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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:59.73(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。

論文

全フッ素化化合物の連続循環ガスクロマトグラフによる分離基礎実験

丹澤 貞光; 廣木 成治; 阿部 哲也; 二ツ木 高志*; 田嶋 義宣*

真空, 46(1), p.44 - 48, 2003/01

半導体製造工場では、ドライエッチング工程や薄膜形成工程などにおいて、全フッ素化化合物であるPFC(PerFluoroCompound)ガスを作業ガスとして使用している。PFCガスについては、地球温暖化防止を目的とした京都議定書の結果を踏まえ、自主的排出削減が半導体業界などで行われつつある。そのため、排出にあたっては種々の方法によって無害化処理が試みられているが、(1)完全に分離・無害化することは難しい,(2)回収再利用が難しい,(3)処理設備の建設費あるいは運転経費が非常に高くなる、という問題がある。筆者らは、これまで核融合炉の排気ガスを構成する未反応燃料成分(水素同位体)とヘリウム燃焼灰を選択的に分離し、未反応燃料成分を燃料として再利用することを目的として吸着材入分離カラムを用いた連続循環クロマト法(Continuous Circulation Chromatograph method,以下C$$^{3}$$法と略記)を研究してきた。今回、このC$$^{3}$$法を沸点が僅差(沸点差0.6K)のため、通常使われている深冷蒸留分離方式では分離が非常に困難といわれているCF$$_{4}$$/NF$$_{3}$$混合ガスに適用し両成分の選択分離を試みた。その結果、吸着剤として活性炭を充填した分離カラムを用いることによって、室温及び大気圧以下の条件下で各々99%以上の純度を持つCF$$_{4}$$及びNF$$_{3}$$に分離することができた。また同時に、連続分離処理を行うために必要な装置の運転制御用基礎データも取得した。

報告書

核融合研究開発の波及効果

波及効果調査委員会

JAERI-Tech 2001-030, 35 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-030.pdf:9.39MB

核融合研究は、物理学,電磁力学,熱力学,機械工学,電気・電子工学,材料工学,伝熱流動・熱工学,核工学,低温工学,化学工学,制御工学,計測工学,真空工学など、極めて広い学問分野に基礎をおき、核融合装置はそれらの先端技術の集積により構成されている。このため、核融合装置を構成する要素機器の開発に伴い個々の技術分野が進歩するだけでなく、分野間の相互刺激が科学技術全体のポテンシャルを高めることにも寄与している。その成果がもたらす波及効果は、半導体産業、大型精密機械加工などの一般民生用技術ばかりでなく、加速器技術、超伝導利用技術、計測診断技術、プラズマ応用技術、耐熱・耐重照射材料技術、真空技術、計算機シミュレーション技術など、物理、宇宙、材料、医学、通信、環境など、ほかの分野の先端技術開発や基礎科学研究の発展に多大の貢献を果たしている。本報告では、これらの波及効果の現状を、(1)実用化技術、(2)利用可能技術、及び(3)共通技術、の3つに分類し、他分野への応用の可能性を含め、核融合開発に携わる研究者の視点から取り纏めた。

報告書

プラズマ・壁相互作用(PSI)及びプラズマ対向機器(PFC)合同研究会講演要旨集; 2000年12月1日, 那珂研究所, 那珂町

NBI加熱研究室

JAERI-Conf 2001-001, 122 Pages, 2001/03

JAERI-Conf-2001-001.pdf:21.64MB

平成12年度のプラズマ・壁相互作用(PSI)及びプラズマ対向機器に関する合同研究会が、2000年12月1日に那珂研究所において開催された。この研究会は、プラズマ対向機器の開発研究に従事している研究者とプラズマ・壁相互作用の研究者が一同に会して相互の情報交換と研究課題の整理を行うもので、今回は、ITER、JT-60、LHDなどの大型核融合装置におけるプラズマ・壁相互作用研究や機器開発研究、及び核融合炉材料中における水素同位体挙動などに関する最新の研究成果を中心に合計11件の講演が行われた。本報告書は、講演要旨及び講演に使用されたOHPをまとめたものである。

論文

Disruption erosions of various kinds of tungsten

鈴木 哲; 大楽 正幸; 横山 堅二; 秋場 真人; 田辺 哲郎*; 中村 和幸

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.295 - 301, 1998/00

 被引用回数:23 パーセンタイル:13.02

ITER用ダイバータ板の候補材料として有望視されているタングステンのディスラプション時における熱衝撃による損耗量を測定した。試料に与えた熱負荷は1000~2400MW/m$$^{2}$$,2ms,使用した装置は高熱負荷実験用電子ビーム装置(JEBIS)である。試験に供されたタングステンは、化学蒸着タングステン(CVD-W),焼結タングステン(A-W),単結晶タングステン(M-W)の三種類である。損耗量は高感度の天秤を用いて測定した。試験の結果、CVD-Wの損耗量が他の2つのタングステンより1/2~1/3程度小さいことが明らかとなった。この理由としては、含まれている不純物量が少ないこと、結晶粒が1/10~1/100程度に小さいことなどが考えられる。この結果から、CVD-Wは極めて高価格ではあるものの、低損耗材料であることから、ITER用ダイバータ板の表面材料としては有望と考えられる。

論文

Disruption and sputtering erosions on SiC doped CFC

中村 和幸; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 横山 堅二; 奥村 義和; 鈴木 隆之*; 神保 龍太郎*; Bandourko, V.*; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.828 - 832, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.92

ITER用ダイバータアーマータイル材として有望な高熱電導炭素強化複合材(CFC材)のスパッタリング収率低減化を目的として、新たに炭化珪素含有CFC材が開発された。新材料で製作したダイバータアーマータイルの寿命を評価するため、ディスラプション及びスパッタリングによるこの材料の損耗特性を実験的に調べた。その結果、ディスラプションによる損耗特性を劣化させずに、スパッタリングによる損耗特性が改善されていることが確認され、実機適用に関して明るい見通しが得られた。本講演では、これら一連の損耗特性評価試験について報告する。

論文

Tungsten self-sputtering yield with different incidence angles and target temperature

Bandourko, V.*; 神保 龍太郎*; 中村 和幸; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.917 - 920, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.92

ITER用プラズマ対向材料として有望なタングステン材料のセルフスパッタリング収率の角度及び温度依存性について報告する。主な内容は、入射角が70度近辺にスパッタリング収率の最大値を持つこと、より高温でスパッタリング収率が増加することである。特に、温度依存性に関しては、従来からの予測と異なるものであり、そのメカニズムについても報告する。

論文

Sputtering experiments on B$$_{4}$$C doped CFC under high particle flux with low energy

中村 和幸; 大楽 正幸; 秋場 真人; 奥村 義和

Journal of Nuclear Materials, 241-243, p.1142 - 1146, 1997/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:37.14

ITER用プラズマ対向材料として、高熱伝導炭素繊維強化複合材(CFC材)が有望視されているが、この材料はマトリックスと呼ばれる部分の損耗(スパッタリング)の大きいことが従来の研究で明らかとなっている。そこで、スパッタリングの抑制を目的としてマトリックス部に炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)を添加した材料を新たに開発した。本発表では、このB$$_{4}$$C添加CFC材のスパッタリング特性を低エネルギー高粒子束イオン照射装置(SLEIS)を用いて調べた結果について報告する。SLEISによる照射は、水素イオンで50eV、~2$$times$$10$$^{20}$$個/m$$^{2}$$・Sの粒子束条件下で行った。その結果、重量変化から求めたスパッタリング収率にB$$_{4}$$C添加効果は見られなかったものの、電子顕微鏡による表面観察ではマトリックス部の損耗抑制効果が確認され、ITER用プラズマ対向材料としての見通しが得られた。

論文

高Z材の開発状況

中村 和幸; 秋場 真人

プラズマ・核融合学会誌, 72(10), p.983 - 1030, 1996/10

本稿では核融合実験炉に向けた高Z材の開発状況について紹介する。ITERのプラズマ対向機器の一部に、化学蒸着タングステン(CVD-W)を使用する設計を日本は提案しており、現在そのための基礎データを収集している。熱伝導率、引張強度等の熱機械特性の測定をほぼ終え、中性子照射効果の測定準備を現在進めている段階である。また、基礎データ収集と並行して、小中型ダイバータ試験体を製作し、接合部等の健全性を熱サイクル試験を行うことによって確認している。現在、5MW/m$$^{2}$$、定常条件(ITERの定常運転条件)下で1000回の熱サイクルに耐えるダイバータ試験体の開発に成功している。今後は、大面積被覆や厚膜被覆(約5mm程度)等の課題を解決していく予定である。

論文

Erosion of newly developed CFCs and Be under disruption heat loads

中村 和幸; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 横山 堅二; J.Linke*; R.Duwe*; H.Bolt*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.A), p.730 - 735, 1996/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:42.33

国際熱核融合実験炉(ITER)のような大型トカマク装置では、ダイバータ板の寿命を予測するためにはディスラプションによる表面材料の損耗を評価することが不可欠である。そこで、電子ビームを用いてプラズマ対向材料の損耗量を評価した。試験に供した試料は、低原子番号材料であるベリリウム及び高熱伝導の炭素せんい強化複合材(CFC材)である。特にCFC材は、スパッタリング特性を改善する目的でB$$_{4}$$Cを含浸させた材料及び高引っ張強度を有する三次元CFC材を新たに開発し、試験を行った。電子ビームの熱負荷条件は、ディスラプション時に予測される2000MW/m$$^{2}$$、2msである。試験の結果、B$$_{4}$$Cの含有量が5%までは損耗量が増加しないことが明らかとなった。

論文

Thermal tests on B$$_{4}$$C-overlaid carbon fibre reinforced composites under disruption heat load conditioned

中村 和幸; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 横山 堅二; 安東 俊郎; 神保 龍太郎*; 西堂 雅博; et al.

Fusion Engineering and Design, 30, p.291 - 298, 1995/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.73

JT-60Uへの適用を目的として、三種類の方法でB$$_{4}$$Cを被覆した炭素系材料の耐熱試験を前回実施し、CVR法で被覆された試料が密着性の最も優れていることを明らかにした。今回は、前回より2~3倍熱負荷の高い条件で耐熱試験を実施し、熱負荷依存性を調べた。その結果、全吸収エネルギーが同じでも、高い熱負荷(従って、照射時間は短い)で照射された方が、損耗や表面の損傷の大きいことが明らかとなった。また、照射後表面のボロンと炭素の混合比に関しても、強い熱負荷依存性のあることが明らかとなった。

報告書

JT-60U用B$$_{4}$$C表面改質炭素材の高熱負荷試験

中村 和幸; 石川 博史*; 安東 俊郎; 佐藤 和義; 横山 堅二; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 荒木 政則; 秋場 真人

JAERI-M 94-046, 28 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-046.pdf:3.08MB

JT-60U用ダイバータ材としての本格的使用を開始する前に、JEBISを用いて高熱負荷試験を行い、材料の耐熱特性を調べた。試験を行った材料は、前回の試験で最も密着性に優れた被覆法として評価された化学反応法(CVR)でB$$_{4}$$Cを被覆した炭素系材料である。加熱条件は、JT-60Uで想定されている10MW/m$$^{2}$$で5秒及び約3MJ/m$$^{2}$$の二条件である。試験の結果、10MW/m$$^{2}$$、5秒の加熱条件では、約300~400$$mu$$mの膜厚までは、溶融、剥離等の有害な損傷が見られないこと、3MJ/m$$^{2}$$の加熱条件では、複数回の被覆処理を行った試料にのみ剥離が生じることなどが明らかとなった。

論文

Feasibility tests on B$$_{4}$$C-converted carbon with various film thicknesses for JT-60U application

中村 和幸; 安東 俊郎; 秋場 真人; 荒木 政則; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 横山 堅二; 大楽 正幸; 西堂 雅博; 神保 龍太郎*

Fusion Engineering and Design, 24, p.431 - 435, 1994/00

 パーセンタイル:100

JT-60Uへの適用を目的として、三種類の方法でB$$_{4}$$Cを被覆した炭素系材料の耐熱試験を前回実施し、CVR法で被覆された試料が密着性に最も優れていることを明らかにした。今回は、前回の試験結果を基に、最も密着性に優れているCVR法によって炭素表面をB$$_{4}$$C転化した試料を膜厚を変えて作製し、その限界膜厚を調べた。その結果、JT-60Uで想定されている10MW/m$$^{2}$$の熱負荷に対しては、B$$_{4}$$C転化膜の厚みを600$$mu$$m以下にする必要のあること、また、膜中にポーラスな層がある場合、その場所で剥離が生じていることから、実機へはポーラスのない転化膜を供給する必要のあることなどを明らかにした。

論文

Thermal response experiments of SiC/C and TiC/C functionally gradient materials as plasma facing materials for fusion application

荒木 政則; 佐々木 真*; S.Kim*; 鈴木 哲; 中村 和幸; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.1329 - 1334, 1994/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:34.19

次期核融合実験炉、例えばITERやFER用ダイバータ板表面材料または接合面構造への傾斜機能材料の適用性を評価する目的で、新たに開発されたSiC/C、TiC/C傾斜機能材料の加熱実験を実施した。傾斜機能層の厚みは1mmであり、東北大学にて化学蒸着法により黒鉛に取り付けたものである。これら材料に70MW/m$$^{2}$$、数秒までの表面熱負荷を与え、材料の熱特性を評価した。この結果、傾斜機能材料は、傾斜機能を持たない接合体に比べて熱応力緩和作用があることを実験的に明らかにした。また、傾斜機能材料は溶融、剥離およびき裂なしに傾斜機能層間の温度落差1500Kに耐え、プラズマ対向機器への適用性に明るい見通しが得られた。

論文

EGS4を用いた核融合炉ダイバータへの逃走電子エネルギー沈着解析

功刀 資彰; 秋場 真人; 小川 益郎; 佐藤 理*; 中村 充志*

KEK-PROC-92-16, p.56 - 63, 1992/12

EGS4(Electron Gamma Shower,Ver.4)はスタンフォード線形加速器センター(SLAC)を中心に開発・発展してきた高エネルギー物理分野のモンテカルロ法による電子光子輸送コードである。一方、核融合炉のプラズマディスラプション時には、逃走電子(Runaway Electrons)が発生し、プラズマ対向機器(PFC)内へ入射、散乱して、大きな体積発熱を生ずる。この発熱がPFCの熱構造上の問題となっている。そこで、この逃走電子によるエネルギー沈着解析にEGS4を適用し、単純な形状でのベンチマーク及びITER候補ダイバータ構造での予備解析結果を報告する。EGS4の核融合分野への適用は初めてであると共に、逃走電子解析自体も世界的に数例しか報告されておらず、本コード開発・適用の工学的意義は大きい。

論文

Heat transfer with nonuniform heat flux for PFC of fusion reactors

功刀 資彰

SAND-92-0222, p.3-14 - 3-26, 1991/00

核融合炉のプラズマ対向機器は、プラズマ側からの放射加熱によって、片面から強い加熱を受ける。プラズマ対向機器内に設置される冷却管も又片面強加熱下にある。これまで、このような片面強加熱下での熱伝達についての研究は少なく、伝熱設計上の安全余裕が不明であった。本報告は、冷却管として円形流路を用いた場合の片面強加熱下の伝熱特性について数値解析で調べたものである。解析の結果、管内速度分布にも依存するが、片面加熱度合いを増すに従って熱伝達は低下し、最大60%も減少することが明らかとなった。また、液体金属流を用いた場合、磁場と熱流束の方向に関する応答性も調べ、片面強加熱下ではやはり熱伝達が低下(約30%)することが分かった。以上の結果を基に、核融合動力炉設計の一つである「TITAN」での境膜温度の見積り誤差が最大400$$^{circ}$$Cにも達することを指摘した。

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