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坂田 信也; 山口 退二; 杉村 徹; 小湊 俊治; 川俣 陽一; 戸塚 俊之; 佐藤 稔; 末岡 通治; 内藤 磨
Fusion Science and Technology, 60(2), p.496 - 500, 2011/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)JT-60SAにおいて定常運転を実現するためには、さまざまなプラズマ計測装置からの入力信号を用いたフィードバック制御が必須である。この機能を実現するため、汎用のパーソナルコンピューターにINtimeという実時間オペレーティングシステムを搭載し、実験放電に同期して、複数の計測装置のデータを収集可能なシステム(RTDS)を設計検討中である。また、JT-60SAにおいては100秒以上の長時間放電が予定されており、実験放電中に各計測装置から収集したデータを実時間で表示可能なデータモニタリング機能が必要となる。これらの機能も、前述したRTDSを活用することで実現可能である。本論文では、新システムでの性能評価について報告する。
川俣 陽一; 杉村 徹; 山口 退二; 末岡 通治; 坂田 信也; 戸塚 俊之; 佐藤 稔; 小湊 俊治; 内藤 磨
Fusion Science and Technology, 60(2), p.491 - 495, 2011/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)JT-60 Real Time Control System (RTCS) is mainly composed of a workstation for control program development and a VME-based real time controller using a Real Time OS (RTOS) "VxWorks", many of whose control functions have been modified with the progress of JT-60 plasma experiments until now. The "VxWorks" is the most commonly used RTOS in the embedded system markets. However, the introduction cost seems too much higher than those of other RTOSs. In JT-60SA control system, basically, the existing system is required to be reused efficiently. Therefore, we are planning to choose another RTOS instead of "VxWorks". As a next RTOS, the following requirements have to be satisfied: (a) It shall be more cost-efficient than the existing one. (b) It employs a general-purpose Personal Computer (PC). For all of these reasons, we have chosen "INtime (for Windows)" as RTOS and begun the development of JT-60SA RTCS with a general-purpose PC in which "INtime" is installed. In this report, the developmental status of JT-60SA control system will be described.
田中 照也*; 佐藤 聡; 近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 村田 勲*; 高倉 耕祐; 佐藤 文信*; 加田 渉*; 飯田 敏行*; 今野 力; et al.
Fusion Science and Technology, 60(2), p.681 - 686, 2011/08
被引用回数：1 パーセンタイル：10.7(Nuclear Science & Technology)Li/V合金ブランケット設計における核計算精度を調べるため、内部に5cm厚のV合金層を設けた46
5151cm
の固体Liブロック体系に対する14MeV中性子照射実験を実施した。体系内にはNb, Ni, In, Au箔、及び
Li濃縮(Li: 95.5%), 
Li濃縮(Li: 99.9%)Li
CO
ペレットを設置し、
Nb(n,2n)
Nb, 
Ni(n,p)Co, 
In(n,n')
In, 
Au(n,
)
Au反応の反応率とトリチウム生成率を測定した。測定結果はMCNP5, JENDL-3.3, JENDL/D-99を用いた中性子輸送,反応率計算結果と比較した。Nb, Ni, In箔の反応率についての比較は、高速中性子輸送に関しておおむね10%以内で実験と計算が一致していることを示した。Au箔の反応率についてはV合金層表面において15%程度計算値が過小となり、過去に指摘されているVの4keV付近の弾性散乱断面積の問題に起因している可能性がある。トリチウム生成率についてはLi濃縮,Li濃縮LiCOペレットで各々、2-8%及び1-4%で計算値と実験値は一致した。
林 孝夫; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章
Fusion Science and Technology, 60(2), p.549 - 553, 2011/08
被引用回数：6 パーセンタイル：44.16(Nuclear Science & Technology)JT-60SAはITERへの支援研究及び原型(DEMO)炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAの大きな特徴のひとつはその高パワー及び長時間放電であり、プラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表はJT-60SAのRHシステムに関するものであり、下部ダイバータカセット(高さ1.25m,幅0.57m,長さ1.62m,重さ800kg)の交換について詳細に述べる。JT-60SAのRHシステムは、全18セクションのうち4か所の水平部大口径ポート(高さ1.83m,幅0.66m)を用いる。またRHシステムは、重量物用と軽量物用の2種類のマニピュレータを備えている。ダイバータカセット等は重量物用マニピュレータを用いて交換し、第一壁アーマタイル等は軽作業用マニピュレータを用いて交換する。これらのマニピュレータはビークル式であり、真空容器内にトロイダル方向に敷設したレール上を移動しながら作業することができる。
岩井 保則; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 60(1), p.144 - 149, 2011/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)シリカゲルは水分吸着容量が大きく、トリチウム水の選択的吸着性能に優れ、またトリチウム水吸着に対する水蒸気圧依存性が小さいため、トリチウム取扱施設に設けられる雰囲気トリチウム除去用水分吸着塔の乾燥剤候補である。現状、多サイクル運転時の性能評価データが限られていることを鑑み、再生後にシリカゲル内に残留するトリチウム水の影響を中心に性能評価を行った。シリカゲル内に残留するトリチウム水はその後の吸着操作における除染係数を大きく低下させた。除染係数1000以上を得るためにはシリカゲル充填吸着塔の設計時,運転時の空間時間を100h
以下に設定する必要があることを示した。多サイクル運転における分離係数として1.17が得られた。この値はゼオライト充填吸着塔の値より優れている。再生時の脱水性能としてシリカゲル充填吸着塔はゼオライト充填吸着塔と比して室温における脱水に極めて優れている。脱水は室温下で十分であり、脱水率はパージガス量に依存し、流量には依存しない。これら結果から、シリカゲルは雰囲気トリチウム除去用水分吸着塔の有望な水分吸着剤候補であるといえる。
林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 小柳津 誠; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 60(1), p.369 - 372, 2011/07
被引用回数：2 パーセンタイル：18.25(Nuclear Science & Technology)Tritium confinement is the most important safety issue in the fusion reactor. Specially, tritium behavior transferring through water metal boundary is very important to design tritium plant with breading blanket system using cooling water. A series of tritium permeation experiment into pressurized water jacket with He or jacket purging less than 1000 ppm of water vapor in Ar has been performed through pure iron piping, which contained about 1 kPa of pure tritium gas at 423 K, with monitoring the chemical forms of tritium permeated into water or water vapor jackets. The effect of metal surface condition was also investigated, such as oxidation to magnetite or gold plating on pure iron. The results clearly show that chemical species of permeated tritium depends on the oxygen population on the metal boundary. In case of pure iron, several hundreds ppm of H
O is enough to transfer tritium as HTO from the boundary surface to outer jacket. When oxygen population on the boundary surface decreases by gold plating, HT fraction increases drastically. On the other hand, it is also found the possibility of hydrogen generation effect on the metal boundary, such as Schikorr reaction. In order to discuss more detail mechanism, actual hydrogen transfer behavior from water to metal was investigated as a function of temperature.
小林 誠*; Wang, W.*; 倉田 理江; 松山 政夫*; 林 巧; 山西 敏彦; 朝倉 大和*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*
Fusion Science and Technology, 60(1), p.403 - 406, 2011/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ステンレス鋼酸化膜に対する、水素同位体の保持及び放出機構を、多様な温度で研究した。酸化膜は、おもに酸化鉄と考えられ、分子状態で放出される重水素は、その分解温度とおおよそ一致する温度で放出された。重水素の保持量は、ステンレス酸化膜の形成温度の上昇とともに増加した。酸化膜の厚さが、水素同位体の保持量に大きく依存していると考えられる。一方、水の形で放出される重水素の量は、酸化膜形成温度に依存しなかった。水素同位体が水の形に平成されるのは、ステンレス鋼のごく表面の酸化鉄の量に依存していると考えられる。
宗像 健三*; 河村 繕範
Fusion Science and Technology, 60(1), p.426 - 430, 2011/07
被引用回数：3 パーセンタイル：25.9(Nuclear Science & Technology)低温吸着法はヘリウム中の低濃度水素同位体の回収に有効で、核融合炉トリチウム増殖ブランケットのスイープガスからのトリチウム回収への適用が検討されている。筆者らはヘリウム中の水素同位体回収により適した吸着材を求め、スクリーニングテストを行い、天然モルデナイトの吸着容量が大きいことを見いだした。そして、破過曲線解析から吸着速度を定量したところ、細孔内拡散速度がMS5Aとほぼ同等であることがわかった。これより、天然モルデナイトは吸着速度において、ヘリウム中の低濃度水素同位体の回収に適していることがわかった。
山西 敏彦; 榎枝 幹男; 奥野 健二; 林 巧; 天野 順造; 成瀬 雄二; Sherman, R. H.*
Fusion Technology, 20, p.419 - 424, 1991/12
深冷蒸留塔のHETP(一理論段高さ)を、内径及び充填物の大きさの異なる2本の塔(内径:1cm、充填物:1.5mm Dixon Ring;内径:2cm、充填物:3mm Dixon Ring)を用いて、H-D-T系(トリチウム量:1.5g)で測定した。実験結果と計算結果は、主成分(H、HD、D)のみならず、微量成分(HT、DT、T)についても良い一致を示し、HETPが分子種及びその濃度によらず一定であることが確認された。全還流操作下で測定したHETPは両塔共に4~5cmであり、塔内蒸気速度に対する依存性は認められなかった。又、循環抜き出し操作下では、HETPは3~5cmであり、還流比の増加と共に減少することが、2本の塔に共通して認められた。結果として、循環引き出し操作におけるHETPは、塔内の気液の流量及びフィード流量により相関することができた。
三井 靱*; Okada, Y.*; Sakai, F.*; 井出 隆裕*; 平田 一弘*; 山西 敏彦; 奥野 健二; 成瀬 雄二; 山本 一良*; 金川 昭*
Fusion Technology, 19(3P2B), p.1646 - 1650, 1991/05
水素同位体分離を行う熱拡散塔では、塔壁を極低温に冷却する(深冷壁を採用する)ことで、分離係数を大幅に増大しうることが解析研究により示されている。本研究では、上記深冷壁の効果を実証するために、液体窒素冷却の熱拡散塔でH-D系の分離を行い、通常の水冷却による実験結果との比較を行なった。用いた熱拡散塔は、内径29.4mm熱線有効長920mmであり、熱線と冷壁の温度差を1000Kとした。その結果、水冷却の塔では、最高操作圧力が100kPaであるのに対し、深冷壁の塔の最適操作圧力は26kPaであり、分離係数が6.6倍にまで増大することが認められた。深冷壁効果は、熱線温度を低くしHDの生成を抑えることでより顕著となり、温度を473Kにした場合、分離係数は水冷却の塔の(
T=1000K)18.3倍に達した。
D.E.Baker*; 倉沢 利昌; J.M.Miller*; O.D.Slagle*
Fusion Technology, 19, p.1640 - 1645, 1991/05
IEA協定下でのBEATRIX-II国際協同照射実験では日本、米国、カナダの3国の協力の元で装置の設計および製作がおこなわれた。そして高速中性子束実験施設に(FFTF)設置され、トリチウムの測定および除去に使用されている。この装置の設計および性能を概述し、かつFFTF第1期の運転の履歴および運転条件を報告する。これらの装置の性能は実験結果に直接的な影響をおよぼすため、シリーズの報告として発表する。またこれらの装置の仕様、性能は高濃度のトリチウムを取り扱う技術として広く利用される可能性をもっている。
林 巧; 小西 哲之; 山田 正行; 松田 祐二; 井上 雅彦; 中村 卓也; Takanaga, M.; 成瀬 雄二; 奥山 展久*
Fusion Technology, 19(3P2B), p.1663 - 1667, 1991/05
核融合燃料循環系及び安全系においては、真空排気、ガス移送等の操作にともない、オイルフリー真空ポンプが必要である。当研究室では、これら高レベルトリチウム使用に適合する大容量完全オイルフリー真空ポンプを開発した。ポンプは4段圧縮往復動型で、軸封には2重ベローズ、ピストンリングには炭素含浸ポリイミドを用い、高気密で完全オイルフリー(接ガス部)なものとした。水素、重水素(D)、ヘリウムや窒素を用い、閉ループで排気性能試験を実施したところ、吸込圧力10Torr以上で、180m
/hr(D)と安定した排気速度が得られた。10Torr以上では、ガス種に依存して排気速度は小さくなり、到達真空度は約1Torr(D)であった。以上の結果から、吸込圧力数Torr以上の粗引き用真空ポンプとして、十分満足のいく性能をもつことがわかった。
功刀 資彰; M.Z.Hasan*
Fusion Technology, 19, p.1024 - 1029, 1991/05
核融合炉のプラズマ対向機器としては、第1壁、リミッタ及びダイバータがある。従って、これらの機器の冷却材流路はプラズマ対向面で熱放射による加熱を受ける。冷却材流路が円形の場合、この熱流束は周方向に不均一な分布となり、境膜温度差や流体内温度分布に大きな影響を与える。本報では、不均一加熱下での熱伝達率(Nu)分布と助走区間の影響について述べる。MHD効果について検討するため、電気伝導性は有するが磁場を考慮しない液体金属流れの場合についても述べる。MHD効果については第2報で述べる。流れは完全に発達した層流を仮定した。表面での不均一加熱のため、最大加熱点での熱伝達率は40%まで減少した。また、不均一加熱により助走区間が2倍以上増加した。
M.Z.Hasan*; 功刀 資彰
Fusion Technology, 19, p.1030 - 1035, 1991/05
核融合炉のプラズマ対向機器としては、第1壁、リミタ及びダイバータがある。これらの機器はプラズマ対向面で熱放射による加熱を受ける。冷却材流路が円形の場合、この熱流束は周方向に不均一となる。また、流路に直交する磁場の存在は、電気伝導性流体を冷却材に用いた場合、流速分布を平坦化させ、これもまた、周方向への温度不均一をもたらす。これら2つの不均一性(熱流束とMHD効果)は境膜温度差及び流体温度分布に影響を与える。本報では、Nu数の変化、Ha数による助走区間の変化及び表面熱流体の変化による影響について述べる。磁場の無い場合の流体金属熱伝達については第1報に述べる。熱流束と速度分布の周方向分布は、従来の定義に基づくNu数に対して負値を与えた。また、均一熱流束時に比べて60%のNu数の減少を示した。さらに、助走区間についても均一加熱時よりも2倍以上の増加を示した。
功刀 資彰; M.S.Tillack*; M.A.Abdou*
Fusion Technology, 19, p.1000 - 1005, 1991/05
液体金属MHD流れ及び熱伝達を解析する新しい数値解析コード「KAT」が開発された。本コードは、従来の「full」3次元数値解析コードより高いパラメータで相当に複雑な体系の解析が可能である。ここで言う。「full」とは対流項及び粘性項を含む「完全」なMHD方程式系に基づいているという意味である。「KAT」コードは、mesh generatorを有する直交座標系表示に基づくものである。磁場の方向や壁面の電気伝導度は完全に任意であり、単純な単一矩形流路やマニュホールド型の流路の解析も可能である。本コードは、単純な形状について理論解やCore Solution(近似解)を使ってベンチマーク・テストを行なった。本abstract中に示した、電気的絶縁壁を有する矩形流路の解析結果は、流路中央の流束分布において2次元の完全発達流シミュレーションコードの結果、Hartmann層内の流速分布については理論解とほぼ完全に一致した。
M.Z.Hasan*; 功刀 資彰; 関 昌弘; 横川 三津夫; 伊勢 英夫*; 蕪木 英雄; ARIESチーム
Fusion Technology, 19, p.908 - 912, 1991/05
ARIESトカマク型核融合炉研究プログラムは、米国内大学・研究機関が参加したトカマク型核融合動力炉プラント開発を目指している。ARIES計画では3つの概念が提案されているが、ARIES-Iはこのうちの最初のもので、DT燃焼で第1次プラズマMHD安定性領域内で正味1000MWeの運転を行うものである。不純物制御と第1壁の防御は高リサイクルポロイダル方向ダイバータで行う。ターゲット板は中性子による放射化を低減化するために処理された2mm厚さのタングステンコーティングされたSiC冷却材流路で構成されている。タングステン被膜の目的はスパッタリングエロージョンとプラズマディスラプションに対する防護である。断熱計算、1次元非定常計算を通じて蒸発層やエロージョン層の厚さを求め、必要な被膜厚さを設計側へ提供した。さらにより現実的な解析を行うため、2次元非定常溶融・蒸発挙動の数値シミュレーションを実施した。
今野 力; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋; 中村 知夫; A.Kumar*; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*
Fusion Technology, 19(3), p.1885 - 1890, 1991/05
日米共同実験PhaseIII実験では、DT中性子源を固定し体系を2mにわたって動かすことにより線状線源を模擬している。一連の実験に先立って、この線状線源がどの程度良く模擬されているかどうかを調べた。体系の移動モードは測定手法によりステップモードと連続モードにわかれる。ステップモードについては、小型球形NE213検出器を用いて体系が無い場合の10MeV以上との中性子フラックス分布を測定した。連続モードについては、放射化箔法を用いて体系が無い場合と有る場合の反応率分布を測定した。得られた結果から、ステップモードでも連続モードでも、中心付近での分布はほぼ平坦で、線状線源を良く模擬していることがわかった。
池田 裕二郎; 今野 力; 中村 知夫; A.Kumar*; M.A.Abdou*
Fusion Technology, 19(3), p.1961 - 1966, 1991/05
核融合炉の設計では、DT燃焼に伴う構成材の放射化による被曝線量評価、崩壊熱評価が安全性の観点から重要である。本研究は、核融合環境を模擬した中性子場で一連の構成材の誘導放射能特性実験を行い、その実験解析から現状の計算コードの妥当性検証し精度確認を行うものである。実験では、主要構造材Fe、Ni、Crを含む16種類の材料を日米共同実験Phase-IIC体系中のスペクトルの異なる2つの場で30分および10時間照射し、照射後10分から数日における誘導放射能から放出される線スペクトルを測定した。実験値は計算との比較のために、測定時間中に単位体積から放出した線の数および崩壊熱に対応するエネルギー積分値として与えた。本稿では、実験解析に必要な実験条件を示すとともに、誤差評価を含め実験データの妥当性、整合性を詳しく述べる。また実験値の比較から得た各材料の放射化特性に言及する。
大山 幸夫; 山口 誠哉; 津田 孝一; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 洋; 中村 知夫; K.Porges*; E.Bennett*
Fusion Technology, 19(3), p.1955 - 1960, 1991/05
核融合中性子工学に関する日米協力実験計画のフェーズIIのシリーズとして、2種類の非均質ブランケットに対して、積分実験を行なった。一つはベリリウムと酸化リチウムを交互に5cm厚で積層したブランケットで、他方は5mm厚のポリエチレン板を薄いステンレス板で覆った模擬水冷却チャネルを3層垂直に挿入したブランケット体系である。両体系に対して、NE213、Li-glassによるトリチウム生成率、及び放射化箔によって反応率の各分布を測定した。非均質の特徴である物質境界では、酸化トリチウムのブロックを直接埋めこんだ領域別法や、Li箔、金箔など極薄サンプルをすき間に挿入することで、ボイドの影響の少ない、位置分解能の良いトリチウム生成率分布、及び反応率分布を得た。中心軸上のトリチウム生成率を積分した局所T増殖比は、ベリリウム多層系の場合、それを含まない場合の40%の増加を示した。
大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 洋; 小迫 和明*; 中村 知夫; A.Kumar*; M.Youssef*; M.Abdou*; E.Bennett*
Fusion Technology, 19(3), p.1879 - 1884, 1991/05
トロイダル型核融合炉ブランケットの配置を模擬した中性子工学実験を疑似線状DT中性子源と筒型ブランケット体系とを用いて行なった。筒型ブランケット体系は203ミリ厚の酸化リチウムと炭酸リチウムあわせて406ミリ厚みのブランケットからなり、内側に第1壁の模擬として15ミリ厚みのステンレスが張られている。内側空洞は425.5ミリ径の正方形断面で長さは2040ミリである。体系には中心対象に3組の実験孔を両側面に設置した。実験は2種のモードで行なった。放射化箔などの照射型検出器では実験体系を中性子源の軸上で連続往復することで疑似線状線源とした。一方、オンライン検出器では、ステップ上に動かして各中性子源位置でのレスポンスを得た後、各データを重ね合わせた。また、重ね合わせる前のデータは検出器に対する線状線源上でのインポータンス分布を与え、共役中性子束計算に対する積分実験ともみなすことができる。
