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報告書

IFMIF-KEP; International Fusion Materials Irradiation Facility key element technology phase report

IFMIF国際チーム

JAERI-Tech 2003-005, 559 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-005.pdf:48.89MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)活動は1995年からIEA協力で国際的に実施されている。IFMIFは加速器を用いた重陽子-リチウム(Li)中性子源であり、核融合の候補材料の試験のため、強力な中性子場(2MW/m$$^{2}$$,鉄に対して20dpa/年)を発生する。IFMIFの重要要素の技術リスク低減のため、3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)が2000年に開始された。KEPでは、電流250mAでエネルギー40MeVの高出力重陽子(D+)加速器、体積9m$$^{3}$$の液体Liを循環するLiループ,温度制御された照射試験施設,照射後試験(PIE)施設及びその他の施設を運転するのに必要なIFMIF建屋及びユーティリティのシステム設計も実施されている。本タスク報告書では、3年間に実施した加速器,ターゲット,テストセル,設計統合のKEPタスク結果について記載した。

論文

高温ガス炉HTTRを用いた水素製造システムの炉外実証試験計画

稲垣 嘉之; 武田 哲明; 西原 哲夫; 羽田 一彦; 林 光二

日本原子力学会誌, 41(3), p.250 - 257, 1999/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:59.21(Nuclear Science & Technology)

HTTRの熱利用系として天然ガスの水蒸気改質による水素製造システムを計画している。本報告書は、原子炉と水素製造システムを接続するに当たり必要な炉外実証試験計画について述べる。炉外実証試験は、(1)水素製造システムの運転制御技術の開発、水蒸気改質器等高温機器の実証を目的とした炉外技術開発試験、(2)ヘリウムガスとプロセスガスの圧力境界であるハステロイXR製触媒管の材料強度に及ぼす腐食及び水素脆化の影響を調べる触媒管健全性試験、(3)原子炉から製造された水素へのトカマク透過量の評価手法を確立する水素透過試験から構成される。炉外技術開発試験装置は、HTTR水素製造システムの中間熱交換器から下流の主要機器を1/30スケールで模擬した試験装置で、2000年に完成予定である。触媒管健全性試験及び水素透過試験は、現在実施中であり、2000年まで行う計画である。

論文

The Irradiation facilities for the radiation tolerance testing of semiconductor devices for space use in Japan

西堂 雅博; 福田 光宏; 荒川 和夫; 田島 訓; 須永 博美; 四本 圭一; 神谷 富裕; 田中 隆一; 平尾 敏雄; 梨山 勇; et al.

Proceedings of 1999 IEEE Nuclear and Space Radiation Effects Conference, p.117 - 122, 1999/00

宇宙用半導体デバイスとして、高機能の民生部品を使用する方針が、開発期間の短縮、費用の節約という観点から採用され、以前にも増して放射線耐性試験を効率的、効果的に行うことが、重要となってきた。本報告では、トータルドーズ効果、シングルイベント効果等の試験を実施している日本の照射施設を紹介するとともに、これらの試験を効率的及び効果的に行うための技術開発、例えば、異なるLETイオンを短時間に変えることのできるカクテルビーム加速技術、シングルイベント効果の機構を解明するためのマイクロビーム形成技術及びシングルイオンヒット技術等について言及する。

論文

Application of thermography as a technique for nondestructive evaluation on nuclear facilities

那珂 通裕; 石井 敏満; 大岡 紀一; 廣原 進; 伊藤 治彦; 馬場 治

Proc. of CORENDE, 3 Pages, 1997/00

サーモグラフィを用いたリモートセンシング非破壊試験、評価法が、多くの分野の機器構造物の検査に応用されてきているが、原子力分野への応用はほとんどなされていない。そこで、原子力分野での適用の可能性を明らかにするために、日本原子力研究所の材料試験炉(JMTR)にこの手法の適用を試みた。その結果、建屋構造物の欠陥検出が可能であり、また、熱負荷運転目的の機器、ポンプや冷却塔の運転状態を観察することが可能であった。これらから、この手法は原子力分野においても非常に有効な温度監視、及び健全性評価法であることが確認された。

論文

Tritium Process Laboratory at the JAERI

成瀬 雄二; 松田 祐二; 田中 吉左右*

Fusion Engineering and Design, 12, p.293 - 317, 1990/00

 被引用回数:80 パーセンタイル:98.17(Nuclear Science & Technology)

トリチウムプロセス研究棟は、核融合炉燃料サイクルの確立に必要なトリチウムプロセス技術及び大量トリチウムの安全取扱技術の研究開発を行うため、原研・東海研究所に設置された。本報告では、トリチウムプロセス研究棟の設計、建設、及び運転開始について総括的な説明を行うとともに、設備と装置について個々に具体的な説明を行っている。また、グラムレベルのトリチウムを取扱う施設として、安全面の留意点、トリチウム使用運転のための準備、トリチウム使用開始から1年余りの成果等について記述している。

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