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論文

炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応試験後の材料分析

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘

日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00360_1 - 19-00360_13, 2020/03

我が国で設計されている先進型ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故では、制御棒材料である炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移行挙動を模擬する必要がある。これは、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融移行挙動が簡易計算に基づく反応度推移において大きな不確かさを有するからである。そこで、共晶溶融反応及び移行挙動を模擬する物理モデルを開発し、それをシビアアクシデントシミュレーションコードに組み込んだ。そこで、その物理モデルの妥当性を確認するため、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融反応可視化試験を実施し、1500$$^{circ}$$Cまで加熱したB$$_{4}$$Cペレットに数kgの溶融SSを接触させた。本試験では、共晶反応の過渡挙動を可視化するとともに、試験後固化物の上部にはB$$_{4}$$C-SS共晶溶融物質があり、密度差により分離したことが示された。試験後材料分析では、X線回折装置と透過型電子顕微鏡を用いて、B$$_{4}$$C-SS接触界面ではFeBが現れ、試験体表面には(Fe,Cr)$$_{2}$$Bは現れることを示した。次に、グロー放電発光分析法を用いてホウ素濃度分布の定量的分析を行ったところ、試験体表面及びB$$_{4}$$Cペレット初期位置に近いところでボロン濃度が高いことが示された。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.418 - 427, 2019/09

制御棒材の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つである。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び平成29年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したB$$_{4}$$C-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 4; Effect of B$$_{4}$$C addition on viscosity of austenitic stainless steel in liquid state

太田 弘道*; 小久保 宏紀*; 西 剛史*; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.858 - 860, 2019/09

粘度計測装置を開発した。ステンレス鋼(SS)合金等の低粘度金属の取扱は難しいことから、高温溶融合金の粘度測定は難しいことが知られている。本研究では最初の段階として、溶融ニッケル(Ni)とステンレス鋼の粘度を、高温溶融合金の計測に適したるつぼ回転振動法により計測し、粘度計測装置の性能を確認している。溶融金属を入れたつるぼを吊るし、電磁的回転振動を与えたが、溶融金属の摩擦により、振動は弱まった。粘度は振動時間と対数減少から判断される。るつぼは、ミラーブロック,アルミ製の慣性ディスクに接続されており、全体は白金-ロジウム合金製のワイヤで吊られている。レーザー光線をミラーに照射し、その反射光を光センサで検知し、その後、溶融金属の対数減少を決定した。溶融Niと溶融SSの粘度は1823Kであった。この結果における溶融Ni及びSSの粘度数値は、溶融Ni及びSSの文献値に近く、この計測装置を使って溶融合金の粘度を計測する。溶融SS合金の粘度の濃度依存性は今後明らかにされる。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 3; Effect of B$$_{4}$$C addition on thermophysical properties of austenitic stainless steel in a liquid state

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.853 - 857, 2019/09

溶融混合物316Lステンレス鋼(SS316L)及び制御棒材の熱物性は、ナトリウム冷却高速炉を含む原子力プラントのシビアアクシデント時の炉心崩壊のメカニズムを示すコンピュータ模擬コードの開発に必要である。まず、示差走査熱量測定によりSS316LにB$$_{4}$$Cを追加した際の固相線温度及び液相温度を計測した。溶融316L及びB$$_{4}$$Cを含む溶融316Lの密度,表面張力,垂直分光放射率,比熱容量,熱伝導率の計測には静磁場での電磁浮上技術が用いられた。B$$_{4}$$C追加による物性への影響の研究は10mass%まで行われた。

論文

Study on B$$_{4}$$C decoupler with burn-up reduction aiming at 1-MW pulsed neutron source

大井 元貴; 勅使河原 誠; 原田 正英; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.573 - 579, 2019/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

パルス中性子源において、減速材から放出される中性子パルスを細くして、エネルギー分解能を向上させるためにデカップラーと呼ばれる中性子吸収材が使用される。カドミウムとB$$_{4}$$Cはデカップラーとして広く使用されている。しかしながら、B$$_{4}$$Cは中性子吸収に伴うホウ素の燃焼とヘリウムガスの生成のために、MW級中性子源においては、その使用は困難であると考えられてきた。この問題を解決するために、B$$_{4}$$Cを別の中性子吸収材で挟むプレデカップラーの概念を導入し、B$$_{4}$$Cの中性子吸収の削減を目的として、簡易的なモデルを使用した計算により、プレデカップラーのB$$_{4}$$Cデカップラーの燃焼に対する影響について計算を行った。結果として、カドミウムプレデカップラーにより中性子強度の減少なしに、B$$_{4}$$Cの中性子吸収を60%削減する効果がみられた。また、プレデカップラーにより、B$$_{4}$$Cのガススウェリングは、三分の一に抑えられる。

論文

ステンレス鋼-B$$_{4}$$C溶融混合物の系統的な粘度測定を目指したニッケルおよびステンレス鋼の粘度測定

小久保 宏紀*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 山野 秀将

日本金属学会誌, 82(10), p.400 - 402, 2018/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント評価手法の改良のため、ステンレス鋼と炭化ホウ素(SUS316L+B$$_{4}$$C合金)で構成される溶融混合物の粘度を取得することは重要である。本研究では、最初の段階として粘度計測装置の性能確認のため、溶融ニッケル(Ni)とステンレス鋼(SUS316L)の粘度を、るつぼ回転振動法により計測することにした。溶融NiとSUS316Lの粘度は1823Kまでを測定した。測定値のバラつきから、溶融NiとSUS316Lの測定誤差はそれぞれ$$pm$$4%と$$pm$$3%であった。また、溶融NiとSUS316Lの測定値は同様の組成をもつ文献値に近いことが分かった。さらに、SUS316L-B$$_{4}$$C合金の粘度も暫定的に計測できた。本研究によりNiとSUS316Lの粘度のフィッテイング式を得た。

論文

Thermophysical properties of molten stainless steel containing 5mass%-B$$_{4}$$C

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1014 - 1019, 2018/04

本研究では、静磁場での電磁浮遊法を用いてSUS316Lと5mass%-B$$_{4}$$C含有SUS316Lの密度, 表面張力, 輻射率, 比熱及び熱伝導率を測定した。

論文

Release behavior of Cs and its chemical form during late phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

日高 昭秀; 横山 裕也

Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2017 (AWC 2017) (USB Flash Drive), p.29 - 42, 2017/09

福島第一原子力発電所事故後期に東海村で測定された空気中のCsの性状が3月30日にガス状から粒子状に変わったことに関し、B$$_{4}$$C制御材を用いたPhebus FPT3実験やWSPEEDIコードによるソースターム逆算の結果を参照して、CsOHがB$$_{4}$$C起源のH$$_{3}$$BO$$_{3}$$と反応して生成するCsBO$$_{2}$$が再蒸発したことが原因であること、また、CsBO$$_{2}$$は環境中に放出後、逆反応を起こし、H$$_{3}$$BO$$_{3}$$が水に溶けたことがBの測定を難しくしているとの仮説を提案した。本仮説に基づく計算は、3月20日以降の炉心冷却注水量の最適化に伴う温度上昇時の環境中への放出量増大と合わせ、放出挙動を的確に再現できたが、推論の実証が重要である。今後は、様々な測定データを詳細に分析し、Bの存在を確認することが重要と考える。

論文

Source term analysis considering B$$_{4}$$C/steel interaction and oxidation during severe accidents

石川 淳; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is pursuing the development and application of the methodologies on fission product (FP) chemistry for source term analysis by using the integrated severe accident analysis code THALES2. In the present study, models for the eutectic interaction of boron carbide (B$$_{4}$$C) with steel and the B$$_{4}$$C oxidation were incorporated into THALES2 code and applied to the source term analyses for a boiling water reactor (BWR) with Mark-I containment vessel (CV). Two severe accident sequences with drywell (D/W) failure by overpressure initiated by loss of core coolant injection (TQUV sequence) and long-term station blackout (TB sequence) were selected as representative sequences. The analyses indicated that a much larger amount of species from the B$$_{4}$$C oxidation was produced in TB sequence than TQUV sequence. More than a half of carbon dioxide (CO$$_{2}$$) produced by the B$$_{4}$$C oxidation was predicted to dissolve into the water pool of the suppression chamber (S/C), which could largely influence pH of the water pool and consequent formation and release of volatile iodine species.

論文

B$$_{4}$$C制御材がシビアアクシデント時の炉心溶融過程およびヨウ素やセシウムの化学形に与える影響

日高 昭秀

日本原子力学会和文論文誌, 14(1), p.51 - 61, 2015/03

原子炉の制御材としてBWR等で使用されているB$$_{4}$$Cは、PWRで用いられているAg-In-Cd制御棒材では見られない現象をシビアアクシデント時に引き起こし、炉心の溶融過程、H$$_{2}$$発生量、ソースターム等に影響する。炉心の溶融過程では、B$$_{4}$$Cはステンレス被覆管と共晶反応を起こし、融点以下でステンレスを液化させて炉心溶融を促進する。H$$_{2}$$発生量では、Bが酸化して発生量を増加させるとともに、遊離したCはCH$$_{4}$$に変化し、ヨウ素と結合することにより、ガス状のCH$$_{3}$$Iを生成させる。また、酸化過程で生じたHBO$$_{2}$$はCsBO$$_{2}$$を生成させ、原子炉冷却系内へのCs沈着量を増加させる。当面の課題は、粉末状のB$$_{4}$$C制御棒ブレードと、ペレット状のB$$_{4}$$C制御棒では、形状や表面積、B$$_{4}$$Cとステンレスとの重量比等に差があり、そのことが実際の溶融進展やB$$_{4}$$Cの酸化挙動、あるいは放射性物質の化学形や環境中への放出にどのように影響するのかを解明することである。今後、この分野の研究を進展させることにより、福島事故の炉心溶融進展やソースタームの高精度予測、安全評価における有機ヨウ素の扱い等に有用な知見を提供すると期待される。

論文

Thermodynamic evaluation on chemical reaction between degraded nuclear fuel and B$$_{4}$$C control rod in severe accident of LWR

白数 訓子; 倉田 正輝; 小川 徹*

Proceedings of 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting/ Top Fuel / LWR Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2014/09

福島第一原子力発電所の過酷事故では、ジルカロイ被覆管や破損燃料が、B$$_{4}$$C制御棒と反応したことが考えられる。BやCは反応性が高く、FPや構造材と様々な化合物を形成することが考えられ、その蒸発挙動への影響や発熱など、B$$_{4}$$C制御材と破損燃料の間の化学反応で想定される様々な懸念に関する評価を熱力学平衡計算により試みた。酸素ポテンシャルは、Bのふるまいに大きく影響し、過酷事故が進展し酸素ポテンシャルが上昇すると、Bは多様な化合物を形成して蒸発する。また、BはSrやCsなど揮発系FP元素の蒸発挙動にも寄与する。Bの存在下では、酸化性雰囲気におけるSrの安定化合物がSr(OH)$$_{2}$$からSrBO$$_{2}$$に変化しSrの蒸発が促進される。

論文

In-out asymmetry of low-$$Z$$ impurity deposition on the JT-60 divertor tiles

正木 圭; 柳生 純一; 三代 康彦; 後藤 純孝*; 新井 貴; 林 孝夫; 児玉 幸三; 笹島 唯之; 神永 敦嗣; 田辺 哲朗*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.845 - 848, 2004/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60U運転開始以来、プラズマ対向壁の放射能測定により、ベリリウム($$^{7}$$Be)が検出されてきた。このベリリウムはおもにダイバータ領域に非対称に分布しており、プラズマ中の不純物挙動に関係している可能性がある。ダイバータ領域の不純物挙動を調べるために、このベリリウムに注目し、トロイダル及びポロイダル方向のベリリウム分布測定を行った。JT-60Uでは、運転開始以来酸素不純物低減のためにボロナイゼーションを行っている。さらに、1993年には化学スパッタリングと酸素不純物の低減のためにB$$_{4}$$Cタイルを設置した。このB$$_{4}$$Cタイルの設置によりダイバータタイル上のベリリウム量が急増(約100倍)し、このベリリウムの発生にはボロンが深くかかわっていることがわかった。さらに、トロイダル磁場のリップルの影響を受けてトロイダル方向に周期的にベリリウムが分布していたこと及びおおまかな定量評価から、軽水素実験放電時のICRFによって加速された高エネルギープロトンとボロンの$$^{10}$$B(p,$$alpha$$)$$^{7}$$Be反応によりベリリウムが生成されたと考えられる。また、B$$_{4}$$Cタイルは外側ダイバータに設置したにもかかわらず、内側ダイバータのベリリウム濃度が高いことから、外側から内側への不純物輸送が存在する可能性がある。

論文

A Proposal of benchmark calculation on reactor physics for metallic fueled and MOX fueled LMFBR based upon mock-up experiment at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 桜井 健; 岡嶋 成晃; 安藤 真樹; 根本 龍男; 加藤 雄一*; 大杉 俊隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.186 - 201, 2000/02

高速炉用断面積の信頼性評価を目的としたFCA臨界実験に基づくベンチマーク計算問題を提案した。対象とした炉心は、金属燃料高速炉模擬炉心のXVI-1及びXVI-2炉心、並びにMOX燃料高速炉模擬炉心のXVII-1炉心である。計算を行う炉物理パラメータは、臨界性、反応率比、プルトニウム及びB$$_{4}$$Cのサンプル反応度価値、ナトリウムボイド反応度価値、$$^{238}$$Uのドップラー反応度価値である。簡単な2次元拡散計算を行うだけで実験と計算を比較できるように、均質原子数密度と各種の補正係数を与えた。補正係数の妥当性は計算方法及び使用する核データファイルを変更することにより検証した。

論文

Temperature and angular dependences of sputtering yield of B$$_{4}$$C-carbon fiber composite irradiated with low energy deuterium ions

神保 龍太郎*; 中村 和幸; Bandourko, V.*; 大楽 正幸; 奥村 義和; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 266-269, p.1103 - 1107, 1999/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:57.2(Materials Science, Multidisciplinary)

次世代核融合実験炉におけるダイバータ表面の化学的スパッター状況をシミュレートする目的で、超低エネルギーイオン源(SLEIS)を用いた。200~700$$^{circ}$$CにおけるB$$_{4}$$C-炭素繊維複合材料のスパッター率はSiC添加CFC材とほぼ等しく、2次元CFC材より明らかに小さいこと、化学的スパッター率は入射角度に依存しないことを明らかにした。

論文

Deuterium retention of DIII-D DiMES sample

山内 有二*; 広畑 優子*; 日野 友明*; 正木 圭; 西堂 雅博; 安東 俊郎; D.G.Whyte*; C.Wong*

Journal of Nuclear Materials, 266-269, p.1257 - 1260, 1999/00

 被引用回数:20 パーセンタイル:18.16

表面の半分をB$$_{4}$$C転化した黒鉛サンプルをDIII-DのDiMESにより約15秒間(合計)重水素プラズマにさらし、そのサンプルの重水素リテンション量の2次元分布及び熱脱離特性を昇温脱離分析法(TDS)で調べた。脱離気体種はおもにHD,D$$_{2}$$,CD$$_{4}$$であり、放出される割合は黒鉛面及びB$$_{4}$$C面とも同程度であった。また脱離スペクトルのピークは黒鉛面、B$$_{4}$$C面ともに3ヶ所存在している。これらの結果は、これまでの実験結果と異なり、サンプル表面への炭素の堆積が原因と考えられる。脱離スペクトルの低温側のピークはB$$_{4}$$C面の方が大きくこれはB-D結合によるものと思われる。重水素リテンション量はプラズマ流入側(電子ドリフトサイド黒鉛面)のエッジ部が最も多かった。黒鉛面とB$$_{4}$$C面で重水素リテンション量を比較すると、それぞれ6.1$$times$$10$$^{16}$$D/cm$$^{2}$$,6.9$$times$$10$$^{16}$$D/cm$$^{2}$$とB$$_{4}$$C面がわずかに多くなっており、粒子束の大きいエッジ部を抜かした場合、さらにB$$_{4}$$C面の重水素リテンション量が多く、約1.5倍の値となった。

論文

Synthesis and fabrication technique of SiC/SiC thermo elements

石山 新太郎; 深谷 清; 衛藤 基邦

Key Engineering Materials, 159-160, p.423 - 428, 1999/00

高温ガス炉の高温熱エネルギーを高効率で直接電気変換できる高温用熱電素子の開発を進めている。特に、1000$$^{circ}$$C以上の高温エネルギーの直接発電には耐熱/耐食性の優れたセラミックス製熱電素子材料が有効である。本研究では、伝導性SiCやB4Cセラミックスに注目し、これらのP型及びN型の低抵抗/高性能熱電素子の開発を進め、B4C/SiC及びSiC/SiC型のP/N熱電素子の製作に成功した。本論では、これらの新型素子の製造方法ならびにその性能について概説する。本研究で得た成果は主に、(1)SiCのB4CならびにSiをドープすることによって低抵抗のP型及びN型の半導体の製作に成功した。(2)これらの半導体のP/N接合法を開発した。(3)これらのP/N熱電素子は高い電気変換性能を有する。

報告書

NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムによる熱・冷中性子輸送計算

伊賀 公紀*; 高田 弘; 永尾 忠司*

JAERI-Tech 97-068, 58 Pages, 1998/01

JAERI-Tech-97-068.pdf:1.67MB

水冷タンタルターゲット・減速材・反射体体系について、NMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを用いた熱・冷中性子輸送計算を行い、核破砕中性子源の核設計への本コードシステムの適用性を調べた。計算では、減速材に軽水及び液体水素を用いた場合に放出される中性子のエネルギースペクトルについて、B$$_{4}$$Cデカップラーの有無による強度変化、外部中性子線源位置による強度変化等の計算結果が実験結果に基づく半実験式に物理的に妥当な値のパラメータを用いて再現できることを確認した。しかし、放出中性子の時間スペクトルを精度良く評価するためには、MCNP4Aによる計算で反射体やデカップラー領域に適当なインポータンスを設定する工夫が必要であることがわかった。本計算によって、今後の核破砕値源の核設計にNMTC/JAERI-MCNP4Aコードシステムを適用できることを確認した。

論文

Benchmark experiment on bulk shield of SS316/water with simulated superconducting magnet

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 前川 洋; 春日井 好己; M.Z.Youssef*; A.Kumar*; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 42, p.267 - 273, 1998/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.92(Nuclear Science & Technology)

超伝導電磁石(SCM)に含まれる核種が核パラメーターに及ぼす影響を調べるために、超伝導電磁石模擬実験を行った。SCMの構造は層状に模擬し、導体部の組成は予備解析をもとに核的に設計に近いものを選んだ。SCM領域の前には遮蔽ブランケットと真空容器を模擬したSUS/水層を設置した。1MeV以下の中性子スペクトル、反応率、$$gamma$$線スペクトル、$$gamma$$線発熱率をSCM領域内で測定した。また、B$$_{4}$$C/Pb補助遮蔽体をSCMの前に設置した体系でも実験を行った。実験解析は、MCNP4AとDOT3.5コードで行い、JENDL Fusion File とFENDL/E-1.0の核データライブラリーを用いた。MCNP及び自己遮蔽補正を考慮したDOTの計算は実験と40%以内で一致したが、自己遮蔽補正をしていないDOTの計算は、SCM内で実験値を大幅に過小評価した。また、SCM内の核発熱で、微量の重核による寄与が大きいことを計算で示した。

論文

Temperature dependence of sputtering yield of carbon fiber-reinforced carbon composites with low energy and high flux deuterium ions

神保 龍太郎*; 中村 和幸; Bandourko, V.*; 奥村 義和; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.724 - 728, 1998/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:40.42(Materials Science, Multidisciplinary)

次世代核融合実験炉のダイバータにおけるスパッター条件を模擬する目的で、超低エネルギーイオン源(SLEIS)を用いて、200~800$$^{circ}$$C(化学的スパッター域)における1次元、2次元及び3次元CFC材と等方性黒鉛材及びB$$_{4}$$C添加1次元CFC材の重水素イオンによるスパッター率の温度及び照射角度依存性を調べた。その結果、1~3次元CFC材は、等方性黒鉛と同様な温度依存性を示したが、B$$_{4}$$C添加CFC材は、これらよりやや低い値を示した。B$$_{4}$$C添加CFC材では、照射角度の増加とともにスパッター率が減少したが、1次元CFC材では、照射角度依存性は見られなかった。

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

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.48(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。

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