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論文

Mechanical properties of pure tungsten and tantalum irradiated by protons and neutrons at the Swiss spallation-neutron source

斎藤 滋; 鈴木 和博; 小畑 裕希; Dai, Y.*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 34, p.101338_1 - 101338_9, 2023/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:53.91(Nuclear Science & Technology)

固体ターゲットを用いる核破砕中性子源のターゲット材料及び被覆材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムでは、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からWとTaの引張り試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が130-380$$^{circ}$$C、はじき出し損傷量が10.2-35.0dpaであった。引張り試験の結果、WのうちW-Polyは照射によって脆化し、伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。W-Sinは10.2dpa照射後も全伸び約6%を示し、延性を保っていた。Taは、10.3dpa照射試料が0.7-2.6%の全伸びを示したほかは伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。

論文

Fabrication of a tantalum-clad tungsten target for KENS

川合 將義*; 菊地 賢司; 栗下 裕明*; Li, J.*; 古坂 道弘*

Journal of Nuclear Materials, 296(1-3), p.312 - 320, 2001/07

 被引用回数:47 パーセンタイル:93.85(Materials Science, Multidisciplinary)

高エネ研で使用する核破砕ターゲットの性能アップのため、1996年から使用していたタンタルをタングステンと交換した。しかし、タングステンは冷却水中での腐食が問題となるため、腐食に強いタンタルで被覆することとした。本報告は、タンタル被覆タングステンターゲット製作のR&Dについてまとめたものである。さまざまな試行を行った結果、最終的には1500$$^{circ}C$$,2000気圧でHIP加工し、実用可能なターゲットを製作できた。新しいターゲットは、平成12年11月20日に新しい中性子源として、運転が開始された。

報告書

固体ターゲットの設計及び二次元流動解析による冷却水流量配分特性に関する研究

羽賀 勝洋; 須々木 晃*; 寺田 敦彦*; 石倉 修一*; 勅使河原 誠; 木下 秀孝; 小林 薫*; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 99-081, p.43 - 0, 1999/11

JAERI-Tech-99-081.pdf:2.53MB

中性子科学研究計画の下で現在検討中の重水冷却方式固体ターゲットについて、タングステンをターゲット材とし、その冷却性、冷却水の体積割合、及び熱応力を主な設計条件として一次元の概略評価を行いターゲット板の厚さ配分を決定した。さらに二次元の熱応力解析を行い、厚さ配分の妥当性を確認した結果から、40枚のターゲット板を6つの冷却流路に分割し、それぞれをワンスルーで冷却する構造を提案した。次に、汎用流動解析コードを用いて流動解析を行った結果、ターゲット板間流速で1m/sから10m/sの広い範囲にわたって均一な流量配分を実現できる見通しを得た。また、圧力損失は1.5MW及び2.5MW規模の固体ターゲットを冷却するために必要な板間流速である5m/s,7m/sで、それぞれ0.09MPa,0.17MPa程度であることがわかった。

報告書

リブつき狭隘流路の温度助走区間における熱伝達特性

須々木 晃*; 金丸 修久*; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 数土 幸夫

JAERI-Tech 99-019, 22 Pages, 1999/02

JAERI-Tech-99-019.pdf:0.96MB

核破砕中性子源(熱出力1.5MW)として機能する固体ターゲットでは、大強度陽子加速器からの陽子ビームによる核破砕反応で高密度の熱を発生する。これを効果的に除去するために冷却面に微小リブを設けた伝熱促進型固体ターゲット板について、特に温度助走区間の熱伝達特性に関する実験的検討を行った。温度助走区間は冷却材流路入口から水力等価直径の50~60倍程度であり、その区間での熱伝達率はGnielinskiの式で表せることがわかった。

論文

Spallation target development at JAERI; R&Ds on thermo-mechanical design

日野 竜太郎; 神永 雅紀; 麻生 智一; 粉川 広行; 石倉 修一*; 須々木 晃*; 寺田 敦彦; 木下 秀孝; 羽賀 勝洋

Proc. of 14th Meeting of the Int. Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-14), 1, p.252 - 268, 1998/00

中性子科学研究計画では中性子散乱研究施設を最初に建設する予定であり、その中核となる5MW規模の核破砕ターゲットシステムの開発を進めている。本報告では、重金属板にリブを設置して除熱性能を高めた固体ターゲット構造、ホットスポットの発生防止などに効果的なクロスフロー及び反転流方式の水銀ターゲット構造、MW運転用の薄肉・扁平した冷減速材構造の概念を提示した。これらの構造の熱機械的な成立性を検証するために、リブによる伝熱促進効果、最高15L/minの水銀流動特性、冷減速材容器内の水による流動パターン測定などの実験と圧力波を含む熱流動・構造強度解析を実施し、その評価結果を述べるとともに、構造実現のための課題を示した。

報告書

加速器・核分裂ハイブリッド炉検討

大坪 章; 佐久間 実; 原田 秀郎

PNC TN9410 95-072, 39 Pages, 1995/04

PNC-TN9410-95-072.pdf:1.35MB

昨年度の調査検討の結果、加速器・核分裂炉ハイブリッド炉のうち最も実現性が高い、固体ターゲットと固体燃料を組み合わせた概念について検討した。即ち本年度は「常陽」を例にとって、未臨界の液体金属冷却高速炉(LMFR)と加速器とを組み合わせたハイブリッド炉概念について検討を行った。この検討では特に、炉心、加速器系、及び炉の改造部分に焦点をあてた。炉の改造は次の考え方に従った。TRU消滅処理プラントとしての特性把握を主眼として、炉心体系をパラメトリックに変更し、実験データの取得と消滅処理の実績をあげることを目的とする。従って、炉の原型をできるだけ保つこととし、炉心上部機構までの取り替えを行う。炉心部については、ターゲット部はタングステン製のターゲット集合体本数19体、燃料部はその外側の環状領域をステンレス被覆のTRU金属燃料またはTRU酸化物の炉心燃料集合体とした。炉心高さは1mである。出力平坦化のため制御棒を4体設置した。加速器系としては、500MeV-10mAの陽子線形加速器を選定した。陽子加速器の配置については、他の建屋との干渉が少ない南西の方向に設置することとした。更に原子炉構造側の改造手順について検討を行うとともに、許認可項目及びR&D項目の摘出を行った。

論文

Development and operation of first wall in JT-60U high-power heated discharges

正木 圭; 児玉 幸三; 新井 貴; 平塚 一; 柳生 純一; 西堂 雅博; 荻原 徳男; 東島 智

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), p.638 - 641, 1995/00

最近のJT-60U実験では確実にプラズマ性能が改善されてきており、昨年7月には核融合三重積の最高値を達成するとともに、準定常状態においもて良い閉じ込め状態を得ている。このようなプラズマ性能の向上の要因の1つに第一壁技術の開発が挙げられる。JT-60Uでは、デカボランガスを用いたボロナイゼーションをこれまでに6回行っており、不純物低減に効果を挙げている。また、6回目のボロナイゼーションでは、ボロン膜中の軽水素量を減らすためにグロー放電中に重水素とヘリウムの混合ガスを使用した。一方、B$$_{4}$$C転化CFCタイルは固体ターゲットボロナイゼーション源として作用し、不純物濃度の低減化に有効であった。さらに、昨年10月にはダイバータ板の水冷却実験を行い、プラズマ中の不純物の減少が認められた。また、第一壁中のトリチウム分析を行った結果、これまでに生成されたトリチウムの約50%が第一壁中に残っていることがわかった。

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