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論文

Mechanical properties of HIP bonded W and Cu-alloys joint for plasma facing components

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 佐藤 和義

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1542 - 1546, 2002/12

 被引用回数:28 パーセンタイル:12.24

現在、ITER等の核融合炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材としてW(タングステン)合金の適用が検討されており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。われわれは、高い信頼性や強度を得られる接合法として注目されている熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法を用いたWと銅合金の接合技術の開発に着手した。Wと無酸素銅の直接接合の最適接合条件は1000$$^{circ}C$$・2時間・147MPaで、接合強度はHIP処理した無酸素銅とほぼ等しい。一方、Wとアルミナ分散強化銅との接合は、残留応力や酸化物の形成により、直接接合は困難であるが、両者の間に厚さ0.3mm以上の無酸素銅を挟むことで接合が可能となった。引張り試験の結果、厚さ0.3~0.5mmでは高温で接合強度が低下するため、厚さ1.0mm以上の無酸素銅間挿材が必要である。このときの強度はW/無酸素銅接合体やHIP処理した無酸素銅の強度をやや上回った。

論文

Development of First wall/blanket structure by hot isostatic pressing(HIP) in the JAERI

佐藤 聡; 黒田 敏公*; 秦野 歳久; 古谷 一幸; 戸上 郁英*; 高津 英幸

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.609 - 614, 1998/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:38.96

国際熱核融合実験炉(ITER)の基本性能段階(BPP)において設置される遮蔽ブランケットは、高熱負荷を受ける第一壁と熱シンクである銅合金の中にステンレス鋼製冷却管を配する構成とし、これらをステンレス鋼製の遮蔽ブロックに接合する構造となっている。原研では、この遮蔽ブランケットの製作方法として、高温静水圧(HIP)法を用いて銅合金/銅合金及び銅合金/ステンレス鋼、ステンレス鋼/ステンレス鋼の接合を同時に行う手法を提案しR&Dを進めてきた。本稿では、ブランケット構造体開発の一環として行ってきた製作技術開発に関し、HIP条件の最適化及びHIP継手の機械強度試験、小規模及び中規模モックアップの製作・熱負荷試験等をまとめて報告する。

報告書

冷中性子源装置材料強度に対する極低温照射の影響評価

川端 祐司; 高橋 秀武

JAERI-M 86-139, 73 Pages, 1986/09

JAERI-M-86-139.pdf:1.18MB

JRR-3改造計画では、長波長中性子を効率良く取り出す為に、液体水素で熱中性子を減速する冷中性子源装置の設置を計画している。減速材容器は、液体水素を重水反射体中に貯留する容器であり、極低温の液体水素温度(約20K)から高温(約400$$^{circ}$$C)までの温度範囲にわたって高線量で長期間にわたる照射を受ける。そのような厳しい照射条件下で水素を確実に閉じ込めなければならない。さらに容器は中性子を効率良く取り出す為に薄肉で扁平な水筒型としなければならないため、強い機械的強度が求められる。従って、使用期間が長く、且つ、広範囲の温度条件下において機械的強度が強い材料を選定する事が重要である。この為、極低温照射材料について調査すると共に、これら材料についてその機械的強度を評価した。この結果、JRR-3改造炉における冷中性子源装置の減速材容器材料としては、A286を用いる事が適切であるとの結論を得た。

報告書

核融合炉燃料精製システム用パラジウム合金膜に関する研究; 材料試験,I:機械的強度

吉田 浩; 柏井 俊彦*; 成瀬 雄二

JAERI-M 85-113, 53 Pages, 1985/08

JAERI-M-85-113.pdf:4.52MB

核融合炉燃料ガス精製工程にパラジウム合金膜法を適用する場合、D-Tガス雰囲気下での合金膜の水素脆化やトリチウム壊変生成物$$^{3}$$Heによる膜の劣化について十分な検証が必要となる。このため、現在米国ロスアラモス国立研究所のTritium Systems Test Assembly施設で、原研が選定した多元系合金膜についてT$$_{2}$$ガスによる長期間耐久試験及び引張強度試験などの材料試験を行っている。本研究は、これらの試験結果との比較・考察を行うために必要なトリチウム代替ガス(H$$_{2}$$,N$$_{2}$$)雰囲気下での機械的性質及び金相に関するデータ取得を目的として実施したものである。

報告書

JT-60第1壁の設計の概要

中村 博雄; 清水 正亜; 桝田 道夫; 清水 徹; 宮内 康行*; 太田 充

JAERI-M 84-062, 50 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-062.pdf:1.49MB

本報告は、臨界プラズマ試験装置JT-60mp第1壁設計の概要について述べている。JT-60は、臨界プラズマ条件の達成および5~10秒の長時間放電維持を主要な実験目的としており、第1壁には従来の装置よりもはるかに厳しい物理・工学上の条件が課せられている。その為に、1974~1976年にかけて、物理検討や試作開発が行われ、基本的な問題点や技術的見通しが明らかにされた。その結果、第1壁材としてモリブデンが採用され、第1壁構造としてトロイダルリシタ・磁気リシタ板・ライナが採用された。一方、核融合研究の進展に対応して、プラズマ電流消滅的定数の変更、時期リシタ板への熱負荷の見直し、リップルロス板の追加等の設計変更が行われた。第1壁の強度設計は、3msecのプラズマ電流消滅に耐える様に行われている。現在、第1壁の制作が行われており、本年9月までに真空容器の取付けを完了する予定である。

論文

放射線グラフトポリエチレンの機械的強度

貴家 恒男; 清水 雄一; 佐々木 隆; 玉置 寛*; 荒木 邦夫

高分子化学, 30(344), p.761 - 766, 1973/00

ポリエチレン(PE)に電子線前照射法で塩化ビニルと酢酸ビニルの混合モノマーをグラフト重合し、得られた生成物の機械強度および熔融流動性を測定した。グラフト物を枝成分(F〔GC〕)と、反応したPE成分(F〔RPE〕)および未反応PE成分(F〔URP〕)の三成分からなるとして降伏点強度(YS)、アアイゾット衝撃強度(IS)は次の式で表わす事が出来た。 YS=180+22.2・F〔GC〕-0.37・F〔RPE〕+0.17・F〔URP〕 IS=8.0-0.44・F〔GC〕+0.55・F〔RPE〕-0.071・F〔URP〕 すなわち、グラフトPEの機械強度に対し、枝成分の量(グラフト率)のみならず、反応しグラフト化したPE成分の量も大きな影響を与えることを見出した。また、熔融流動性については、グラフト鎖長と対応するグラフト率よりも、グラフト化したことにより生じた長鎖分岐を持つPEの量が大きな影響を持つ事を明らかにした。

口頭

放射線グラフト型アニオン電解質膜のアルカリ溶液中での分解挙動

竹内 航太*; 濱田 崇; 吉村 公男; 廣木 章博; 前川 康成

no journal, , 

電極触媒に高価な白金を用いないアルカリ型固体高分子燃料電池の実現には、その構成材料であるアニオン伝導電解質膜(AEM)のアルカリ耐性の大幅な向上が必須となっている。本研究では、グラフト型AEMのアルカリ中での劣化機構の解明を目的に、80$$^{circ}$$C、1M水酸化カリウム水溶液中でのAEMのイオン伝導度、含水率及び機械特性(破断強度、破断伸度)の変化を調べた。エチレン-テトラフルオロエチレン共重合体(ETFE)を基材として、放射線グラフト重合、4級化、イオン交換反応により、有機強塩基である水酸化テトラアルキルアンモニウムを有するグラフト型AEM(ETFE-AEM)を合成した。上記アルカリ水溶液中おいて、ETFE-AEMのイオン伝導度、含水率及び膜重量がほとんど変化しないのに対し、その破断強度、破断伸度は浸漬時間とともに減少した。この結果から、AEMのアルカリ水溶液中での劣化は、従来考えられているアニオン交換基の分解でなく、強塩基性アニオン交換基の水酸化物イオンの高い求核性によるETFEの分解に起因する可能性が示唆された。

口頭

高強度な高温ガス炉用耐酸化燃料要素の開発; 燃料成形体の機械的強度特性評価

東條 拓也*; 山本 健義*; 黒田 雅利*; 相原 純; 橘 幸男

no journal, , 

高温ガス炉の燃料は黒鉛・炭素母材で成形した燃料要素を使用している。しかしながら、高温ガス炉の安全性・信頼性を更に向上させるため、高温ガス炉の特徴的な事故のひとつである空気侵入事故時に、想定をはるかに超える空気が侵入した場合でも、燃料の耐酸化性能が維持されるよう、耐酸化性能を持たせる研究が現在行われている。本研究では、様々なホットプレス条件で作製した耐酸化燃料要素に対して強度試験を行った。その結果、ホットプレス温度では1300$$sim$$1600$$^{circ}$$Cの範囲で温度が低いほど圧縮強さは大きくなる傾向を示した。

口頭

高燃焼度改良型燃料の反応度事故(RIA)及び冷却材喪失事故(LOCA)条件下における挙動,5; 高燃焼度改良型燃料のLOCA時挙動

成川 隆文; 上原 寛之; 天谷 政樹

no journal, , 

85GWd/tまで照射した高燃焼度改良型燃料被覆管に対し冷却材喪失事故模擬試験を実施し、冷却材喪失事故時及び冷却材喪失事故後の被覆管の破断限界を評価した。その結果、燃焼の進展及び被覆管材質の変更により破断限界は著しく低下することはないと考えられた。

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