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論文

High heat flux experiments on a saddle shaped divertor mock-up

鈴木 哲; 荒木 政則; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人

Fusion Energy 1996, 3, p.565 - 570, 1997/00

ITERダイバータ板用に開発されたサドル型ダイバータ板模擬試験体の電子ビーム加熱実験について報告する。本試験体は、サドル型構造として初めて並列流路を採用したもので、より実機ダイバータ板に近い構造を有している。実験ではITERダイバータ板の熱負荷条件(定常時:5MW/m$$^{2}$$、非定常時:15MW/m$$^{2}$$、10秒)を模擬した熱負荷をくり返し与え、熱サイクルに対する試験体の除熱性能の変化を観察した。その結果、定常時を模擬した熱負荷条件において、本試験体はITERダイバータ板の寿命(1,000サイクル)を上回る10,000サイクルの加熱に耐えることを確認した。さらに、非定常時を模擬した条件においても、1,000サイクルの加熱に対し、本試験体は除熱性能の劣化もなく、健全性を維持することができた。

論文

Thermal cycling experiments on a 1 meter long divertor mock-up with a rigid support structure

鈴木 哲; 佐藤 和義; 荒木 政則; 中村 和幸; 大楽 正幸; 横山 堅二; 秋場 真人

Fusion Technology, 30(3(PT.2A)), p.793 - 797, 1996/12

ITER等の次期核融合実験炉におけるダイバータ板はプラズマからの高熱負荷によって変形を生じる。隣り合うダイバータ板との段差が生じることを避けるために、ダイバータ板支持構造の開発が急務となっている。本報では、冷却基板自体を剛な支持構造とするダイバータ模擬試験体を開発し、その熱疲労特性を評価するために実施した熱サイクル実験について報告する。実験は熱負荷25MW/m$$^{2}$$、加熱時間15秒の条件下にて実施した。その結果、約1250サイクルを負荷した時点で、加熱側冷却管(純銅製)に貫通き裂が発生した。実験後のSEM観察の結果、き裂はくり返し熱応力による疲労き裂であることが確認された。さらに、実験を模擬した3次元弾塑性熱応力解析の結果、冷却管には局部的に極めて高い歪みが発生することが判明したため、より疲労強度の高い冷却管構造材料の開発が必要であることが明らかとなった。

論文

Manufacturing and testing of a Be/OFHC-Cu divertor module

荒木 政則; D.L.Youchison*; 秋場 真人; R.D.Watson*; 佐藤 和義; 鈴木 哲

Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.A), p.632 - 637, 1996/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:45.07(Materials Science, Multidisciplinary)

次期核融合実験炉、例えば、ITERでは、プラズマ対向機器表面材料にベリリウム、炭素系材料及びタングステンが選定されている。特に、ベリリウムは第1候補材料であるため、原研ではベリリウムと銅の接合体開発研究を進めてきた。そこで、この開発研究で培った接合技術を適用して、25mm角、厚み2mm及び10mmのベリリウムタイル各2個を1本の銅製冷却管に真空ロー付けしたダイバータ試験体を製作した。加熱実験は、日米核融合協力のもとで、米国サンディア研究所の電子ビーム照射装置を用いて、ITER等のダイバータ部で予想される熱負荷条件で各々のタイルに対して行った。本論文は、ベリリウム/銅接合体の接合特性及び加熱実験結果について述べるとともに、今後の開発課題についても言及した。

論文

Thermal cycling tests of plasma facing components for Fusion Experimental Reactors at JAERI

荒木 政則; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 横山 堅二; 伊勢 英夫*; 中村 和幸; 関 昌弘; 田中 茂

Proc. of the 14th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, p.357 - 360, 1992/00

次期核融合実験炉(ITER/FER)の開発研究において、プラズマ対向機器(ダイバータ、第1壁)は、熱的に厳しい環境下にさらされ、かつ、異種材料接合体構造であるため、接合体としての構造性能も要求される。このため、プラズマ対向機器が繰り返し熱負荷を受けた場合の耐久性及び健全性を評価する必要があり、冷却構造を有したダイバータ及び第1壁の小規模試験体を製作し、繰り返し熱負荷を与えた熱サイクル試験を行った。試験の結果、以下のことを明らかにした。1)第1壁試験体では、0.2MW/m$$^{2}$$、定常の熱負荷条件下で健全であることを確認した。2)他方の0.6MW/m$$^{2}$$、定常を模擬した実験では、ボルト部で溶融したため、ボルト材質を含む構造の見直しが必要である。3)ダイバータの10MW/m$$^{2}$$、定常熱負荷を模擬した実験では、表面材料及び接合部の健全性を確認した。さらに、一部の接合体では、1000サイクル、12.5MW/m$$^{2}$$、定常熱負荷に対し、微少クラックは確認されたが、表面温度の変化はなく、持ちこたえた。

論文

Effects of particle confinement and recycling on thermally stable regions in D-T tokamak plasma

東稔 達三

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(6), p.453 - 456, 1979/00

 被引用回数:1

駆動型D-Tプラズマの熱的不安定域の特性を明らかにすると共に、プラズマ粒子の閉込め時間及びリサイクリングが安定域に及ぼす効果を明らかにした。

論文

An Experimental study of progressive strain growth due to thermal-stress ratcheting

宇賀 丈雄

J.Eng.Mater.Technol., 100(2), p.150 - 156, 1978/02

 被引用回数:2

熱応力ラチェットによる変形進展の可能性は理論的解明されていたが実験的には皆無に等しかった。そこで3本棒試験法を考案し、これを用いて実験室規模で、荷重条件(定常膜応力レベル、熱応力抗巾レベル)荷重履歴効果、熱応力分布効果など変形進展挙動に及ぼす各種因子を実証的に明らかにするとともにその原因について解析検討を加えた。

論文

A Simplified test device for thermal-stress ratcheting(a three bars specimen) and some results

宇賀 丈雄

Bull.JSME, 21(154), p.587 - 591, 1978/00

中央部に細長い軸対称の一対の空隙を設け、両端に荷重チェックのある特殊な板状試験体を考案し、熱応力ラチェット試験に使用した。この細長い一対の空隙により3分割された3本棒試験体のうち両側に特殊な被覆管型ヒータをとりつけ安定した熱応力を再現性よく得ることに成功した。そこで本法ではこの特殊な試験体の構造、荷重特性、試験法、ラチェット変形挙動の代表例などを紹介した。

論文

Thermal cycling equipment and experimental data on uranium studies on uranium fuel element, 1

武谷 清昭

AEC-tr-4467, p.0 - 0, 1961/00

抄録なし

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