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Turbulent transport reduction induced by transition on radial electric field shear and curvature through amplitude and cross-phase in torus plasma

小林 達哉*; 伊藤 公孝*; 井戸 毅*; 神谷 健作*; 伊藤 早苗*; 三浦 幸俊; 永島 芳彦*; 藤澤 彰英*; 稲垣 滋*; 居田 克巳*

Scientific Reports (Internet), 7(1), p.14971_1 - 14971_8, 2017/11


Spatiotemporal evolutions of radial electric field and turbulence are measured simultaneously in the H-mode transition, which is a prototypical example of turbulence structure formation in high-temperature plasmas. In the dynamical phase where transport barrier is established abruptly, the time-space-frequency-resolved turbulent particle flux is obtained. Here we report the validation of the mechanism of transport barrier formation quantitatively. It is found that the particle flux is suppressed predominantly by reducing density fluctuation amplitude and cross phase between density fluctuation and potential fluctuation. Both radial electric field shear and curvature are responsible for the amplitude suppression as was predicted by theory. Turbulence amplitude reduction immediately responds to the growth of the radial electric field non-uniformity and saturates, while cross phase continuously approaches zero.


Dissolution behavior of lithium compounds in ethanol

古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.286 - 291, 2016/12




Impact hammer test of ITER blanket remote handling system

野口 悠人; 丸山 孝仁; 上野 健一; 小舞 正文; 武田 信和; 角舘 聡

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part.B), p.1291 - 1295, 2016/11



Synthesis and characteristics of ternary Be-Ti-V beryllide pebbles as advanced neutron multipliers

金 宰煥; 中道 勝

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part.B), p.1764 - 1768, 2016/11


Beryllium intermetallic compounds (beryllides) are the most promising advanced neutron multipliers in demonstration fusion power reactors. Advanced neutron multipliers are being developed by Japan and the EU as part of their BA activities. Beryllides are too brittle to fabricate into pebble- or rod-like shapes using conventional methods such as arc melting and hot isostatic pressing. To overcome this issue, we developed a new combined plasma sintering and rotating electrode method for the fabrication of beryllide rods and pebbles. By using these methods, preliminary synthesis of the ternary beryllide pebbles with different chemical compositions, Be$$_{12}$$Ti$$_{1-x}$$V$$_{x}$$ (x=0.0-1.0) was successful. Scanning electron microscopic observation revealed that grain size on the surface decreased while area fraction of Be phase on cross-section decreased as V amount increased. These decreases may be contributed by the fact that the chemical composition of the pebble was closely varied to single-phase Be$$_{12}$$V with no peritectic reaction as V amount increased while Be, Be$$_{12}$$Ti and Be$$_{17}$$Ti$$_{2}$$ phases were formed with large grain due to peritecic reaction in the Be$$_{12}$$Ti. This feature influenced to variation of reactivity with 1% water vapor at high temperature. It was concluded that weight gain as well as H$$_{2}$$ generation decreased due to decreases of grain size as well as Be phase on the surface as V amount increased in Be$$_{12}$$Ti$$_{1-x}$$V$$_{x}$$.


Progress of JT-60SA Project; EU-JA joint efforts for assembly and fabrication of superconducting tokamak facilities and its research planning

白井 浩; Barabaschi, P.*; 鎌田 裕; JT-60SAチーム

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part.B), p.1701 - 1708, 2016/11




New remarks on KERMA factors and DPA cross section data in ACE files

今野 力; 佐藤 聡; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part.B), p.1649 - 1652, 2016/11

今回、最新の核データJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, FENDL-3.0の公式のACEファイルにあるKERMA係数, DPA断面積を詳細に調べたところ、以下の問題点を見つけた。(1)核データの誤りやNJOYコードのバグにより、低エネギー中性子でエネルギーが小さくなるにつれてKERMA係数, DPA断面積が大きくならない。(2)低エネルギー領域で非常に大きなヘリウム生成断面積により非常に大きなKERMA係数, DPA断面積になる。(3)NJOYコードはFile12-15ではなくFile6に捕獲反応の$$gamma$$線データが入っていると正しく処理できないようである。(4)運動学的手法のKERMA係数は、2次粒子の詳細なデータがないと正しくない。本研究をもとにこれらの問題を解決すべきである。


Effect of hydrocarbons on the efficiency of catalytic reactor of detritiation system in an event of fire

枝尾 祐希; 佐藤 克美; 岩井 保則; 林 巧

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1831 - 1838, 2016/11


Detritiation system of a nuclear fusion plant is mandatory to be designed and qualified taking all the possible extraordinary situations in addition to that in a normal condition carefully into consideration. We focused on the change in efficiency of tritium oxidation of a catalytic reactor in an event of fire where the air accompanied with hydrocarbons, water vapor and tritium is fed into a catalytic reactor at the same time. Our test results indicated; (1) tritiated hydrocarbon produces significantly by reaction between tritium and hydrocarbons in a catalytic reactor; (2) there is little possibility of degradation in detritiation performance due to tritiated hydrocarbons produced in the catalyst reactor are combusted; (3) there is no possibility of uncontrollable rise in temperature of the catalytic reactor by heat of reactions; and (4) saturated water vapor enables to poison the catalyst temporarily and degrades the detritiation performance. Our investigation indicated a saturated water vapor condition without hydrocarbons would be the dominant scenario to determine the amount of catalyst for the design of catalytic reactor of the detritiation system.


Nitrogen hot trap design and manufactures for lithium test loop in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11


The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600$$^{circ}$$C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.


Some comments on KERMA factors and DPA cross-section data in ACE and MATXS files of JENDL-4.0

今野 力; 権 セロム; 太田 雅之; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2016-004, p.233 - 238, 2016/09

JENDL-4.0の公式のACE、MATXSファイルに入っているKERMA係数、DPA断面積をENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のデータと比較し、多数の核種で違いがあることが見つかった。この違いの原因として以下が考えられる;(1) NJOYコードのバグ、(2)異常に大きいヘリウム生成断面積、(3)核データの$$gamma$$生成データの形式、(4)詳細な2次粒子データ(エネルギー角度分布データ)がない。本研究をもとに、問題のあるJENDL-4.0のACE, MATXSファイルは修正する必要がある。


A Simple method for modification of capture reaction and elastic scattering nuclear data in analyses of nuclear data benchmark experiments

今野 力; 権 セロム; 太田 雅之; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2016-004, p.239 - 242, 2016/09



Experimental identification of electric field excitation mechanisms in a structural transition of tokamak plasmas

小林 達哉*; 伊藤 公孝*; 井戸 毅*; 神谷 健作; 伊藤 早苗*; 三浦 幸俊; 永島 芳彦*; 藤澤 彰英*; 稲垣 滋*; 居田 克巳*; et al.

Scientific Reports (Internet), 6, p.30720_1 - 30720_7, 2016/08




Analysis on ex-vessel loss of coolant accident for a water-cooled fusion DEMO reactor

渡邊 和仁; 中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*; 浅野 和仁*

Proceedings of 26th IEEE Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2015), 6 Pages, 2016/06



最近の核融合中性子工学の進展,3; CADデータからの自動変換による核解析

佐藤 聡; 近藤 恵太郎

プラズマ・核融合学会誌, 92(4), p.266 - 268, 2016/04



最近の核融合中性子工学の進展,2; 核融合炉の核解析

今野 力

プラズマ・核融合学会誌, 92(4), p.261 - 265, 2016/04




大島 克己; 小田 靖久; 高橋 幸司; 寺門 正之; 池田 亮介; 林 一生*; 森山 伸一; 梶原 健; 坂本 慶司

JAEA-Technology 2015-061, 65 Pages, 2016/03


原子力機構では、ITERのEC H&CDシステムの開発に向け、ITERのPlant Control Design Handbookに準拠したジャイロトロン運転システムローカル制御システムのプロトタイプ開発を行った。本システムは、ITER CODAC Core Systemを使用して開発し、ジャイロトロン運転システムの状態遷移管理と監視をはじめ、ジャイロトロンの発振のための電源システムのタイミング制御と運転波形収集の機能を実装した。本システムを用いて、ITERのジャイロトロン運転システムに準拠した電源構成にて、ITER用170 GHzジャイロトロンの大電力発振シーケンスをITER準拠機材で制御する実証試験に成功した。現在、本システムを運用してジャイロトロンの調達に伴う性能確認試験を進めている。本報告書は、ITER準拠制御システムによるジャイロトロン運転システムの概要、基本設計及び機能の詳細、及び最新の運用結果についてまとめたものである。



山内 邦仁; 岡野 潤; 島田 勝弘; 大森 栄和; 寺門 恒久; 松川 誠; 小出 芳彦; 小林 和容; 池田 佳隆; 福本 雅弘; et al.

JAEA-Technology 2015-053, 36 Pages, 2016/03


JT-60SA計画は、日本の実施機関である原子力機構と欧州の実施機関であるFusion for Energy(F4E)が物納貢献により共同で進める国際事業である。欧州側では超伝導トロイダル磁場コイルの他、磁場コイル用電源の主要機器や極低温システム等を分担するが、F4Eの総括のもとで各国の指定研究機関が欧州のメーカーと契約し、その欧州のメーカーが那珂研での現地据付・調整試験までを行う。このため、原子力機構にとっては直接の契約がないにも係らず、欧州の作業員に対する作業管理や安全管理を行わなければならないという非常に難しい課題があった。本報告は、JT-60SA計画において、欧州の作業員による最初の那珂研での現地作業であるクエンチ保護回路の据付・調整試験を遂行するにあたって、欧州側との事前の密な交渉の結果として合意し、構築・実施した作業管理や安全管理の取組み、およびそれらをもとに完遂した欧州作業についてまとめたものである。これらの取組みの結果、欧州作業員によるクエンチ保護回路の現地据付調整作業を無事故で完遂させることができ、日欧双方にとって非常に大きな成果となった。


Proceeding of the 12th International Workshop on Beryllium Technology (BeWS-12)

金 宰煥; 中道 勝

JAEA-Review 2015-044, 260 Pages, 2016/03


第12回ベリリウム技術に関する国際会議(The 12th International Workshop on Beryllium Technology (BeWS-12))は、平成27年9月10日(木)及び11日(金)の2日間に渡り、韓国済州島の済州国際コンベンションセンター(ICCJEJU)にて開催された。本国際会議は、1993年から2年毎に開催されており、今回で12回目となる。本国際会議では、世界におけるベリリウム関連材料(ベリリウム金属及びその合金、金属間化合物など)と核融合炉工学研究開発に携わる研究者及び技術者が一同に会し、最新研究成果報告、討論及び情報交換を行うものであり、本テーマにおける研究活動の一層の活性化を図ることを目的としている。本報告書は、当該会議における論文及び発表資料を取りまとめたものである。


平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核融合研究開発」(事前評価)


JAEA-Evaluation 2016-002, 40 Pages, 2016/03




平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核融合研究開発」(事後評価)


JAEA-Evaluation 2016-001, 128 Pages, 2016/03




Analysis of maximum voltage transient of JT-60SA toroidal field coils in case of fast discharge

Novello, L.*; Cara, P.*; Coletti, A.*; Gaio, E.*; Maistrello, A.*; 松川 誠; Philipps, G.*; Tomarchio, V.*; 山内 邦仁

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 26(2), p.4700507_1 - 4700507_7, 2016/03


The voltage transient appearing across and inside the toroidal field (TF) coils of JT-60SA in case of fast voltage variation, such as a safety discharge operated by the quench protection circuit (QPC), can be significantly high. In fact, the voltage distribution between coils and inside the winding can be not uniform during fast transient, being influenced by the presence of parasitic capacitances. A simplified electrical model of the TF coils has been developed to investigate this aspect. The obtained model has been used in conjunction with an electrical model of the TF circuit elements, including a simplified model of the QPC. The worst case in terms of transient voltage applied to the winding has been identified, corresponding to a fault to ground occurring just after QPC operation. It has been verified that the resulting voltage is largely inside the coil insulation capability defined by performed insulation voltage tests.

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