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関 昌弘; 秋場 真人; 荒木 政則; 横山 堅二; 大楽 正幸; 堀江 智明*; 深谷 清; 小川 益郎; 伊勢 英夫*
Fusion Engineering and Design, 15, p.59 - 74, 1991/00
被引用回数：18 パーセンタイル：84.93(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉のプラズマ対向材料の熱衝撃試験結果のレビューである。これらは原研で行ってきた各種対向材料の試験結果をまとめたもので、プラズマ対向材料として目される黒鉛系材料、ステンレススチール、タングステンを含んでいる。黒鉛系材料については、電子ビームを用いて加熱し、数値解析による予想の3~5倍損傷が激しくなることが明らかとなった。ステンレスについては、再凝固面に多数のき裂が発生し、発生状況が材料成分に大きく依存することがわかった。また、タングステンについては、8MW/m
の熱負荷に耐えるW/Cu接合体の開発に成功している。
中村 和幸
JAERI-M 85-089, 12 Pages, 1985/07
モリブデン基板上にCVD法および新しいプラズマCVD法によって被覆したTiC被膜の耐熱衝撃性を、2kw/cmの水素パルスビームを用いて調べた。その結果、いずれの被膜も基板のモリブデンが溶融するまで剥離せず、密着性が極めて良好であることを確認した。なお、本試験はJT-60第一壁低Z化計画の一環として行われたものである。
中村 和幸
JAERI-M 82-026, 21 Pages, 1982/03
現在、臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、リミタ及びライナの表面に数十
mの厚さで低Z材料を被覆することが検討されている。しかし、被膜は高温高密度のプラズマに直接さらされるため、プラズマから放出される粒子等によって種々の損傷を受ける。特にプラズマが異常放電した場合やNBIが対向面を直撃した場合には、数~数十kw/cmの熱負荷を受けることとなる。従って、その様な厳しい条件下での被膜の健全性を調べることは極めて重要である。そこで我々はNBI用イオン源テストスタンド(ITS-2)を用いた熱衝撃試験を、低Z材を被覆した試料について行った。試験を行った試料は、CVD法によって被覆したTiC及びTiNと、PVD法によって被覆したTiCである。熱衝撃試験の結果から、Moに被服した試料ではPVD法のTiNが、最も剥離しにくいことが判った。
成川 隆文
no journal, ,
JAEA has conducted studies on fuel behaviors under loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions with both unirradiated and high-burnup advanced fuel cladding tubes. As a result, various kinds of information have been obtained on behaviors of these cladding tubes under LOCA conditions: oxidation, ballooning and rupture, thermal shock resistance (fracture/non-fracture conditions), post-LOCA mechanical strength, etc. In addition, new LOCA tests are planned at JAEA for the purpose of investigating effects of phenomena of fuel fragmentation, relocation and dispersal (FFRD) on fuel behaviors and coolability of reactor core during LOCA. It is expected that these results including those obtained by the future study provide necessary information for future regulation on high-burnup fuels with advanced cladding alloys.
成川 隆文
no journal, ,
JAEA has conducted studies on fuel behaviors under loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions with both unirradiated and high-burnup advanced fuel cladding tube materials. As a result, various kinds of information have been obtained on behaviors of these cladding tube materials under LOCA conditions: oxidation, ballooning, rupture, thermal shock resistance (fracture/non-fracture conditions), post-LOCA mechanical strength, etc. In addition, new LOCA tests are planned at JAEA for the purpose of investigating effects of phenomena of fuel fragmentation, relocation and dispersal (FFRD) on fuel behaviors and coolability of reactor core during a LOCA. It is expected that these results including those obtained by the future study provide necessary information for future regulation on high-burnup fuels with advanced cladding alloys.
成川 隆文
no journal, ,
JAEA has carried out studies on fuel behaviors under loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions with both unirradiated and high-burnup advanced fuel cladding tube materials. As a result, various kinds of information have been obtained: oxidation, ballooning, rupture, thermal shock resistance (fracture/non-fracture conditions), post-LOCA mechanical strength, etc. In addition, new LOCA tests are planned at JAEA to investigate the effects of the phenomena of fuel fragmentation, relocation and dispersal (FFRD) on the fuel behaviors and the coolability of the reactor core during a LOCA. These results, including those obtained from the future study, are expected to provide the necessary information for future regulation on high-burnup fuels with advanced cladding alloys.
