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森山 節子; 上野 健一; 小泉 興一
プラズマ・核融合学会誌, 89(3), P. 184, 2013/03
プラズマ電流を誘起する変動磁場の発生を目的としたITER用中心ソレノイドコイル(CSコイル)は、ITERの運転回数と同数の繰り返し電磁力を受ける。CSコイルを構成する超伝導導体の試験を2011年に実施した際、この繰り返し電磁力に対して徐々に、見かけ上の性能が低下する現象が見られる。試験装置固有の現象ではないかとの議論もあり、その原因調査を行っているところである。一方、超伝導撚線の撚りピッチを短くする導体を用いて、今回試験したところ、繰り返し電磁力に対して性能が低下しないことを確認した。2012年10月にITER機構に正式に引き渡されたITER機構の新しい本部ビルにおいて、2013年1月17日に除幕式典が、200人の来賓を招いて開催された。式典では、来賓の方々からITER計画推進支持のメッセージが多数発せられた。
上野 健一; 小泉 興一; 森山 節子
プラズマ・核融合学会誌, 89(1), P. 57, 2013/01
第11回ITER理事会がフランスのカダラッシュにて、2012年11月28-29日に開催された。ITER理事会はITER計画の着実な進展、ITER本部建屋の完成、同サイトにおける建設の力強い継続、ITERのコイル製造において顕著な進展などを確認した。トロイダル磁場コイル導体に使用するニオブ3スズ素線が6極により製造され、プロジェクトで必要な全量の75%に相当した。ITER機構と7極の国内機関は「ユニークITERチーム」設立し一層の協力を推進することを確認した。
森山 節子; 上野 健一; 小泉 興一
プラズマ・核融合学会誌, 88(11), P. 685, 2012/11
ITER中性粒子ビーム入射装置実機試験施設(NBTF)用高電圧電源及びHVブッシングに関する契約を締結し、NBTFに向けた機器の制作に着手した。第12回放射線遮蔽国際会議、日本機械学会2012年度年次大会及び日本原子力学会2012年秋の大会においてブースを出展し、ITER計画について説明するとともに、ITER機構職員募集及び登録の案内を行った。
佐藤 浩一; 関 富三子*; 長谷川 志緒里*; 千石 明郎; 北澤 真一; 閨谷 譲; 小泉 興一
JAEA-Data/Code 2008-019, 43 Pages, 2008/09
JAEA-Data-Code-2008-019.pdf:1.17MB
2007年10月24日「ITER事業の共同による実施のためのイーター国際核融合エネルギー機構の設立に関する協定」(ITER協定)が発効し、日本原子力研究開発機構が日本におけるITER協定に基づく活動を行う国内機関として指定された。国内機関はフランス・カダラッシュのITER機構と協力してITERの建設に貢献することになるが、ITER機構では独特の単語・略語や専門用語が多数使用されている。本対訳集では、手始めにこれらの単語・略語を集約し和訳を行った。これにより、ITER機構との業務が円滑に執行されることを願うものである。
山本 賢三*; 小泉 興一
JAERI-Review 2002-023, 156 Pages, 2002/09
JAERI-Review-2002-023.pdf:14.39MB
本報告書は、核融合研究の黎明期から現在のトカマク型実験炉ITER計画に至るまでの我が国の研究開発の経緯を、当時の内外の情況,取り決めの経緯,討議の詳細を中心にまとめたものである。日本の核融合研究の歩みを歴史的観点からまとめた資料として前著「核融合の40年; 日本が進めた巨大科学」(1997年ERC出版)があるが、同書は研究開発の経緯の大量の資料を簡略にまとめたものであったため随所に説明の不足した部分があった。このため本報告書では前著を補足する目的でそれらのなかで幾つかの点を選んで資料を抜粋し、補足説明と所見を加えた。
鈴木 隆之*; 宇佐美 三郎*; 木村 孝江*; 小泉 興一; 中平 昌隆; 高橋 弘行*
Proceedings of 55th Annual Assembly of International Institute of Welding (IIW2002), 16 Pages, 2002/06
二重壁構造の核融合装置真空容器の外壁とリブ間を溶接するために新しい溶接継手を開発した。本継手は、外壁の外側より電子ビーム溶接を行う板厚貫通電子ビーム溶接(TW-EBW; Through-Wall Electron Beam Welding)で製造される。単軸負荷下の1本ビード試験片と曲げ負荷下の2本ビード試験片において静的及び疲労試験を行い、実験結果は有限要素法により解析的に検討した。本継手は不溶着部を有するけれども、溶着部の応力が3軸引張状態となる塑性拘束効果により継手の降伏応力が上昇する。この3軸引張状態が平均塑性相当応力を低下させ、継手母材断面あたりの強度を完全溶接継手の強度に近づける。本継手の低サイクル破断寿命における疲労強度減少係数は4より幾分大きい。また、継手部き裂の最大主応力拡大係数とASME Code XIで与えられている疲労き裂進展抵抗値より計算した継手部の疲労き裂進展速度は、実験結果を保守側に評価する。
東島 健*; 小原 建治郎; 柴沼 清; 小泉 興一; 小林 和容; 大矢 恭久; 洲 亘; 林 巧; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 41(3), p.731 - 735, 2002/05
ITER炉内は、DT燃焼運転によりトリチウム雰囲気となる。このため、運転後、炉内及びホットセル内でダイバータやブランケット等の保守交換を行う遠隔保守装置は、トリチウムに汚染される。一方、遠隔保守装置は、多様な材料,複雑な構造の機器・部品から構成させており、その汚染の状況に応じて適切な除染作業が必要となる。本試験では、遠隔保守装置の設計,除染・保守方法の検討に資するため、装置を構成する材料,機器・部品について、使用時の環境を模擬したトリチウム雰囲気に曝露し汚染特性を把握するとともに、湿潤空気等による除染試験を実施して除染特性を定量的に測定した。その結果、金属,グリース,エラストマー等の各種材料、及びサーボモータ等の複雑な構造の機器の汚染・除染特性を明らかにした。
中平 昌隆; 柴沼 清; 梶浦 宗次*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 武田 信和; 角舘 聡; 田口 浩*; 岡 潔; 小原 建治郎; et al.
JAERI-Tech 2002-029, 27 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-029.pdf:2.04MB
ITER工学設計活動(EDA)において、日本,ロシア,アメリカによる国際協力の下、真空容器製作技術の開発を進めた。開発では、実規模の真空容器セクタモデル及びポート延長部の製作・試験により、真空容器製作・組立技術に関する重要な情報として、製作時及び現地組立時の溶接変形量,寸法精度と許容公差を得た。特に、真空容器セクタの製作時及びセクタ間の現地溶接時における寸法公差
3mmと10mmを達成し、要求値である5mmと20mmをそれぞれ満足した。また、遠隔溶接ロボットによる作業性の確認を行った。本報告では、厚板で変形を抑えるための溶接方法や、セクター間現地溶接部の溶接技術及び遠隔溶接技術など真空容器製作技術開発のプロジェクトを通じて得られた製作,組立技術の開発成果について報告する。
角舘 聡; 岡 潔; 吉見 卓*; 桧山 昌之; 田口 浩*; 柴沼 清; 小泉 興一; 松本 泰弘*; 本多 力*; Haange, R.*
Nuclear Fusion, 42(3), p.243 - 246, 2002/03
被引用回数：3 パーセンタイル：10.69(Physics, Fluids & Plasmas)ITERのブランケット保守では、4トンの大重量・大型のモジュールを2mm以内の位置姿勢精度で取り扱うことが要求されている。現在、EDA延長期間のR&D計画に従って、センサー情報(位置力)に基づいた機械締結式モジュールの着脱を実証するために、その制御手法の開発を進めている。機械締結式ブランケットの取り付け面は、キーや位置決めピンから構成され、それぞれが高いはめあい精度(0.25mm以下)を必要とする嵌合構造である。そのため、挿入方向がマニピュレータのたわみや計測誤差により理想的な挿入方向と異なる場合、キーとモジュールの接触がマニピュレータの運動を拘束し、安定なモジュールの取付が困難となる。本報では、モジュールとマニピュレータ間の誤差を想定した場合の適用性試験を行い、力制御法の基本となる着脱動作時に発生する力の評価法について報告する。
西 宏; 衛藤 基邦; 橘 勝美; 小泉 興一; 中平 昌隆; 高橋 弘行*
Fusion Engineering and Design, 58-59, p.869 - 873, 2001/11
被引用回数：2 パーセンタイル：19.6(Nuclear Science & Technology)ITERの真空容器は2重壁構造を採用して2重壁内側からの溶接ができないため、不溶着部を有する構造となる。本研究では、ITERに採用予定の部分溶込み溶接継手について、継手や溶接金属の疲労試験より疲労特性を明らかにするとともに、有限要素法による継手部の弾塑性応力解析を行い、破壊力学的手法を用いた疲労寿命の予測を行った。得られた結論は以下の通りである。(1)不溶着部はき裂と同様な挙動を示し、溶接継手の疲労寿命の大部分はき裂伝播寿命であった。(2)継手の疲労き裂伝播速度はき裂発生時に加速する。これは不溶着部を切欠きと考えたときの切欠き効果と考えられる。(3)溶金のき裂伝播速度から破壊力学的手法を用いて継手の疲労寿命を予測できる。(4)不溶着部の長さが短くても不溶着部は継手の疲労強度を大きく低下させる。
小野塚 正紀*; Alfile, J. P.*; Aubert, P.*; Dagenais, J.-F.*; Grebennikov, D.*; 伊尾木 公裕*; Jones, L.*; 小泉 興一; Krylov, V.*; Maslakowski, J.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 55(4), p.397 - 410, 2001/09
被引用回数：25 パーセンタイル：84.25(Nuclear Science & Technology)ITER真空容器厚肉(60mm)構造体の製造及び保守時に必要となる溶接技術、切断技術、非破壊検査方法及びそれらの遠隔操作機器を開発した。オーステナイトステンレス製厚板に対しては、TIG溶接、プラズマ切断、超音波検査などの従来技術を改良し、溶接速度の向上(
.12m/min)、切断幅の極小化(
0mm)、欠陥サイズの特定化(板厚の
%)を図るなどの最適化を行った。またコスト及び技術的性能の観点より期待されている低圧力電子ビーム溶接(速度.2m/min)、多層パスYAGレーザ溶接(速度.5m/min)、YAGレーザ切断(
mm切断幅)及び電磁超音波探触子(探傷に媒体不要)を用いた検査技術などの最新手法検討も行った。さらにこれらの溶接、切断、検査装置を保持し、遠隔操作に供する機器について、局所減圧容器を含む電子ビーム溶接機器などの重量機器(
N)保持用とその他の軽量機器(00N)保持用の二種類の遠隔操作機器の検討を行った。その内、現時点では軽量機器保持用遠隔操作機器の製作が行われ、モックアップなどでの溶接試験などに適用し、その有効性が示された。
関 昌弘; 菱沼 章道; 栗原 研一; 秋場 真人; 阿部 哲也; 石塚 悦男; 今井 剛; 榎枝 幹男; 大平 茂; 奥村 義和; et al.
核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦, 246 Pages, 2001/09
本書は、炉工学的基礎を有し核融合に関心のある方々に対して、核融合炉の原理とその実現に必要な多岐にわたる技術、さらに総合システムとしての核融合炉の理解に役に立つことを目指したものである。本文は2部構成になっており、第1部では核融合炉の原理と誕生までのシナリオを、そして第2部では、核融合炉を構成する主要な装置・機器に関する研究開発の現状を、最近のデータをもとにまとめてある。
斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 小泉 興一
JAERI-Tech 2001-035, 81 Pages, 2001/06
JAERI-Tech-2001-035.pdf:18.91MB
国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット、ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価にあたっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。原研では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。本報告書ではそれらの中の一つである、溶接継ぎ手の中性子照射効果を明らかにするため、JMTRを用いてSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)の中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える照射の影響を調べた。
中平 昌隆; 高橋 弘行*; 小泉 興一; 小野塚 正紀*; 伊尾木 公裕*
Nuclear Fusion, 41(4), p.375 - 380, 2001/04
被引用回数：5 パーセンタイル：18.2(Physics, Fluids & Plasmas)国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、高さ10m以上のD型断面を有するステンレス鋼製の容器である。製作精度は、全高、全幅に対して20mm以下の厳しい公差を規定している。このため、ITER計画では、実規模真空容器セクタモデルの製作・試験を日本、ポート延長部の製作・試験をロシア、遠隔溶接・切断ツールの開発を米国が分担した。実規模真空容器セクタモデルは3mm、ポート延長部は4mmの精度で完成した。これらの機器を組み合わせてポート延長部の接続試験を終了した。また、欧州では先進的溶接・切断手法の開発を担当し、低真空電子ビーム溶接、YAGレーザ溶接・切断、セクタ溶接ロボット設計を実施した。各手法の優位性は見いだしたものの技術的課題も残り、さらに開発が必要である。本論文では、ITER真空容器技術開発の概要と主な試験結果を報告する。
大矢 恭久; 小林 和容; 洲 亘; 林 巧; 大平 茂; 中村 博文; 岩井 保則; 西 正孝; 東島 健*; 小原 建治郎; et al.
Fusion Technology, 39(2-Part2), p.1023 - 1027, 2001/03
ITER用遠隔保守機器は作業中トリチウム雰囲気にさらされる。被曝防護の観点からこれらの機器の表面除染を行うことはとても重要である。本研究では、トリチウム除染の程度を調べるために遠隔保守機器で用いられる典型的な材料であるSUS304、アルミニウム合金-CFRP構造材、O-リングと潤滑油についてトリチウム水雰囲気で一か月間放置した際の汚染状況について調べた。その結果、アルマイト処理したアルミニウム合金、ウレタンO-リングがトリチウムを多く吸収・吸蔵することが明らかとなった。またこれらの汚染試料に対して異なる3種類の水分濃度のガスパージを行い、その除染効果についても調べた。さらに紫外線照射による除染効果についても調べた。
関 昌弘; 辻 博史; 小原 祥裕; 秋場 真人; 奥村 義和; 今井 剛; 西 正孝; 小泉 興一; 竹内 浩
Fusion Technology, 39(2-Part.2), p.367 - 373, 2001/03
原研における核融合炉工学R&Dの現状を概観した。遮蔽ブランケット開発については、第1壁の製作に必要な高温加圧接合技術の開発を進めた。表面荒さが10ミクロン程度の機械仕上げ面の接合においても接合圧力を200MPaとすることで十分な強度が得られることがわかった。超伝導磁石の開発については、中心ソレノイドモデルコイルの試験が完了した。直流性能では、46kAの励磁電流で磁場強さ13T、蓄積エネルギー640MJを達成した。パルス性能としては、13Tまで1.2T/sの速度で励磁、13Tからの1.5T/sで減磁することに成功し、モデルコイル研究開発の目標を達成した。加熱電流駆動技術に関しては、NBI開発において水素負イオン電流を20mA/cm
というITER条件の電流密度で連続的に引き出すことができた。ECH用ジャイロトロン開発においては、短パルスではあるが不要発振の抑制に成功した。トリチウム安全の研究においては、12m
のケーソンにおけるトリチウムの拡散移行挙動に関する実験を行うとともに、シミュレーションコードの開発を進めた。核融合中性子工学に関しては、遮蔽性能や崩壊熱に関する研究を行い、ITER設計の妥当性を確認した。
斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 高橋 弘行*; 小泉 興一
JAERI-Tech 2000-075, 98 Pages, 2001/01
JAERI-Tech-2000-075.pdf:21.85MB
核融合炉実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体であり、トリチウム閉じ込めの第一壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価に当たっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。日本原子力研究所では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。その中の一つに溶接継ぎ手の中性子照射効果があり、JMTRを用いた照射試験を行っているが、有効な照射データを得るためには、未照射材の試験を十分に行っておく必要がある。本報告書では、未照射のSUS316L溶接継ぎ手について金相や硬さ、フェライト分布などの組織観察と、引っ張り、シャルピー衝撃及び低サイクル疲労試験などの機械的特性試験を行い、それらの結果をまとめて報告する。
小原 建治郎; 多田 栄介; 小泉 興一; 八木 敏明; 森田 洋右
Proceedings of Radiation Effects on Components and Systems (RADECS 2000), p.214 - 218, 2000/09
ITERの炉内遠隔保守装置(RH)は、約10kGy/hの
線環境下で長時間使用される。したがって、RHの健全性を管理するうえで、RHの積算線量をモニタすることはきわめて重要である。しかしながら既存の線量計の測定限界は1MGy程度でありRHの線量計には適さない。開発を進めている着色アルマイト線量計(以下線量計)は、酸化アルミニウム皮膜中に浸透させた染料が、線の照射料に比例して退色することを利用したもので、退色はマンセルの色立体を基準とする色相/彩度,明度の変化をして分光式色素計にて測定される。線量率10kGy/hでの積算線量10MGyまでの試験の結果、アゾ染料系の赤色線量計は、青,緑色線量計に比べ線に対する感度、再現性に優れ、照射後の表面損傷、腐食も認められず、高線照射下での線量計として使用可能であることが判明した。
桧山 昌之; 岡 潔; 角舘 聡; 吉見 卓*; 柴沼 清; 小泉 興一
ロボティクス・メカトロニクス講演会'00講演論文集, (2P2-11-008), p.1 - 2, 2000/05
国際熱核融合実験炉(ITER)の炉内構造物であるブランケットモジュールは高い放射線と高熱負荷にさらされるため計画的な交換保守が必要である。保守時においても炉内は高い線環境であり、ビークル型マニピュレータによる保守を行う。ブランケット・モジュールには損傷や変形が生じる可能性が高いため、交換時には周辺機器との相対的な位置を正確に計測し、ビークル型マニピュレータの制御に反映する必要がある。そこで本報告では、高い線環境と計測機器の設置空間の制約が条件となる炉内において、高い分解能で位置計測を可能にする基線長可変型三角測量法に着目し、その適用性に関する検証と、初期位置・姿勢のキャリブレーション手法についての検討を実施し、ITERへの適用性を明らかにした。
吉見 卓*; 角舘 聡; 岡 潔; 桧山 昌之; 田口 浩*; 柴沼 清; 小泉 興一
ロボティクス・メカトロニクス講演会'00講演論文集, (2P2-11-006), p.1 - 2, 2000/05
国際熱核融合実験炉(ITER)では、高放射線環境下に設置されたブランケットの交換保守をビークル型マニピュレータで行う。複雑なはめ合い構造を有する機械接続式ブランケットの着脱を遠隔で行うためには、作業反力の制御が必須であるため、今回、実規模マニピュレータの手先に単純負荷が作用した場合やはめ合い作業時の反力等を歪みゲージで計測する基礎試験を実施した。計測したこれらのデータに基づいて力制御を取り入れた機械接続式ブランケットの着脱手順を作成し今後の試験に反映する計画である。本報告では、上記基礎試験の主な結果を示し、作業反力を利用した機械接続式ブランケットの着脱アルゴリズムの検討結果を報告する。
