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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。

報告書

銅-炭素鋼 複合オーバーパックの試作

本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治

JNC-TN8400 99-049, 94 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-049.pdf:6.63MB

本報では、高レベル放射性廃棄物の地層処分の人工バリアを構成する要素の一つであるオーバーパックについて、複合オーバーパックの現有技術での製作可能性を確認するために実規模容器での試作を行った結果を報告するものである。耐食層の材質については、超長期の耐腐食性が期待できる無酸素銅を選択した。複合構造については、耐食層である銅の外容器と、強度部材となる炭素鋼の内容器からなる2重容器構造とした。試作は銅製外容器のみ実施した。無酸素銅およびリン入り無酸素銅を用いて両者の比較を行った。製作方法については、胴部および底部については後方押出し加工による一体成形法とし、蓋部については本体との溶接を電子ビーム溶接法を用いて行うことした。試作後、容器から採取した試験片を用いて各種機械試験を実施し、今回採用した銅製外容器の後方押出し加工による製作方法は、現有技術で十分に対応可能であることを確認した。蓋の溶接部については超音波深傷試験を実施し、電子ビーム溶接の適用性を確認した。またオーバーパック寿命期間中にガラス固化体から発せられる放射線による炭素鋼内容器の脆化の程度を検討した結果、無視できるレベルであることが分かった。最後に今後検討されるべき課題をまとめた。

報告書

HIP法によるプラズマ対向機器用W-Cu合金接合技術の開発,1; タングステンと無酸素銅の接合

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 秋場 真人

JAERI-Research 99-049, 36 Pages, 1999/08

JAERI-Research-99-049.pdf:3.81MB

現在、ITER/EDAをはじめJT-60SU等の大型トカマク炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材として高融点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。そこでわれわれは、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)法を用いたタングステンと銅合金の接合技術の開発に着手した。本研究ではHIP法を用いたタングステンと無酸素銅の接合試験を行い、硬さ試験、組織観察及びSEM/EPMA分析や曲げ試験等による最適なHIP条件の選択と、引張り試験等による接合強度の評価を行った。その結果、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ことがわかった。

論文

Development of bonding techniques of W and Cu-alloys for plasma facing components of fusion reactor with HIP method

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 佐藤 和義; 秋場 真人

Fusion Technology 1998, Vol.1, p.113 - 116, 1998/00

現在、ITER/EDAを始めJT-60SU等の大型トカマク炉の設計ではプラズマ対向材料として高融点タングステン合金の検討が行われている。特にダイバータのアーマ材にタングステンの適用が考えられており、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。そこで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)法を用いたタングステンと銅合金との接合技術の開発に着手した。その結果、最適接合条件は1000$$^{circ}$$C$$times$$2h$$times$$98MPa~147MPaであり、強度はHIP処理した無酸素銅母材とほぼ同じであった。破断箇所は接合界面又は無酸素銅母材側であった。一方、タングステンとアルミナ分散強化銅との接合試験の結果は、アルミナ分散強化銅中に含まれる酸素のために、接合界面にタングステン酸化物が形成されることがわかった。

論文

Irradiation damage analysis on the flat plate type target plate of the divertor for fusion experimental reactors

石山 新太郎; 秋場 真人; 衛藤 基邦

Journal of Nuclear Materials, 228, p.275 - 283, 1996/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.85

核融合実験炉用平板型ダイバータ構造物の照射応力解析を最大照射量1dpa、熱負荷15MW/m$$^{2}$$の条件で行い、構造物中に発生する熱応力、照射誘起応力の照射履歴を調べた。その結果、アーマー材とサブストレート材(OFHC:無酸素銅)との接合界面で両部分をひきさく応力が照射によって高くなってくることが明らかとなった。この解析では1dpaまでは連続運転の場合、ダイバータの寿命期間内にあたり、その使用は可能であるが、炉がパルス運転等サイクリックな運転の場合、運転中に生じる照射クリープ等ひずみがサイクルの除熱過程で接合部にひずみのミスマッチを引き起し1dpa以前に大きな損傷がこの接合物に生じる可能性があることが明らかとなった。

論文

The Characterization of copper alloys for the application of fusion reactors

石山 新太郎; 深谷 清; 衛藤 基邦; 秋場 真人

Fitness-For-Service and Dicisions for Petroleum and Chemical Equipment (PVP-Vol. 315), 6 Pages, 1995/00

核融合炉ダイバータ冷却構造体材料として有力な3種類の銅合金、無酸素銅、アルミナ分散銅、W/Cuコンポジット材の高温強度試験及び高温疲労試験を行い、それぞれの特性を比較検討した。その結果(1)高温強度は、室温から500$$^{circ}$$CまでW/Cu$$>$$アルミナ分散銅(DSC)$$>$$無酸素銅(OFHC)の順で高く、OFHCについては400$$^{circ}$$C以上で再結晶化による急激な強度の低下が見られた。(2)高温疲労寿命はW/Cu$$<$$DSC$$<$$OFHCの順で室温で長く、400$$^{circ}$$C以上では、OFHCに再結晶化による短寿命化が見られた。この温度での寿命はOFHC$$<$$E/Cu$$<$$DSCであった。高温強度が高いW/Cuの室温での寿命がOFHCやDSCに比べて短いのは、ヤング率がW/Cuの場合他の材料と比べて高くこのため同ひずみ振幅における疲労試験中に発生する応力が他の材料に比べて高くなるためである。

論文

無酸素銅・銀入無酸素銅,ジルコニウム入無酸素銅から製作したナイフエッジ式フランジ用ガスケットの性能試験

小原 建治郎; 村上 義夫

真空, 33(10), p.804 - 812, 1990/10

真空用メタルガスケットフランジの、シール性能の向上を、メタルガスケットの材料の観点から試験、考察した。すなわち、従来からのガスケット材料である無酸素銅に比べ、耐熱性をはじめとする機械的特性に優れた銀入無酸素銅をジルコニウム入無酸素銅からガスケットを製作し、その性能を比較試験した。その結果、ジルコニウムを0.02%含有し、10%の冷間加工を施したジルコニウム銅製ガスケットが、他の材料によるガスケットに比べ、室温から高温(試験温度400$$^{circ}$$C)においても、きわめて優れた性能を示すことがわかった。講演では、その後も継続して実施している試験の結果も含めて発表する予定である。

論文

臨界プラズマ試験装置の試作開発,1; トロイダル磁場コイル

大久保 実; 川崎 幸三; 西尾 敏; 安東 俊郎; 太田 充; 吉川 允二; 加澤 義彰*; 斎藤 龍生*; 松井 昌夫*

日本原子力学会誌, 20(3), p.195 - 206, 1978/03

 被引用回数:3

臨界プラズマ試験装置の重要機器の一つであるトロイダル磁場コイルの試作開始は、昭和50-51年度にわたって実施され満足すべき結果を得ることができた。試作開発は,コイル設計・製作における問題点の明確な把握に基づき、導体材料および絶縁材料の選定、次いで製作に必要な各種の技術を確立し、実機大コイルの試作へと段階的に進めた。試作したコイルは、それぞれの特色を生かしてコイルの安全性を確認する破壊試験や疲労強度試験に供せられ、最終的に実機大コイルを用いて、機械的、電気的特性試験を行い、設計の妥当性を確認した。本報では、臨界プラズマ試験装置用トロイダル磁場コイルの試作開発が、成功裏に完了したので、包括的にその成果を報告する。

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