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常松 俊秀; 関 昌弘; 辻 博史; 奥野 清; 加藤 崇; 柴沼 清; 花田 磨砂也; 渡邊 和弘; 坂本 慶司; 今井 剛; et al.
Fusion Science and Technology, 42(1), p.75 - 93, 2002/07
被引用回数：1 パーセンタイル：10.13(Nuclear Science & Technology)ITER(国際熱核融合実験炉)工学設計活動における日本の工学技術の研究開発活動と成果について、欧州,日本,ロシア,米国の国際協力により実施されたITERの設計結果と合わせて述べる。ITERを構成する主要機器のうち、超伝導コイル,真空容器,高熱流束プラズマ対向機器,中性粒子入射装置,大電力のミリ波を発生するジャイロトロン等について、ITER実機に外挿可能な規模のモデル試験体を開発・製作・試験するプロセスを通じてITERに必要な新技術が開発された。日本で得られた主な成果は、13T, 640MJのニオブ・スズを用いた超伝導コイル技術,高さ15m,横幅9mの真空容器技術,20MW/m
の熱流束を処理できるCuCrZr製の冷却管技術,31mA/cmの電流密度を有する負イオン源技術と1MeVのイオン加速器技術及び1MWの出力機能を有するジャイロトロン技術である。
中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 奥野 清; 羽田 一彦; 多田 栄介
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00
日本原子力研究所は、米国機械学会(ASME)の原子力圧力容器コードであるASMEセクションIIIのデビジョン4のコード・ケースとして、ITERの構造設計基準を作成する作業をASMEと共同で開始した。この基準は、ITERの各コンポーネントごとに特別に開発された技術,材料等を反映したこれまでにないコードとなる予定である。このうち、超伝導マグネットに関する基準では、原研が開発した極低温でも十分な靱性を有する新しいオ-ステナイト系ステンレス鋼(JJ1,JK2)を使用し、4Kの許容応力を耐力の2/3の値のみによって決定することなどを提案し、基準化を進める予定である。本論文では、このような新構造材料及び超伝導マグネットの運転上の特徴を考慮した設計手法の妥当性について述べる。
榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; et al.
JAERI-Tech 2001-078, 120 Pages, 2001/12
本報告書は、経済的競争力の強化と技術的な堅実さの維持を両立する原型炉ブランケットの概念構築を目的として行われた平成12年度の原型炉ブランケット設計会議での作業内容をとりまとめたものである。平成11年度の核融合会議戦略検討分科会の議論等から、原型炉の果たすべき使命に関して見直しがなされ、経済的な競合性を有する実用炉の原型であり、それと同じ材料と設計を使用して商業的に魅力ある動力炉の原型であるから、原型炉で、実用化に必要な技術はすべて開発し実証する、と結論付けられた。この見直しを受けて、過去数年にわたるプラズマ研究や炉工学技術開発の進展を勘案して、開発目標として再設定をし、原型炉としてA-SSTRで提案された超臨界水冷却方式の固体増殖ブランケットを目標とし、その概念検討を行った。本概念検討の結果、除熱,発電,燃料増殖,遮蔽などの基本的な性能に関して、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの実現可能性が示された。また、電磁力に関する検討,超臨界水による腐食防止に関する予備調査,トリチウム生成挙動と回収方式の検討,冷却発電システムの検討,モジュール製作性の検討,遠隔保守着脱機構,交換計画の検討などを行い、今後解決するべき検討課題を明らかにした。
大西 亮一*
計算工学講演会論文集, 1(1), p.243 - 246, 1996/05
任意形状物体に照射された電磁波の反射強度を推定するための計算手法と、その適用例を述べる。電磁波の反射計算では、マクスウェル方程式を差分法により解くFDTD法等があるが、ここではフィジカルオプチクス・レイレーシング法の適用性を評価する。これにより、FDTDよりも精度は低下するが、複雑形状構造物の扱いが容易で、設計情報等を反映し易くすることが期待出来る。本研究では、設計データの流用性を考慮した電磁気モデル、材質やコーティング材の設定方法、キャピティやエッジ等の部分形状の定義方法を提案し、これらの手法を適用した例、及びその評価を示す。
関 泰
Fusion Engineering and Design, 25, p.49 - 66, 1994/00
被引用回数：2 パーセンタイル：28.05(Nuclear Science & Technology)日本でなされた核融合炉の設計研究をレビューし、各炉型の長所および実現に必要なR&D課題を摘出した。1973年になされたトカマク型動力炉の設計以来多数の磁気閉じ込め及び慣性閉じ込め核融合炉の検討がなされてきた。これらの大部分がD-T燃料サイクルを用いているが、近年D-
Heサイクルを用いたものが検討され始めた。核融合動力炉を実現するために必要な技術として、構造材料、超電導磁石、中性粒子入射装置、プラズマ対向機器、トリチウム増殖ブランケット、真空技術、トリチウム処理・安全取扱技術及び遠隔操作技術をレビューした。そして核融合炉に必要な技術レベルと較べて現在の達成レベルを評価した。
ion source for the JT-60U negative-ion-based neutral beam injector奥村 義和; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 栗山 正明; 前野 修一*; 松岡 守; 宮本 賢治; 水野 誠; 小原 祥裕; 鈴木 哲; et al.
Proceedings of 15th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, p.466 - 469, 1993/00
JT-60Uの負イオンNBI用の大型負イオン源の設計と開発状況について発表する。JT-60U負イオンNBIのためには、500keV、22Aという従来のイオン源の性能を遙かに上回る負イオン源が必要である。原研におけるこれまでの大電流負イオン源開発の集大成として本イオン源を設計しており、大型プラズマ源、独自の磁気フィルター、高エネルギー静電加速系などに工夫がこらされている。設計の基になった実験結果と計算機シミュレーションの結果、製作の現状を述べる。
M.Z.Hasan*; 功刀 資彰
Heat Transfer-Minneapolis,1991 (AIChE Symp. Ser. No. 283), p.67 - 73, 1991/00
核融合炉第1壁及びリミター/ダイバータ板内の冷却流路内の完全発達した層流液体金属流れの温度助走区間及び完全発達時の対流伝熱を3次元非定常熱流体コードCONDIFを用いて数値解析した。冷却材流路壁は絶縁としている。プラズマからの直接熱放射を受ける円形冷却材流路は表面で周方向に熱流束分布を有すると同時に、外部磁場の存在によって電気伝導性を有する冷却材流れはMHD効果を受けることになる。著者らはこれまでに印加熱流束(熱放射)の方向と磁力線の方向が平行の場合について研究してきたが、本報告では主として、熱流束の方向と磁力線の方向が異なる場合について取り扱っている。熱流束の周方向非一様性とMHD効果による熱伝達特性の変化は、両者が平行な場合最も強く現れ、直交する場合最も弱くなる。これらの影響を考慮した場合、如何なる設計検討の余地があるかを逆ピンチ炉(TITAN)を例に考察した。
吉田 清; 小泉 興一; 杉本 誠; 奥野 清; 多田 栄介; 辻 博史; 長谷川 満*; 松田 慎三郎; 島本 進
Proc. of the 11th Int. Conf. on Magnet Technology, p.908 - 913, 1990/00
原研では、核融合実験炉(FER)の設計が進められている。このうち超電導マグネットシステムは重要な役割をもつ。今回はその機械的および熱的設計について報告する。
安東 俊郎; 大久保 実; 中村 幸治; 清水 正亜; 太田 充; 渡辺 隆*; 照山 量弘*
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(9), p.730 - 741, 1987/09
被引用回数：1 パーセンタイル：19.33(Nuclear Science & Technology)臨界プラズマ試験装置JT-60のダイバータコイルの工学設計およびその熱的、機械的性能の実験による評価について報告する。設計では、セパラトリクス磁場配位、コイルの電磁力、応力、冷却、過電圧、コイルケースおよび熱保護板の誘導電流、電磁力、応力、ベーキング時およびプラズマ実験運転時のコイルケースへの入熱、温度上昇、熱除去などに関する検討結果を記述する。また、コイル導体溶接部の強度改善に関する技術開発、導体渡り部の補強効果、コイルケース内部指示構造のスライド特性、ベローズの曲げ特性、コイルケースおよび熱保護板の熱特性に関する実験結果について述べる。これらの検討評価の結果、本コイルは設計仕様を満足することを確認した。また,JT-60本体コイルの通電試験において、本コイルは設計定格の通電を実施し、その健全性を確認した。
杉山 康治; 鹿園 直基; 佐藤 岳実*; 高山 猛*; 池上 栄胤*
JAERI-M 9358, 20 Pages, 1981/02
原研重イオンスペクトログラフを構成する2つの2軽電磁石(D1、D2)、1つの4極電磁石(Q)、3つの多極電磁石(M1、M2、M3)の設計が行なわれた。すべての電磁石のポールとヨークは炭素含有量が0.02%以下の鍛造された純鉄か、炭素含有鼻が0.04%以下の圧延された鉄から作られている。鉄中で磁場の飽和が生じないよう注意が払われている。2極電磁石のポールのすべての境界はロゴウスキー曲線で形づくられており、そのロゴウスキー曲線は階段状に近似されている。カレントシート型電磁石が多極電磁石に採用されている。多極電磁石のコイル形状は磁場分布の広範囲にわたる数値計算の結果決定されている。
炉設計研究室
JAERI-M 8710, 40 Pages, 1980/02
第3回INTORワークショップで設計パラメータ選定上炉の寸法の安全性が大きな問題となった。そして第四回ワークショップにおいて詳しく論議されることになった。本報告はそのために用意した資料である。先ず、マグネット、遮蔽、炉体分解修理設計のための諸条件を整理し、これに基づきINTOR-Jの設計安当性を設計の一部改良を含めて検討した。つぎに、プラズマ設計条件を変えた場合の炉寸法の変化について検討した。
