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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:103 パーセンタイル:90.1(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 B$$_{4}$$C-carbon fiber composite ceramics as plasma facing materials in nuclear fusion reactor, 3; Heat resistance evaluation by electron beam irradiation and by in situ plasma discharge in JT-60

神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師央*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純隆*

Journal of the Ceramic Society of Japan, International Edition, 105, p.1179 - 1187, 1997/00

C/C材の次世代のプラズマ対向材料として、B$$_{4}$$Cと炭素繊維から成る複合セラミックスを作り、電子ビームとJT-60のプラズマによる熱負荷試験を行って、耐熱性を評価した。高熱伝導性の縦糸と高強度で折れ難い横糸の炭素繊維から成る平織り布にB$$_{4}$$Cを含浸後に、渦巻状にして加圧焼結した複合セラミックスで作ったタイルは、22MW/m$$^{2}$$の電子ビーム照射(5秒,2500$$^{circ}$$C)によっても破損しなかった。さらに、JT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を繰り返し(572回)行っても、クラックの発生は見られなかった。

論文

High-speed surface temperature measurements on plasma facing materials for fusion applications

荒木 政則; 小林 正信*

Review of Scientific Instruments, 67(1), p.178 - 184, 1996/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.83(Instruments & Instrumentation)

核融合炉用プラズマ対向機器の寿命は、プラズマディスラプションの程度及び回数で決定される。このため、ディスラプション中のプラズマ対向機器表面材料の損耗や損傷を評価する必要がある。材料の溶融・蒸発挙動に関する研究は、いくつか行われているが、表面温度に関する研究は温度計測技術上、多くの課題があったため粗い温度測定がなされているのが現状である。このため、計量研究所と共同で、高電圧ノイズ下における短時間(0.1~3ミリ秒)・高温度(2000$$^{circ}$$C以上)の温度測定技術の確立を目指して、核融合炉で想定される熱衝撃実験を行った。この結果、1)計量研究所にて開発された高速度赤外温度計にノイズ対策を実施することにより、核融合炉環境下に適用できること、2)実験結果は蒸発を考慮した2次元解析とよく一致した。本実験結果をもとに、多素子Ge高速度赤外温度計を設計・製作した。

論文

Development of 3D-based CFC with high thermal conductivity for fusion application

荒木 政則; 中村 和幸; 鈴木 哲; 秋場 真人; 久手 幸徳*; 早田 喜穂*; 佐藤 浩一*

Fusion Technology 1996, 0, p.359 - 362, 1996/00

次期核融合実験炉、例えばITER等では、高熱伝導率を有するプラズマ対向機器材料が必要である。特に、ダイバータ耐熱保護タイルは熱特性のみならず、機械的特性に優れた構造が要求されている。このような要求を満たすために、3次元構造をもつ炭素繊維強化複合材が開発されてきた。しかしながら、これら複合材は一般的に多孔質でり、真空環境への適用性が問題視されている。そこで、従来他の分野で利用されているHIP法を適用することにより、高熱伝導・高強度特性を合せもつ3次元炭素繊維強化複合材の開発に成功した。さらに、構造を工夫することにより、従来問題となっていた熱膨張率が金属に近い、より核融合分野に適した3次元炭素繊維強化複合材も開発し、目下、接合試験や加熱試験により検証中である。

論文

Manufacturing and testing of a Be/OFHC-Cu divertor module

荒木 政則; D.L.Youchison*; 秋場 真人; R.D.Watson*; 佐藤 和義; 鈴木 哲

Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.A), p.632 - 637, 1996/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:45.76(Materials Science, Multidisciplinary)

次期核融合実験炉、例えば、ITERでは、プラズマ対向機器表面材料にベリリウム、炭素系材料及びタングステンが選定されている。特に、ベリリウムは第1候補材料であるため、原研ではベリリウムと銅の接合体開発研究を進めてきた。そこで、この開発研究で培った接合技術を適用して、25mm角、厚み2mm及び10mmのベリリウムタイル各2個を1本の銅製冷却管に真空ロー付けしたダイバータ試験体を製作した。加熱実験は、日米核融合協力のもとで、米国サンディア研究所の電子ビーム照射装置を用いて、ITER等のダイバータ部で予想される熱負荷条件で各々のタイルに対して行った。本論文は、ベリリウム/銅接合体の接合特性及び加熱実験結果について述べるとともに、今後の開発課題についても言及した。

論文

Three-dimensional numerical simulation of strong evaporation and condensation for plasma-facing materials

功刀 資彰; 和田 聖治*

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 2, p.1107 - 1110, 1995/00

プラズマ対向材料がディスラプション時に極めて大きな熱負荷を受けると短時間に蒸発する。この蒸発量(損耗量)はプラズマ対向機器の寿命評価を行う上で極めて重要な量である。本報告は、昨年度開発した1次元のBKW方程式解析コード及びDSMC法コードを3次元に拡張し、両者の特性を比較したものである。その結果、BKWコードの適用範囲についてより詳細に検討する必要のあることが分かった。

論文

Numerical simulation of strong evaporation and condensation for plasma-facing materials

功刀 資彰; 安田 英典*

Fusion Engineering and Design, 28, p.162 - 169, 1995/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.89(Nuclear Science & Technology)

プラズマ対向材料(例えば、炭素、タングステン及びベリリウムなど)の超高温域(例えば、10000K以上)における真空中での蒸発・凝縮速度及び蒸気圧力などはそれほど明確にされていない。本報告は、これらプラズマ対向材料の蒸発・凝縮速度を評価するために開発した2つのコード、(1)BKW方程式に基づく差分コード及び(2)直接シミュレーションモンテカルロ法を用いた粒子コードに関するものであり、2手法間の解析結果の比較検討を行うとともに、プラズマ対向材料の候補である炭素、ベリリウム、タングステンについて既存の蒸気圧曲線と解析値との比較を行い解析値の妥当性が示された.

論文

JT-60のプラズマ対向材料研究

西堂 雅博

プラズマ・核融合学会誌, 71(5), p.372 - 378, 1995/00

JT-60用プラズマ対向材料(ダイバータ板及び第一壁保護タイル用材料)の開発及びJT-60におけるプラズマと材料との相互作用研究について述べる。JT-60では、当初使用したTiC被覆Mo材から、現在ダイバータ板に使用している炭素繊維強化炭素複合材(CFC材)まで、プラズマ性能の向上に伴なって、耐熱衝撃性の優れた、高熱伝導性かつ低原子番号の材料を応用してきた。さらに、炭素材料の改良型として開発したB$$_{4}$$C表面改質CFC材を、ダイバータ板として一部適用するとともに、酸素不純物低減のために、デカボランを用いたその場ボロン化処理を採用することにより、プラズマ性能の向上に寄与してきた。本稿では、このような、プラズマ対向材料のR&Dと、プラズマ性能向上への貢献を中心に述べる。

論文

平行平板内におけるプラズマ円形衝突噴流の熱流動解析

江里 幸一郎*; 功刀 資彰; 清水 昭比古*

Therm. Sci. Eng., 3(4), p.27 - 33, 1995/00

裏面から冷却され、電気的に浮遊した伝熱試験板へのアルゴンプラズマ円形衝突噴流の伝熱流動の数値解析を行った。伝熱試験板は核融合炉のプラズマ対向材料の候補材であるシリコンカーバイドと仮定し、その裏面の冷却条件は固気混相衝突噴流の熱伝達係数を与えた。プラズマ噴流はその熱非平衡状態を考慮するため、2温度モデルを用いた電磁流体として取り扱った。本研究の条件下では、噴流コア外縁域と淀み点付近では電子温度が原子とイオンからなる重粒子の温度より高くなる熱非平衡状態になっており、その領域では電子と重粒子のエネルギー交換が発生している。そこでは電子の放射損失やイオン-電子間の再結合時における電離エネルギーの放出等の現象が活発に発生していること、また、噴流コアが伝熱試験板に接している領域において、8MW/m$$^{2}$$程度の熱流束が試験板へ流入していることが分かった。

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

Experimental and analytical results of carbon based materials under thermal shock heat loads for fusion application

荒木 政則; 秋場 真人; 関 昌弘; 大楽 正幸; 伊勢 英夫*; 山崎 誠一郎*; 田中 茂; 横山 堅二

Fusion Engineering and Design, 19, p.101 - 109, 1992/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:78.76(Nuclear Science & Technology)

プラズマ対向機器は熱的・構造的に厳しい環境下にさらされ、これら受熱機器の寿命を評価することは、設計上、必要不可欠である。プラズマ対向機器の寿命は、各種損傷要因によって決まるが、プラズマ異常消滅時に生ずる短時間・高熱流束の熱衝撃が支配的である。このため、プラズマ対向機器表面材料である、炭素系材料の熱衝撃実験を電子ビーム照射装置を用いて実施し合わせて2次元熱解析結果と比較した。実験の結果、低熱負荷領域では、材料損耗深さに関する実験結果は解析結果とよりよい一致をみた。しかし、熱負荷の増加と共に、実験結果と解析結果の比は大きくなり、この原因は、実験中に観察された粒子飛散によるものと考えられ、一方、解析ではそのモデル化が困難であるため考慮されていないことによる。実験結果は解析結果の約2倍であり、このことから表面材料である炭素系材料の寿命を評価する上で解析的手法による評価の可能性が示された。

論文

Experimental and analytical studies on thermal erosion of carbon-based materials with high thermal conductivity

秋場 真人; 荒木 政則; 鈴木 哲; 伊勢 英夫*; 中村 和幸; 横山 堅二; 大楽 正幸; 田中 茂

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.373 - 376, 1992/00

核融合実験炉のプラズマディスラプション時には、プラズマ対向機器表面に20MJ/m$$^{2}$$程度のエネルギーが入ると予想されている。しかしながら、このように高い熱負荷での材料損傷に関するデータは殆どないのが現状である。今回、300~1800MW/m$$^{2}$$の熱負荷における黒鉛材料の損傷挙動について調べた。その結果、(1)損傷深さは材料の熱伝導率に反比例する、(2)1000MW/m$$^{2}$$以上の熱流束では、材料表面からの粒子飛散が激しくなり、SEM観察の結果、材料が一様に激しく損耗していることがわかった。(3)損傷深さを解析と比較した所、解析値の約3倍程になっていることが明らかとなった。

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