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中本 建志*; 出崎 亮; 森下 憲雄; 伊藤 久義; 神谷 富裕; 木村 誠宏*; 槙田 康博*; 荻津 透*; 大畠 洋克*; 山本 明*
AIP Conference Proceedings 824, p.225 - 232, 2006/03
J-PARCニュートリノビームラインにおける超伝導磁石用有機材料について、機械特性の観点から耐放射線性を評価した。液体窒素温度まで冷却した試料に
線を10MGyまで照射し、ガラス繊維強化プラスティック(GFRP)については曲げ試験、ポリイミドフィルムについては引き裂き試験、接着性フィルムについては引張り剪断試験を行った。その結果、これらの有機材料は十分な耐放射線性を有しており、10年間運転後でも機械特性の劣化はほとんど無視できると結論を得た。
西村 新*; 室賀 健夫*; 竹内 孝夫*; 西谷 健夫; 森岡 篤彦
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1675 - 1681, 2006/02
被引用回数：3 パーセンタイル：24.08(Nuclear Science & Technology)核融合炉において超伝導コイルを安定して運転するためには、NBIポート等の真空容器の貫通部から突き抜けてくるストリーミング中性子による核発熱を抑制するとともに、長期的には放射化を低減することが重要であり、中性子工学の観点から超伝導コイルの材料に関する評価が必要である。本論文は、そのような研究を要する背景を述べ、代表的な超伝導線材であるNb
Snの中性子照射試験結果,低放射化超伝導線材の開発、及びストリーミング中性子による核発熱を抑制する遮へい設計の現状を報告する。さらに、高エネルギー粒子の研究に関する最近の動向と、広いエネルギー帯域の線環境下で使用される加速器用超伝導コイルの設計の概要について発表する。
石尾 光太郎*; 中嶋 秀夫
鉄と鋼, 92(2), p.90 - 96, 2006/02
国際熱核融合実験炉(ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor)のトロイダル磁場(TF)コイル容器では、316LN鋼が使用される。ステンレス鋼鍛鋼品であるSUS F 316LN鋼の窒素(N)成分範囲は0.10
0.16%、熱間圧延板であるSUS 316LN鋼のN成分範囲は0.120.22%であり、4Kにおける強度及び靱性は、そのN量の影響を顕著に受けるため、広範囲のN量の違いによる4K機械的特性を把握することは、316LN鋼を使用するうえで非常に重要である。これまで、SUS 316鋼の炭素(C)+窒素(N)量を変化させ、それらの4K引張挙動について調査した研究はあるが、C量を0.03%以下に低く抑え、N量のみを変化させた316LNステンレス鋼の引張挙動についてはほとんど研究されていない。そこで本研究では、広範囲にわたるN量を有する316LNステンレス鋼の基礎データを得ることを目的として、N量のみを変化させた316LNステンレス鋼の極低温から室温までの機械的特性に及ぼすNの影響を調査した。この結果、0.2%耐力に対する本実験結果のN寄与は316鋼とほぼ同等であることがわかった。
石尾 光太郎*; 濱田 一弥; 中嶋 秀夫
鉄と鋼, 92(1), p.30 - 35, 2006/01
国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル磁場(TF)コイルのジャケット材には、316LNステンレス鋼が使用される。また、超伝導線材として、NbSnが使用されるため、ジャケットには、650
C,240時間の超伝導生成熱処理が施される。一般的にステンレス鋼がこのような熱処理(時効処理)を受けると、結晶粒界が鋭敏化し、低温靱性が低下する。その靱性低下を抑制するためには、少量のNb添加が有効であるとの報告があるが、Nb単独の効果であるか、その他の不純物、特にPの効果なのか不明な点が多い。そこで本研究では、事項処理した316LNステンレス鋼の4Kにおける機械的特性に及ぼすN, Nb, P及びCの影響について調査した。また、将来、NbSnに代わりNbAlが使用されることが予想されるため、時効条件は二種類とした。その結果、Nbは靱性低下の抑制にはあまり寄与せず、P, Cの効果が大きいことが新しい知見として得られた。また、得られた結果より、工業レベルのP量(0.024%)を有する316LNでは、C量を0.01%以下、N量を0.18%以下に抑えることが重要であることがわかった。
山内 通則*; 西谷 健夫; 西尾 敏
電気学会論文誌,A, 125(11), p.943 - 946, 2005/11
内側トロイダル磁場コイルに超伝導を用いた低アスペクト比トカマク炉を実現するために、中性子工学の観点から遮蔽体やトリチウム増殖ブランケットの設計条件を検討した。炉の形状を考慮するとトーラス内側は超伝導コイルの遮蔽専用、トーラス外側はトリチウムの増殖を主たる機能に特化するのが有利と考え、内側遮蔽体には先進的な遮蔽材を採用して最適な組成とコイル遮蔽に必要な遮蔽厚さを評価した。また外側には、先進的なトリチウム増殖材を用いて、増殖比を最大にするために最適なブランケットの組成や構造を検討した。さらに、アスペクト比に対するトリチウム増殖比の変化を求め、アスペクト比が22.5程度の幾つかのブランケット構造に対するトリチウム増殖比とそれらを1.1以上にするための条件を明らかにした。
Si investigated by ac calorimetry立岩 尚之; 芳賀 芳範; 松田 達磨; 池田 修悟; 安田 敬*; 竹内 徹也*; 摂待 力生*; 大貫 惇睦
Journal of the Physical Society of Japan, 74(7), p.1903 - 1906, 2005/07
被引用回数：71 パーセンタイル：89.01(Physics, Multidisciplinary)結晶反転対称性のない重い電子系超伝導物質CePt
Siの反強磁性・超伝導転移温度の圧力依存性を交流比熱測定によって調べた。常圧で2.2Kである反強磁性転移温度(ネール温度
)は加圧とともに減少し消滅する。反強磁性臨界圧力
は0.6GPaと決定された。一方、超伝導相は常圧から1.5GPaの幅広い圧力領域で存在する。CePtSiの圧力相図は大変独創的で、これまでの重い電子系超伝導物質の圧力相図と大きな違いがある。
宮脇 信正; 倉島 俊; 奥村 進; 千葉 敦也; 上松 敬; 神谷 富裕; 金子 広久; 奈良 孝幸; 齋藤 勇一; 石井 保行; et al.
Proceedings of 17th International Conference on Cyclotrons and Their Applications (CYCLOTRONS 2004), p.208 - 210, 2005/00
バイオ技術と材料研究におけるイオンビーム利用の応用範囲を広げるため、TIARAの拡張・高度化を目指したGeV級JAERI超伝導AVFサイクロトロンの設計研究を行っている。100MeV/n以上のエネルギーの重イオンは、植物育種や新材料の創製に最適なLETを有するため、飛躍的な発展をもたらすことが期待されている。また300MeVの陽子は、高エネルギーの重イオンや2次粒子による宇宙半導体素子の放射線耐性試験に必要とされている。そこで、100MeV/n以上の重イオンと300MeVの陽子の加速を両立させるK値900の超伝導AVFサイクロトロンの電磁石の設計を実現するとともに、材料・バイオ研究に最適な幅広いエネルギー範囲をカバーできるように、エネルギーの下限は、既設JAERI AVFサイクロトロンのエネルギー範囲と重複させることに成功した。また応用研究のニーズを満足させるビーム輸送系の検討を行った。
福田 光宏; 奥村 進; 倉島 俊; 宮脇 信正; 石井 保行; 齋藤 勇一; 水橋 清; 上松 敬; 千葉 敦也; 酒井 卓郎; et al.
Proceedings of 1st Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 29th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.643 - 645, 2004/08
原研高崎のTIARAでは、バイオ・材料研究専用のK900超伝導AVFサイクロトロンの設計を行っている。最先端のイオンビーム利用研究のニーズに応えるため、陽子で300MeV、重イオンで150MeV/uまで加速可能な超伝導電磁石及び高周波加速システムの検討を進めており、本報告では、建設・整備計画の概要と電磁石・共振器などの検討状況について報告する。
Sn heat treatment中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 高野 克敏*; 奥野 清; 藤綱 宣之*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1145 - 1148, 2004/06
被引用回数：33 パーセンタイル：77.59(Engineering, Electrical & Electronic)ITERの中心ソレノイド(CS)コイルの導体ジャケットにステンレス鋼を使用することは、ニオブスズ生成熱処理において、Incoloy908のSAGBO割れを防止するための特殊な環境管理を必要とせず、製作の観点からの合理化が可能となる。原研は、室温からの4KへのJK2の熱収縮がIncoloyとほとんど同じであるJK2を開発した。このため、CSの機械的設計の変更は不要である。しかしながら、熱処理の間、不純物のリンは結晶粒界に炭化物の析出を促進し、脆化させる問題がある。リンの脆性効果を緩和する有効な手段としては、低炭素化とボロン添加が考えられるので、この観点からの研究を開始した。低炭素化及びボロン添加したJK2を製作し、中間的ビレットと最終的形状であるジャケットから切り取られたサンプルを使用して、引張強さ,破壊靭性、及び亀裂生長率の測定を行った。その結果、熱処理後4Kにおける伸びと破壊靭性はジャケットでは33%と91MPam
、中間的ビレットでは31%, 123MPamとなり、ITER目標を満たした。溶着金属についても機械的特性が測定され、目標を満たした。以上により、低炭素化とボロン添加は、延性と靱性の改善に有効であり、ITER CSのジャケット材料にJK2LBを適用することが可能であることを実証した。
Guillemet, L.*; Jager, B.*; Haange, R.*; 濱田 一弥; 原 英治*; Kalinin, G.*; 加藤 崇; Millet, F.*; Shatil, N.*
Proceedings of 19th International Cryogenic Engineering Conference (ICEC-19), p.105 - 108, 2002/07
ITER国際チームは、日本原子力研究所との共同で、国際熱核融合実験炉(ITER)の超伝導コイルを冷却するためのヘリウム冷凍システムを設計した。本冷凍機は、核融合試験装置用としては世界最大規模であり、4Kで48kWの冷凍能力と0.16kg/sの超臨界ヘリウムの供給能力を有する。本設計には、原研のITER中心ソレノイド・コイルの冷却で実績のある、超臨界ヘリウム・ポンプと低温排気圧縮機の技術が採用されている。ITERでは、低温熱負荷がプラズマ燃焼試験と共に変動するので、冷凍機の動作が不安定になることを避けるために、熱負荷を平準化する機構を冷凍システムに設けた。この様な工夫により、冷凍システムの規模を極力小さくすることができるとともに、コイルを安定に運転することが可能となった。
濱田 一弥; 小泉 徳潔
プラズマ・核融合学会誌, 78(7), p.616 - 624, 2002/07
現在、ITER等のトカマク型核融合炉の設計には、高磁場性能,高耐電圧性能,電磁力に対する高剛性の要求から、強制冷却型超伝導コイルが採用されている。強制冷却型超伝導コイルにおいては、超伝導の電気抵抗ゼロの特性や反磁性という性質に、ケーブル・イン・コンジット導体(CICC)特有の複雑な構造が加わることにより、多様な電磁現象が発生することが知られている。最近特に解明に労力が注がれているのは,導体内部に発生する不均一電流による通電安定性に対する影響や変動磁場で発生する導体の交流損失現象である。CICCの開発においては、超伝導素線のヒステリシス損失及び交流損失及び導体内部での不均一電流による不安定性について研究が進展し、素線のフィラメント配置の最適化や、素線間の接触抵抗の制御を行うことによって、ITERモデル・コイルのような大型超伝導コイルの開発に成功することができたので、その概要を報告する。
濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 遠藤 壮*; 菊地 賢一*; 久保 芳生*; 青木 伸夫*; 山田 雄一*; 大崎 治*; 佐々木 崇*; et al.
JAERI-Tech 2002-027, 23 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-027.pdf:2.94MB
国際熱核融合実験炉(ITER)の建設判断に必要な技術を実証することを目的として、1992年から工学設計活動 (EDA) が日本,欧州連合(EU),ロシア,米国の国際協力によって進められた。このEDAでは、各種の先端的機器の製作技術開発が行われ、ITERで必要とされる製作技術の実証と技術目標の達成に成功し、2001年7月に終了した。そして、現在、ITER計画は建設に向けた新たな局面へと進んでいる。ITERの超伝導コイル・システムは、トロイダル磁場(TF)コイル,中心ソレノイド(CS)コイル,ポロイダル磁場(PF)コイル,及び不整磁場補正コイルの4種類からなる。これらのコイルの内、CSコイル及びTFコイルは、これまで経験したことのない大型かつ高性能なコイルであるため、EDAにおいて、それぞれCSモデル・コイル計画及びTFモデル・コイル計画を実施し、製作技術開発及び超伝導特性の実証試験を行った。CSモデル・コイルの製作には、高性能超伝導素線製造技術,大型撚線技術,コイル化技術,熱処理技術,超伝導導体接続技術及び高耐電圧絶縁技術の開発が不可欠である。本報では日本が中心となって開発に成功したCSモデル・コイルについて、以上の製作技術を中心に紹介する。
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。
玉井 広史; 石田 真一; 栗田 源一; 坂本 宜照; 藤田 隆明; 白井 浩; 土屋 勝彦; 松川 誠; 逆井 章; 櫻井 真治; et al.
Proceedings of 29th European Physical Society Conference on Plasma Physics and Controlled Fusion, 4 Pages, 2002/00
JT-60を超伝導化する改修装置 (JT-60SC) における中心電流ホールつき定常運転の可能性について、核融合炉への適用性の観点から解析・検討を行った。電流ホールの核融合工学に与えるインパクトは、プラズマ中心部で電流を駆動する必要がなくなるため、中性粒子ビームエネルギーの大幅な低減をもたらすことであると考えられる。そこで、JT-60Uの実験結果から導かれた熱・粒子輸送係数を磁気シアの函数として与え、非定常の1.5次元プラズマ輸送解析コードを用いてJT-60SC における中心電流ホールつき非誘導電流駆動プラズマの時間発展を模擬した。その結果、プラズマ電流(Ip)1.5MA,トロイダル磁場(BT)2T,95%の磁気面における安全係数(q95)4.5で11.2MWのoff-axisビームにより、閉じ込め改善度(HHy2)が約1.6,規格化
値(beta_N)が約4,自発電流割合が約75%,電流ホールが小半径の約30%の領域まで達したプラズマを約70秒と、ほぼ定常に維持できることが示された。この結果は、電流ホールつき定常プラズマを得るには、自発電流及び内部輸送障壁の形成領域と電流ホールの位置関係が重要であることを示唆している。
加藤 崇; 中嶋 秀夫; 礒野 高明; 濱田 一弥; 河野 勝己; 杉本 誠; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 押切 雅幸*; et al.
低温工学, 36(6), p.315 - 323, 2001/06
CSモデル・コイル試験装置は、ITER R&Dで製作されたCSモデル・コイル及びCSインサート・コイルの検証すべきコイル性能を試験する超伝動コイル試験装置である。本装置の最大の特徴は、高出力の大電源(最大出力225MVA: JT-60トロイダル磁場用電源)と大型ヘリウム冷凍システム(5kW@4.5K及び超臨界圧ヘリウムを1.0kg/sまで強制循環可能)を併せ持つ点である。本試験装置は、世界最大の超伝動コイル試験装置となり、CSモデル・コイル及びCSインサート・コイル試験において約5ヶ月間に渡る連続運転にその性能を十分に発揮し試験成功を導いた。本試験装置の設計,仕様,そして、性能について述べる。
関 泰; 森 清治*; 西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.268 - 275, 2000/03
高い安全性、良好な環境影響、高い熱効率と稼働率を目指したDREAM炉概念を提案した。この炉のブランケットには極低放射性のSiC/SiC複合材を構造材として、化学反応性のないヘリウムガスを冷却材としている。非常に簡単な分解保守方式により高いプラント稼働率が得られ、出口温度900Cのヘリウムガスにより50%近い熱効率を実現した。このように魅力的な炉概念ではあるが、口径80cmのヘリウム冷却管を通しての中性子ストリーミングが問題となる。中性子ストリーミングが冷却管に隣接する極低温超電導磁石におよぼす影響、ガスタービン管における被ばく線量に対する効果を調べた。その結果、冷却管をトーラスの内側に引き出す場合には、被ばく線量を十分に低くできないが、トーラスの外側に引き出す場合には、追加遮蔽を施すことにより被ばく線量を十分に低くできることを明らかにした。
渡邊 和弘; 秋場 真人; 秦野 歳久; 今井 剛; 栗山 正明; 小原 祥裕; 奥村 義和; 辻 博史
Proceedings of 10th International Toki Conference on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion (ITC-10), p.525 - 529, 2000/00
原研における定常トカマク炉に向けての主要な工学技術の開発状況について述べる。電流駆動のための高エネルギーNBIについては、負イオンの1MeV加速、30mA/cm
の高電流密度負イオン生成、140時間の負イオン連続生成等にそれぞれ成功し、MeV級のNBI実現の見通しを得た。またRF加熱では、170GHzで450kW,110GHzで1MWの発振出力を、ダイヤモンド窓を用いることにより成功し、ECRF装置の見通しを示した。トカマク本体の工学技術に関しても、F82Hを用いた低放射化のブランケットモデルで2.7MW/mの熱負荷5000サイクル以上を確認し、ダイバータ実規模モデルにおいても、定常熱負荷5MW/mで3000サイクル以上、20MW/m・10Sで1000サイクル以上を確認し、実現性を示した。プラズマ閉じ込めの大型超伝導磁石については、46kAで13Tの磁場を1T/sの速度で発生できる中心ソレノイドコイルモデルを製作し、試験を開始した。
今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 前川 洋; 春日井 好己; M.Z.Youssef*; A.Kumar*; M.A.Abdou*
Fusion Engineering and Design, 42, p.267 - 273, 1998/00
被引用回数：2 パーセンタイル：24.46(Nuclear Science & Technology)超伝導電磁石(SCM)に含まれる核種が核パラメーターに及ぼす影響を調べるために、超伝導電磁石模擬実験を行った。SCMの構造は層状に模擬し、導体部の組成は予備解析をもとに核的に設計に近いものを選んだ。SCM領域の前には遮蔽ブランケットと真空容器を模擬したSUS/水層を設置した。1MeV以下の中性子スペクトル、反応率、線スペクトル、線発熱率をSCM領域内で測定した。また、B
C/Pb補助遮蔽体をSCMの前に設置した体系でも実験を行った。実験解析は、MCNP4AとDOT3.5コードで行い、JENDL Fusion File とFENDL/E-1.0の核データライブラリーを用いた。MCNP及び自己遮蔽補正を考慮したDOTの計算は実験と40%以内で一致したが、自己遮蔽補正をしていないDOTの計算は、SCM内で実験値を大幅に過小評価した。また、SCM内の核発熱で、微量の重核による寄与が大きいことを計算で示した。
和智 良裕*; 花井 哲*; 河合 正道*; 小野 通隆*; 平岸 政洋*; 浜島 高太郎*; 石尾 光太郎*; 中嶋 秀夫; 辻 博史; 篠田 公之*; et al.
低温工学, 33(7), p.479 - 484, 1998/00
SMESモデルコイルの機械的特性を、通電中の歪、変位を測定することにより評価した。変位は弾性的であり、歪は解析結果と一致して十分低かった。よって機械的強度に問題がないことが実証できた。また、アコースティック・エミッション(AE)センサーでは、初期励磁とそれ以降では、AE信号が激減すること、コイル巻線部とサポート部で、AE信号の周波数が異なることが判明した。
加藤 崇; 西田 和彦*; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 本田 忠明*; 辻 博史; N.Michel*; 吉田 清; 島本 進
Fusion Technology, 30(3), p.1253 - 1257, 1996/12
ITER超電導コイルの安全評価として、超電導コイル群が設置されているITERクライオスタットの断熱真空が喪失するといった事故を想定し、この事故により超電導コイルが、どのような影響を受け、どのようにそれらの安全性が評価されるかについて解析を行った。その結果、断熱真空喪失により急激な対流熱伝達による大きな入熱が4Kに冷却されている超電導コイルに与えられるが、ITERクライオスタットの体積が非常に大きいため、入熱によりコイルがクエンチ等の緊急動作停止に至る時間が比較的長いことがコンピュータを用いた解析により判明した。
