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涌井 隆; 石井 秀亮*; 直江 崇; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 若井 栄一; 高田 弘; 二川 正敏
Materials Transactions, 60(6), p.1026 - 1033, 2019/06
被引用回数：3 パーセンタイル：17.62(Materials Science, Multidisciplinary)J-PARCの核破砕中性子源で使用する水銀ターゲット容器は、1.3
1.32.5m
と大きいため、使用済み容器の廃棄量を低減する観点で、損傷量の大きい前半部を分割できる構造を検討している。分割部のフランジには、高いシール性能(110
Pa・m/s以下)が必要である。このフランジの材料として、ビーム運転時の熱変形を低減するために低熱膨張材であるインバー合金は有望であるが、弾性係数が低いためボルト締結時の変形が大きくなる。実用上はステンレス鋼で補強するが、HIP接合により広い面積を全面にわたって確実に接合する条件を見出すことが課題であった。そこで、接合温度が異なる試験片(973, 1173, 1373及び1473K)について、引張試験及び数値解析による残留応力評価を行った。973Kで接合した試験片は、拡散層厚さが殆どなく接合界面で破断した。引張強度は、接合温度の上昇とともに減少し、1473Kの場合、約10%低下した。接合面近傍の残留応力は最大50%増加した。これらの結果から、1173Kが最適な接合温度であることを結論付けた。
加治 大哉*; 森本 幸司*; 若林 泰生*; 武山 美麗*; 山木 さやか*; 田中 謙伍*; 羽場 宏光*; Huang, M.*; 村上 昌史*; 金谷 淳平*; et al.
JPS Conference Proceedings (Internet), 6, p.030107_1 - 030107_4, 2015/06
非対称核融合反応に対する新型ガス充填型反跳イオン分離装置GARIS-IIの性能を、
Neビームを用いて調べた。分析電磁石にヘリウムと水素の混合ガスを充填すると、焦点面シリコン検出器で検出されるバックグラウンドとなる散乱粒子の数が極めて少なくなり、かつ非対称核融合反応生成物の輸送効率が増大した。また、新たに標的同定システムを導入し、ビームエネルギーや標的を換えることなく効率的に励起関数測定が行えるようになった。
C and 1500C and measurements of lifetime and photoluminescenceKlahold, W. M.*; Devaty, R. P.*; Choyke, W. J.*; 河原 洸太朗*; 木本 恒暢*; 大島 武
Materials Science Forum, 778-780, p.273 - 276, 2014/02
Ultra-pure n-type (810
cm
), 99 
m thick epitaxial layers of hexagonal (4H) silicon carbide (SiC) were irradiated with electrons either at 170 keV with a fluence of 510
cm
or at 1 MeV with a fluence of 110
cm in various geometries. Low temperature photoluminescence (LTPL) spectra and microwave photoconductance (PCD) lifetime measurements were carried out for all samples before and after annealing in argon in free standing mode or on a POCO carbon (Poco Graphite, Inc.) platform, every 50 C from 1100 C to 1500 C. However, no improvement in carrier lifetime was observed although previous studies reported that carbon diffused into SiC during high temperature treatment improves carrier lifetime. The result obtained in this study suggests that simple carbon diffusion model cannot be applied and more study is required to understand the injection of carbon interstitials into the SiC lattice.
井上 多加志; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 大楽 正幸; 花田 磨砂也; 渡邊 和弘; 坂本 慶司
Nuclear Fusion, 46(6), p.S379 - S385, 2006/06
被引用回数：35 パーセンタイル：74.41(Physics, Fluids & Plasmas)ITERに向けた静電加速器R&Dの目的は、大電流密度の負イオンを1MeVまで加速することである。原研MeV級加速器は、従来のクランプ理論やパッシェンの法則をMV級高電圧,長真空ギャップ領域に外挿して設計されている。さらに、絶縁物表面の沿面放電防止には、大型電界緩和リングによる陰極接合点の電界低減が効果的であった。これら真空絶縁技術により、真空絶縁型加速器で1MVを8,500秒間安定保持することに成功した。バイトンOリングのSF
ガス透過、並びに逆流電子によるポート損傷と真空リークを止めることにより、負イオンの表面生成が持続・促進され、カマボコ型負イオン源の高出力(
40kW)運転時に電流密度が飽和することなく増加した。この結果、電流密度146A/m
(全負イオン電流:0.206A)の負イオンビームを836keVまで加速することに成功した(パルス幅:0.2秒)。これは、ITERで必要とされる高出力密度負イオンビーム(1MeV, 200A/m)を世界で初めて実現したものである。さらに本論文では、EGS4コードを用いて制動X線の発生量を見積もり、光電効果による放電破壊の可能性を議論する。
中村 博文; 林 巧; 小林 和容; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.452 - 455, 2005/07
被引用回数：2 パーセンタイル：17.57(Nuclear Science & Technology)トリチウムに汚染した炉内機器等を取り扱うITERホットセルに関し、セル内に放出されたトリチウムの挙動を解析・評価した。解析は、コンクリートとエポキシ塗装の多層構造壁中におけるトリチウムの1次元拡散モデルと完全混合下での換気によるトリチウム濃度の減衰モデルを組合せて行った。解析の結果、ホットセル内のトリチウム濃度は、トリチウム放出源を取り除いた後すみやかに低下し、数日で300DAC(240Bq/cm)から1DAC(0.8Bq/cm)まで低下することを明らかとした。また、ホットセル壁中のトリチウムインベントリは20年間の運転後約0.1PBqとなり、壁材の数10%はクリアランスレベルを超えるが、壁から外部へのトリチウム透過は無視し得る量であるとの結果を得た。さらに、コンクリート壁へのエポキシの塗布は、トリチウムの透過やインベントリを数桁低減する効果があることを明らかにした。
中村 博雄; Riccardi, B.*; Loginov, N.*; 荒 邦章*; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.202 - 207, 2004/08
被引用回数：14 パーセンタイル：66.01(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末まで実施した。本報告では、液体LiターゲットのKEP活動の結果、それを反映した設計と今後の展望について述べる。液体Li流動特性評価のための水模擬実験及び液体Li流動実験,液体リチウム純化系開発のためのトリチウムと窒素不純物制御用材料特性評価,放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計と基礎実験,安全性評価,計測系の概念検討等を実施した。KEP活動に続いて、Liターゲットの長時間安定運転を実証するため、移行期間を経てLi試験ループを中心とした工学実証・工学設計フェーズを開始する予定である。
秋場 真人; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 西谷 健夫; 小西 哲之
プラズマ・核融合学会誌, 79(9), p.929 - 934, 2003/09
原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果、局所で1.4以上、全体で1以上のTBRを得られる見通しを得た。さらに複雑な構造の製作手法として高温等方加圧法を採用して第一壁の模擬試験体を製作し、5000回以上の熱サイクルに耐えることを実証した。
range for International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF)中村 博雄; 井田 瑞穂*; 中村 秀夫; 竹内 浩; IFMIF国際チーム
Fusion Engineering and Design, 65(3), p.467 - 474, 2003/04
被引用回数：4 パーセンタイル：31.59(Nuclear Science & Technology)IFMIFは、核融合材料開発のためのD-Li反応を用いた加速器型中性子源である。リチウム(Li)ターゲットは、ターゲットアセンブリ、Li純化系と種々の計測器から構成される。10MWの重陽子ビームが205cmの面に入射し、1GW/mの超高熱負荷に相当する。このような超高熱負荷を除熱するため、20m/sの高速液体Li流と曲面流れが必要となる。熱流動解析によれば、曲率25cmの曲面壁による160Gの発生遠心力は、IFMIF運転に十分である。模擬水実験を実施し、Li流れの流動特性を確証した。最終的にLi流の性能を確証するために、Liループを計画中である。トリチウムやC, N, O不純物を許容値以下に制御するためのコールドトラップとホットトラップを備えたIFMIFターゲットにおけるこのような技術は、核融合炉の液体プラズマ対向壁と類似性を有している。発表では、IFMIFのLiターゲット技術とプラズマ対向壁への応用について述べる。
吉田 清; 瀧上 浩幸*; 久保 博篤*
低温工学, 36(11), p.617 - 625, 2001/11
本報は、強制冷却型超伝導導体のホットスポット温度について数値解析を用いた検討結果を報告する。ITERマグネットは、TFコイル及びCSコイル,PFコイル用の3種類の超伝導導体を用いる。それらの導体に含まれる安定化銅の量は、断熱条件で求めたホットスポット温度によって求められている。その条件を満たすために、ITERでは超伝導素線以外に大量の銅素線が必要になってしまっている。しかし、導体の温度や応力は最新の解析ツールを用いて求めることができる。その数値解析で求めたホットスポット温度は、断熱条件で求めた値よりかなり低い温度であった。さらに、ホットスポット温度を決める要素であるクエンチ検出までの遅れ時間も、この数値解析で求めることができた。その結果、撚線内の銅素線の量を減らすことができ、現在のITERマグネットを小型化できる可能性を示した。
吉田 清; 瀧上 浩幸*; 久保 博篤*
Cryogenics, 41(8), p.583 - 594, 2001/08
被引用回数：8 パーセンタイル：37.57(Thermodynamics)本報は、強制冷却型超伝導導体のホットスポット温度について数値解析を用いた検討結果を報告する。ITERマグネットは、TFコイル及びCSコイル,PFコイル用の3種類の超伝導導体を用いる。それらの導体に含まれる安定化銅の量は、断熱条件で求めたホットスポット温度によって求められている。その条件を満たすために、ITERでは超伝導素線以外に大量の銅素線が必要になってしまっている。しかし、導体の温度や応力は最新の解析ツールを用いて求めることができる。その数値解析で求めたホットスポット温度は、断熱条件で求めた値よりかなり低い温度であった。さらに、ホットスポット温度を決める要素であるクエンチ検出までの遅れ時間も、この数値解析で求めることができた。その結果、撚線内の銅素線の量を減らすことができ、現在のITERマグネットを小型化できる可能性を示した。
C-carbon fiber composite ceramics as plasma facing materials in nuclear fusion reactor, 3; Heat resistance evaluation by electron beam irradiation and by in situ plasma discharge in JT-60神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師央*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純隆*
Journal of the Ceramic Society of Japan, International Edition, 105, p.1179 - 1187, 1997/00
C/C材の次世代のプラズマ対向材料として、BCと炭素繊維から成る複合セラミックスを作り、電子ビームとJT-60のプラズマによる熱負荷試験を行って、耐熱性を評価した。高熱伝導性の縦糸と高強度で折れ難い横糸の炭素繊維から成る平織り布にBCを含浸後に、渦巻状にして加圧焼結した複合セラミックスで作ったタイルは、22MW/mの電子ビーム照射(5秒,2500C)によっても破損しなかった。さらに、JT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を繰り返し(572回)行っても、クラックの発生は見られなかった。
山極 満; Koga, J. K.; 石田 真一
Proc. of 24th European Physical Society Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics, 21A, p.517 - 520, 1997/00
JT-60Uトカマクでは、エネルギー90keVビーム入射により炭素不純物温度の計測値として45keVが得られたが、このような高イオン温度プラズマにおける主プラズマイオン(重水素)温度を評価するために、非線形フォッカープランクコードを適用した。その結果、重水素のバルク温度は炭素温度を上回ること、従って、不純物温度計測はイオン温度に関して過大評価とならないことを見いだした。一方、重水素速度分布関数の平均エネルギーに基づく実効イオン温度は炭素温度にほぼ等しくなること、及び、重水素-重水素核融合反応特性が炭素温度のマクスウェル分布によって与えられる値にほぼ一致することより、炭素温度を等価的なイオン温度とみなせることを示した。
plasmas山極 満
Plasma Physics and Controlled Fusion, 34(5), p.715 - 723, 1992/00
500keV重水素ビーム10MW入射および最高30MWの120keVビーム入射によって維持されるHeプラズマにおける核融合出力について、グローバルなエネルギー閉じ込めの効果を考慮に入れて解析を行った。入力パワーに対する全蓄積エネルギーの比として定義されるグローバルエネルギー閉じ込め時間
は入力パワーの平方根に逆比例するように定められる。非熱的重水素成分の増加によるHe密度の低減が顕著に生じなければ低n
高T領域においてより高い核融合出力が得られる。高パワーの120keV重水素ビーム入射に対して仮定されるTi=2Teの高Tiモードは同一の下におけるT
=Tモードに比して望ましい結果を与えないことが見い出された。重水素の熱的成分の蓄積が核融合出力に与える影響についても検討がなされる。
工藤 博司
Hot Atom Chemistry, p.501 - 511, 1984/00
ホットアトム化学の知識および実験法は、核融合炉研究開発の分野にも応用されている。プラズマー壁相互作用の研究並びにトリチウム増殖ブランケットの開発に関連したホットアトム化学研究の最近の成果を、総説としてまとめた。
吉田 浩; 小西 哲之; 成瀬 雄二
Nucl.Technol./Fusion, 3, p.471 - 484, 1983/00
D-T核融合炉の燃料循環系を対象としたパラジウム拡散器およびこれを用いた燃料精製システムを設計した。パラジウム合金膜法の適用性は、筆者らの既往研究に基づいて検討した。パラジウム拡散器の操作条件は実験により決定し、その形状・大きさはコンピュータ計算に基づいて設定した。精製システムの設計は、Los Alamos National LaboratoryのTritium Systems Test Assembly(TSTA)における、供給ガス条件に従った。本システムの必要機器は、パラジウム拡散器、触媒酸化反応器、低温トラップ、亜鉛ベッド、真空ポンプなどであり、システム構成および操作条件においていくつかの利点が挙げられる。
Li(n, 
)T reaction in lithium oxide工藤 博司; 田中 吉左右; 天野 恕
Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry, 40(3), p.363 - 367, 1978/03
被引用回数：42核融合ブランケット物質として注目されている酸化リチウム中に、原子炉の熱中性子照射で生成するトリチウムについて、加熱処理を行い、分離された成分をラジオガスクロマトグラフ法と質量分析法で分析した。市販品およびとくにこの目的に調製した高純度酸化リチウム粉末を、石英等に減圧封入して、JRR-4、Tパイプ照射孔で20分間照射し、照射後100~600Cに減圧下で加熱した。固体粉末から分離したトリチウムはヘリウムガスを通じてコールドトラップを通過する間に、大部分(96%)が捕集されることも確認した。捕集された成分がHTOであることを質量分析法によって確かめたが、HTOの分離過程は、2LiOH
LI
O+HOと同様にLiOT・LiOHLiO+HTOによるものと考えられる。ラジオガスクロマトグラフ法により、少量成分としてHT、CH
T、およびCnH
(n=2,x=0,1,2)を認めた。
涌井 隆; 直江 崇; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 若井 栄一; 高田 弘; 二川 正敏
no journal, ,
J-PARCの核破砕中性子源で使用する水銀ターゲット容器は、1.31.32.5mと大きいため、使用済み容器の廃棄量を低減する観点で、損傷量の大きい前半部を分割できる構造を検討している。分割部のフランジには、高いシール性能(110 Pa・m/s以下)が必要である。このフランジの材料として、ビーム運転時の熱変形を低減するために低熱膨張材であるインバー合金は有望であるが、弾性係数が低いためボルト締結時の変形が大きくなる。実用上はステンレス鋼で補強するが、HIP接合により広い面積を全面にわたって確実に接合する条件を見出すことが課題であった。そこで、接合温度が異なる試験片(973, 1173, 1373及び1473K)について、引張試験及び数値解析による残留応力評価を行った。973Kで接合した試験片は、拡散層厚さがほとんどなく接合界面で破断した。引張強度は、接合温度の上昇とともに減少し、1473Kの場合、約10%低下した。接合面近傍の残留応力は最大50%増加した。これらの結果から、1173Kが最適な接合温度であることを結論付けた。
