EB-Mo, Wの核融合炉適用シミュレーション高熱負荷試験
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
High heat load tests of newly developed electron-beam-melted Mo and W (EB-Mo and EB-W) have been carried out to examine whether these Mo and W are applicable as the candidates of the plasma facing materials in a nuclear fusion reactor. The materials used were single crystal and wrought one of EB-Mo and W and also sintered P/M-Mo and W. The apparatuses used were H+ plasma beam stands in JAERI and NIFS, and an electron beam stand in JAERI. The heat loads tested were 150-1000MW/m2 for 5∼250msec.The test pieces of these materials irradiated were observed by using an optical microscope and a SEM to examine their macro-and micro-structure.It was found that single crystals of EB-Mo and W have little effects of high heat load on their structure except for their surface thin layer. It seemed that the irradiated surfaces were melted slightly, but the changes of the microstructure were not recognized from their macro-and micro-structures of cross section.The irradiated regions of the wrought EB-Mo and W were recrystallized as similar to those of P/M-Mo and W. It seemed that the crystal grain becomes coarse as compared with those of P/M-Mo and W. These phenomena will be explained by the fact that EB-Mo and W used are highly purified and therefore their recrystallized temperatures become low.As the results, it can be considered that single crystals of EB-Mo and W are applicable as the candidates of the plasma facing materials.
- 大同特殊鋼株式会社の論文
著者
-
秋場 真人
日本原子力研究所
-
荒木 政則
日本原子力研究所那珂研究所
-
田辺 哲朗
大阪大学工学部
-
藤根 道彦
大同特殊鋼
-
久保田 雄輔
文部省核融合科学研究所
-
宮原 昭
文部省核融合科学研究所
-
秋場 真人
日本原子力研究所那珂研究所核融合研究部
-
田辺 哲朗
大阪大学工学部原子力工学科
関連論文
- 4.国際核融合エネルギー研究センター事業(幅広いアプローチ計画の概観と展望)
- 核融合ブランケットを創る
- 核融合発電実証プラント用ダイバータの設計と研究開発の現状(NP3 新型炉技術)
- P22-07 ITER ダイバータ高熱負荷機器の開発
- 26pC19p 熱間プレスタングステン・銅接合体の特性評価試験(計測/炉設計)
- ITER工学設計活動報告
- プラントおよび建家系
- 27pYP-9 線型近似によるトカマク平衡配位の時間発展解析手法
- 29aA05 コンパクトITER長時間・定常運転の炉心プラズマ設計(加熱/炉設計)
- ITER時代を迎えた核融合研究開発(II)
- ITER時代を迎えた核融合研究開発(I)
- 核融合実験炉アーマタイルのIn-situろう接補修技術に関する基礎的研究
- 原子力機構における核融合炉ブランケット研究開発の現状
- 29aA07 原研における超臨界圧水冷却固体増殖方式ブランケットの開発(プラズマ加熱・炉設計)
- ITERテストブランケット開発の現状
- ITER テストブランケット開発の現状
- 熱泳動力を用いた核融合炉内放射化ダスト回収法の可能性
- 150 (N_2+Ar) プラズマによるステンレス溶鋼への窒素吸収について(取鍋精錬・スラグーメタルおよびガスーメタル反応, 製鋼, 日本鉄鋼協会第 92 回(秋季)講演大会)
- 25aB12P タングステン粉末の重水素吸収特性(真空・第一壁・材料,炉設計)
- 核融合炉工学技術をめぐる世界の動向 : 第7回国際核融合炉工学技術シンポジウム(ISFNT-7)より
- 核融合炉用プラズマ対向材料としての炭化ホウ素-炭素繊維複合セラミックスの開発(第3報) : 電子ビーム照射及びJT-60プラズマ放電による耐熱性評価
- ITERと発電実証・商業炉への展望
- 3. ブランケットの構造を理解する(核融合炉の炉内機器・構造を理解する)
- 2. ダイバータの構造を理解する(核融合炉・炉内機器の構造を理解する)
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.7 まとめ
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.6 機器開発
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.5 中性子照射効果x
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.4 ダイバータの熱疲労
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.3 高性能冷却管開発
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.2 ダイバータ材料と接合技術
- 第3章 ダイバータ技術の開発 3.1 ITERダイバーの概要
- 5.ITER用高熱流束機器(熱粒子制御のためのプラズマ対向壁工学)
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 6 今後の課題とまとめ
- 139 連続鋳造用パウダーの物性調査(連鋳(パウダー・鋳型), 製鋼, 日本鉄鋼協会 第 101 回(春季)講演大会)
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 5 実規模大試験体の開発
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 4 接合技術開発
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 3 高熱負荷除熱用冷却構造の開発
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 2 プラズマ対向材料の開発
- IV. 工学R&Dの現状 6. ダイバータおよびプラズマ対向機器の開発 6. 1 はじめに
- 5. ITERのプラズマ対向材料研究( プラズマ閉じ込め性能向上のためのプラズマ対向機器(PFC)開発およびプラズマ表面相互作用(PSI)研究の現状)
- 中性子ラジオグラフィによる核融合実験炉用ダイバータターゲットプレートモデルの非破壊検査
- B_4C転化材および黒鉛の水素リテンション特性
- JT-60黒鉛ダイバータ板の表面特性
- 核融合エネルギーの実現に向けて : 国際核融合エネルギー研究センター事業の役割
- 4. 発電プラント開発における工学・材料(2050年にトカマク型実用核融合プラントを稼動させるために-ITERの役割とその後の展開-)
- 高周波誘導結合プラズマ発光分光分析法によるチタンおよびチタン合金中の不純物元素の定量
- 500 蛍光 X 線によるコバルト基合金の分析(元素・状態・表面分析, 分析・表面処理, 日本鉄鋼協会第 112 回(秋季)講演大会)
- 409 誘導結合プラズマ発光分光分析法によるチタンおよびチタン合金中の不純物元素の定量(分析 (I), 分析・表面処理, 日本鉄鋼協会第 111 回(春季)講演大会)
- 299 高周波誘導結合プラズマ発光分光分析法における内標準元素 Y に対する共存元素の影響(分析 (1)(2), 分析, 日本鉄鋼協会第 107 回(春季)講演大会)
- ITERにおけるブランケット研究開発
- 7.ダイバータ板での損耗・再堆積(プラズマ対向面での損耗・再堆積研究の進展)
- 核融合炉ダイバータ用炭素繊維複合材/銅接合材のガス放出特性
- カーボンダストの重水素保持特性(II) - 結晶構造と形状の影響 -
- 29pA27P カーボンダストの重水素吸収特性(II) : 重水素吸収量に及ぼす結晶性状の影響(プラズマ壁相互作用・材料/電源・マグネット)
- 214 SiO_2-Al_2O_3 系レンガの溶鋼流による損耗(脱りん・脱硫・耐火物・造塊, 製鋼, 日本鉄鋼協会 第 98 回(秋季)講演大会)
- S401 ITERテストブランケット・モジュールの概要(ITERテストブランケットモジュールの検討, (社) プラズマ・核融合学会第21回年会)
- 平成15年度日本原子力学会北関東支部オープンスクール実施報告
- 平成14年度北関東支部オープンスクール実地報告
- 核融合炉ダイバータターゲットプレート接合部の機械的特性に与える照射効果
- 赤外線放射温度計による核融合炉ダイバータ構造物接合不良部の可視化診断に関する研究 (可視化診断に与える加熱法の影響)
- 7.プラズマ対向材料の***ージョン特性(熱粒子制御のためのプラズマ対向壁工学)
- 核融合炉壁機器のろう付 (特集 最近のろう付の適用)
- 5.高Z材の開発状況(プラズマ対向壁としての高Z材)
- 炭素繊維/炭素複合材と銅合金との接合
- 1. はじめに( プラズマ閉じ込め性能向上のためのプラズマ対向機器(PFC)開発およびプラズマ表面相互作用(PSI)研究の現状)
- 1.トピックスA : 第一壁,ダイバータおよび真空システム : 18th Symposiumon on Fusion Technology(SOFT)報告
- 5.材料の有する限界と今後の展望 : 5.3プラズマ対向材料(実用炉の成立と材料技術II)
- 核融合炉用黒鉛(炭素)材料
- カーボンダストの重水素保持特性
- 26pA20p カーボンダストの重水素インベントリー(プラズマ基礎/壁相互作用)
- 181 真空誘導溶解における窒素の挙動(予備処理・物理化学・取鍋精錬, 製鋼, 日本鉄鋼協会 第 105 回(春季)講演大会)
- 5.3 耐熱構造機器(第5章 炉工学技術に関する基盤と課題,テキスト核融合炉 トカマク炉設計と,その基礎となる炉心プラズマ物理,炉工学技術)
- 高純度モリブデン,タングステン中の微量不純物の定量
- 特殊鋼分析へのICPの適用 : 内標準元素イットリウムへの高含有率元素の影響
- SiO2-Al2O3系れんがの溶損に関する研究
- 406 高純度金属 (Mo・W) 中の微量不純物元素の分析方法(元素分析, 表面分析, 分析・表面処理, 日本鉄鋼協会第 114 回(秋季)講演大会)
- 409 よう化物-TOPO・MIBK 抽出原子吸光光度法による微量鉛, テルル分析方法の検討(元素分析, 分析・表面処理, 日本鉄鋼協会第 109 回(春季)講演大会)
- 高融点金属のEB溶解に関する研究
- 定盤れんがの溶損に関する研究
- 278 溶鋼の脱酸におよぼす耐火物の影響(脱酸・製鋼熱力学・特殊鋼連鋳・連鋳耐火物, 製鋼, 日本鉄鋼協会 第 105 回(春季)講演大会)
- 166 ガス攪拌による脱ガス反応 : 強攪拌還元精錬炉の開発第 3 報(耐火物・脱ガス, 製鋼, 日本鉄鋼協会第 103 回(秋季)講演大会)
- プラズマジェットによるステンレス鋼の脱炭・脱窒
- 423 水素化物発生-原子吸光分析法による鋼中微量不純物元素の定量(分析, 分析・表面処理, 日本鉄鋼協会第 110 回(秋季)講演大会)
- 新しい強撹拌精錬炉の冶金特性について
- 超合金,ステンレス鋼のEB溶解における成分挙動について
- Nb-Al合金粉末のHIP焼結体の機械的特性
- EB-Mo, Wの核融合炉適用シミュレーション高熱負荷試験
- 湿式精錬によるW, Moの高純度化の研究
- 6. 工学設計概要
- 1.核融合炉における高熱負荷機器と条件(核融合炉における伝熱・流動の諸問題)
- 核融合炉工学技術の開発
- 黒鉛中の水素挙動