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論文

Heat load rest of Be/Cu joint for ITER first wall mock-ups

内田 宗範*; 石塚 悦男; 秦野 歳久; Barabash, V.*; 河村 弘

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1533 - 1536, 2002/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:23.39(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER第1壁の開発を目的として、Al,Ti,Cuから成る中間層及びCu中間層を用いて製作したベリリウム/銅合金接合体の熱負荷試験を実施し、試験体の健全性を調べた。除熱性能を確認した後に、接合部温度が約200$$^{circ}$$Cとなる熱負荷条件(5MW/m$$^{2}$$)で15秒加熱,15秒冷却で1000回の熱サイクル試験を実施した。Al/Ti/Cu中間層の試験体は、1000回まで良好な除熱性能を維持したが、Cu中間層を用いた試験体は除熱性能の低下が見られた。試験後、接合部の断面を調べた結果、接合体のコーナー部の接合界面において剥離が確認され、これが熱伝導の低下を招いたものと推定された。

論文

High heat load tests of neutron-irradiated divertor mockups

石塚 悦男; 内田 宗範*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.421 - 425, 2001/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.6(Nuclear Science & Technology)

炭素繊維強化炭素複合材とアルミナ分散強化銅からなるダイバータモックアップを中性子照射し、高熱負荷試験を実施した。試料の照射条件は、照射温度が約300$$^{circ}C$$、照射損傷量が0.3及び0.4dpaであった。高熱負荷試験は、熱流束を5MW/m$$^{2}$$、加熱及び冷却時間を10秒として実施した。この際、冷却水の流速及び圧力は、各々11m/s及び1.5MPaであった。試験の結果、0.3dpaまで照射した試料の表面温度は約800$$^{circ}C$$となり、未照射試料により約400$$^{circ}C$$高くなり、0.4dpaの試料では1100$$^{circ}C$$となることが明らかとなった。この原因は、中性子照射によって、炭素繊維強化炭素複合材の熱伝導率が低下したためと考えられる。さらに、同じ高熱負荷試験条件で1000回の熱サイクル試験を実施した結果、炭素繊維強化複合材とアルミナ分散強化銅の剥離はなく、冷却性能が低下しないことを確認した。

論文

Thermal cycle experiments of neutron-irradiated CFC/Cu mock-ups

佐藤 和義; 石塚 悦男; 内田 宗範*; 河村 弘; 江里 幸一郎; 谷口 正樹; 秋場 真人

Physica Scripta, T91, p.113 - 116, 2001/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.94(Physics, Multidisciplinary)

2種類のアーマ材からなるダイバータ模擬試験体を中性子照射して高熱負荷試験を実施し、アーマ材の影響を調べた。試験体は、1次元及び2次元の炭素繊維強化炭素複合(CFC)アーマ材とアルミナ分散強化銅製冷却構造体からなり、無酸素銅の中間層を介して銀ろうで接合した構造である。試験体の照射温度は280~320$$^{circ}C$$、照射損傷量0.3~0.5dpaである。本試験体をITER定常熱負荷条件を模擬した5MW/m$$^{2}$$で10s間の加熱を実施した結果、照射量0.43dpaの1次元材及び2次元CFC材の表面温度は、それぞれ650$$^{circ}C$$及び1200$$^{circ}C$$に達し、未照射材より高くなった。これ、CFC材の熱伝導率が中性子照射によって低下したためであるが、その低下する割合は1次元及び2次元とも同程度であった。また、1000回の熱サイクル試験を実施した結果、接合部の剥離等は認められなかった。

論文

Thermal shock test of neutron irradiated carbon fiber reinforced carbon composites with OHBIS

宇田 実*; 石塚 悦男; 佐藤 和義; 秋場 真人; 山村 千明*; 河村 弘

Phys. Scr., T81, p.98 - 100, 1999/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:26.13(Physics, Multidisciplinary)

核融合炉のプラズマ対向材の候補である炭素繊維強化炭素複合材(CFC材)は、これまで熱衝撃試験の中性子照射データが取得されていない。このため、JMTRホットラボ内に設置したインセル加熱試験装置(OHBIS)を用いて、中性子照射したCFC材の熱衝撃試験を行った。試験の熱衝撃エネルギーは、ディスラプション時に対向材へ吸収される量に相当する20MJ/m$$^{2}$$である。試験の結果、損耗重量は中性子照射量の増加とともにほぼ直線的に増加し、5.6$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$(照射温度283$$^{circ}$$C)で照射した2次元CFC材に500MW/m$$^{2}$$$$times$$40msの熱衝撃を与えた場合の損耗重量は、未照射材の約2倍になることが明らかとなった。本データは対向材の寿命や真空容器内のダスト生成量等を評価するための重要なデータとなる。

論文

Disruption and erosion on plasma facing materials with Oarai hot-cell electron beam irradiating system (OHBIS)

宇田 実*; 石塚 悦男; 佐藤 和義; 秋場 真人; 山村 千明*; 竹林 修市*; 河村 弘

Fusion Technology 1998, 1, p.161 - 164, 1998/00

核融合炉のプラズマ対向材の候補である炭素繊維強化炭素複合材(CFC材)は、これまで熱衝撃試験の中性子照射データが取得されていない。このため、JMTRホットラボ内に設置したインセル加熱試験装置(OHBIS)を用いて、中性子照射したCFC材の熱衝撃試験を行った。試験の熱衝撃エネルギーは、ディスラプション時に対向材へ吸収される量に相当する20MJ/m$$^{2}$$である。試験の結果、損耗重量は中性子照射量の増加とともにほぼ直線的に増加し、5.6$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$(照射温度283$$^{circ}$$C)で照射した2次元CFC材に500MW/m$$^{2}$$$$times$$40msの熱衝撃を与えた場合の損耗重量は、未照射材の約2倍になること、及び損耗深さは中性子照射量の増加とともに微増することが明らかとなった。これは中性子照射による熱伝導率の低下が試料の加熱部分を拡大させたことにより、損耗重量及び深さが増加したと考えられる。

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