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前原 直; 森山 伸一; 三枝 幹雄*; 杉本 昌義; 今井 剛*; 竹内 浩
Fusion Science and Technology, 47(4), p.941 - 945, 2005/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の175MHz高周波四重極(RFQ)リニアックでは加速のための電力供給用にループアンテナを使用する。加速空洞内にアンテナやピックアップを挿入した場合、安定加速の実現に重要な4等分割領域間での運転モード(TE
)の高周波電力バランスが乱される。本研究では175MHzモデル空洞に実機相当のループアンテナを配置したうえでスラグチューナーによるパワーバランス制御の実現範囲を定量的に調べた。直径3cmの円柱のチューナーを3cm挿入した場合、パワーバランスを
20%まで制御できるという結果を得た。
榎枝 幹男; 秦野 歳久; 土谷 邦彦; 落合 謙太郎; 河村 繕範; 林 君夫; 西谷 健夫; 西 正孝; 秋場 真人
Fusion Science and Technology, 47(4), p.1060 - 1067, 2005/05
被引用回数：5 パーセンタイル：35.66(Nuclear Science & Technology)原研は、1999年に核融合会議で策定されたブランケット開発計画において固体増殖ブランケット開発の中核期間と位置づけられた。この開発計画にしたがって、固体増殖ブランケットの要素技術開発を実施し大きな進展が得られた。今後、この要素技術開発の成果を基礎に、工学試験段階を開始するところである。本報告では、ブランケット開発のための要素技術開発で得られた重要な成果を報告する。
榎枝 幹男; 秋場 真人; 田中 知*; 清水 昭比古*; 長谷川 晃*; 小西 哲之*; 木村 晃彦*; 香山 晃*; 相良 明男*; 室賀 健夫*
Fusion Science and Technology, 47(4), p.1023 - 1030, 2005/05
被引用回数：4 パーセンタイル：30.44(Nuclear Science & Technology)1999年に核融合会議により策定されたブランケット開発計画では、固体増殖ブランケットを核融合発電実証プラントの第一候補と位置づけ、原研が中核機関として開発を行っている。また、大学,核融合科学研究所が液体ブランケットなどの先進的なブランケット開発を担当し、開発を進めている。ITERのテストブランケットモジュール試験は、ブランケット開発の最重要マイルストンであり、原研,大学,核融合科学研究所により、種々の方式のブランケット開発が進められている。本報告では、以上の背景の下に日本において開発中のITERテストブランケット試験計画と戦略について報告する。
佐藤 聡; Verzilov, Y. M.; 中尾 誠*; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 西谷 健夫
Fusion Science and Technology, 47(4), p.1046 - 1051, 2005/05
被引用回数：12 パーセンタイル：62.81(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケットでは、1以上のTBRを生成することが必要である。TPRの計算精度を検証し、またタングステン(W)アーマのTPRへの影響を実験的に検証するために、ITERテストブランケットモジュール小規模部分モックアップを用いて、FNSのDT中性子線源による中性子照射実験を行った。F82H,チタン酸リチウム,Beから成るモックアップを用いて実験を行った。Wアーマ無し,12.6及び25.2mmのWアーマを設置した場合の3種類のモックアップを用いて実験を行った。ステンレスの反射体容器の有無に関して、条件を変えて実験を行った。モンテカルロ計算によるTPRは、実験結果と反射体有りの場合で13%、無しの場合で2%の範囲内で一致した。反射体無しの場合、高精度でTPRを評価できることが明らかとなった。反射体有りの場合は、後方散乱中性子に関する断面積の評価誤差により、計算精度が悪くなっている。実際の核融合炉に比べて、本実験では後方散乱中性子の寄与が大きく、したがって、設計計算におけるTBRの予測精度は、2
13%の範囲内と結論できる。25.2及び12.6mm厚のWアーマを設置することにより、厚さ12mmのチタン酸リチウム中の積算のTPRは各々、8%及び3%減少した。5mm厚以下のWアーマであるならば、TBRの減少は2%以下と予測できる。
山内 通則*; 竹村 守雄*; 中村 博雄; Fischer, U.*; 井田 瑞穂*; 森 清治*; 佐藤 聡; 西谷 健夫; Simakov, S. P.*; 杉本 昌義
Fusion Science and Technology, 47(4), p.1008 - 1011, 2005/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)IFMIFリチウムループ中では、強力な中性子に照射されたターゲット背壁の放射化と腐食により大量の放射性腐食生成物が発生する。原研で開発された放射化計算コードACT-4, FENDLに基づく核融合炉用放射化断面積ライブラリー及び加速器用放射化断面積ライブラリーIEAF-2001を用いてその量を計算した。その結果、リチウム中の放射性腐食生成物は反応生成物Be-7に比べて非常に少ないことがわかったが、あいにくループの内壁に対する沈着挙動等リチウム中での腐食生成物の化学的特性データがほとんどない。そこで、1年間の運転によりリチウム中に発生した放射性腐食生成物の100%沈着を想定してリチウム配管周りの空間線量率を評価したところ、配管表面での作業のためには1年ほど冷却を待たないと許容線量率以下にならないことがわかった。したがって、保守作業のためには、放射性腐食生成物についても効率の良いリチウム浄化装置が必要である。
細金 延幸; JT-60チーム; JFT-2Mグループ
Fusion Science and Technology, 47(3), p.363 - 369, 2005/04
被引用回数：3 パーセンタイル：24.17(Nuclear Science & Technology)経済的で環境的に優れた発電炉の開発に向けて、JT-60では先進トカマクの定常化研究を、JFT-2Mではフェライト鋼のトカマク炉への適合性に関する研究を行っている。現在のJT-60Uの研究は定常先進トカマク運転を実証する段階にあり、昨年、放電時間65秒,加熱時間30秒を目標に、長時間化のためのコイル電源の改造やNBI及びRF加熱装置の技術開発を行った。その結果、JT-60Uは規格化
値2で24秒まで運転領域が拡大できた。一方、JFT-2Mにおいては、真空容器内の全面にフェライト鋼の第一壁を設置した状態で規格化3.5程度の高性能プラズマを生成できることを示し、フェライト鋼の炉への適合性を評価した。講演では、これらの技術開発,改造とフェライト鋼の評価について発表する。
