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論文

Effect of Ti content on compatibility between Be-Ti and SS316LN

土谷 邦彦; 河村 弘; 石田 卓也

Nuclear Technology, 159(3), p.228 - 232, 2007/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.92(Nuclear Science & Technology)

Be-TiやBe-Vのようなベリリウム系合金は、高温で高い化学的安定性を有しており、核融合原型炉の中性子増倍材料として期待されている。そこで、Be-Ti合金とSUS316LNとの両立性試験を行い、反応素過程を検討するとともに、$$alpha$$Be量に対する両立性への影響を調べた。Be-Ti合金としては、Be$$_{12}$$Ti相と$$alpha$$Be相が共存するBe-3at%Ti、Be-5at%Ti及びBe-7at%Ti、Be$$_{12}$$Ti相であるBe-8.5at%Tiを用いた。$$alpha$$Beの占有面積は、それぞれ55%,35%,15%、及び0%であった。SEM観察による反応層厚さ測定の結果、加熱温度が600$$^{circ}$$Cのとき、反応相厚さは$$alpha$$Be占有面積にかかわらず、ほぼ同じであった。一方、加熱温度が800$$^{circ}$$Cのとき、$$alpha$$Be占有面積が35%以上で占有面積の増加に伴い、反応層厚さも増加することが明らかになった。以上より、$$alpha$$Be占有面積とブランケット使用温度における両立性の関係を把握することが可能となった。

論文

Status of beryllium R&D in Japan

河村 弘; 土谷 邦彦; 三島 良直*; 吉田 直亮*; 宗像 健三*; 石田 清仁*; 波多野 雄治*; 柴山 環樹*; 佐藤 芳幸*; 内田 宗範*; et al.

INL/EXT-06-01222, p.1 - 7, 2006/02

高い発電効率を目指した原型炉用高温発電ブランケットに必要な「高温・高照射量に耐えうる先進的機能材料であるベリリウム金属間化合物開発」を全日本規模の産学官連携で実施し、平成16$$sim$$17年度に得られた新しい結果と今後の開発についてまとめた。その結果、Be$$_{12}$$Tiは既存のベリリウム金属と比較して、構造材料等との両立性が良いこと、スエリングが小さいこと、トリチウムインベントリが小さいことなどの優れた特性を有することを国内での産学官連携により明らかにした。

口頭

Contact strength evaluation of irradiated beryllium pebbles

土谷 邦彦; 石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*

no journal, , 

核融合炉ブランケットには、中性子を有効に利用し、トリチウム増殖比を向上させるために中性子増倍材料であるベリリウムが微小球形状(直径0.3$$sim$$2mm)として充填される。この微小球の各種特性(物理・化学的特性,熱的特性,機械的特性,照射特性等)を把握することは、ブランケットを設計するうえで必要不可欠である。このため、ヘルツの公式を用いて、照射済Be微小球の接触応力を求め、微小球の圧潰特性を評価した。1軸の圧潰試験で得られた照射済Be微小球の圧潰荷重に対し、ヘルツの公式を適用して接触応力を求めた結果、本照射条件の範囲では、照射済Be微小球の破壊時の接触応力は約2000N/mm$$^{2}$$と未照射Be微小球の接触応力と同程度であった。テストブランケットモジュールに充填したBe微小球の最大荷重は約20MPa(面荷重)であることから、本微小球の使用が可能であることが示唆された。

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