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論文

Analysis of sequential charged particle reaction experiments for fusion reactors

山内 通則*; 堀 順一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 川崎 弘光*

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1577 - 1582, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.16(Nuclear Science & Technology)

シーケンシャル反応、すなわち1次反応で発生する荷電粒子と構成材料の核反応により2次的に生成される放射能は、低放射化材料の場合残留放射能として大きな影響を持つ可能性がある。FNSでは、これまで各種低放射化材に対して実験によりシーケンシャル反応による放射能を評価した。また、核融合炉設計の放射化解析のために原研で開発されたACT4コードに新たにシーケンシャル反応による放射化計算機能を追加した。本研究では、ACT4コードのシーケンシャル反応取扱い機能を用いてFNSの実験を解析し、シーケンシャル反応は最大2倍程度残留放射能を高め、実験値を再現するためにはその影響が無視できないことを明らかにした。ただし実験値と計算値の間にはまだ小さくはない不一致があり、今後シーケンシャル反応にかかわる核データの見直し等が必要と考えられる。

論文

Mechanical properties of small size specimens of F82H steel

若井 栄一; 大塚 英男*; 松川 真吾; 古谷 一幸*; 谷川 博康; 岡 圭一郎*; 大貫 惣明*; 山本 敏雄*; 高田 文樹; 實川 資朗

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1077 - 1084, 2006/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:42.56(Nuclear Science & Technology)

微小試験片の試験技術は核融合炉材料の強度特性を調べるために発展しているが、これは特に、IFMIFでは照射スペースが小さくならざるを得ないことに由来している。本研究ではF82H鋼を用いて微小な曲げ試験片(ノッチ部に疲労予亀裂入)であるt/2の1/3PCCVN(pre-cracked Charpy V-Notch)とDFMB(deformation and fracture mini bend)を作製し、これらの曲げ試験片の靭性を評価するための新しい試験装置の開発について紹介する。本装置は約-180$$^{circ}$$Cから300$$^{circ}$$Cまでの範囲で、変位量を高精度に制御して試験できるように設計した。また、室温でこれらの試験片を用いて静的破壊靭性試験を行い、大きめのサイズを持つ0.18DCT試験片の試験結果との比較を行った。加えて、t/2-CVNと1/3CVN及びt/2-1/3CVN片を用いて、衝撃試験によって得られた吸収エネルギーの温度変化から延性脆性遷移温度(DBTT)を評価し、t/2-1/3CVNのDBTTは大きい試験片の場合より約30$$^{circ}$$C低くなる結果を得た。他方、微小引張り試験やスモールパンチ試験による強度とDBTT等の評価も同様に進めた。

報告書

フェライト磁場計算コードFEMAGの開発

浦田 一宏*

JAERI-Data/Code 2003-005, 36 Pages, 2003/03

JAERI-Data-Code-2003-005.pdf:2.96MB

将来の核融合装置の設計において、低放射化フェライト鋼をプラズマ対向材料、及びリップル低減デバイスとして使用することを計画している場合、プラズマに対する誤差磁場評価、及びリップル低減検討を行うために、フェライト磁場の計算が必要となる。しかし、フェライト鋼磁気特性(B-Hカーブ)の非線形性から収束計算が不可欠となるため、設計ツールとして要求される計算の高速実行は難しくなる。トカマク装置の特徴である強いトロイダル磁場中ではフェライトが磁気飽和することから、磁場源である磁荷分布を一意的に決定することができる。さらに実際に使用するフェライト板形状は薄板に限られ、またその薄板の配置がトロイダル磁場に沿うことからも、計算の高速化を図ることが可能となる。以上のようなトカマク装置特有の状況を活用することにより、高速なフェライト磁場計算コード「FEMAG」を開発した。本報告書は、「FEMAG」コードの定式化,「FEMAG」コードの使用法、及び「FEMAG」コードの妥当性検討(3次元有限要素法コードとの比較、及びJFT-2M装置における磁場実測値との比較による)を詳述したものである。計算実行例として、現在原研で計画を進めているJT-60改修装置設計における各種検討結果を示した。

論文

Development of an extensive database of mechanical and physical properties for reduced-activation martensitic steel F82H

實川 資朗; 田村 学*; Van der Schaaf, B.*; Klueh, R. L.*; Alamo, A.*; Petersen, C.*; Schirra, M.*; Spaetig, P.*; Odette, G. R.*; Tavassoli, A. A.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.179 - 186, 2002/12

 被引用回数:144 パーセンタイル:0.68(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト/マルテンサイト鋼は照射下寸法安定性に優れ、また大きな投資無しで低放射化したコンポーネントを製造するに適する。このため、材料の開発及びこれを用いた炉設計研究が進められている。これまでIEAの低放射化フェライト/マルテンサイト鋼開発国際協力で、原研とNKKが開発した低放射化マルテンサイト鋼F82Hを標準材料としたラウンドロビン試験等が、EU,米国等の協力を受けて進めてきた。ここではF82Hについて、合金設計の考え方,熱物理的特性等の物性,照射前後の強度特性及びミクロ組織の評価結果,さらにこれらのデータベース化について報告する。ラウンドロビン試験等では、評価項目として、例えば強度特性について、引張,破壊靭性,衝撃,クリープ,疲労等といった、合金挙動を包括的に評価できる項目を選び、F82Hを代表とする低放射化マルテンサイト鋼の利用可能性について検討を加えた。その結果、F82Hのクリープ強度は、高温機器用材料として評価が高い9Cr-1Mo鋼と同等か優れること、また最も重要な照射挙動の一つである照射損傷による延性脆性遷移温度の上昇も他の合金と比較して小さい結果を得た。

論文

Composition adjustment of low activation materials for shallow land burial

関 泰; 田原 隆志*; 青木 功; 植田 脩三; 西尾 敏; 栗原 良一

Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.435 - 441, 2000/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.33(Nuclear Science & Technology)

代表的な低放射化材料であるフェライト鋼、バナジウム合金及びSiC/SiC複合材料の組成を調整することにより日本において浅地埋設できる割合を高めることを検討した。その結果、バナジウム合金はN$$_{6}$$不純物を、SiC/SiC複合材料はN不純物を減らすことによりほとんど全ての放射性廃棄物を浅地埋設できることが示された。これに対して低放射化フェライト鋼F82Hの場合には、合金成分であるWの割合を減らさないと90%の浅地埋設割合をこれ以上増やすことはできないことがわかった。

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

欧州におけるトカマク核融合炉設計:SEAFP/SEAL

関 泰

プラズマ・核融合学会誌, 74(9), p.939 - 943, 1998/09

欧州においてなされた二つの核融合炉の環境安全性検討プロジェクトSEAFP(Safety and Environmental Assessment of Fusion Power)とSEAL(Safety and Environmental Assessment of Fusion Power - Long Term)の概要を文献に基づいて紹介する。

論文

核融合エネルギーの社会的受容性と科学的見通し,7; 安全性

関 泰

プラズマ・核融合学会誌, 74(8), p.795 - 801, 1998/08

核分裂炉との対比により核融合炉の安全上の特徴を明らかにする。その特徴に即して、放射性物質の閉じ込めに重点を置いた安全確保の方策を述べる。ITERという今までで最も詳細な核融合実験炉の工学設計を対象としてなされた安全評価の結果、それ自身の安全性が確実なものとして示されたことを述べる。この結果に基づいて、将来の動力炉において格段に高い安全性を実現できる方策を示す。

報告書

Concept study of the Steady State Tokamak Reactor(SSTR)

炉設計研究室

JAERI-M 91-081, 607 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-081.pdf:15.66MB

定常トカマク型動力炉(SSTR:Steady State Tokamak Reactor)を近い将来実現可能な核融合動力炉概念として提案する。SSTRの最も大きな特徴は定常運転に必要な所内電力をできるだけ減らすために、プラズマ中に自発的に流れるブートストラップ電流を最大限に利用している点である。そのために高いアスペクト比(プラズマ主半径/プラズマ小半径:A=4)と強いトロイダル磁場(Bt=16.5T)を選択した。その結果プラズマ電流は適度な大きさ(I$$_{p}$$=12MA)となり、高いプラズマの安定性($$beta$$$$_{p}$$=2.0)が得られた。プラズマの加熱と中心部分の電流駆動はともに、負イオン源中性粒子入射により達成される。またSSTRの工学面の特徴は、均一抵抗型真空容器、第1壁とブランケット前半部の定期交換、傾斜機能材料の利用による電磁力の大幅な軽減である。国際熱核融合実験炉ITERとそれほど変わらぬ寸法のSSTRが、総合熱効率約30%で、100万kWの電気出力を出せることを示した。

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