPaであった。以上の結果により、ITERの機械的要求値を満たす、JJ1及びST316LN鋼を実機規模で製作できることを確認し、ITER調達準備が大きく進展した。

論文

Technology development for the construction of the ITER superconducting magnet system

奥野 清; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 名原 啓博; et al.

Nuclear Fusion, 47(5), p.456 - 462, 2007/05

 被引用回数:7 パーセンタイル:67.72(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER超伝導マグネットの調達準備活動を通して得られた大型超伝導コイルの技術開発成果について述べる。ITER計画では原子力機構が主体となり、産業界の協力の下、各企業が有する優れた製作技術・生産能力を有効に活用し、調達準備活動を実施している。Nb$$_{3}$$Sn超伝導導体技術では、マグネットの設計変更によりNb$$_{3}$$Sn素線の臨界電流値に関する要求値が引き上げられたが、変更後の目標値をクリアーする素線の量産技術に見通しが得られた。また、局所的な曲げ歪みが素線の臨界電流値の低下を引き起こすことを実験的・解析的に明らかにし、その知見に基づいた導体設計手法の高度化が図られた。さらに、高さ14m,幅9m,1個の重量310tという大きなトロイダル磁場コイルを、所定の性能(68kA, 12T)が得られるように製作する技術の確立を目的とした技術活動を実施し、高精度巻線の検討,コイル容器用の高強度低温構造材を数十トンレベルで量産する技術の実証、及び機械加工・溶接の併用による大型コイル容器の製作技術の確立など、多くの成果が得られている。

論文

Optimization of JK2LB chemical composition for ITER central solenoid conduit material

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清; 鈴木 富男; 藤綱 宣之*

Cryogenics, 47(3), p.174 - 182, 2007/03

 被引用回数:26 パーセンタイル:26.13(Thermodynamics)

原子力機構が神戸製鋼所と共同で開発した低温構造材料JK2($$^{22}$$Mn-$$^{13}$$Cr-$$^{9}$$Ni-$$^{1}$$Mo-$$^{0.24}$$N)鋼は、強度及び熱収縮の点で、国際熱核融合実験炉(ITER)の中心ソレノイド(CS)導体用コンジット材候補として期待されている。しかしながらJK2は超伝導生成熱処理(時効処理)を前提としない構造材料として開発され、高炭素,高窒素化による高強度化が図られている。そのため、時効処理を施した場合、靱性が劣化すること,熱間圧延や鍛造工程において割れが生じるなどの製造性に課題があった。筆者らは、これらの問題を解決する一つのアイディアとして、ホウ素を添加すること及び炭素含有量を低下させることによる特性の改善を進めてきた。その結果、低炭素・ホウ素添加JK2(JK2LB)を開発した。今回、ITERの機械的特性仕様を満たす化学成分の範囲を特定するために、化学成分を変化させたJK2LBサンプルを製作し、4Kでの機械特性を調査した。その結果、JK2LBの最適化学成分として、ホウ素:10-40ppm,炭素:0.03%以下,窒素:0.17-0.23%を見いだした。また、実機応用への足がかりとして、JK2LBが疲労亀裂進展特性の面からもCSへの適用が可能であることを示した。

論文

Technology development for the construction of ITER superconducting magnet system

奥野 清; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 喜多村 和憲; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

ITER超伝導マグネット・システムの建設では、日本が7極中、最大の調達分担を行うことが決まった。特にトロイダル磁場(TF)コイルでは、サイト極であるEUを凌いで、相当部分の調達を分担することになった。これら超伝導マグネットの調達をITER計画のスケジュールに従って実施するため、原子力機構が主体となり、産業界の協力の下、各企業が有する優れた製作技術・生産能力を有効に活用し、調達準備活動を実施している。Nb$$_{3}$$Sn超伝導導体技術では、マグネットの設計変更によりNb$$_{3}$$Sn素線の臨界電流値に関する要求値が引き上げられたが、変更後の目標値をクリアーする素線の量産技術に見通しが得られた。さらに、高さ14m,幅9m,1個の重量310tという大きなTFコイルを、所定の性能(68kA, 12T)が得られるように製作する技術開発を実施し、コイル容器用の高強度低温構造材を数十トンレベルで量産する技術の実証、及び機械加工・溶接の併用による大型コイル容器の製作技術の確立など、多くの成果が得られている。

論文

Demonstration of JK2LB jacket fabrication for ITER central solenoid

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏*; 堤 史明*; 関 秀一*; 奥野 清; 藤綱 宣之*; 溝口 満*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.787 - 790, 2006/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:58.78(Engineering, Electrical & Electronic)

原研では、国際熱核融合実験炉(ITER)の活動の一環として、中心ソレノイド(CS)のジャケットの試作作業を進めている。ITER CSの導体は、外形51.4mm角,内径35.1mmの穴を持つ矩形ジャケットを使用する。ジャケットは、4Kで耐力1000MPa以上,破壊靭性値KIC(J)130MPa$$sqrt{m}$$以上が要求される。ジャケット材料には、原研が開発したJK2LB鋼(0.03C-22Mn-13Cr-9Ni-1Mo-0.2N-B)を使用する。素材の製作として、3ton溶解炉及びElectroslag Remelting(ESR)工程を経て、直径170mmのJK2LB鍛造ビレットを1.6ton製作し、良好な熱間加工特性及び量産が可能であることを確認した。ジャケットは外形及び内径精度が+/-0.2mm、穴の偏芯率10%以下、ジャケット単長は最低5mを達成する必要がある。試作した鍛造ビレットから、熱間押し出し及び冷間引抜によりジャケットを試作し、寸法精度を確認した。その結果、外形及び内径の変動は0.2mm以下、偏芯率は5%以下、ジャケットの単長は7mであることを確認した。以上の結果より、ITER CSジャケットの製作に必要な技術を確立できた。

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