検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 7 件中 1件目~7件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Reduced activation martensitic steels as a structural material for ITER test blanket

芝 清之; 榎枝 幹男; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.243 - 247, 2004/08

 被引用回数:47 パーセンタイル:5.63(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼は日本では核融合炉ブランケット構造材の最有力候補として研究開発が進められている。その開発段階の一つとして、日本のITERテストブランケットは低放射化フェライト鋼F82H鋼を使って製作する予定である。ITERテストブランケットは構造材料は280$$sim$$330$$^{circ}$$Cで約3dpaの中性子照射を受けることになる。またITERはパルス運転となるため、照射下での疲労特性も重要な問題である。さらにテストブランケットはHIPにより製造される予定であることからHIP継手の照射特性についても調べる必要がある。F82H鋼に関してはこれまでに多くの照射,非照射データが取得されており、既にデータベースが構築されている。これらのデータベースからF82H鋼のITERテストブランケット構造材としての適合性を検討するとともに今後どのようなデータを整備する必要があるのかについても議論する。

報告書

He冷却高温ガス炉における耐熱材料の諸特性に関する調査・検討

上羽 智之

JNC-TN9420 2000-005, 28 Pages, 2000/03

JNC-TN9420-2000-005.pdf:0.94MB

実用化戦略調査研究の第一フェーズの計画では、基本的な目標を高速炉、再処理施設及び燃料製造施設からなるFBRサイクルシステムの複数の実用化概念の摘出と技術開発計画等の実用化シナリオの提示としている。この研究開発はシステム技術開発(FBR、再処理及び燃料製造)、実用化要素技術開発、システム技術統合・評価の3つの階層で進めることとしており、FBRのシステム技術開発では、ナトリウム、重金属、ガス(炭酸ガス、ヘリウムガス)、水等の冷却材、中小型モジュール炉、並びにMOX、金属及び窒化物の燃料からなる技術選択肢に係るプラント概念を検討することとしている。本報告書はこの検討の一環として、ヘリウムガス冷却炉心の適応材料とそのHe環境下での健全性(腐食特性および機械強度、照射特性)に関する調査を行ったものである。

論文

Beryllium neutron irradiation study in the Japan Materials Testing Reactor

石塚 悦男; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 41, p.195 - 200, 1998/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.35(Nuclear Science & Technology)

ベリリウムは、核融合炉の中性子増倍材及び第一壁として期待されており、ブランケットの設計データを取得するためのベリリウム照射研究がJMTRにおいて行われている。ベリリウムの中性子照射研究は、当初JMTRの一次冷却水のトリチウム濃度上昇の原因を調べる目的で行われてきたが、その経験は核融合炉材料としての研究として引き継がれ、現在では球状ベリリウムの製造、照射挙動評価及び再処理技術等の研究を行っている。球状ベリリウムの製造技術としては、回転電極法を開発し球状ベリリウムの製造が可能となった。照射挙動評価としては、ベリリウム特性試験設備を用いてトリチウム放出特性、熱及び機械的特性についての評価を行っている。再処理技術については、ハロゲンガスを用いた乾式法がベリリウム再処理に適しているとの見通しを得た。

論文

Current status and future R&D for reduced-activation ferritic/martensitic steels

菱沼 章道; 香山 晃*; R.L.Klueh*; D.S.Gelles*; Ehrlich, K.*; W.Dietz*

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.193 - 204, 1998/00

 被引用回数:187 パーセンタイル:0.17(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト/マルテンサイト鋼は核融合炉原型炉の有力な候補材となっており、その核融合炉のブランケット構造材料としての可能性を確かめるための研究がIEAの下での国際協力で進められている。原研は、NKKと共同で開発した低放射化フェライト鋼(F82H)を溶解し、板材及びそれらの溶接材を標準材として提供しその活動の中心的な役割を担っている。本論文では、低放射化フェライト/マルテンサイト鋼について、現在の開発現状を原研の活動及び日本、米国、EUを含むIEAの活動をまとめるとともに、今後のR&D計画を紹介する。

論文

Microstructure and mechanical properties of neutron irradiated beryllium

石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.566 - 570, 1998/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:31.59(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射したベリリウムの微細構造と機械的特性を調べた。試料は、ホットプレス法、真空鋳造法、HIP法及び回転電極法で製作し、粒径及び不純物の異なる試料である。これらの試料を材料試験炉で中性子照射し、スエリング及び破壊強度を測定した。この結果、照射量及び照射温度が高いほど、また、粒径が小さく不純物が多いほどスエリングが大きくなることが明らかとなった。破壊強度は照射温度が高くなるにつれて、また、粒径が小さい試料ほど急激に低下することが明らかとなった。この原因は、粒界に集まったヘリウムバブルが影響したためと考えられる。

論文

Thermal properties of neutron irradiated beryllium

石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*

Proc. of 5th Int. Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interaction, 0, p.215 - 220, 1996/00

ベリリウムは、核融合炉の中性子増倍材及び第一壁として期待されているが、中性子照射による熱特性の変化は明らかにされていない。このため、中性子照射したベリリウムの熱拡散率及び比熱をレーザフラッシュ法によって測定した。この結果、中性子照射効果によってベリリウムの熱拡散率及び熱伝導率が未照射材より小さくなることが明らかとなった。また、スエリングした試料を測定した結果、熱拡散率及び熱伝導率が顕著に低下した。比熱については中性子照射及びスエリングの効果が顕著に現れなかった。熱伝導率に対するスエリングの効果を予測するために、マックスウェルの式等を用いて測定値と比較したところ計算値と測定値は一致した。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第29サイクル)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC-TN9360 95-002, 98 Pages, 1995/11

PNC-TN9360-95-002.pdf:4.61MB

本報告書は、第29サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、30サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、29サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・「もんじゅ」燃料ピン照射試験、改良オーステナイト被覆燃料ピン照射試験、太径燃料ピン照射試験、フェライト鋼被覆燃料照射試験、太径中空燃料ピン照射試験、炭・窒化物燃料照射試験(以上B9)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・「もんじゅ」被覆管材料照射(CMIR-5)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・実証炉炉心候補材料の高精度照射特性把握(MARICO-1)・実証炉構造材料強度基準策定(EXIR-1)また、29サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の71,800(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の71,800(MWd/t)である。

7 件中 1件目~7件目を表示
  • 1