117 核融合炉真空容器用溶接継手の疲労特性
スポンサーリンク
概要
著者
-
菊地 賢司
原研
-
西 宏
原研
-
菊地 賢司
日本原子力研究所
-
多田 栄介
原研
-
多田 栄介
日本原子力研究所那珂研究所
-
小泉 興一
日本原子力研究所
-
高橋 弘行
日本原子力研究所
-
高橋 弘行
原研那珂
-
中平 昌隆
原研那珂
-
小泉 興一
原研
-
衛藤 基邦
原研
-
菊地 賢司
(独)日本原子力研究開発機構j-parcセンター
-
中平 昌隆
原研
-
中平 昌隆
日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門iterトカマク本体開発グループ
-
橘 勝美
原研
-
菊地 賢司
JAEA
-
菊地 賢司
日本原子力研究開発機構東海研究所
-
菊池 賢司
カンガルー歯科
-
菊地 賢司
正員 日本原子力研究所
関連論文
- 1927 溶融鉛ビスマス用酸素濃度計の開発研究
- 2相ステンレス鋳鋼の相分離による引張特性の変化
- 25aB9 RC-ITERトカマク本体の動的応答解析(プラズマ基礎/炉設計)
- 核融合炉工学技術の開発
- ITER-6-工学設計概要
- 1106.核融合装置真空容器用板厚貫通電子ビーム溶接継手の強度
- ITER(国際熱核融合実験炉)の構造と安全設計
- 1929 流動鉛ビスマス条件下における SS316 のコロージョン・***ージョン特性
- 345 4kW-YAGレーザによるSUS配管全姿勢溶接とその応用 : ITER冷却配管遠隔保守
- 27pA10P トカマク国内重点化装置の評価・検討 : ポロイダル磁場コイル支持構造(トカマク、加熱、電源・マグネット超伝導技術、炉設計)
- 1926 鉛ビスマス洗浄技術の検討
- 加速器駆動による核変換工学技術(NP4 核燃料サイクル・バックエンド技術)
- 大出力YAGレーザ溶接技術(第2報) -単一光学系による異径配管の溶接-
- ITER用YAGレーザ切断・溶接システムの開発
- 21517 建屋3次元免震装置の開発 : その4 3次元免震装置の疲労試験
- 26aB40P ITER真空容器の独立支持脚の設計(加熱・加速, 磁場・電源, 炉設計, 新概念, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 2P1-J6 ブランケット遠隔保守システムの故障モードに対するレスキュー概念とその方法(10. 核融合炉システムにおけるロボット技術)
- 2P1-J5 キャスク型IVTにおける軌道接続技術の開発(10. 核融合炉システムにおけるロボット技術)
- 2P2-11-009 ITER プランケット遠隔保守システムにおける多関節軌道の展開/収納手法とその運動解析
- 2P2-11-008 ITER プランケットのメンテナンスにおける位置計測
- 26pC12p ITER用キャスク型ブランケット保守装置の設計(計測/炉設計)
- 26pC11p ITERポート内機器保守装置の設計(計測/炉設計)
- 第9回国際核破砕材料技術ワークショップ開催記
- 高エネルギー陽子ビーム利用を促進する材料技術-第8回核破砕材料技術-国際ワークショップ報告- : 8^ International Workshop on Spallation Materials Technology
- アルプスの急流と第7回核破砕材料ワークショップ
- 21611 高面圧鉛入積層ゴムの変形挙動 : 第1報 積層ゴムの断層撮影と特性評価
- 2相ステンレス鋳鋼の相分離による引張特性の変化
- 1.国際熱核融合実験炉(ITER)の遠隔保守(核融合炉用遠隔保守技術の開発)
- 核融合実験炉 (ITER) 計画と遠隔保守技術
- 大重量物を扱うマニピュレータのための制御システムの開発(ITERブランケット遠隔保守ビークル型マニピュレータへの適用)
- セラミック被覆巻線を用いた耐高温・真空・放射線用 AC サーボモータの試作・試験 (II)
- ステンレス鋼製コンジットを使用したニオブアルミ導体の臨界電流性能評価
- V. 核融合工学
- 核融合実験炉の遠隔保守(巨大構造物の事故防止と保全)
- 26aB30P トカマク国内重点化装置におけるトロイダル磁場コイル巻線部の応力・歪み評価(加熱・加速, 磁場・電源, 炉設計, 新概念, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 高温構造に関する最近の課題-4-高温原子炉用熱交換器及び冷却器
- 高温構造に関する最近の課題-3-配管・断熱構造物
- 高温構造に関する最近の課題-2-加熱熱源装置
- 原子炉におけるトライボロジ
- トカマク国内重点化装置におけるトロイダル磁場コイル支持構造の評価・検討
- ITER の安定性と構造健全性の確保について
- 第6回加速器技術の原子力応用に関する国際会議 : 秦 和夫先生のメモリアルセッション
- 第5回核破砕材料技術国際ワークショップ
- 高温その場観察と耐熱構造材のマイクロメカニクス
- 新粘弾性材料モデルに基づく非線形構成式の定式化
- 27pA06P トカマク国内重点化装置の評価・検討 : プラズマ対向機器基本検討(トカマク、加熱、電源・マグネット超伝導技術、炉設計)
- 衝撃荷重下における原子炉用黒鉛の曲げ強度および疲労強度特性
- 高温工学試験研究炉用等方性黒鉛の衝撃曲げ疲労特性
- 26aB41P ITER真空容器の規格開発に関する基礎試験(加熱・加速, 磁場・電源, 炉設計, 新概念, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- ITER真空容器におけるき裂と水リーク量の相関ならびにトカマク型核融合固有の安全性評価(NP3 新型炉技術)
- 26pC17p 核融合実験炉真空容器におけるLBB概念の適用性(計測/炉設計)
- 328 中性子回折法と計算機シミュレーションによる3次元構造物の残留応力評価(非破壊検査)
- 焼結モリブデンの低サイクル疲労強度に及ぼす炭化チタン被覆の影響
- 212 ジルコニウム溶接継手のX線残留応力測定(表面処理材等の応力測定,残留応力の評価と強度,オーガナイスドセッション3,第53期学術講演会)
- 634 異材接合継手の低サイクル疲労挙動の弾塑性有限要素解析
- 核融合炉の動向
- 801 水銀ターゲットの熱衝撃評価とキャビテーション問題
- 加速器駆動核変換システムの技術開発におけるビーム窓熱流動試験
- 21348 高面圧鉛入積層ゴムの変形挙動 : 第2報 積層ゴムの断層撮影と解析評価
- 225 1TER真空容器セクタモデルの溶接変形解析
- 117 核融合炉真空容器用溶接継手の疲労特性
- 419 圧延、曲げ加工によって生じたジャケット材残留応力の中性子回折法による測定
- インコロイ908熱処理中の粒界割れ解析(高度強度)
- 112 定荷重を受けるインコロイ 908 ミクロ組織変化に及ぼす熱・応力履歴の影響
- 228 内部応力を含むアロイ 800H の粘弾性構成式
- 粒界損傷率パラメータの提案
- 超高温領域のクリープ疲労寿命評価
- Q*パラメータによるハステロイXRのクリープき裂伝ぱ速度評価
- 731 SUS304 および 316 ステンレス鋼の極低温機械的性質におよぼす C ならびに N の影響(マルエージ鋼・極低温用鋼, 性質, 日本鉄鋼協会第 102 回(秋季)講演大会)
- K-0834 切欠き試験片による拡散接合継手の強度評価(S09-2 界面の強度)(S09 特異点解析と強度評価への適用)
- ハステロイXRのクリープ構成式の定式化 : 900および950℃の場合
- 傾斜法による高温ガス実験炉(VHTR)炉床部構造試験体の静的加力試験
- 高温クリープ・疲労重畳条件下におけるNi基合金切欠きのき裂発生と成長挙動
- 113 全姿勢狭開先TIG溶接の高能率化に関する研究(第2報) : ITER実規模真空容器現地溶接への適用
- 234 環状切欠材のクリープ変形曲線と破断寿命推定
- 6. 設計の実例 HTGR : 高温機器設計の現状と将来
- 超音波流速分布計測法による液体金属流動計測 : 第1報,LBEターゲットの流動計測(流体工学,流体機械)
- 306 鉛ビスマスターゲットにおける液体金属流れの解析(S42-1 流れの可視化実験解析(1),S42 流れの可視化実験解析)
- IV. 工学R&Dの現状 4. 真空容器の開発
- 第2章 真空容器および関連技術の開発 2.5 まとめと今後の計画
- 第2章 真空容器および関連技術の開発 2.4 遠隔溶接・切断ツールの開発
- 第2章 真空容器および関連技術の開発 2.3 水平ポート延長部の製作と試験
- 第2章 真空容器および関連技術の開発 2.2 実規模真空容器モデルの製作と試験
- 第2章 真空容器および関連技術の開発 2.1 真空容器の技術課題と開発計画
- 環状切欠材のクリープ変形挙動と寿命推定
- 超電導コイルへの応用(超伝導とその応用)
- 4.核融合装置における電磁解析例(核融合装置における過渡電磁解析III)
- 580MeV陽子を照射したオーステナイト鋼のスエリング量評価
- W07-(6) 国際熱核融合実験炉 (ITER) の安全上の特徴と保守技術
- はじめに(核融合炉用遠隔保守技術の開発)
- 1917 圧力波伝ぱによる水銀ターゲット容器の損傷挙動
- 1709 超音波による溶融鉛ビスマス流動計測(2)(OS17-3 超音波を利用した流動場の計測,OS17 超音波を利用した流動場の計測,オーガナイズドセッション)
- 1709 超音波による鉛ビスマス流動計測(1)(OS17-3 超音波を利用した流動場の計測,OS17 超音波を利用した流動場の計測,オーガナイズドセッション)
- 面内および面外曲げ荷重下における曲り管のクリープ疲労変形
- 1A2-C20 ITER保守ロボットのケーブルハンドリング技術
- 6. 工学設計概要
- 01pB05P トカマク国内重点化装置における超伝導コイルの設計の現状(電源、炉設計)
- 01pB09P プラグ溶接のITER真空容器への適用性評価(電源、炉設計)
- 核融合炉工学技術の開発
- ＩＴＥＲの安全性と構造健全性の確保について