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論文

Numerical study on effect of pressure on behavior of bubble coalescence by using CMFD simulation

小野 綾子; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07

液膜蒸発モデルに基づいた限界熱流束予測評価手法の開発において必要な伝熱面ごく近傍の気泡の挙動や気泡同士の接合現象について、詳細二相流解析コードTPFITによる発泡,気泡生長および接合をシミュレートすることで知見を得る。本発表では、高圧域での沸騰現象の理解と、気泡形状の影響の理解のために、圧力をパラメタとした解析結果に基づいて、気泡の挙動に圧力が与える影響について報告する。

論文

Development of residual thermal stress-relieving structure of CFC monoblock target for JT-60SA divertor

鶴 大悟; 櫻井 真治; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 関 洋治; 横山 堅二; 鈴木 哲

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1403 - 1406, 2015/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:32.14(Nuclear Science & Technology)

Carbon Fibre-reinforced Carbon (CFC) monoblock target for JT-60SA divertor is under development toward mass-production. A CFC monoblock, a CuCrZr cooling tube at the centre of the monoblock and a interlayer were bonded by vacuum brazing in a high temperature, into a target. After the bonding, strong tensile stress was generated in the CFC monoblock around the CuCrZr cooling tube in a room temperature condition due to difference of thermal expansions between CFC and CuCrZr. In the previous trial productions, only half targets passed the acceptance test. In this research, a new structure of the targets was proposed, to reduce residual thermal stress and to depress the degradation of heat removal capacity of the targets, toward the mass-production. Some measures were implemented on the proposed. The effectiveness of the measures were evaluated by numerical simulations. Thermal performance of target mock-ups with the proposed were evaluated.

論文

Progress of ITER full tungsten divertor technology qualification in Japan

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 関 洋治; 毛利 憲介; 横山 堅二; Escourbiac, F.*; 平井 武志*; Kuznetsov, V.*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1281 - 1284, 2015/10

 被引用回数:28 パーセンタイル:95.79(Nuclear Science & Technology)

原子力機構において、現在進められているフル・タングステンITER用垂直ターゲット、特に20MW/m$$^{2}$$の繰り返し高熱負荷に耐える必要があるプラズマ対向機器の開発を進め、フル・タングステンITERダイバータに十分な接合技術の健全性を実証することに成功した。接合技術の開発において、Wモノブロックとその支持構造体への取り付け支持脚の接合部の引張荷重試験を実施し、ITERダイバータの要求値の3倍以上である20kNの荷重に耐えることを確認した。また、6体の小型試験体を製作し、Wタイル接合部および冷却管の耐久性を確認するため、10および20MW/m$$^{2}$$における繰り返し熱負荷条件で試験を行った結果、全ての試験体がWタイルの剥離や冷却管からの水漏れを生ずることなく10MW/m$$^{2}$$・5000サイクルおよび20MW/m$$^{2}$$・1000サイクルに耐えた。この20MW/m$$^{2}$$のサイクル数はITERダイバータへの要求値の3倍以上である。

論文

Experimental examination of heat removal limitation of screw cooling tube at high pressure and temperature conditions

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.347 - 354, 2006/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:52.29(Nuclear Science & Technology)

核融合炉高熱流束機器用冷却管開発の一環として、冷却内面に三角フィンを加工した冷却管を提案している。この冷却管では、三角フィンを簡単なねじ切り加工で形成しており、スクリュウ管と呼ばれる。これまでの室温における実験の結果、フィン形状M10ピッチ1.5mmで最も高い限界熱流束が得られている。本研究では、同形状を有するスクリュウ管の熱伝達係数(HTC)とさらに高温のITERダイバータ冷却条件に相当する4MPa・100$$^{circ}$$Cにおける片側加熱条件における限界熱流束(CHF)実験結果を報告する。熱伝達実験の供試体は無酸素銅製スクリュウ管に、管壁温度測定用の熱電対を埋設したものである。HTCの評価は、実験で得られた壁温度の周方向分布と数値解析を比較することにより行った。解析では冷却面のHTCとして強制対流域における平滑円管のHTCの3倍までを仮定した。実験で得られた壁温は2倍のHTCを適用した場合とほぼ同じであることから、スクリュウ管が平滑管に比べて約2倍の熱伝達係数を持つことを示している。限界熱流束実験の結果、ITERダイバータの設計値である26MW/m$$^{2}$$のCHFを得るのに必要な流束は4MPa・入口温度100$$^{circ}$$Cにおいて約4.5m/sであり、室温(40$$^{circ}$$C)の場合と比較して約20%の減少が生じることを明らかにした。

論文

Critical heat flux testing on screw cooling tube made of RAFM-steel F82H for divertor application

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.313 - 318, 2005/11

 被引用回数:8 パーセンタイル:47.08(Nuclear Science & Technology)

発電実証プラント用ダイバータへの適用性を調べるため、冷却面にねじ加工を施したF82H製スクリュウ管の入射限界熱流束(ICHF)実験を実施した。F82Hは低放射化フェライト鋼の1種であり、設計が進められている発電実証プラントにおける構造材候補となっている。本スクリュウ管のねじ形状はM10ピッチ1.5mmであり、F82H製円管,純銅製円管の内表面に加工されている。F82H製スクリュウ管のICHFは、純銅製管の値と比較して40-50%に低減した。例えば、冷却水条件1MPa・室温・4m/sにおいて、純銅製管では25MW/m$$^{2}$$であるのに対し、F82H製管のICHFは13MW/m$$^{2}$$であった。しかしながら、このICHF値は発電実証プラントダイバータの設計値(13MW/m$$^{2}$$)を上回るものであり、F28Hスクリュウ管がダイバータ冷却への適用できる可能性があることを示す。ICHF減少の原因を調べるため壁面の熱伝導解析を行ったところ、F82H製スクリュウ管ではその低熱伝導率のため入射した熱流束が伝熱面において集中していることがわかった。これらのことから、実機適用の場合高熱伝導材であるタングステンなどで被覆させ入射熱流束の集中を緩和させることが有効であると考えられる。

論文

Study of plasma termination using high-Z noble gas puffing in the JT-60U tokamak

Bakhtiari, M.; 玉井 広史; 河野 康則; Kramer, G. J.*; 諫山 明彦; 仲野 友英; 神谷 健作; 芳野 隆治; 三浦 幸俊; 草間 義紀; et al.

Nuclear Fusion, 45(5), p.318 - 325, 2005/05

 被引用回数:41 パーセンタイル:79.32(Physics, Fluids & Plasmas)

これまで、われわれは、大量の水素ガスと小量のアルゴンガスを組合せて注入することにより、ディスラプション緩和のためにトカマク放電を急速にまた逃走電子の発生を回避しつつ停止することが可能であることを示している。今回は、アルゴンに加えて他のガス種を用いた同様の実験を実施した。具体的には、アルゴンガス,クリプトンガス,キセノンガスのそれぞれについて水素ガス注入の有る無しのケースをディスラプション緩和効果の観点から比較した。その結果、どのガス種についても、水素ガスと合わせて注入した場合には、水素ガス無しの場合と比べて逃走電子の発生が少なくまた放電停止がより早くなることを観測した。また、中でもクリプトンガス注入が(水素ガスの有る無しにかかわらず)、ダイバータ板への熱負荷低減や逃走電子の発生回避に最も効果的であったことから、放電停止のために用いるガス種の良い候補としてクリプトンが考えられることを見いだした。

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

Development of ITER divertor vertical target with annular flow concept, 2; Development of brazing technique for CFC/CuCrZr joint and heating test of large-scale mock-up

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人; Ibbott, C.*; Tivey, R.*

Fusion Science and Technology, 46(4), p.530 - 540, 2004/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:68.23(Nuclear Science & Technology)

同軸冷却管を用いたITER用ダイバータ高熱流束機器の製作性実証及び繰り返し加熱時の耐久性実証を目的とした、大型ダイバータ試験体の製作及びイオンビームによる加熱実験の結果について報告する。同軸冷却管は銅合金(CuCrZr)製外管と外表面にねじりフィンを取り付けたステンレス製内管の2本の同心円管から構成される。試験体は炭素系複合材料(CFC)製アーマを冷却管にロウ付けした、垂直ターゲットと呼ばれるものである。冷却管材料であるCuCrZrは析出硬化型合金であるため、ロウ付け時の熱処理によりその強度が大きく異なる。そのため、CuCrZrの強度回復を兼ねたCFC材料とのロウ付け熱処理工程及びロウ材の選定試験を行い、大型試験体を製作した。また、本試験体で採用したアーマ部とバックプレート部摺動機構による冷却管に生じる熱応力の緩和効果を熱・機械解析を用いて検討した結果、摺動機構無の場合と比較して、冷却管に生じる応力振幅・ひずみ振幅は、ともに70%程度に低減していることを示した。本試験体がITERダイバータ熱負荷条件に相当する20MW/m$$^{2}$$,1000サイクル以上、15MW/m$$^{2}$$,3000サイクル以上に耐えることを示す加熱試験結果を報告する。この成果はダイバータ製作の技術的可能性を示すものである。

論文

ITERダイバータの開発

江里 幸一郎

高温学会誌, 30(5), p.248 - 255, 2004/09

ITERダイバータ用高熱流束機器に要求される機能及び設計条件の説明、並びにITER工学設計活動及び延長期間中実施されたITERダイバータに関する技術開発を解説する。ITERダイバータにおける技術開発は、(1)高熱負荷を除去する冷却構造開発,(2)アーマと銅合金製冷却構造の接合技術開発,(3)3年間の運転に充分耐える機器寿命の確保,(4)中性子照射による性能劣化の評価,(5)大型試験体によるITERダイバータ製作性及び性能実証に大きく纏めることができる。これらの開発は日本,欧州,ロシア,米国の4極の国際協力により実施されており、日本並びに他極の成果を紹介する。

論文

Thermal fatigue experiment of screw cooling tube under one-sided heating condition

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.820 - 824, 2004/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:36.97(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉用高熱流束機器用高性能冷却管開発の一環として、冷却内面に三角フィンを加工した冷却管を提案している。この冷却管では、三角フィンを簡単なねじ切り加工で形成しており、スクリュウ管と呼ばれる。本研究では、これまでの実験の結果、最も高い限界熱流束が得られたM10ピッチ1.5のスクリュウ管の熱疲労実験を実施した結果を報告する。供試体は銅合金(CuCrZr)熱シンクにネジを切った冷却管を用い、ダイバータ形状を模擬した熱シンクには1.5mm幅のスリット加工を施している。熱疲労試験は原研にある電子ビーム照射装置で、核融合炉条件を模擬した片側からの熱負荷条件(20及び30$$rm MW/m^2$$,10秒加熱・10秒冷却)で実施した。冷却管スリット部からの水漏れは熱負荷$$rm MW/m^2$$条件で約4500サイクル、30$$rm MW/m^2$$条件で約1400サイクルにて発生した。これらの疲労寿命は有限要素解析結果をもとにしたManson-Coffin則による寿命評価とよく一致している。断面観察の結果、疲労亀裂はスリット部外側加熱側から生じ、管断面を冷却面側へ進展していることが判明した。本冷却管をダイバータに適用する際に懸念されていた冷却管内面のネジ谷からの亀裂発生がないことを実験的・解析的に示した。

報告書

先駆的超高熱除熱技術の開発と限界の実験的解明; 高速旋回流・多孔質内沸騰二相流・ミスト衝突噴流の三方向からの挑戦,原子力基礎研究H11-37(委託研究)

戸田 三朗*; 結城 和久*; 秋本 肇

JAERI-Tech 2004-008, 58 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-008.pdf:5.14MB

核融合炉の炉心プラズマ周辺に設置される第一壁,ダイバータ,リミターなどの機器は、プラズマから膨大な熱負荷を受けるため、高熱負荷を有効に除去するための技術が必要である。現状では最高で50MW/m$$^{2}$$程度の限界熱流束値が報告されているが、今後の核融合炉の実用化を踏まえて飛躍的な限界熱流束値の向上が期待されている。そこで、筆者らは「多孔質体内相変化を利用した除熱」と「ミスト衝突噴流による除熱」の2つの定常除熱法を用いて限界熱流束値の極限に挑戦する実験を行い、次の成果を得た。多孔質体を用いた超高熱流束除去実験では、多孔質体がステンレス時に10MW/m$$^{2}$$,ブロンズ時に34MW/m$$^{2}$$,銅ファイバー時に71MW/m$$^{2}$$の定常除熱を実証した。一方、ミスト衝突噴流による局所高熱流束除去実験では、ミストの液滴径や流速を最適化することにより、15MW/m$$^{2}$$の除熱を達成した。

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。

論文

Development of supercritical pressure water cooled solid breeder blanket in JAERI

秋場 真人; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 西谷 健夫; 小西 哲之

プラズマ・核融合学会誌, 79(9), p.929 - 934, 2003/09

原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果、局所で1.4以上、全体で1以上のTBRを得られる見通しを得た。さらに複雑な構造の製作手法として高温等方加圧法を採用して第一壁の模擬試験体を製作し、5000回以上の熱サイクルに耐えることを実証した。

論文

Present research status on divertor and plasma facing components for fusion power plants

鈴木 哲; 上田 良夫*; 徳永 和俊*; 佐藤 和義; 秋場 真人

Fusion Science and Technology, 44(1), p.41 - 48, 2003/07

 被引用回数:22 パーセンタイル:81.33(Nuclear Science & Technology)

本論文は日本における核融合発電プラントのダイバータ、プラズマ対向機器に関する研究のレビューである。発電プラントの実現に向けて、トリチウム増殖比や熱・粒子相互作用を考慮したプラズマ対向材料の選定,発電に向けた伝熱流動の研究,プラズマ対向材料として最も有望なタングステンに関する接合技術などの製作技術開発、そして発電プラントの設計などの我が国の研究の現状について報告する。

報告書

Development of HIP technique for bonding of CuCrZr with stainless steel and beryllium for application to the ITER first wall

秦野 歳久; 榎枝 幹男; 黒田 敏公*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-075, 59 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-075.pdf:17.38MB

ITER第一壁は、ベリリウムのアーマータイル,銅合金の熱シンク,ステンレス鋼の冷却管と後壁により構成され、それらを高温等方加圧(HIP)法を用いて接合する。本研究では、銅合金とステンレス鋼並びにベリリウムとの各接合に対するスクリーニング試験を実施して最適な接合条件を選定した。さらに第一壁の部分モデルを試作するとともにその熱負荷試験を行って、製作性を実証し、かつ熱機械特性を評価した。特に、ここでは低コストと高靭性の利点から、従来のアルミナ分散強化銅に代わるクロムジルコニウム銅の適用性について検討した。スクリーニング試験の結果、ステンレス鋼とクロムジルコニウム銅のHIP温度として1050$$^{circ}C$$を選定した。これにより接合体の破壊靭性値は~276kJ/m$$^{2}$$とアルミナ分散強化銅の接合体に比べて非常に高い値を示した。ベリリウムとの接合では温度を555$$^{circ}C$$として時効処理を兼ねたが、接合後のクロムジルコニウム銅は受け入れ材に比べてやや軟化する傾向を示した。これらによりHIP接合条件及び熱処理条件を絞り込むことができた。さらに第一壁の部分モデルを試作し、その高熱負荷試験を行い除熱性能及び熱疲労特性が良好であることを確認した。以上の結果からクロムジルコニウム銅の第一壁への適用に見通しを得ることができた。

論文

Wall conditioning and experience of the carbon-based first wall in JT-60U

正木 圭; 柳生 純一; 新井 貴; 神永 敦嗣; 児玉 幸三; 宮 直之; 安東 俊郎; 平塚 一; 西堂 雅博

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.386 - 395, 2002/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:49.76(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uでは、大気解放後の第一壁コンディショニングとして、ベーキング,ヘリウムTDC,ヘリウムGDC,トカマク洗浄放電と順次実施し、到達真空度10$$^{-6}$$$$sim$$10$$^{-5}$$Paを達成している。また、酸素不純物を低減するために、デカボラン(B$$_{10}$$H$$_{14}$$)を用いたボロナイゼーションを実施しており、プラズマ中の酸素不純物量を0.5%程度まで低減することに成功している。真空容器内に設置されるタイバータタイルは、高熱負荷に晒されるため高い設置精度が要求される。特にテーパー加工はタイルの段差による端部への熱集中を避けるのに有効であり、タイルの損耗を大きく減らすことができた。また、ダイバ-タ領域における堆積量及び損耗量の内外非対称性(ポロイダル方向)からは、外側ダイバータから内側ダイバータへの不純物の輸送が示唆されている。1992年及び1993年には、CFCタイルの化学スパッタリングと酸素不純物の低減を目的として、B$$_{4}$$C転化CFCタイルを外側ダイバータに設置し、その効果を実証した。JT-60Uのトリチウム挙動を調べるために、第一壁中のトリチウム量及び排ガス中のトリチウム量を測定した。その結果、生成されたトリチウム量の約50%が第一壁に残留していることがわかった。

論文

Critical heat flux at high velocity channel flow with high subcooling

数土 幸夫; 神永 雅紀

Nucl. Eng. Des., 187, p.215 - 227, 1999/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:51.01(Nuclear Science & Technology)

本研究では、流路内強制対流下の限界熱流束(CHF)についてCHFに影響を及ぼす基本的なパラメータを明らかにしながらCHFの発生メカニズムを調べるために定量的な解析を実施した。対象とした流動条件は、加熱流路出口で高サブクールとなるような高質量流束のものである。解析で採用した流動モデルは、蒸気ブランケットのマクロ液膜に対する相対速度がホルムヘルツの臨界波長に基づく界面の不安定状態に達した時にCHFが発生するというものである。本モデルの特徴は、CHFの判断基準を新たに加熱壁面上のマクロ液膜の過渡領域モデルに適用したことにある。このモデルに基づき、CHFに影響を及ぼす基本的パラメータである質量流束、入口サブクール度、流路形状、圧力等を考慮したCHFを与える解析的相関式を提案した。その結果、提案した相関式は既存の円管や矩形流路のCHF実験結果を的確に精度良く予測できることが明らかとなった。

報告書

DSCu/SUS joining techniques development and testing

佐藤 聡; 秦野 歳久; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸

JAERI-Research 97-092, 80 Pages, 1998/01

JAERI-Research-97-092.pdf:5.11MB

ITERブランケットへの適用を目的に、HIP接合によるDSCuとSUSの接合技術を開発した。DSCu/DSCu及びDSCu/SUS、SUS/SUSを同時に接合することを考慮したスクリーニング試験の結果、HIP処理条件としては、温度1050$$^{circ}$$Cが最適であると結論づけられた。DSCu/SUS接合片を用いて、引張り、衝撃、ひ労、き裂進展、破壊靱性試験を行った。一部、高温の試験条件で特性が下がるものはあるものの、ほぼ母材と同程度の特性であった。加えて、SUS円管を有するDSCu/SUS接合モックアップを用いた機械試験を行った。初期き裂は、解析において得られた最大歪みの発生位置と一致した。HIP接合により、第一壁パネル部分モデルの試作に成功した。高熱負荷試験を行った結果、熱サイクルによる除熱性能の劣化は確認されなかった。HIP接合面に対してUT試験を試み、検出可能な欠陥の大きさを評価した。

論文

High heat flux testing of a HIP bonded first wall panel with built-in circular cooling tubes

秦野 歳久; 鈴木 哲; 横山 堅二; 鈴木 隆之*; 戸上 郁英*; 喜多村 和憲*; 黒田 敏公*; 秋場 真人; 高津 英幸

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.363 - 370, 1998/00

 被引用回数:20 パーセンタイル:82.55(Nuclear Science & Technology)

本研究は、ITER遮蔽ブランケット第一壁部分を模擬して製作した高熱負荷試験用試験体を用いて熱サイクル試験を実施し、構造体の熱応力による疲労強度を評価することを目的とした。試験は平均熱流束5.0MW/m$$^{2}$$と7.0MW/m$$^{2}$$でそれぞれ1000サイクルと1500サイクルで実施した。試験を通して除熱性能に大きな変化は見られず、試験体外観も正常であった。この試験結果より構造体の熱応力による疲労寿命はステンレス母材の設計疲労寿命より長寿命であることが確認された。

論文

Development of divertor plate with CFCs bouded onto DSCu cooling tube for fusion reactor application

鈴木 哲; 鈴木 隆之*; 荒木 政則; 中村 和幸; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.318 - 322, 1998/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:58.55(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合実験炉用ダイバータ板模擬試験体の高熱負荷実験について報告する。試験体は表面材料に高熱伝導率をもつCFC材料を使用し、冷却管には疲労強度が高く、接合性にも優れたアルミナ分散強化銅製の2重管を使用している。本試験体、並びに比較のための純銅製冷却管をもつ試験体に対して定常熱負荷(20MW/m$$^{2}$$)をくり返し与え、熱疲労強度を評価する実験を行った。その結果、純銅製冷却管をもつ試験体は約400サイクルで冷却管が疲労により破損した。一方、アルミナ分散強化銅製冷却管をもつ試験体は顕著な疲労損傷を受けることなく1000サイクルの負荷に耐えることを実証し、本冷却管の疲労強度における優位性を示した。

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