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論文

Femtosecond time-resolved solvation process of a solution; Constraints of vibrational degrees of freedom in the supercooled state

村上 洋

Chemical Physics Letters, 417(4-6), p.550 - 554, 2006/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:17.06(Chemistry, Physical)

溶媒和過程は溶液中の化学反応や生体高分子などの生体機能に重要な役割を果たすと考えられている。本研究の目的は溶液中分子の溶媒和過程を液体状態からガラス転移温度付近までの温度領域でフェムト秒からナノ秒の時間領域で調べることである。溶液中分子の電子励起状態の溶媒和過程は時間分解蛍光スペクトルの時間的ピークシフトから調べることができる。われわれはフェムト秒レーザーによるup-conversion法を用い、エタノール・メタノール混合液(体積比4:1)中色素分子を対象に室温から170Kまでの温度領域で時間分解蛍光スペクトルの測定を行った。すべての温度で三つの緩和過程が存在した。約0.1psの過程は媒質の振動的な運動,数ピコ秒の過程はいわゆる「速い$$beta$$緩和」、時定数が温度低下とともに増加する過程は拡散的な運動に起因すると考えられる。緩和過程の温度変化の結果は二つの速い緩和成分の原因となる溶媒和過程の一部の速度が低下するとして理解される。これは過冷却状態での強い水素結合ネットワークの下で振動的な自由度が束縛されるためと考えられる。

報告書

核融合発電実証プラントに向けた炉工学研究開発の展開

核融合工学部

JAERI-Review 2005-011, 139 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-011.pdf:11.95MB

我が国の核融合工学研究開発は原子力委員会策定の「第三段階核融合研究開発本計画」に基づき、国際熱核融合実験炉(ITER)に必要な主要構成機器の開発・高性能化を図ること、及び核融合炉開発に必要な炉工学技術の基盤を構築すること、の2項目の実現を目標とする。原研は、これらにかかわる研究開発の中心的機関として、ITER工学技術開発及び建設・運転に向けた研究開発,ITERでの工学試験及び発電実証プラントに向けた研究開発、及び核融合工学基盤研究を実施している。本報告は、ITERでの工学試験及び発電実証プラントに向けた研究開発の現状と今後の展開を、核融合工学基盤研究を含めて取り纏めるものであり、これまでの核融合炉工学研究開発の進捗をレビューするとともに、発電実証プラントに向けた研究開発中核である発電ブランケット開発,材料開発,IFMIF計画について、その計画目標,技術課題及び研究開発計画について述べる。また各種炉工学機器の高度化及び核融合基盤研究に関する展開を紹介する。

論文

ITER relevant high heat flux testing on plasma facing surfaces

平井 武志*; 江里 幸一郎; Majerus, P.*

Materials Transactions, 46(3), p.412 - 424, 2005/03

 被引用回数:101 パーセンタイル:90.2(Materials Science, Multidisciplinary)

国際核融合実験炉ITERの設計ではベリリウム,炭素繊維強化複合材料(CFC),タングステンがプラズマ対向材料として選択されている。プラズマ対向材料は高熱負荷に曝されるため、その熱負荷に耐えるプラズマ対向機器の開発が不可欠である。通常運転時の定常熱負荷はダイバータ部で20MW/m$$^{2}$$、第一壁部で0.5MW/m$$^{2}$$と評価されている。この定常熱負荷試験のために、電子ビーム,粒子ビーム,赤外線ヒーターでの試験及びインパイル試験が行われてきた。その他、非定常なイベントで、高密度で短いパルスのさらに過酷な熱負荷,プラズマディスラプション,プラズマの垂直位置変位(VDE)、そしてELMがプラズマ対向材料に大きな熱流束をもたらす。この模擬実験として電子ビーム(短パルス),プラズマガンそして高出力レーザー装置での実験が行われてきた。ここでは現在選択されているITERのプラズマ対向機器について述べるとともに、これらの装置の特徴と最近の実験結果について纏めたものを報告する。

論文

Microstructural development and radiation hardening of neutron irradiated Mo-Re alloys

根本 義之; 長谷川 晃*; 佐藤 学*; 阿部 勝憲*; 平岡 裕*

Journal of Nuclear Materials, 324(1), p.62 - 70, 2004/01

 被引用回数:34 パーセンタイル:89.82(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究においては純Mo及びMo-Re合金(Re濃度2,4,5,10,13,41wt%)を、照射温度681K$$sim$$1072Kで約20dpaまで中性子重照射した試料を用いて研究を行った。微細組織観察において全てのMo-Re合金の照射試料で$$sigma$$相と$$chi$$相の析出物が観察された。また全ての照射試料でボイドが観察され、低温度で照射した試料では転位ループ及び転位が観察された。ビッカース硬さ試験では全ての照射試料において照射硬化が測定され、特にMo-41Reの874K以下で照射した試料において硬化量が大きくなった。これらの結果からMo-Re合金の中性子重照射による微細組織発達と照射硬化及び照射脆化との関連について議論を行い、照射下で使用するMo-Re合金への最適なRe添加量及び熱処理条件を提案した。

報告書

第2回拡大核融合炉・材料合同研究委員会報告書; 2002年7月12日,東京

核融合炉研究委員会; 核融合材料研究委員会

JAERI-Review 2003-015, 123 Pages, 2003/05

JAERI-Review-2003-015.pdf:24.89MB

拡大核融合炉・材料合同研究委員会が、2002年7月12日に東京で開催された。この合同研究委員会では、原研及び大学におけるブランケット,材料及び国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発計画と開発の現状に関する報告が行われるとともに、今後の原研と大学の協力に関する議論が行われた。本報告書は、合同委員会で用いられた資料及びその纏めから構成されている。

報告書

IFMIF-KEP; International Fusion Materials Irradiation Facility key element technology phase report

IFMIF国際チーム

JAERI-Tech 2003-005, 559 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-005.pdf:48.89MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)活動は1995年からIEA協力で国際的に実施されている。IFMIFは加速器を用いた重陽子-リチウム(Li)中性子源であり、核融合の候補材料の試験のため、強力な中性子場(2MW/m$$^{2}$$,鉄に対して20dpa/年)を発生する。IFMIFの重要要素の技術リスク低減のため、3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)が2000年に開始された。KEPでは、電流250mAでエネルギー40MeVの高出力重陽子(D+)加速器、体積9m$$^{3}$$の液体Liを循環するLiループ,温度制御された照射試験施設,照射後試験(PIE)施設及びその他の施設を運転するのに必要なIFMIF建屋及びユーティリティのシステム設計も実施されている。本タスク報告書では、3年間に実施した加速器,ターゲット,テストセル,設計統合のKEPタスク結果について記載した。

報告書

低温プラズマ存在下における被覆管材の水素透過挙動の評価

小河 浩晃*; 木内 清

JAERI-Research 2002-037, 48 Pages, 2002/12

JAERI-Research-2002-037.pdf:2.57MB

革新的軽水炉燃料被覆管材の長期健全性にかかわる水素-金属相互作用に関する基礎検討として、原研開発材25Cr-35Ni系合金とNbライナー材、及び、比較材として従来被覆管仕様ステンレス鋼,現用軽水炉被覆管材ベース金属Zr、及びNiの5つの材料間の水素透過挙動の違いを、放射線励起効果の観点から基礎評価した。RF駆動型低温プラズマ源を用いた励起水素透過試験装置を整備して、同一水素分圧で低温プラズマと熱平衡の水素透過の温度依存性及び電場のバイアス効果等を解析した。低温プラズマ励起による水素透過の促進傾向が全材料の中低温領域に見られ、約530K以下の低温側の水素透過挙動は水素-欠陥相互作用に伴い変化した。NbはZrのような水素化物脆化を生じずに多量に水素が固溶出来る水素ゲッター材としての適性が確認された。電場効果では、電子引き込み条件に依存した水素透過能の増大傾向を示し、表面直上の低速電子励起効果の重要性が確認された。水素溶解の新モデルを構築して材料間の励起水素透過の促進傾向の違いを評価した。

論文

Radioactivity production around the surface of a cooling water pipe in a D-T fusion reactor by sequential charged particle reactions

堀 順一; 前川 藤夫; 和田 政行*; 落合 謙太郎; 山内 通則*; 森本 裕一*; 寺田 泰陽; Klix, A.; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 63-64, p.271 - 276, 2002/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.59(Nuclear Science & Technology)

核融合将来炉の廃棄物処理及び安全設計を推進するためには、核融合炉材料に対して一次中性子反応のみならずシーケンシャル反応による放射能生成過程を考慮することは重要である。特に冷却材の水によって多数の反跳陽子が生成される冷却管表面においては、シーケンシャル反応によって望ましくない放射化物の生成が顕著となることが懸念される。このような背景から、本研究では冷却水を模擬したポリエチレン板に核融合炉材料箔(V,Fe,W,Ti,Pb,Cu)を層状に積み重ねた試料に対して14MeV中性子照射を行い、シーケンシャル反応生成物である51Cr,56Co,184Re,48V,206Bi,65Znの実効生成断面積及び生成量の深さ分布を求め、計算値との比較を行った。現在解析中であるため、結果は講演にて報告する。

報告書

拡大核融合炉・材料研究合同委員会報告書; 2001年7月16日、東京

核融合炉研究委員会; 核融合材料研究委員会

JAERI-Review 2002-008, 79 Pages, 2002/03

JAERI-Review-2002-008.pdf:9.92MB

拡大核融合炉・材料研究合同委員会が、2001年7月16日に、東京で開催された。この合同委員会では、原研及び大学におけるブランケット、材料及び国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発計画と開発の現状に関する報告が行われるとともに、今後の原研と大学の協力に関する議論が行われた。本報告書は、本合同委員会で用いられた資料及びそのまとめから構成されている。

報告書

高温工学に関する先端的基礎研究の成果及び今後の計画

HTTR利用研究委員会

JAERI-Review 2001-016, 232 Pages, 2001/05

JAERI-Review-2001-016.pdf:12.01MB

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いる照射研究である「高温工学に関する先端的基礎研究」の成果と今後の計画についてまとめた。本研究は、高温で広い照射空間が利用できるというHTTRの特徴を生かして、一連の先端的な高温照射研究を行うものである。原研は、大学及び研究機関の協力を得て、平成6年度以来、(1)新素材・材料開発分野、(2)放射線化学・核融合関連分野、(3)高温照射技術・その他原子力関連分野について、予備試験を実施してきた。HTTR利用研究委員会は、予備試験の研究成果や方法論、今後の計画について検討するとともに、HTTR熊射試験及び環射後試験のための設備の整備について検討を進めてきた。本報告書は、約7年間にわたる予備試験及び設備整備の成果についてまとめを行うとともに、今後の計画の概要を明らかにしたものである。

論文

Mechanical and thermal properties of 2-D and 3-D SiC/SiC Composites

山田 禮司; 田口 富嗣; 井川 直樹

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.574 - 578, 2000/12

 被引用回数:58 パーセンタイル:95.74(Materials Science, Multidisciplinary)

実際の使用荷重条件を考慮した2次元及び3次元SiC/SiC複合材料を試作し、その機械的熱的性質を調べた。2次元材料ではSiC短繊維をランダムに配向させ一部3次元的繊維配向を実現した。また3次元繊維では最近開発された高弾性率を有するSiC長繊維で3次元配向を実現した。熱伝導率を測定した結果、新繊維をZ軸方向に配向する割合を増加させると試料厚み方向の熱伝導が向上することを明らかにした。今回用いた繊維は特に表面改質をしていないため、機械的強度及び靱性に関しては、電子線照射で不融化した従来のハイニカロンSiC繊維よりも悪い結果を得た。表面観察等から、SiC/C比が等比的新SiC繊維の場合表面層にカーボン富化した層がないため機械強度が弱いことが明らかとなり、カーボンコート等の表面改質が必要なことを示した。

報告書

原研・大学プロジェクト共同研究シンポジウム報告書; 放射線高度利用研究の成果と今後の展望,1999年1月27日,国立教育会館,東京

原研・大学プロジェクト共同研究放射線高度利用研究プロジェクト専門部会; 大学・原研プロジェクト共同研究放射線高度利用研究専門委員会

JAERI-Conf 2000-008, 113 Pages, 2000/06

JAERI-Conf-2000-008.pdf:11.5MB

本報告は、平成11年1月27日、東京において開催された「原研・大学プロジェクト共同研究シンポジウム; 放射線高度利用研究の成果と今後の展望」をまとめたものである。これまでも研究成果を発表する機会を設けてきたが、今回のシンポジウムではさらに放射線高度利用研究プロジェクトの将来を議論するという試みを初めて行った。研究発表では、(1)オンライン同位体分離器を用いた核分光・核物性、(2)加速器放射線に関する研究(線源評価及び遮蔽)、(3)イオンビーム利用による材料開発法の研究、(4)高分子材料のイオン照射ミクロ構造に関する研究、(5)核融合炉材料に対する核変換生成物の影響に関する研究、(6)ポジトロン放出核種を用いた植物の生体機能解明、の各研究テーマで最近得られた成果が発表された。新しい研究テーマとして、“大気マイクロPIXE分析システムの開発とその応用"が提案され、8人のパネリストによって、本プロジェクトのこれまでの歩みと将来が議論された。

論文

Effect of activation cross section change on the shallow land burial fraction of low activation materials for fusion reactors

関 泰; 青木 功; 植田 脩三; 西尾 敏; 栗原 良一; 田原 隆志*

Fusion Technology, 34(3), p.353 - 357, 1998/11

核融合炉に使用される低放射化材料であるフェライト鋼、バナジウム合金、SiC複合材料の不純物を含めた構成元素の濃度が、どの程度以下であれば、照射後に浅地埋設できるかを明らかにする。その結果に基づいて、浅地埋設できる割合を増やすための元素組織を明らかにする。

論文

Impact of source term uncertainty on neutronics analysis of D-Li neutron irradiation facility (IFMIF)

大山 幸夫; 野田 健治; 小迫 和明*

Fusion Engineering and Design, 42, p.437 - 442, 1998/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.2(Nuclear Science & Technology)

IAEA国際協力の下に国際核融合材料照射試験施設の概念設計が行われている。この施設では250mA、35MeVの重陽子によるD-Li反応を利用する。材料照射を有効にするために重陽子ビーム及びターゲット形状の最適化を行うが、このために中性子場を計算で解析する。計算で用いるD-Li反応のモデルとしてFMITおよびESNITで用いられたものが米国と日本で利用された。この両者のモデルで得られるスペクトルを最近行われた実験値と比較し、その精度を評価した。更に、線源モデルの不確さが中性子場及び損傷パラメータに及ぼす影響を調べ、IFMIF設計計算結果の不確さを評価した。結果として、損傷パラメータに対して、ESNIT及びFMITモデルは各々約8%と約17%の不確さを与えることを示した。

論文

High-energy/intensity neutron facilities for testing fusion materials

近藤 達男; 大野 英雄; R.A.Jameson*; J.A.Hassberger*

Fusion Engineering and Design, 22, p.117 - 127, 1993/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:56.97(Nuclear Science & Technology)

現在検討が進められている核融合炉材料研究用高エネルギー強力中性子照射施設について、技術的実現性ならびに材料研究適応性の観点から、早期実現可能性の高い$$alpha$$-Liストリッピング反応型中性子源について、加速器系技術、ターゲット系技術、実験系技術等に関する研究開発の現状ならびにR&D項目を概観する。また、核融合炉開発における材料研究の位置づけ、ならびに材料開発戦略についても言及する。

論文

米国における核融合エネルギー技術の動向

中井 貞雄*; 北川 米喜*; 関 泰

プラズマ・核融合学会誌, 68(5), p.511 - 515, 1992/11

第10回「米国原子力学会核融合エネルギー技術に関するトピカル会合」は、6月7日から12日にかけて、米国ボストン市において開かれた。本文は、この会合の全体的な状況および磁気閉じ込め核融合に関するトピックスについてとりまとめたものである。全体としては、米国の厳しい予算状況のためか、やや活気が乏しいように見うけられた。磁気閉じ込め核融合の話題の中心は、国際熱核融合実験炉(ITER)であった。

論文

Dielectric and electrical design consideration of ceramics for fusion devices

大野 英雄

Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.60 - 63, 1991/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.87(Materials Science, Multidisciplinary)

多種多様なセラミックスの利用が核融合炉開発において考えられているが、金属材料の研究の進展にくらべまだ多くの課題が残されている。本論文では、核融合炉開発で必要となる機能性セラミックスのなかで、材料設計研究室を中心として行っている研究をまとめた。主な内容は下記の通りである。1.機械特性にすぐれた低誘電損失セラミックス、2.トリチウム水蒸気電解用セラミックス、3.耐放射線性導光性材料、4.$$gamma$$線照射下その場電気特性試験

論文

Recent progress in wall material development and of surface technology for fusion devices at the Japan Atomic Energy Research Institute

村上 義夫; 阿部 哲也

J.Vac.Sci.Technol.,A, 5(4), p.2305 - 2310, 1987/04

核融合装置のプラズマ壁相互作用に関係する材料の研究開発は、プラズマ閉込めの研究を進展させるうえで解決しなければならない現在及び近い将来の問題を含んでいる。検討を要する主要な課題は、i)不純物放出と表面侵食、ii)水素同位体のリサイクリング、iii)高熱負荷への対応、iv)プラズマディスラプションは影響などである。原研における壁材開発と関連するプラズマ壁相互作用の研究は主に装置開発の立場から行われ、新しい材料・プロセスの開発と性能試験に重点が置かれた。JT-60ではTiC被覆モリブデン及び同インコネルタイルが使用され、初期のプラズマ実験で被膜の密着性のよいことが示された。TiC及びCのその場コーティング技術の開発も進めている。次期大型装置のためには強制冷却した壁コンポーネントの開発が必要である。主な技術課題は、核融合装置環境下で使用できるセラミック(黒鉛含む)材料の改良やセラミック-金属接合の開発などであろう。

論文

第7回プラズマ-表面相互作用国際会議

佐々木 貞吉

表面科学, 7, p.422 - 423, 1986/00

1986年5月5日~5月9日、米国プリンストンで開催された標記の国際会議について、会議の概要を紹介すると共に、179編の報文の中から表面化学に関連する研究を取り上げ、主な成果を記した。

報告書

赤外線加熱によるTiC被覆モリブデンの熱サイクル試験

中村 和幸

JAERI-M 85-204, 7 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-204.pdf:0.53MB

モリブデン基板上に反応性蒸着法で被覆した種々の組成のTiC被膜の密着性を、赤外線で繰返し加熱して調べた。その結果、1に近い組成比の膜の密着性が最も優れていることがわかった。なお、反応性蒸着法はJT-60その場コーティングに適用されるTiCの被覆方法である。

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