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森岡 篤彦; 櫻井 真治; 奥野 功一*; 玉井 広史
プラズマ・核融合学会誌, 81(9), p.645 - 646, 2005/09
フェノール樹脂を母材に、ホウ素を5重量%を混練して成形した300
Cの耐熱性能を有する中性子遮へい樹脂材を新たに開発した。開発した中性子遮へい樹脂材の
Cf中性子源を使用した中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい材であるポリエチレンの中性子遮へい性能とほぼ同じであった。この中性子遮へい樹脂材は、重水素放電時に超伝導コイルの核発熱を低減するための中性子遮へい材、並びに真空容器のポート部の漏洩中性子の遮へい材として適用可能である。
Koppitz, T.*; Jung, P.*; M
ller, G.*; Weisenburger, A.*; 二川 正敏; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.92 - 100, 2005/08
被引用回数：8 パーセンタイル：47.35(Materials Science, Multidisciplinary)圧力波による構造材料のキャビテーション損傷は、高出力パルス中性子源における寿命を決定する因子の一つである。損傷を低減する方法として2つの方法を提案している。一つは、ガスバブル注入法であり、他方は材料の表面硬化法である。8
13%Crのマルテンサイト鋼の表面硬化が電子線及びレーザー加熱処理、さらにプラズマ窒化により行われ、処理条件の影響について調べられた。熱処理では600Hv硬度、一方窒化では1200Hvが得られた。12%Cr鋼がパルス陽子入射あるいは機械的パルス入射条件下における水銀環境下で試験された。表面損傷が光学顕微鏡,レーザー顕微鏡,電子顕微鏡で観察され、硬化処理による損傷低減化が確認できた。
麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 2, p.935 - 944, 2003/07
J-PARCの核破砕ターゲットシステムでは、高い中性子強度・パルス性能を同時に実現できる扁平型構造の非結合型モデレータ、及び、高強度冷中性子ビームを広い立体角すなわち多くの利用者に供給可能な円筒型構造の結合型モデレータを設置する。超臨界水素(1.5MPa,20K)の使用を視野に入れた冷減速材の設計においては、容器構造設計とともに、容器内流動の妥当性を最適化する必要がある。扁平型及び円筒型冷減速材容器に関して、アクリル製の模擬容器を用いた水による可視化流動実験を行い、再循環流や流れの停滞域などの流動場を明らかにした。流動解析結果と実験を比較し、解析コードを検証した。これにより容器構造に対する実機容器内水素の温度分布の予測が精度よく可能となった。
井上 多加志
プラズマ・核融合学会誌, 78(5), p.398 - 404, 2002/05
核融合炉用加熱電流駆動装置に対する物理要求を満足するべく設計された、ITER NBシステムの工学設計の概要を紹介する。本稿では加熱・電流駆動にかかわる重要な設計項目であるITERプラズマに対するNB入射装置のレイアウトについて概説する。特にNB周辺電流駆動によって電流分布を制御し、高性能かつ定常化を目指す先進プラズマ運転について、ITER NB設計でどこまでフレキシビリティを確保できるか、という観点から筆者らが解析を行った結果を紹介する。またITERをターゲットとして進められている、負イオン源と加速器の開発の現状について報告し、将来のトカマク原型炉・実証炉設計において描かれているNBの実現性についても言及する。
甲斐 哲也; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 原田 正英; 坂田 英明*; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(2), p.120 - 128, 2002/02
被引用回数：13 パーセンタイル：61.97(Nuclear Science & Technology)高い積分強度の冷中性子ビームに対する利用者からの要求が大きいため、2つの取り出し面を確保し、できるだけ多くのビームラインを配置できるよう結合型液体水素モデレータの設計検討を行っている。本研究では、これまで提案してきた背中にプリモデレータを共有する2つのモデレータを、より単純化した拡張型プレモデレータ付き単一のモデレータを提案し、さまざまな視点(モデレータ厚さ,プレモデレータ拡張寸法,反射体材料,パルス特性,等)からの最適化を行った。その結果、これまでの中性子強度と遜色なく、パルス特性が改善され、また工学的熱負荷を低減できることが示された。この結果は、統合計画の冷中性子モデレータ設計に反映させることとした。
井上 多加志; Di Pietro, E.*; 花田 磨砂也; Hemsworth, R. S.*; Krylov, A.*; Kulygin, V.*; Massmann, P.*; Mondino, P. L.*; 奥村 義和; Panasenkov, A.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 56-57, p.517 - 521, 2001/10
被引用回数：64 パーセンタイル：96.13(Nuclear Science & Technology)ITER-FEAT用中性粒子ビームシステムは2基の入射装置から成り、1MeV,33MWのD
ビームを入射することによってITER-FEATプラズマを加熱するとともに、3600秒までの入射によりプラズマ電流を駆動して定常運転に貢献する。JT-60ほかにおけるプラズマ物理研究では、周辺部電流駆動による性能向上とその定常化が注目されているが、ITER-FEATでは空間的制約の厳しい水平面内で入射接線半径を最大とし、さらに垂直方向にもビーム軸をプラズマ磁気軸から0.35-0.95mの範囲で可変となることにより、電流駆動位置の最適化が可能な配置・設計となっている。またビームライン機器の構造を最適化した結果、ビームの幾何学的輸送効率が改善され、発散角7mrad以下のビームに対して入射効率40%以上を達成する設計となっている。
井上 多加志; Hemsworth, R. S.*; Kulygin, V.*; 奥村 義和
Fusion Engineering and Design, 55(2-3), p.291 - 301, 2001/07
被引用回数：25 パーセンタイル：83.22(Nuclear Science & Technology)本論文はITER EDA期間中に行われた中性粒子ビーム入射(NBI)システムのためのR&Dの成果をレビューしたものである。ITER NBI実現のために不可欠なR&Dとして、本R&D計画では大電流負イオン源と高エネルギー加速器の開発が精力的に行われた。(1)小型カマボコ型負イオン源において、短パルスながら負イオン生成の目標値である280A/m
(D 
)を十分低いガス圧力(0.3Pa)で達成した。1,000秒までの長パルス試験は最終段階にある。(2)加速器開発は高電圧放電の対策に手間取って遅れをきたしたが、EU,JA両国内チームとも、~0.1Pa,長ギャップでのMeV級耐電圧試験を行い、1MV真空絶縁技術を確立した。(3)負イオン加速では、700-850 keVまでの負イオンビーム加速に成功している。ビーム加速に伴う耐電圧性能の劣化はEU,JA,両国内チームとも観測していない。加速器R&Dは、1MeV負イオンビーム加速の達成に向けて、現在も続けられている。
勅使河原 誠; 明午 伸一郎; 坂田 英明*; 甲斐 哲也; 原田 正英; 池田 裕二郎; 渡辺 昇
JAERI-Research 2001-022, 33 Pages, 2001/05
JAERI-Research-2001-022.pdf:5.16MB
パルス核破砕中性子源開発の一環として、これまでのニュートロニクス検討及び工学的検討のもとに構築されたモデル(統合モデルと言う)を用いて、設計等に必要とされる結合型モデレータにおける核特性評価検討を行った。その結果として、次に示す有用な知見が得られた。主減速材である水素モデレータ内の総核発熱は入射陽子ビーム出力がMWあたり約420Wである。核発熱密度は最も高いところで約1W/cm
である。プレモデレータの核発熱は約9.2kW/MWで最も大きな寄与である。室温から100Kの範囲に渡ったプレモデレータの温度変化は、水素モデレータの中性子特性に影響しない。中性子透過の観点から、モデレータ容器材料として6000系及び7000系のアルミ合金が有望である。また、ビーム窓による陽子ビームの広がりは、モデレータの核発熱に影響しない。
奥村 進; 倉島 俊; 石本 貴幸*; 横田 渉; 荒川 和夫; 福田 光宏; 中村 義輝; 石堀 郁夫; 奈良 孝幸; 上松 敬; et al.
Proceedings of 13th Symposium on Accelerator Science and Technology, p.283 - 285, 2001/00
サイクロトロンの磁場の変化によるビームの不安定性が近年大きく取り上げられている。前回の本研究発表会では、原研AVFサイクロトロンにおいては運転開始後、電磁石ヨークが主にメインコイルの放熱により数十時間にわたって上昇を続け、このためにビーム電流が減少することを突き止めたことを報告した。その後、さらに詳細なヨーク温度の分布泳ぎ磁場強度の時間変化を測定するとともに、熱解析コードによるシミュレーションも加えて検討した結果、主な熱源がメインコイルとトリムコイルであることを明らかにした。これに基づいて、メインコイルの放熱を断熱する装置と、ハーモニックコイルの温度をコイル電流に依らずに一定にする装置を設置した。試験運転では、運転開始50時間後もビーム電流を初期値の90%に保つという良好な結果を得た。一方で、これまで見えなかったサイクロトロン室の空気温度の影響が現れるなどの問題も出てきた。
原田 正英; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 渡辺 昇; 池田 裕二郎
JAERI-Research 2000-014, p.40 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-014.pdf:2.99MB
大強度核破砕中性子源において検討されている非結合型超臨界水素モデレータの高性能化を目指して、核的特性に関する検討を行った。計算には、NMTC/JAERI97コード及びMCNP4Bコードを用いた。計算の結果、平面型のプリモデレータをターゲットとモデレータの間に設置した場合は、中性子強度はプリモデレータ厚さ1.5cmで利得が最大になり、モデレータ内核発熱はプリモデレータ厚さ増加に従って単調に減少するとともに、パルスの時間半値幅はほとんど変わらないことが示された。これは、プリモデレータ導入が、今後の熱中性子モデレータの設計に有効であることを示す。また、プリモデレータをモデレータの周りに巻いて、中性子ビーム引き出し孔側に拡張すると、パルスの時間半値幅はほとんど変わらず、モデレータ内核発熱が軽減されることが示された。さらに、プリモデレータ厚さ1.5cm拡張長さ5cmで最大の中性子強度が得られることが示された。また、プリモデレータの反射体材質依存性として、鉛反射体の方が、ベリリウム反射体より、プリモデレータ効果が大きいことが示された。一方、ポイズンにより中性子特性が向上することが示されたが、MW級に核破砕中性子源では、ポイゾン中での発熱が膨大であることから、その使用は不可能であると結論された。デカップリングエネルギー依存性の計算結果から、デカップリングエネルギー1eVが、モデレータ特性にとって最適であることが示された。モデレータの厚さとモデレータの側面サイズ及び中性子引出し面サイズに関して検討を行った結果、モデレータサイズや中性子ビーム引出し面サイズは、それぞれ12
125cm、1010cmが最適であることが示された。以上の結果をもとに、基準非結合型水素モデレータモデルを提案した。
井上 多加志; Di Pietro, E.*; Mondino, P. L.*; Bayetti, P.*; Hemsworth, R. S.*; Massmann, P.*; 藤原 幸雄; 花田 磨砂也; 宮本 賢治; 奥村 義和; et al.
Review of Scientific Instruments, 71(2), p.744 - 746, 2000/02
被引用回数：18 パーセンタイル：68.49(Instruments & Instrumentation)トカマク型核融合実験炉では、プラズマ加熱と定常運転のために50MW以上の中性粒子ビーム入射が必要である。ITERでは3基の中性粒子入射装置(NBI)に各々1MeV,40Aの重水素負イオンビームを発生する大型イオン源・静電加速器を用いる設計となっている。ITER環境で1MVの高電圧絶縁にSF
等の絶縁ガスを用いた場合、放射線誘起伝導(RIC)によってガス中に電流が流れ100kW以上のガス発熱が予測されている。そこでITER用NBIでは真空絶縁方式を検討している。本稿では1MeV静電加速器の開発途上で得られた真空絶縁の実験・解析結果及び設計指針と、それに基づく真空絶縁負イオン源と加速器の設計について報告する。
中村 武彦; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 西野 泰治; 金澤 浩之; 上塚 寛; 杉本 純
JAERI-Tech 99-036, 34 Pages, 1999/03
原子炉シビアアクシデント時のソースタームを評価するうえでは燃料からのFP放出挙動の評価が重要である。このため欧米で種々の実験が実施されてきた。しかしながら、これらの実験の回数及び実験条件は限られているため、短半減期FP、低揮発性FPの放出、及び燃料溶融を含む高温高圧条件の放出データを中心に大きな不確実性を含んでいる。これらの点を明確にするため、原研では国内の発電用原子炉で照射された燃料を用いてFPの放出挙動を調べるVEGA実験計画を開始した。同実験では、ホットセル内で短尺燃料を事故を模擬した高温まで誘導加熱する。この計画では、燃料を融点を超える高温まで、1.0MPaまでの高圧条件で加熱し、データの少ない低揮発性及び短半減期FPに注目してその放出及び移行挙動を調べる。
勅使河原 誠*; 渡辺 昇*; 高田 弘; 甲斐 哲也; 中島 宏; 永尾 忠司*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*
JAERI-Research 99-020, 33 Pages, 1999/03
JAERI-Research-99-020.pdf:1.83MB
原研中性子科学研究計画で目指す5MW短パルス核破砕中性子源で提案されている基準ターゲット・モデレータ・反射体システムの性能評価を行うため、各種モデレータから得られる冷、熱及び熱外中性子強度に関するニュートロニクス計算を行った。陽子ビーム出力(MW)当たりの中性子強度は、最も関心の高い冷中性子の場合、他の計画中(SNS及びESS)の同規模の大強度中性子源と比較して高い効率で得られることがわかった。さらに、5MWの出力では、現存するILL強力中性子源の時間積分強度で1.5倍、ピーク強度で約80倍の強度を与える結果となった。また、基準系に対するターゲット形状/サイズの中性子強度に及ぼす影響を検討した。その結果、ターゲット形状の変化は、特にモデレータのない方向の増減は、中性子強度に大きな影響を及ぼさないことが示され、ターゲットの工学的な設計上の大きな裕度を与え得ることが明らかとなった。
勅使河原 誠*; 渡辺 昇*; 高田 弘; 中島 宏; 永尾 忠司*; 大山 幸夫; 小迫 和明*
JAERI-Research 99-010, 16 Pages, 1999/02
JAERI-Research-99-010.pdf:0.86MB
原研中性子科学研究計画で次世代短パルス核破砕中性子源の建設を目指しており、その第一歩として裸のターゲットから漏洩する中性子に関するニュートロニクス計算(ターゲット形状やターゲット材料等による)を行った。円筒形のターゲットに比べ扁平ターゲットは遙かに高い漏洩中性子束をモデレータに供給することができること、水銀ターゲットは鉛・ビスマスとも融体ターゲットに比べ高い漏洩中性子強度を与えることなどが明らかとなった。また、どの様なターゲットの形状が高い中性子強度を与えるのかなどに関して重要な知見を得た。しかしながら、正確に中性子性能を評価するためにターゲット・モデレータ・反射体系を含めた計算は不可避である。また、冷モデレータにおける核発熱の情報を得るために、ターゲットに近接(ターゲット表面から2cm)して置かれた軽水の核発熱分布を求めた。
栗山 正明; 秋野 昇; 海老沢 昇; Grisham, L. R.*; 疋田 繁紀*; 本田 敦; 伊藤 孝雄; 河合 視己人; 椛澤 稔; 日下 誠*; et al.
Proceedings of the 18th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE '99), p.133 - 136, 1999/00
JT-60用負イオン源は、これまでイオン源などの運転パラメータの最適化を行いながらビームパワーを徐々に増大させてきた。しかし、さらにビームパワーを増大させるためにはイオン源や電源にかかわるいくつかの課題を解決しなければならない。イオン源での課題の一つは、加速電極への過大な熱負荷である。この加速電極でのビームロスは加速ビームの40%にも達する。この電極への高熱負荷の原因を、ソースプラズマの一様性を測定しながら、イオン源での磁場、ガス圧等を変化させながら調べた。この結果、熱負荷過大の大きな原因として、ソースプラズマの一様性が悪いことによるビーム発散の悪化にあることがわかってきた。この対策として、ソースプラズマ生成部のアーク電流分布の調整が有効であることも判明した。
藤原 幸雄; 井上 多加志; 宮本 賢治; 宮本 直樹*; 小原 祥裕; 奥村 義和; 柴田 圭一郎*; 鈴木 哲; 谷井 正博*; 渡辺 和弘
Fusion Technology, 30(3P2A), p.810 - 814, 1996/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本報は、原研でのITER NBI装置の工学設計ならびにR&Dの現状と成果を報告するものである。原研は、大電流負イオンビームを効率良く1MeVまで加速する大型負イオン源や、トカマクからの漏洩磁場を遮蔽する磁気シールド等の重要な部分を担当し、中性子工学的評価を行いながら工学設計を進めている。また、原研ではビーム加速に関するR&Dにおいても、素晴らしい成果を上げている。MeV級試験装置(MTF)では、加速電圧805keVで加速電源電流150mAの負イオンビーム加速に成功し、重水素負イオンビーム22Aを500keVまで加速できるように設計されたJT-60U用大型負イオン源では、400keV・13.5Aの重水素負イオンビーム加速に成功した。
井上 多加志; 奥村 義和; 藤原 幸雄; 宮本 賢治; 小原 祥裕; 宮本 直樹*; 渡邊 和弘; B.Heinemann*; 谷井 正博*
Fusion Technology 1996, 1, p.701 - 704, 1996/00
ITER用中性粒子入射装置(NBI)では、単機容量1MeV、40Aの重水素負イオンビームを1000秒以上にわたって発生する高出力負イオン源と加速器が必要とされる。原研ではITER用NBIの要ともいえる、このイオン源と加速器の設計および開発研究を、ITER EDAの枠組みの中で行ってきた。イオン源の設計においては、炉環境でも十分な性能を発揮できるように構造・材料を吟味し、また保守時には人の近接保守とマニピュレーターによる遠隔保守を併用しうる構造を提案している。ITER NBIを実現する上で最重要R&D項目は1MeV加速器の開発である。これまでに805keV、0.15A(加速電源電流)のHビーム加速に成功しており、さらに大電流のビームを加速するために、ビーム光学最適化を進めた結果、極めて収束性の良いHビームが得られる運転領域を見出した。また負イオンのはくり損失特性を検討し、電子加速による効率低下が起きにくいとの見通しを得た。
S.Navarro-Valenti*; S.H.Kim*; V.Georgevich*; R.P.Taleyarkhan*; 更田 豊志; 曽山 和彦; 石島 清見; 古平 恒夫
NUREG/CP-0142 (Vol. 4), 0, p.2957 - 2976, 1996/00
米国オークリッジ研究所で設計・開発が進められている新型研究炉Advanced Neutron Source Reactorでは、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料が使用されるが、現在NSRRではこの燃料を模擬したミニプレート型試験燃料のパルス照射実験を実施している。そこで、NSRR実験条件(強サブクール、自然対流冷却条件)下における同燃料の熱水力挙動について、3次元コードHEATING-7を使用した解析を実施し、解析結果とパルス照射時に測定された被覆材表面温度の過渡記録との比較を通じて、熱伝達モデルの検証を行った。強サブクール条件下における過渡核沸騰熱伝達については、これまでに得られているデータが極めて限られているが、定常核沸騰の場合の3.4~5.4倍の熱伝達率を仮定することによって、解析結果と実験結果の極めて良い一致が得られた。
井上 多加志; 花田 磨砂也; 栗山 正明; 前野 修一*; 松岡 守; 宮本 賢治; 小原 祥裕; 奥村 義和; 渡邊 和弘
IAEA-CN-60/F-10, 0, p.687 - 693, 1995/00
原研における高出力の負イオン源と加速器の開発の現状を述べる。JT-60U負イオンNBI用の大型負イオン源は製作を完了し、試験に供されている。テストスタンド電源の制約から、ビームエネルギーは50keV以下に限られているものの、所定性能と同等のパービアンスにおいて、極めて収束性の良いビームが引き出されている。同等の構造をもつ小型加速器を用いてJT-60U負イオンNBIのビーム加速模擬試験では、所定の電流密度において0.18AのHビームを収束良く400keVまで加速することに成功した。また、ITER等の実験炉で要求されるより高出力の負イオン源と加速器の開発のために、MeV級イオン源試験装置を建設した。現在、本装置において1MeV、1Aを目指したITER用原型加速器の試験を開始している。
今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋
JAERI-Research 94-043, 96 Pages, 1994/12
JAERI-Research-94-043.pdf:3.5MB
SS316は、ITER等の核融合炉次期装置の遮蔽材・構造材の最有力候補の一つである。94ITER/EDAのタスク(T-16)として、D-T中性子に対するSS316のバルク遮蔽性能を調べるベンチマーク実験を行った。実験体系は、直径1200mm、厚さ1118mmのSS316製円筒体系(テスト領域)で、D-T中性子源から300mmの位置に設置した(体系1)。また、核融合炉の中性子場を模擬するため、D-T中性子源の周りを厚さ200mmのSS316で囲んだ体系(体系2)も用いた。測定項目は、i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)
線スペクトル、v)線発熱率で、体系表面から体系内914mmまで測定を行った。得られたデータを相互比較し、実験データの整合性、中性子反射体の効果を調べた。実験解析は、別に第II部で述べられている。
