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論文

維持規格における圧力容器評価不要欠陥に対する確率論的破壊力学による検討

柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 関東 康祐*; 吉村 忍*

日本機械学会M&M2003材料力学部門講演会講演論文集,No.03-11, p.939 - 940, 2003/00

機械学会維持規格における欠陥評価基準では、供用期間を通して原子炉圧力容器の健全性が維持できる欠陥として評価不要欠陥が規定されている。評価不要欠陥は、設計時の非延性破壊防止規定で用いられる仮想欠陥(a=1/4T)に対して、その1/10の寸法を基準とし、き裂最深部の膜応力に対する応力拡大係数が一定となるように決定されている。一方、構造機器の健全性評価に適用する確率論的方法として、確率論的破壊力学(PFM)がある。この方法により、安全率の定量的意味付けや材質,欠陥,負荷等のばらつきを考慮して種々のパラメータに対する安全率の合理的設定も可能である。本報告では、圧力容器のPFM解析コードPASCALを用いて、維持規格の評価不要欠陥を対象に破壊確率の観点からその妥当性を検討した結果を論ずる。

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

プラズマ対向材料のエロージョン特性

中村 和幸; 秋場 真人

プラズマ・核融合学会誌, 73(6), p.594 - 599, 1997/06

本稿では、プラズマ対向材料(PFM)の損耗特性について概説する。PFMの損耗機構は、定常運転時にはスパッタリングが、また、ディスラプション時には熱衝撃による粒子飛散が主となる。スパッタリングによる損耗では、炭素繊維強化複合材(CFC材)と水素同位体との間の化学スパッタリングが特に問題となるが、その特徴は500$$^{circ}$$C付近に損耗のピークを持つなど強い温度依存性を有することである。ディスラプションによる損耗では、材料中の不純物(中でもカルシウムなどの低沸点不純物)量が多いほど損耗量が増加することが明らかとなっている。これらの損耗データを基にダイバータ板の寿命評価が進められているか、今後さらに、高粒子束、高熱流束条件下のデータや、中性子照射試料に対するデータが必要である。

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

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。

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