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論文

Thermal cycling tests of 1st wall mock-ups with Beryllium/CuCrZr bonding

宇田 実*; 岩立 孝治*; 内田 宗範*; 山田 弘一*; 中道 勝*; 河村 弘

JAERI-Conf 2004-006, p.60 - 65, 2004/03

ITER遮蔽ブランケットの第一壁アーマ材料の候補であるベリリウム(Be)とヒートシンク材料の候補である銅合金(CuCrZr)を高温等法圧プレス(HIP)法で接合することが提案されている。本研究では、使用後のリサイクル性を向上させることを目的に開発された、中間層としてAlの箔とCrの蒸着層の複合層を用いたHIP接合体の熱サイクル特性を評価した。熱サイクル試験では、JMTRホットセル内の熱負荷試験装置(OHBIS)に試験体を装着して、電子ビームを照射し、試験体の表面温度,内部温度,外観及び接合部の変化を測定・観察することにした。表面熱負荷は5MW/cm$$^{2}$$、熱負荷時間は15秒として、最大1000サイクルまでの熱サイクルを与えた。その結果、開発された試験体は、1000サイクルまで良好に除熱性能を維持した。会議においては、実験結果の詳細及びHIP条件が熱サイクル特性に与える影響についても報告する。

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

Fabrication and thermal cycle testing of a first wall mock-up for ITER baffle blanket module

秦野 歳久; 鈴木 哲; 大森 順次*; 黒田 敏公*; 横山 堅二; 高津 英幸; 秋場 真人

Fusion Technology, 34, p.908 - 913, 1998/11

ITERバッフルモジュールは一般ブランケットモジュールと同様の構造で、冷却管を内蔵する第一壁と遮蔽体部が一体化した設計となっている。本研究ではアーマタイルを精度よく接合するため二段ロウ付け接合と曲面ロウ付けの適用、銀ロウ以外のロウ付けの選定を目的とした。二段ロウ付け接合では、一段目にマンガン銅のロウ材で無酸素銅の基盤に数個のタイルを接合し、二段目でアルミロウを用いて無酸素銅と銅合金を接合する。試作後の外観検査より接合部は健全であった。パネルの熱機械特性を評価するため熱サイクル試験を行った。

論文

Ceramic breeding blanket development for experimental fusion reactor in JAERI

倉沢 利昌; 高津 英幸; 佐藤 聡; 森 清治*; 橋本 俊行*; 中平 昌隆; 古谷 一幸; 常松 俊秀; 関 昌弘; 河村 弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 27, p.449 - 456, 1995/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:59.15(Nuclear Science & Technology)

核融合実験炉(ITER,FER)で増殖ブランケットとして、セラミックスの層状構造ブランケットが採用されている。このセラミックスブランケットの設計および研究開発に関する最近の原研での研究成果を発表する。ブランケットの設計ではブランケット第1壁の冷却チャンネル中の冷却水停止時の温度上昇および熱応力の解析をおこなうと共に、冷却水の圧力損失の評価をおこなった。ブランケット設計を支援するR&Dではブランケット筐体の製作およびHIP接合部の機械試験を行い、実機製作への見通しを得ると共に有意義なデータベースを取得した。ペブル(Be)充填層の熱伝導度測定および増殖セラミックスの熱サイクル試験、構造材と増殖材の両立性試験後の引張試験データなどを評価解析して発表する。

報告書

JT-60真空容器のポートに用いられる溶接ベローズの形式試験; 臨界プラズマ試験装置設計報告,124

高津 英幸; 山本 正弘; 清水 正亜; 鈴木 和夫*; 園部 正*; 林 雄造*; 水野 源一郎*

JAERI-M 84-034, 54 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-034.pdf:1.88MB

JT-60真空容器のポートに用いられる3種類の溶接ベローズには、機械的、真空および熱的に非常に厳しい性能が要求されているため、これらに関して7項目にわたる形式試験を実施し、実機への適用性を検討した。形式試験の結果、主に下記3項目の結論が得られた。(1)ばね定数および応力測定試験では、実測値と計算値が良い一致を示し、評価式の妥当性が示された。(2)ヘリウム・リーク試験および放出ガス速度測定試験では、いずれも保証値を下回る良好な結果が得られ、十分な真空性能を有する事が示された。(3)熱サイクル、寿命および耐圧試験の結果はいずれも異常がなく、十分な熱的および機械的性能を有している事が示された。

報告書

TiC被覆層の特性と黒鉛材料の耐食性および機械的性質におよぼすTiC被覆の効果

依田 真一; 井岡 郁夫; 奥 達雄; 梅川 壮吉*

JAERI-M 82-089, 23 Pages, 1982/07

JAERI-M-82-089.pdf:1.46MB

多目的高温ガス炉炉心部の黒鉛材料は、冷却ヘリウムガス中に含まれる微量O$$_{2}$$、H$$_{2}$$O、CO$$_{2}$$などの不純物ガスにより腐食され、その物理的機械的性質が劣化する。そこで、IG-11黒鉛に高温で熱的安定性に優れたTiCを表面接覆し、その腐食雰囲気中での耐食性と機械的性質について調べ検討した。TiC被覆により腐食環境下(大気中、873K)における腐食速度は、約1/3に減少し、IG-11黒鉛材料の耐食性を向上させることができた。しかしながら、3~4時間の腐食においては、TiC被覆層の剥離が生じた。また腐食後のヤング率は、同時間腐食後の非被覆黒鉛に比べ、その減少量は約半分に抑制された。曲げ強度においては、約4時間腐食後までほとんど強度劣化は認められず、その後はIG-11黒鉛材料と同様な傾向で減少した。これらの結果より、TiC被覆は、黒鉛材料の耐食性の向上に、極めて効果的であることが明らかとなった。

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