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論文

Suppression of radiation-induced point defects by rhenium and osmium interstitials in tungsten

鈴土 知明; 長谷川 晃*

Scientific Reports (Internet), 6, p.36738_1 - 36738_6, 2016/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:35.13(Multidisciplinary Sciences)

照射耐性が強い材料を開発することは原子力材料への応用にとって重要であり、そのため照射欠陥の発達モデルを構築することが望まれている。我々は第一原理計算とキネティックモンテカルロ法を応用して、ある種の溶質元素をタングステンに添加することにより格子間原子の移動次元を変化させて照射効果を軽減するメカニズムを示すことに成功した。自己格子間原子が1次元運動するすべての体心立法格子の金属にこのメカニズムをあてはめることができるため、ここで得られた結果は原子力材料に使われる照射耐性の合金を計算科学によって探索するための一つのガイドラインとなりうる。

論文

Modification of vacuum plasma sprayed tungsten coating on reduced activation ferritic/martensitic steels by friction stir processing

谷川 博康; 小沢 和巳; 森貞 好昭*; Noh, S.*; 藤井 英俊*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2080 - 2084, 2015/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:28.02(Nuclear Science & Technology)

核融合炉内機器のプラズマ対向壁材料として有力視されているタングステン(W)皮膜形成法として真空プラズマ溶射(VPS)法が現実的手法として期待されている。しかし、VPS-Wでは空孔率が高いことから、バルクWに比べて熱伝導率が著しく引く、強度も低くなる、といった課題を示している。そこで本研究では、VPS-W皮膜の摩擦撹拌処理(FSP)による強化を試みた。その結果、FSP処理により空孔率が低く、バルクW並の強度と熱伝導率を有する細粒Wに強化することに成功した。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,5; プラズマに面する耐熱機器,核燃焼プラズマの熱負荷に耐える壁

鈴木 哲; 上田 良夫*

日本原子力学会誌, 47(4), p.266 - 271, 2005/04

核融合炉の壁(第一壁とダイバータ)に入射する熱負荷とその軽減法,ダイバータの機能(ヘリウムの除去),壁材料に求められる条件と候補材料について説明するとともに、核融合実験炉ITERや発電実証炉を例に取り、プラズマに面する壁の構造を説明する。

論文

Modeling of hydrogen transport through plasma facing materials by use of cellular automaton

志村 憲一郎*; 山口 憲司; 寺井 隆幸*; 山脇 道夫*

Journal of Physics and Chemistry of Solids, 66(2-4), p.684 - 689, 2005/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:91.43(Chemistry, Multidisciplinary)

核融合炉における燃料リサイクリング、トリチウムインベントリー・透過の問題は、さまざまな速度過程が関与し、その複雑さゆえ、特に過渡特性が十分に理解されていないとされる。本研究では、セルオートマトン(CA)法を用い、金属材料における水素の輸送をモデル化することを試みた。今回は、本手法を用いた従来の研究をさらに発展させ、プラズマ-表面ならびに表面-バルク間の相互作用を複合的にモデル化することに重点を置いた。モデルでは、バルクを2次元の格子で構成し、これを等しいサイズのセルに分割する。両端の縦方向のセルを表面とみなし、その他はバルクに属するものとする。水素同位体の有無によって各セルは2つの状態をとるとし、吸着,脱着,吸収,放出,バルクならびに表面拡散に対応する遷移則を与えた。計算結果は、実験結果と定性的に符合した。

論文

核融合関連材料と水素

長崎 正雅*; 山口 憲司; 小西 哲之*

日本原子力学会誌, 46(11), p.770 - 779, 2004/11

プラズマ-壁相互作用,固体増殖材におけるトリチウム生成とその回収など、核融合炉材料と水素の間で繰り広げられる重要な現象に着目しつつ、これを素過程の観点より概観した。核融合炉材料として用いられる材料は、金属から、黒鉛や酸化物系セラミックスなど多岐にわたるため、まず、共通する知識のベースを確認したうえで、個々の材料や現象の特異性に依拠する事象を明らかにするというアプローチを採用した。材料と水素の問題は古くから研究されている問題ではあるが、最後に、核融合環境下での特異性に関連して解明が求められている点を列挙した。

論文

Erosion characteristics of neutron-irradiated carbon-based materials under simulated disruption heat loads

佐藤 和義; 石塚 悦男; 宇田 実*; 河村 弘; 鈴木 哲; 谷口 正樹; 江里 幸一郎; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 283-287(2), p.1157 - 1160, 2000/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.19

中性子照射後炭素系材料の熱衝撃による損耗特性を調べるため、JMTRホットセル内に設置した電子ビーム加熱装置(OHBIS)を使用し、熱衝撃試験を実施した。その結果、試料の損耗量は中性子照射量が増えるに従って増加し、特に、中性子照射量0.46dpaの損耗量は、未照射材の約2倍に達することが明らかとなった。さらに未照射材と照射材の損耗形状を比較した結果、最大損耗深さの変化は認められず、損耗重量の差は、損耗形状がブロードになったため生じることがわかった。しかしながら、中性子照射後材料の熱衝撃試験では、試験中にビーム電流の減少が認められた。これは、中性子照射による熱伝導率の低下により損耗量が増大したため、試料への実質的な熱負荷が減少したためと思われる。このため、実負荷の減少を考慮に入れ熱解析を実施した。その結果、実験結果と同様に最大損耗深さは変化しないことが明らかとなった。

論文

プラズマ対向材料のトリチウム除染研究

洲 亘; 大矢 恭久

プラズマ・核融合学会誌, 76(10), p.1021 - 1028, 2000/10

プラズマ対向材料のトリチウム除染研究についてレビューした。JETのトリチウムインベントリーはRF加熱またはジュール加熱によるパスル及び換気排気によって有効に除去されたが、TFTRにおいては重水素またはヘリウム-酸素のグロー放電及び空気パージが有効なトリチウム除去技術であった。JETダイバータとTFTRリミッターのカーボンタイル表面に発生したフレークにはトリチウムが多量に含んでいた。現時点で酸素ベーキングは有効な除染手法と思われるが、その後の始末は大きな問題となる。一方、紫外線照射法及びレーザー脱離法などはいずれも研究開発段階であり、今後さらなる研究開発が必要である。

論文

Studies on tritium interactions with plasma facing material at the tritium process laboratory of JAERI

林 巧; 大平 茂; 中村 博文; 田所 孝広*; 舒 衛民; 酒井 拓彦*; 磯部 兼嗣; 西 正孝

Proceedings of Hydrogen Recycle at Plasma Facing Materials, p.213 - 221, 2000/00

原研TPLでは、プラズマ対向機器におけるトリチウムの透過、滞留、放出量を評価するため、対向材料(ベリリウム(Be), タングステン(W), 炭素材料(CFC))中のトリチウム挙動に関するデータを、イオン駆動透過法(IDP), 及びイオン/プラズマ/原子照射後の昇温脱離法(TDS)やオートラジオグラフ法により蓄積しており、本報では近況をまとめる。Be, Wでは、IDPやTDSの結果から、それぞれ約900$$^{circ}C$$,1500$$^{circ}C$$で試料を焼き鈍し処理することで内部転移が消え、透過は早くなり、滞留量はWで1/5程度に下がることがわかった。また、IDPの律束は、Beでは表面酸化物層の影響が大きく両側表面の再結合過程に、Wでは両側への拡散過程に支配されていることがわかった。CFC材はCX2002Uを用い、トリチウム滞留量がフルエンスの1/2乗($$<$$324$$^{circ}C$$)~1/3乗(674$$^{circ}C$$)に比例し、空気プラズマ照射により1/10に低減できることを見いだした。

論文

プラズマ対向材料中のトリチウム透過の解析的な一般式

舒 衛民

プラズマ・核融合学会誌, 75(4), p.409 - 415, 1999/04

トリチウム透過の律速過程である拡散と再結合に対してそれぞれ透過抵抗と透過ポテンシャルという新しいパラメータを定義し、透過の駆動力を透過抵抗に対する透過ポテンシャルの勾配とした。この透過回路の考え方により、透過に対する拡散と再結合の寄与を数学的に統合して、定常状態での多層構造材料中におけるトリチウムのガス駆動透過とプラズマ駆動透過及びガス・プラズマ共存系の透過に対する解析的な一般式をそれぞれ導出した。これらの一般式は実験結果によく一致し、また従来の個別律速過程の式を完全に再現できた。導出した一般式を用いれば、任意の物性定数(拡散係数、溶解度係数、材料の表面状態にも依存する再結合係数)と外部条件(圧力、入射フラックス、入射エネルギー、厚み等)を与えることにより、解析的にトリチウム透過量を計算することができた。導出した一般式は核融合炉の安全評価に資するものである。

論文

Molecular dynamics evaluation of self-sputtering of beryllium

植田 脩三; 逢坂 俊郎*; 桑島 聖*

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.713 - 718, 1998/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.92

分子動力学によりスパッタリング計算を行う方法は、結晶内の原子の配置の時間的変化が追える点で、直観的に把握しやすく優れている。この方法は、定性的メカニズムを把握するには有効であることが既に知られているが定量的にはどのような評価が得られるかは余り調べられていない。著者らは、核融合プラズマ対向材料であるベリリウムの自己スパッタリングを対象に分子動力学法を用いて評価し公表された他の方法による結果と比較して見た。計算は粒子数、圧力、エネルギー一定のアンサンブルを使用し、入射粒子のエネルギー、入射角度をパラメータとして実施した。その結果、以下の結論が得られた。ベリリウムの自己スパッタリング率のエネルギー依存性はBohdanskyの経験則と良く一致していた。スパッタリング率の入射角依存性は、公表されたモンテカルロ法による結果と良く一致していた。

論文

核融合炉用プラズマ対向材料としての炭化ホウ素-炭素繊維複合セラミックスの開発,第3報; 電子ビーム照射及びJT-60プラズマ放電による耐熱性評価

神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師夫*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純孝*

日本セラミックス協会学術論文誌, 105(1228), p.1091 - 1098, 1997/12

 パーセンタイル:100(Materials Science, Ceramics)

C/C材の次の新プラズマ対向材料として、B$$_{4}$$Cと炭素繊維から成る複合セラミックスを、ホットプレス法で作り、試験片を冷却せずに、電子ビームとJT-60のプラズマ加熱による熱負荷試験を行って耐熱性を評価した。高熱伝導(640W/m・K)の縦糸と折れ難い高強度(3.5GPa)の横糸炭素繊維から成る平織り(布)を作り、B$$_{4}$$Cを含浸後、渦巻き状にして焼結した複合セラミックスでは、22MW/m$$^{2}$$(5秒)の電子ビーム照射により、表面が2500$$^{circ}$$Cになり、B$$_{4}$$Cが一部溶融しても、クラックは発生しなかった。同材料のタイルをJT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を572回繰返しても、局所的溶融は起るものの、クラックの発生は見られなかった。溶融は、表面がB$$_{4}$$Cの融点を越えたためで、ITERで予定されている水冷を行えば、避けられる見込みである。

報告書

一方向炭素繊維強化複合材料の中性子照射による熱伝導率変化

斎藤 保; K.Deng*; 中野 純一; 山田 禮司

JAERI-Research 97-001, 18 Pages, 1997/01

JAERI-Research-97-001.pdf:0.85MB

次世代の核融合炉の実現にとってプラズマ対向材料の開発が必要であり、C/C材が有力な候補材料となっている。ここでは、より高熱伝導性を持つ材料として、炭素繊維束を一方向に配列したC/C材料(MFC-1)について、中性子照射(1070K,0.7dpa)による熱伝導率の低下を測定した。その結果、熱伝導率は室温の値で照射前の20%に低下したが、測定時の温度依存性も大きく、900Kでは照射前の45%であった。フォノンの平均自由行程を、ウムクラップ過程、結晶粒界、照射欠陥の3要素に分けて計算し、照射による熱抵抗の増加及び焼鈍による回復結果について測定時の温度依存性も含めて論じた。

論文

Preliminary characterization of interlayer for Be/Cu functionally gradient materials; Thermophysical properties of Be/Cu sintered compacts

斎藤 滋; 坂本 直樹*; 西田 精利*; 河村 弘

Functionally Graded Materials 1996, 0, p.215 - 220, 1996/00

現在ベリリウムは、ITERプラズマ対向材料の有力な候補材料として位置づけられている。このベリリウムは、銅合金製ヒートシンク材料と接合された形態で用いられるが、プラズマからの非常に高い熱負荷及び中性子束に曝されるため、これらに耐え得る、信頼性の高い接合技術の確立が求められている。そこで我々は、傾斜機能材料としてベリリウム/銅焼結体を用いたHIP法による拡散接合法を提案し、ベリリウム/銅合金の接合技術開発を開始した。今回は、予備的な評価として、ベリリウム/銅焼結体の熱物性評価を行った。熱伝導率測定結果から、50%以上銅を含有する焼結体は、ベリリウムの熱伝導率を上回っており、傾斜機能材料として、より好ましいことが明らかとなった。本シンポジウムでは、熱膨張係数測定結果についても報告する。

論文

プラズマ対向材料におけるトリチウム研究

奥野 健二; 大平 茂; 林 巧

プラズマ・核融合学会誌, 71(5), p.394 - 399, 1995/05

核融合炉において燃料循環系から失われたプラズマ対向機器中に滞留・蓄積するトリチウム、あるいはプラズマ対向材料を透過し冷却材中に移行するトリチウム量を評価することは、核融合炉の安全性を評価する上で重要であるが、この量は当然材料の選択に依存している。ここではITERにおいて候補にあげられているプラズマ対向材料を中心としてトリチウムの滞留量及び透過量の評価について紹介した。一般にプラズマ材料相互作用により材料中に滞留・透過するトリチウムの量はガス材料相互作用によるものより大きい。しかしこの量を正確に推定・評価することは拡散、溶解、表面再結合等のデータがばらついていることから難しく、現在でも正確な評価値を得るための様々な研究開発が行われている。

論文

Thermal tests on B$$_{4}$$C-overlaid carbon fibre reinforced composites under disruption heat load conditioned

中村 和幸; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 横山 堅二; 安東 俊郎; 神保 龍太郎*; 西堂 雅博; et al.

Fusion Engineering and Design, 30, p.291 - 298, 1995/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.73

JT-60Uへの適用を目的として、三種類の方法でB$$_{4}$$Cを被覆した炭素系材料の耐熱試験を前回実施し、CVR法で被覆された試料が密着性の最も優れていることを明らかにした。今回は、前回より2~3倍熱負荷の高い条件で耐熱試験を実施し、熱負荷依存性を調べた。その結果、全吸収エネルギーが同じでも、高い熱負荷(従って、照射時間は短い)で照射された方が、損耗や表面の損傷の大きいことが明らかとなった。また、照射後表面のボロンと炭素の混合比に関しても、強い熱負荷依存性のあることが明らかとなった。

論文

PFC/PSI studies in JT-60U

西堂 雅博; 安東 俊郎

Proc. of Japan-US Workshop P243 on High Heat Flux Components and Plasma Surface Interactions for Next, 0, p.107 - 118, 1995/00

JT-60Uでは、1994年の運転において、1991年からの重水素放電開始以来、年間最多の2766放電を実施、また、NBI加熱放電でも最多の1653放電を実施した。この間、プラズマ特性として、核融合三重積の最高値1.2$$times$$10$$^{21}$$keV・S・m$$^{-3}$$を得るとともに、エネルギー閉じ込め時間の5倍に当る1.5秒間という準定常状態での高閉じ込めプラズマを実現することができた。閉じ込めの良いプラズマを得ることのできた主たる原因の1つとして、JT-60Uで行っている壁の清浄化が、効果的に働いていることが挙げられる。即ち、1993年末に、トロイダル方向を1周するように、ダイバータe列に設置した、B$$_{4}$$C転化CFCタイルのボロンの溶融・蒸発によって実現されるその場ボロン化処理と、1994年2月に実施した、デカボランを用いたその場ボロン化処理による壁の清浄化である。この2つの相乗効果により、プラズマ中の酸素不純物濃度は、OH放電及びNBI加熱放電で、それぞれ0.5%以下、1%以下を維持し、上述の良いプラズマ特性を得るに至った。

論文

Sputtering characteristics of B$$_{4}$$C-overlaid graphite for keV energy deuterium ion irradiation

後藤 純孝*; 山木 孝博*; 安東 俊郎; 神保 龍太郎*; 荻原 徳男; 西堂 雅博; 照山 量弘*

Journal of Nuclear Materials, 196-198, p.708 - 712, 1992/12

 被引用回数:19 パーセンタイル:14.38

2種類のB$$_{4}$$C表面改質黒鉛(コンバージョン法及びCVD)のスパッタリング率等を測定し、黒鉛やB$$_{4}$$Cバルク材の特性と比較した。測定項目は1keVの重水素イオン照射に対するエロージョン率、イオン照射後の昇温脱離ガス特性及び熱拡散率,熱伝導率である。測定温度範囲は300$$sim$$1400Kとした。測定の結果、B$$_{4}$$C表面改質材のエロージョン率はB$$_{4}$$Cバルク材より大きいが、黒鉛よりは50%以上小さいこと、重水素の放出ピークは黒鉛より200K低温側に現れ、捕獲された重水素がより低温側で脱離しやすいこと、炭素の化学エロージョンを表すCD$$_{4}$$の生成が黒鉛の1/10以下であることが判明した。またB$$_{4}$$C改質層内での熱拡散率,熱伝導率は、高熱伝導性CFCの約1/10となるが、バルクの熱特性にはほとんど影響を及ぼさないことがわかった。これらの実験結果よりB$$_{4}$$C表面改質黒鉛が、黒鉛と比較して優れた表面特性を有することを確証した。

口頭

Effect of Re and Os in W under irradiation; Comparison between numerical and experimental results

鈴土 知明; 都留 智仁; 長谷川 晃*

no journal, , 

タングステン材は将来のプラズマ対向材の有力な候補になっているが、照射誘起析出が発生し材料が硬化することが実用に向けての懸念材料になっている。タングステンの照射誘起析出現象を正確に予測するには、核変換によってタングステン材内に生成されるレニウムとオスミウムの安定性および移動性を知ることが重要になってくる。本研究では、第一原理計算手法とキネティックモンテカルロ法を用いて、これらの溶質元素の振る舞いを詳しく調査した。その結果、照射で弾き出されたタングステン原子は初め一次元運動するが、すぐに溶質原子と結合し混合ダンベルを形成し溶質原子を移動させることがわかった。また、その時の移動次元も3次元に変化することがわかった。

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