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論文

High-temperature short-range order in Mn$$_3$$RhSi

山内 宏樹; Sari, D. P.*; 渡邊 功雄*; 安井 幸夫*; Chang, L.-J.*; 近藤 啓悦; 伊藤 孝; 石角 元志*; 萩原 雅人*; Frontzek, M. D.*; et al.

Communications Materials (Internet), 1, p.43_1 - 43_6, 2020/07

中性子とミュオンの相補利用により、720Kまでの高温での短距離磁気秩序現象をMn$$_3$$RhSiで発見した。

論文

Comparisons of small ELM H-mode regimes on the Alcator C-Mod and JFT-2M tokamaks

Hubbard, A. E.*; 神谷 健作; 大山 直幸; Basse, N.*; Biewer, T.*; Edlund, E.*; Hughes, J. W.*; Lin, L.*; Porkolab, M.*; Rowan, W.*; et al.

Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(5A), p.A121 - A129, 2006/05

 被引用回数:15 パーセンタイル:50.16(Physics, Fluids & Plasmas)

Alcator C-ModのEDA H-modeとJFT-2MのHRS H-modeとを比較するために、両装置にてプラズマ断面形状を合わせた条件でのパラメータスキャンを実施した。EDA/HRSへのアクセス条件は両装置ともに規格化衝突頻度が1以上の領域にあることが明らかになった。このことは運転領域を決定する共通の物理があることを示唆するものであり、プラズマ周辺部における特徴的な揺動の発生がペデスタル特性の変化と関係しているものと考えられる。また両装置ともに第一壁のボロン化処理後に本運転領域が得られていることから、無次元パラメータ以外の別の要素もアクセス条件にとって重要である。

論文

Analysis of Ta-rich MX precipitates in RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; 橋本 直幸*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.33 - 36, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。JLF-1やORNL9Crの靭性特性は、F82Hに比べて照射後の延性脆性遷移温度変化が小さく、優れていることから、これらの相違をミクロな観点から明らかにする目的で、析出物の分布を解析するために、各種フェライト鋼(F82H-IEA, F82H HT2, JLF-1とORNL9Cr)非照射材より抽出レプリカ試片を準備した。これらの試片について、TEMにより析出物のサイズ分布、SEMにより化学組成の解析が行われた。さらに、後方散乱電子像は、Ta-richな析出物をほかの析出物と分離するのに効果的であることを示した。F82Hについては、主な析出物はM23C6であり、形状は丸状である。一方、JLF-1とORNL9Crでは、析出物は細長い形状であった。MX析出物に関しては、F82Hではほとんど見られないが、非常に大きく、Tiを含んでいた。対照的にJLF-1とORNL9Crでは多くの微小なMX析出物が観察された。JLF-1やORNL9Crの靭性特性は、F82Hに比べて照射後の延性脆性遷移温度変化が小さく優れているが、これらの違いの一因に、Taリッチの析出物(MX系析出物)の存在形態がかかわっている可能性を指摘した。

論文

Analysis of extraction residue of HFIR 11J-irradiated RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.30 - 32, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。HFIR 11J照射された代表的なフェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr, NiドープF82H)を対象に、照射された鉄鋼材料について抽出残渣法によって得られた析出物のX線回折の解析を世界で初めて実施し、さらに照射によって生じた析出物に関する変化を調べるために、これらの析出物量の変化の測定が行われた。測定には2つの異なるフィルター(細かいものと粗いもの)が析出物の大きさから照射による影響を明らかにするために用いられた。同様に、これらは比較のため非照射材に関しても行われた。その結果、照射によってF82H, Ni添加F82H, JLF-1, ORNL9Crについては大きい析出物量は増加し、またJLF-1では微細な析出物が消滅していたが、Ni添加F82H鋼においては、微細な析出物の増加が見られた。以上の結果から、非照射下では変化が生じない温度域(300$$^{circ}$$C)であっても、照射下では顕著な変化が析出物分布に現れることが示された。

論文

X-ray diffraction analysis on precipitates of 11J irradiated RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Payzant, E. A.*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.37 - 40, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。HFIR 11Jキャプセルで照射された代表的なフェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr, NiドープF82H)を対象に、照射された鉄鋼材料の抽出残渣試料を対象とした、X線回折分析(XRD)による析出物解析を世界で初めて行った。さらに非照射材と時効材も同様に調べられた。その結果、M23C6の明瞭なピークはすべての試片について見られたが、特に照射後靭性の良好な鋼(JLF-1, ORNL9Cr)では、照射前に顕著であったTaリッチ析出物(MX系析出物)のピークが、照射後に消滅していることがわかった。このことからJLF-1やORNL9Crが照射後靭性特性に優れている理由として、照射によりTaリッチ析出物が分解され、Taが強制固溶したことによる可能性を指摘した。

論文

On the effects of fatigue precracking on the microstructure around precrack in 1TCT fracture toughness specimen of F82H-IEA

谷川 博康; 橋本 直幸*; Sokolov, M. A.*; Klueh, R. L.*; 安堂 正己

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.58 - 60, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。低放射化フェライト鋼の延性脆性遷移温度評価はマスターカーブ法による評価が中心となるが、F82H鋼の評価においては、遷移温度領域において特異な低靭性データが得られることが問題となっており、本研究によって、その原因と解決法が示唆された。まず予亀裂周辺のミクロ組織は、光学顕微鏡,SEM,方位像顕微鏡(OIM),TEMによって観察された。この一連のクラック前方周辺のTEM試片はFIB加工によって作製された。さらに試験後の破面観察も行われた。光学顕微鏡観察の結果、疲労予亀裂の形成は、始め直線的であるが、そのあと旧オーステナイト粒界に沿って進み、最終端では、2$$sim$$3の方向に分かれている傾向にある。SEMとOIMの結果より、予亀裂周辺と予亀裂前方のミクロ組織は、典型的なF82H鋼の疲労組織に見られるようなセル構造を呈していた。さらにクラック前方の領域から得られたTEM像と、逆極点図形は、この構造変化を支持するものである。予亀裂の分離や予亀裂前方のセル構造は、破壊靭性に影響することから、粗大な旧オーステナイト粒を持つ鋼の場合、疲労予亀裂の影響が遷移温度領域における特異な低靭性として現れやすい可能性があることを指摘した。

論文

核融合炉トリチウム燃料システム開発; 日米協力14年間の成果

西 正孝; 山西 敏彦; 洲 亘

プラズマ・核融合学会誌, 79(3), p.290 - 298, 2003/03

日米核融合研究協力協定付属書IVの下における、トリチウム燃料システム開発に関する14年間の日米協力の成果について紹介する。本協力の前半7年間では、米国ロスアラモス国立研究所のトリチウムシステム試験施設(TSTA)の核融合炉実規模の燃料システムを日米共同運転し、総合システムとして技術を実施した。この中で原研の開発した燃料精製システムのシステム構成は、その後の同システムの基本構成となっている。本協力の後半7年間はトリチウム安全工学に関する研究を実施し、核融合炉実規模室内におけるトリチウム挙動の解明,実規模トリチウム除去設備の性能実証等の成果を得た。また、プリンストンプラズマ物理研究所のトリチウム汚染した大型トカマク(TFTR)のトリチウム汚染状況のデータを得るとともに除染技術の開発を行った。これらの成果は、ITER等の核融合炉の燃料システムの設計の基盤となっている。

論文

Tritium behavior intentionally released in the radiological controlled room under the US-Japan collaboration at TSTA/LANL

林 巧; 小林 和容; 岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝; 奥野 健二; Carlson, R. V.*; Willms, R. S.*; Hyatt, D. R.*; Roybal, B.*

Fusion Technology, 34(3), p.521 - 525, 1998/11

大空間内のトリチウム挙動の実データを蓄積することを目的として、日米協力プログラムに基き、米国ロスアラモス研究所のTSTAにおいて、3000m$$^{3}$$の容積をもつ放射線管理室内にて、37GBのトリチウム計画放出実験を実施した。放出トリチウムは室内の空気の挙動により拡散し、30分から40分で均一濃度となった。室内の換気(1時間あたり5度,室内空気が換気される速度で換気)開始後、室内のトリチウム濃度は下がっていき、開始後1時間でバックグランドのレベルとなった。残存表面汚染レベルを測定した結果、最大で1Bq/cm$$^{2}$$となり、材質の違いでは表面汚染レベルの大きい順にリノリウム,エポキシ材,アクリル樹脂,ブチルゴム,ステンレスの順となった。また、これらの表面汚染は換気開始後、数日で消えた。

論文

Overview of the latest experiments under the JAERI-USDOE collaborative program on fusion neutronics

前川 洋; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 18, p.275 - 280, 1991/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:40.02(Nuclear Science & Technology)

日米協力に基づく核融合ブランケット中性子工学実験計画第3段階のために疑似線状中性子源をFNSで開発した。これ迄は点状中性子源が実験に使われているが、拡がりを持たせた線状線源は、トカマク炉等のブランケット構成を模擬するには最適である。線状源は環状のブランケット体系を固定点状源の周りで前後往復させることにより相対的な形で実現した。ブランケット支持架台は、サーボモタを計算機制御することにより実験条件に適した移動パターンを持つ。即ち連続走行あるいは、ステップ状走行が可能である。この方法により前スロープ2m中中心1mにわたって平坦な線状中性子源が得られた。環状ブランケット実験体系の構成を変化させることにより核融合炉ブランケットのポロイダル方向非対称効果あるいはトロイダル方向非均位構造効果が核特性に対して良い精度で得られる。

報告書

Japanese Contributions to the Japan-US Workshop on FER/ETR Design; Exchange Q-16 in the Japan-US Fusion Cooperation Program,March 26$$sim$$30,1984

東稔 達三; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 笠原 達雄*; 西川 正名*; 喜多村 和憲*; 黒田 敏公*

JAERI-M 84-107, 341 Pages, 1984/06

JAERI-M-84-107.pdf:6.69MB

本報告書は、1984年3月26~30日に米国のオークリッジ国立研究所FEDCにおいて開催された、「FER/ETR設計」に関するワークショップにおいて日本側(原研)が発表したものをとりまとめたものである。内容は、核融合実験炉(FER)の概要とワークショップの3つのテーマに対するFERの主要設計成果で構成されている。3つのテーマは、(1)高周波加熱と電流駆動、(2)不純物制御とダイバータ/ポンプリミタ設計、および炉本体設計と保守である。

報告書

Japanese Contributions to the Japan-US Workshop on Blanket Design/Technology; Exchange B-39 in the Japan-US Fusion Cooperation Program,November 10-11,1982

東稔 達三; 関 泰; 湊 章男*; 小林 武司*; 森 清治*; 川崎 弘光*; 住田 健二*

JAERI-M 83-005, 135 Pages, 1983/02

JAERI-M-83-005.pdf:2.84MB

本報告書は、1982年11月10-11日に米国のアルゴンヌ国立研究所において開催された、ブランケット/技術に関する日米ワークショップに日本側が提出した論文をとりまとめたものである。内容は、核融合実験炉(FER)の概要、第1壁/ブランケット/遮蔽に関連した原研の研究開発の現況、FERブランケット設計の概要と技術的課題、及び大学における核融合炉ブランケットの研究の概要で構成されている。

口頭

マイナーアクチノイド(MA)分離と海外との技術協力について

小泉 務

no journal, , 

原子力機構にて実施しているSmARTサイクル研究の概説と、核燃料サイクル工学研究所高レベル放射性物質研究施設(CPF)にて実施している高レベル放射性廃液からのマイナーアクチニド(MA: Am, Cm)分離についての概説を報告する。また、MA分離に関する海外との協力のうち、日仏、日米協力についてその概要を報告する。

口頭

Modeling of radiation-induced embrittlement of fusion materials

鈴土 知明

no journal, , 

核融合炉のプラズマ対向材料は高温、高照射条件などの極限環境下で使用されるため、将来の核融合炉の実現のためには材料の劣化を正確に予測することが求められる。現在、このような実験条件を再現することが困難なため、計算科学的手法を使った材料の機械的性質変化のシミュレーションが有効であるとされている。本発表では、プラズマ対向材料の候補材であるタングステンにおいて核変換元素であるレニウムやオスミウムがどのような材料特性の変化をもたらすかについて新しい知見を得たので、それについて発表する。また、高クロム鋼もブランケット材料として考えられているが、高温環境下で延性が低下することが知られており、それに関する最近の研究成果についても紹介する。

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