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福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.795 - 805, 2017/07
被引用回数：10 パーセンタイル：68.85(Nuclear Science & Technology)FCAの複数の系統的に異なる中性子スペクトル場における7つのTRU核種(
Np, 
Pu, 
Pu, 
Pu, 
Am, 
Am, 
Cm)の核分裂率比に関するベンチマークモデルを用いて、主要な核データライブラリ(JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2)に対する積分評価を行ったものである。いずれの主要核データライブラリによる解析値は、Cm対Pu核分裂比を大幅に過大評価することが示された。また、中間エネルギーの中性子スペクトル場におけるPu対Pu核分裂比に関して、核データ間で有意な差異があることが示され、感度解析によりこの原因について調査を行った。
村上 陽之; 木津 要; 市毛 寿一; 古川 真人; 夏目 恭平; 土屋 勝彦; 神谷 宏治; 小出 芳彦; 吉田 清; 尾花 哲浩*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4201305_1 - 4201305_5, 2015/06
被引用回数：6 パーセンタイル：34.11(Engineering, Electrical & Electronic)JT-60Uのマグネットシステムを超伝導に改修するJT-60SA計画が進められている。CSのターミナル接続部はNb
Sn導体とNbTi導体を接続するシェイクハンド型のラップジョイントを用いて製作される。ターミナル接続部は、CSの上部および下部に配置され、CSシステムの中央に位置するモジュールはターミナル接続部とモジュール間をリードエクステンションと呼ばれる部品を用いて接続される。ターミナル接続部の接続抵抗は核融合科学研究所の大型試験装置を用いて測定した。試験の結果、接続抵抗値はJT-60SAのマグネットシステムの要求値を満足することが確認できた。また、リードエクステンション部およびサポートの構造解析を行い、設計が成り立つことを確認した。本発表では、今回実施した接続抵抗試験の結果およびリードエクステンション部の構造解析の結果について報告する。
福島 昌宏; 大泉 昭人; 岩元 大樹; 北村 康則
JAEA-Data/Code 2014-030, 50 Pages, 2015/03
JAEA-Data-Code-2014-030.pdf:10.34MB
1980年代に高速炉臨界実験装置FCAにおいてTRU核種断面積積分実験の一環として7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)が構築され、マイナーアクチノイド(MA)を含む7つのTRU核種(Np, Pu, Pu, Pu, Am, Am, Cm)に関する核分裂率比が各炉心中心で測定された。FCA-IX炉心では、燃料プレート及び希釈材プレート(グラファイト又はステンレス)の単純な組合せにより燃料領域が構成され、その混合割合の調整により炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。本報告書では、TRU核種の核分裂断面積の積分評価に資するため、同核分裂率比に関するベンチマーク問題を整備した。また、本ベンチマーク問題に対して、汎用評価済核データライブラリJENDL-4.0を用いて実施した解析結果も併せて報告する。
濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏*; 堤 史明*; 関 秀一*; 奥野 清; 藤綱 宣之*; 溝口 満*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.787 - 790, 2006/06
被引用回数：6 パーセンタイル：37.27(Engineering, Electrical & Electronic)原研では、国際熱核融合実験炉(ITER)の活動の一環として、中心ソレノイド(CS)のジャケットの試作作業を進めている。ITER CSの導体は、外形51.4mm角,内径35.1mmの穴を持つ矩形ジャケットを使用する。ジャケットは、4Kで耐力1000MPa以上,破壊靭性値KIC(J)130MPa
以上が要求される。ジャケット材料には、原研が開発したJK2LB鋼(0.03C-22Mn-13Cr-9Ni-1Mo-0.2N-B)を使用する。素材の製作として、3ton溶解炉及びElectroslag Remelting(ESR)工程を経て、直径170mmのJK2LB鍛造ビレットを1.6ton製作し、良好な熱間加工特性及び量産が可能であることを確認した。ジャケットは外形及び内径精度が+/-0.2mm、穴の偏芯率10%以下、ジャケット単長は最低5mを達成する必要がある。試作した鍛造ビレットから、熱間押し出し及び冷間引抜によりジャケットを試作し、寸法精度を確認した。その結果、外形及び内径の変動は0.2mm以下、偏芯率は5%以下、ジャケットの単長は7mであることを確認した。以上の結果より、ITER CSジャケットの製作に必要な技術を確立できた。
高橋 良和; 吉田 清; 名原 啓博; 枝谷 昌博*; Mitchell, N.*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.783 - 786, 2006/06
被引用回数：9 パーセンタイル：46.59(Engineering, Electrical & Electronic)クエンチ時の導体の振舞いを明らかにするため、CSインサートのクエンチ実験を直流及びパルス・モードの条件で行った。その導体は実機CSとほぼ同じ形状とパラメータを有している。導体の長さは約140mである。直流モードにおいて、導体の中央部の磁場の高いところに取付けられた誘導ヒータにより人為的にクエンチを起こした。また、パルス・モードにおいて、CSインサートは0.4-2T/sの掃引速度でクエンチした。これらのクエンチ実験における導体内の電気的及び熱流体的振舞いのシミュレーションを行った結果、実験結果とよく一致した。ITERにおける実機CSのクエンチ検出は、ピックアップ・コイルを用いた電圧法で行う予定である。実験で得られた結果と比較して、その感度やクエンチ時の導体の最高温度について検討した結果、ITER-CSのクエンチ検出システムは十分な検出感度を有することが示された。
高橋 弘行*; 工藤 祐介; 土屋 勝彦; 木津 要; 安藤 俊就*; 松川 誠; 玉井 広史; 三浦 幸俊
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1005 - 1011, 2006/02
被引用回数：2 パーセンタイル：17.14(Nuclear Science & Technology)JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)のセンターソレノイドのケーブルインコンジット(CICC)は、矩形断面のSUS製のコンジットの中心に円形に超伝導線材を配置した構造であり、全長約2.2kmのコンジットを約10mごとに溶接して製作される。この溶接部の健全性を評価するためには、想定される最大溶接欠陥の応力拡大係数を求める必要がある。この応力拡大係数は、平板表面に半楕円亀裂を想定し、Newman-Rajuの式により計算することはできるが、実形状のCICCとの相違が評価に与える影響が明らかではなかった。そこで、この形状ファクタを求めるために、三次元有限要素法を用い実形状のCICCの想定欠陥について応力拡大係数を計算した。この結果、矩形断面のCICCの最大想定欠陥の最大応力拡大係数について三次元有限要素法で求めた値は、Newman-Rajuで求めた値よりも3%大きいだけであることがわかった。このことから、Newman-Rajuの式はこのような矩形断面のCICCに関する破壊靭性の評価に用いることが適用可能であることが判明した。本論文ではこの結果も含め欠陥形状,溶接開先のシニング形状をパラメータに多数有限要素法解析の値とNewman-Rajuの値と比較した結果についての詳細を述べる。
plasma operation玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.
Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12
被引用回数：15 パーセンタイル：45.44(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。
高橋 良和; 吉田 清; Mitchell, N.*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 15(2), p.1395 - 1398, 2005/06
被引用回数：8 パーセンタイル：43.66(Engineering, Electrical & Electronic)超伝導コイルのクエンチ検出はコイルを保護するために重要かつ不可欠である。ITER中心ソレノイド(CS)においては電圧タップ法と冷媒の流量計法が検討されている。電圧タップ法は応答速度が速いので、クエンチ検出の主たる方法と考えられている。ITER-CSは6個のそれぞれ独立の電流パターンで運転されるパンケーキ巻きモジュールで構成される。パルス運転中の常伝導転移による抵抗性の電圧(常伝導電圧)を検出するため、巻き線部の誘導電圧を打ち消す必要がある。まず打ち消すためのピックアップコイルの形状の最適化を行った。その結果、打ち消された電圧は誘導電圧に比べて非常に小さく(70mV)、十分なクエンチ検出感度が得られた。次に、運転中のCS巻き線部のホットスポット温度(導体の最高温度)を打ち消し電圧の解析とCSモデルコイル(CSMC)のクエンチ実験結果より算出した。得られたホットスポット温度は約144Kで、ITERの設計基準(150K以下)を満足した。これより、コイルはクエンチしても、保護回路により壊れないと考えられる。これらの検討により、十分な検出感度を有するピップアップコイルを用いたITER-CSのクエンチ検出システムを設計することができた。
宮本 幸博; 酒巻 剛*; 前川 修*; 中島 宏
JAERI-Tech 2004-054, 72 Pages, 2004/08
本報告書は、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の放射線安全管理設備としてLAN-PLC方式放射線モニタを導入するにあたり機器仕様の標準化を図るため、その標準規格を大強度陽子加速器施設開発センターとしてまとめたものである。LAN-PLC方式放射線モニタは、現場に配置される検出端・測定系とPLCシステムにより構成される放射線監視盤をLANで接続する形態の放射線モニタリングシステムである。本規格を作成するにあたっては、従来規格の拡張及び国際標準規格への準拠という観点を重視した。本規格により、各構成機器について、互換性,保守性及び生産性の向上が期待される。
高橋 良和; 吉田 清; Mitchell, N.*; Bessette, D.*; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 奥野 清
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1410 - 1413, 2004/06
被引用回数：10 パーセンタイル：48.16(Engineering, Electrical & Electronic)ITERトロイダル磁場(TF)及び中心ソレノイド(CS)コイル用導体は、外径約0.8mmのNbSn超電導素線を約1000本撚線したものを金属製コンジットの中に挿入したCIC型である。その定格電流値は、40-68kAである。CSモデル・コイル計画において開発した2種類のジョイント(ラップ型とバット型)は、その目標性能が通電実験により達成された。TFコイルの場合、D型の巻線部から離れた位置にジョイント部を置くことにより、その最高磁場は2.1Tとなり、巻線部の最高磁場11.8Tに比べて、かなり低減できる。CSコイルのジョイント部は、スペ-スが限られているため巻線部の外周に埋め込み、ジョイント部の最高磁場を3.5Tに抑える。これらのジョイントは、導体巻線部の出口に直列に繋げられ、冷却される。ジョイントの電気抵抗による冷媒の温度上昇を、冷凍機への熱負荷の制限により0.15K以下に設計した。ITER実機コイルの運転条件において実験デ-タをもとに性能を評価し、これらのジョイントがITER実機コイルに適用可能であることを明らかにした。
浦田 一宏*; 篠原 孝司; 鈴木 正信*; 鎌田 功*
JAERI-Data/Code 2004-007, 45 Pages, 2004/03
JAERI-Data-Code-2004-007.pdf:5.63MB
トカマク型核融合装置では、離散的トロイダル磁場コイル(TFC)のつくるトロイダル磁場にリップルが存在して高速イオンの損失を招き、真空容器の損傷につながる。近年、強磁性体を用いてリップル損失を低減する手法が提案され、低放射化,高熱伝導率特性を併せ持った低放射化フェライト鋼の核融合炉への導入が検討されている。しかし実際の装置では、他機器との干渉のため、リップル低減に効果的なトロイダル対称性を持ったフェライトの設置が困難となる場合がある。また損失境界である第一壁形状がトロイダル対称性を持たない場合がある。このような理由から実機に即したリップル補正磁場中の高速イオン損失計算を行うためには、トロイダル非対称性を取り扱えることが望ましい。そこで、フェライト鋼によるリップル補正磁場を計算するFEMAG(FErrite generating MAGnetic field)コードの開発を進め、トロイダル非対称の場合でも全トーラス磁場の計算を高速で行えるようにした。さらにこの磁場データを基礎として、高速イオン損失を計算する軌道追跡モンテカルロコードOFMC(Orbit Following Monte Carlo)をトロイダル非対称性が取り扱えるように改良した。FEMAG/OFMCコードの使用方法,JFT-2M装置による実験結果の解析評価とトカマク国内重点化装置の設計検討への適用について報告する。
Sn coil (CS insert)稲口 隆*; 長谷川 満*; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 濱田 一弥; 杉本 誠; 高橋 良和
Cryogenics, 44(2), p.121 - 130, 2004/02
被引用回数：6 パーセンタイル：27.8(Thermodynamics)導体断面中心に副流路を持つケーブル・イン・コンジット導体のクエンチ解析を行うために、軸対称2次元解析モデルを開発した。CSインサートの圧損,クエンチ時の電圧,温度,常電導伝播の実験結果と本解析を比較し、良い一致を見ることを示した。よって、モデルの妥当性を示すことができた。また、解析の結果から、定常状態でも、副流路と主流路の間で対流が発生することが示され、これにより、導体軸方向の圧損が増加することが判明した。さらに、温度が高い冷媒が副流路を流れる場合は、これによって主流路の冷媒とケーブルが加熱されることも明らかになり、副流路の流れが常電導伝播の速度を加速させることがわかった。
dinger equation and the radial integrals based on the CIP method内海 隆行*; Koga, J. K.
Computer Physics Communications, 148(3), p.267 - 280, 2002/11
被引用回数：6 パーセンタイル：31.94(Computer Science, Interdisciplinary Applications)レーザーの固体やプラズマへの照射におけるプラズマの状態解析においては、原子素過程データが重要であるために、現在、原子構造・衝突輻射断面積計算コードの開発を進めている。このコード開発においては原子核まわりの束縛電子と自由電子の波動関数,及び行列要素の高精度数値解が必要となる。このため、ここでは、シュレディンガー方程式,ディラック方程式の求解と内積計算のための新しい高精度数値解析法を提案する。この手法の特徴は、流体計算手法として開発されたCIP(Constrained Interpolation Profile)法、高精度常微分方程式積分法である最適刻み幅制御Runge-Kutta法、及び自由電子波動関数を位相と振幅の関数とするPA(Phase-Amplitude)法を組み合わせた点にある。提案した数値解法をクーロン場での解析に適用し、解析解と比較し良好な結果が得られ、コード開発のための基礎となる解法であることを確認した。
加藤 崇; 辻 博史; 安藤 俊就; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸*; et al.
Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10
被引用回数：17 パーセンタイル：74.75(Nuclear Science & Technology)ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。
安藤 俊就; 辻 博史
低温工学, 36(6), p.309 - 314, 2001/06
ITERのR&Dで最も重要な項目の1つであるCSモデル・コイル計画の目的,意義,製作中の国際協力,実験の成果について記述する。CSモデル・コイルはITER・CSの妥当性及び製作性を実証するために、ITER・CSと同じ導体、同じ巻線構造で製作実験され、目標である13Tの磁場を0.4T/Sの励磁速度で達成された。この結果は、ITER・CSの設計の妥当性を証明するとともに、いつでも建設できることを示す。
二ノ宮 晃*; 新井 和昭*; 高野 克敏*; 中嶋 秀夫; Michael, P.*; Martovetsky, N.*; 高橋 良和; 加藤 崇; 石郷岡 猛*; 海保 勝之*; et al.
低温工学, 36(6), p.344 - 353, 2001/06
原研は、中心ソレノイド・モデル・コイルを用いた国際共同試験により、国際熱核融合炉(ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor)の超伝導コイルに要求される特性(13T,46kA)の実証に成功した。本論文では、この実証試験で測定したAE信号を解析し、励磁過程及びトレーニング過程においてコイル各部に発生したAE信号相互の関係を明らかにした。また、10,000回の繰り返し通電試験を行った際に発生したAE特性の推移について検討し、3000から4000サイクルの間に他の領域には明らかに異なる特性を見いだし、コイルまたはコイル近傍でAE特性を変化させる事象が発生した可能性を示し、AE計測によるコイル健全性診断が可能であるという結論を得た。
辻 博史; 奥野 清*; Thome, R.*; Salpietro, E.*; Egorov, S. A.*; Martovetsky, N.*; Ricci, M.*; Zanino, R.*; Zahn, G.*; Martinez, A.*; et al.
Nuclear Fusion, 41(5), p.645 - 651, 2001/05
被引用回数：57 パーセンタイル：83.45(Physics, Fluids & Plasmas)ITERを構成する3群の超伝導コイルでは、中心ソレノイド・コイルが最も高い磁場13Tを0.4T/s以上の速度で急速励起するパルス動作が要求される点で、最も技術的難度の高いコイルである。そこで中心ソレノイド・コイル工学設計の妥当性を確認し、併せてコイルの製作技術を開発する目的で、中心ソレノイド・モデル・コイルの開発が進められてきた。約8年をかけて完成したモデル・コイルの実験がこの程、国際共同作業として原研で実施され、技術開発目標をすべて満足する実験成果と貴重な技術データが得られた。
辻 博史; ITER中心ソレノイド・モデル・コイル実験チーム
平成12年度電気学会原子力研究資料(NE-00-2), p.7 - 12, 2000/09
ITERの中心ソレノイド・コイルの工学設計の妥当性を確認するために、超伝導モデル・コイルを製作し、その実験を行った。その結果、13T,640MJ,46kAの定格作動条件へ0.6T/Sの速度(開発目標の1.5倍)にて励磁することに成功した。この結果により、ITER中心ソレノイド・コイルの工学設計の妥当性を実証するとともに、蓄積エネルギーにて世界最大の超伝導パルス・コイルが実現した。
安藤 俊就; 檜山 忠雄; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 礒野 高明; 杉本 誠; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 10(1), p.568 - 571, 2000/03
被引用回数：10 パーセンタイル：53.49(Engineering, Electrical & Electronic)1992年より開始されたITER中心ソレノイド・モデル・コイル作製は7年の歳月をかけてようやく完成した。本コイル製作で習得した高度の技術、ITER建設に向けての課題について紹介する。
高橋 良和
電気学会超電導応用電力機器・リニアドライブ合同研究会資料, p.27 - 32, 2000/01
国際熱核融合実験炉(ITER)計画において、設計の妥当性と製作性の実証を目的としたモデルコイルの開発が行われてきた。本コイルは、13T-46kA NbSn超電導体が用いられている。この度、コイルは実験用真空容器に組み込まれ、冷却実験が行われた。総重量約18トンのコイルは、冷却開始後約410時間後に、超電導状態になったことを確認した。今後、通電実験を行い、導体やコイルの性能評価を行い今後の設計に反映させる予定である。
