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論文

New design of vacuum chambers for radiation shield installation at beam injection area of J-PARC RCS

神谷 潤一郎; 古徳 博文; 菖蒲田 義博; 高柳 智弘; 山本 風海; 柳橋 亨*; 堀野 光喜*; 三木 信晴*

Journal of Physics; Conference Series, 1350, p.012172_1 - 012172_7, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)における一つの課題はビーム入射部における高放射線レベルである。これはビームが荷電変換膜により散乱され、周辺機器が放射化されることが原因である。入射部での作業時の被ばくを低減するために放射線遮蔽体が必要であるが、現在の入射部では遮蔽体を設置する場所が非常に限られている。そのため、ビーム入射点のチタン製真空容器および周辺のシフトバンプ電磁石, セラミックス製ビームパイプを新しく設計し、有効な遮蔽体が設置できる空間を確保する検討を進めている。ビーム入射点の真空容器は断面を円型から矩形へ変更し、ビーム方向の長さを長くする設計とした。大気圧による真空容器の内部応力解析を行い、材料強度に対して十分に低い応力であることを明らかにした。セラミックスビームパイプは、抵抗を有したRFシールドを設置することでパルス磁場による誘起電圧をダンピングできる設計とした。これにより、新しい入射部の系では非対称となるバンプ電磁石による誘起電圧のビームへの悪影響を取り除くことができる。本報告では入射部遮蔽体設置に関わるこれらの真空機器の改造について発表する。

論文

Activation in injection area of J-PARC 3-GeV rapid cycling synchrotron and its countermeasures

山本 風海; 山川 恵美*; 高柳 智弘; 三木 信晴*; 神谷 潤一郎; Saha, P. K.; 吉本 政弘; 柳橋 亨*; 堀野 光喜*; 仲野谷 孝充; et al.

ANS RPSD 2018; 20th Topical Meeting of the Radiation Protection and Shielding Division of ANS (CD-ROM), 9 Pages, 2018/08

J-PARC 3GeVシンクロトロンは1MWのビーム出力を中性子ターゲットおよび主リングシンクロトロンに供給するためにビーム調整を進めている。現在は最大500kWの出力で運転を行っているが、現状最も放射化し線量が高い箇所はリニアックからのビーム軌道をシンクロトロンに合流させる入射部である。この放射化はビーム入射に使用する荷電変換フォイルとビームの相互作用によるものであるが、フォイルを使う限り必ず発生するため、周辺作業者への被ばくを低減するための遮蔽体を設置できる新しい入射システムの検討を行った。フォイル周辺は入射用電磁石からの漏れ磁場で金属内に渦電流が流れ、発熱することがこれまでの経験から判っているため、その対策として金属の遮蔽体を層状に分け、その間に絶縁体を挟む構造を考案した。遮蔽計算の結果から、9mmのステンレスの間に1mmの絶縁体を挟んでも遮蔽性能は5%程度しか低下しないことがわかった。

論文

RCSビーム入射部における低放射化・保守性向上のための真空容器のアップグレード

神谷 潤一郎; 山本 風海; 柳橋 亨*; 佐藤 篤*; 三木 信晴*

Proceedings of 15th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.645 - 648, 2018/08

J-PARC 3GeVシンクロトロン(Rapid Cycling Synchrotron: RCS)のビーム入射部は、リニアックからの負水素イオンを陽子へ荷電変換する薄膜によるビーム散乱のため、真空ダクト等が放射化し残留放射線量が高いエリアである。加えて、パルス電磁石であるシフトバンプ電磁石の漏洩磁場で真空ダクトのフランジ温度が100度近くになるため、熱膨張により真空リークが発生しやすい箇所である。今後1MWのビーム出力に向けて安定運転をしていくうえで、このような状況の改善は、保守時の被ばくを低減するという観点で必須である。残留放射線量低減を目的として遮蔽体を常設するために、入射点の真空容器の構造を改良する。フランジの発熱によるリークの問題は、フランジ材料を現在の純チタン2種(耐力:約220MPa)から高強度材料であるTi-6Al-4V(耐力:約920MPa)に変更することで、高トルクでの締め付けにも耐えうるようにする。本会では、これらのアップグレードの状況について報告する。

論文

J-PARC 3GeVシンクロトロンの新しい入射システムの設計

山本 風海; 神谷 潤一郎; Saha, P. K.; 高柳 智弘; 吉本 政弘; 發知 英明; 原田 寛之; 竹田 修*; 三木 信晴*

Proceedings of 14th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.374 - 378, 2017/12

J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、最大1MWの大強度陽子ビームを物質生命科学実験施設および主リングシンクロトロンに供給するために設計され、運転を行っている。現在のところ、RCSでは設計値の半分である500kWの出力での連続運転に成功しているが、今後さらにビーム出力を向上し、安定な運転を達成するためには、入射点付近の残留放射能による被ばくへの対策が重要となってくる。これまでのビーム試験やシミュレーション、残留線量の測定結果等から、入射点周辺の残留放射能は、入射で使用する荷電変換用カーボンフォイルに入射及び周回ビームが当たった際に発生する二次粒子(散乱陽子や中性子)が原因であることがわかった。現状では、RCSの入射にはフォイルが必須であり、これらの二次粒子を完全になくすことはできない。そこで、これら二次粒子によって放射化された機器の周辺に遮蔽体を置けるように、より大きなスペースが確保できる新しい入射システムの検討を開始した。予備検討の結果、機器配置は成立するが、入射用バンプ電磁石磁場が作る渦電流による発熱が問題となることがわかり、その対策の検討を進めることとなった。

論文

New injection scheme of J-PARC rapid cycling synchrotron

山本 風海; 神谷 潤一郎; Saha, P. K.; 高柳 智弘; 吉本 政弘; 發知 英明; 原田 寛之; 竹田 修*; 三木 信晴*

Proceedings of 8th International Particle Accelerator Conference (IPAC '17) (Internet), p.579 - 581, 2017/05

J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、1MWの大強度ビームを物質生命科学実験施設および主リングシンクロトロンに供給するために設計され、調整が進められている。現在の所、RCSでは設計値の半分である500kWでの連続運転に成功しているが、今後さらにビーム出力を向上するためには、入射点付近の残留放射能による被ばく対策が重要となってくる。これまでのビーム試験やシミュレーション、残留線量の測定結果等から、入射点周辺の残留放射能は入射で使用する荷電変換用カーボンフォイルに入射及び周回ビームが当たった際に発生する二次粒子(散乱陽子や中性子)が原因であることがわかった。現状では、RCSの入射にはフォイルが必須であり、これらの二次粒子を完全に無くすことはできない。そこで、これら二次粒子によって放射化された機器の周辺に遮蔽体を置けるように、より大きなスペースが確保できる新しい入射システムの検討を開始した。予備検討の結果、機器配置は成立するが、入射用バンプ電磁石磁場が作る渦電流による発熱が問題となることがわかったため、今後その対策を検討することとなった。

論文

Degassing of kicker magnet by in-situ bake-out method

神谷 潤一郎; 荻原 徳男; 引地 裕輔; 金正 倫計; 三木 信晴*; 柳橋 亨*

Proceedings of 6th International Particle Accelerator Conference (IPAC '15) (Internet), p.2911 - 2913, 2015/06

RCSキッカー電磁石はフェライト及びアルミ電極板等で構成されている。フェライトは多孔質の材料であり放出ガスが多く、アルミ電極板は超高真空対応の表面処理を行っているが、表面積が大きいので全放出ガス量が無視できない。このようなキッカー電磁石からの放出ガスはビームライン圧力の悪化に直結する。よって加速器を安定に運転するためには、キッカー電磁石の脱ガスを行うことが必須である。これまでわれわれは真空容器中の構造物を脱ガスする新しい方法として、ヒーターを真空容器内部へ導入し、熱源と真空容器の間を熱遮蔽することで、熱流量を構造物へ向けて構造物を昇温するという手法の研究開発を行ってきた。この手法を用いれば、真空容器を熱膨張させずに内部構造物を脱ガスできるため、キッカー電磁石をビームラインに設置された状態で(すなわちin-situで)昇温し、放出ガスを低減することが可能である。課題は保守性の良いヒーターの設計であった。今回、グラファイトをヒーター材料に選定することで、ポートから脱着できるようヒーターを小型化した。発表において、本ヒーターの設計思想について報告する。また、本ヒーターを用いて昇温試験及び脱ガス試験を行い、良好な温度分布を得、結果として放出ガスの低減に成功したので報告する。

論文

ITER nuclear components, preparing for the construction and R&D results

伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Barabaschi, P.*; Barabash, V.*; Chiocchio, S.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; Federici, G.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.31 - 38, 2004/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:32.16(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER主要コンポーネントの発注仕様書の準備が現在進行中である。製造方法や非破壊検査法などを考慮しつつ炉構造機器(真空容器や容器内機器)の詳細設計を現在行っている。R&D開発については、20度あるいは30度の入射角の超音波試験,2チャンネルモデルによる流量配分の試験,第一壁のモックアップやパネルの製造及び試験,ハウジングを含めた全システムとしてのフレキシブル支持構造の試験,リーク試験のための予備真空領域を設けた同軸冷却管接続の試験,ダイバータの垂直ターゲットのプロトタイプの製造と試験などが行われた。こうした結果により、設計の成立性について確信を与えるとともに、低コストの代替え製造法の可能性を示すものである。

論文

Design and technology development of solid breeder blanket cooled by supercritical water in Japan

榎枝 幹男; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 三木 信晴*; 本間 隆; 秋場 真人; 小西 哲之; 中村 博文; 河村 繕範; et al.

Nuclear Fusion, 43(12), p.1837 - 1844, 2003/12

 被引用回数:92 パーセンタイル:5.91(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文は、高い経済性を有する核融合発電プラント用ブランケットの設計と開発に関するものである。高い経済性と実現性の双方を有する発電ブランケットとして、超臨界圧水冷却方式の固体増殖ブランケットの概念設計を明らかにした。最重要設計項目として、モジュール構造の核特性,熱機械特性に関し基本的な成立性を示した。また、発電システムとして41%以上の発電効率を有することを示し、本方式の経済的な魅力を明らかにした。また、構造体製作技術開発の成果としては、実機構造を模擬する第一壁パネル試験体を用いて、原型炉で想定している最高熱負荷1MW/m$$^{2}$$ に相当する加熱試験を行い、試験体が母材と同等の熱疲労寿命を持つことを実証した。さらに、ブランケット熱設計の要となる増殖材充填層の有効熱伝導率研究に関しては、湿式法で製造したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ を用いて、充填層の有効熱伝導率を明らかにし、裕度のある設計を可能とした。

論文

Examinations on plasma behaviour during disruptions on existing tokamaks and extrapolation to ITER

杉原 正芳; Lukash, V.*; 河野 康則; 芳野 隆治; Gribov, Y.*; Khayrutdinov, R.*; 三木 信晴*; 大森 順次*; 嶋田 道也

Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/07

ディスラプション時のプラズマ挙動に関して、JT-60などの実験結果を詳細に解析する。その結果を2次元自由境界平衡発展解析コード「DINA」に組み込み、ITERにおけるディスラプション挙動の予測解析を行う。

論文

Wave form of current quench during disruptions in Tokamaks

杉原 正芳; Lukash, V.*; 河野 康則; 芳野 隆治; Gribov, Y.*; Khayrutdinov, R.*; 三木 信晴*; 大森 順次*; 嶋田 道也

プラズマ・核融合学会誌, 79(7), p.706 - 712, 2003/07

トカマクのプラズマディスラプション時の電流減衰波形に関して、JT-60の実験解析を行い、ITER設計の物理ガイドラインを導出した。速い電流減衰は指数関数的波形でよく表され、遅い電流減衰は直線的波形でよく表される。

報告書

Nuclear, thermo-mechanical and tritium release analysis of ITER breeding blanket

古作 泰雄; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 佐藤 聡; 佐藤 真一*; 大崎 敏雄*; 三木 信晴*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2003-058, 69 Pages, 2003/06

JAERI-Tech-2003-058.pdf:5.86MB

ITERの増殖ブランケット設計は、中性子増倍材微小球充填層中にトリチウム増殖材微小球の管状充填層(BIT)を置く構造を採用している。設計は、遮蔽ブランケットと同一のモジュール支持構造と冷却マニフォールドを使用することを仮定したものである。本研究では、微小球充填層型増殖ブランケットに特有の設計課題である、トリチウム増殖性能核解析,トリチウム放出挙動解析,ペブル充填層を考慮した熱機械特性解析を実施し、設計が妥当であることを明らかにした。

報告書

Japanese contribution to the design of primary module of shielding blanket in ITER-FEAT

黒田 敏公*; 秦野 歳久; 三木 信晴*; 廣木 成治; 榎枝 幹男; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-098, 136 Pages, 2003/02

JAERI-Tech-2002-098.pdf:24.33MB

ITER-FEATの遮蔽ブランケット設計における日本での検討事項をまとめた。第一壁/遮蔽ブロックの熱・応力解析及び遮蔽ブロックの熱・流力解析を行い、遮蔽ブロックの一部に熱応力が過大となる箇所があること、また遮蔽ブロック内の流路で閉塞的な状態となっている箇所があることを指摘するとともに改善を提案した。つぎに、ソリッド要素を用いた3次元電磁力解析を行って、ディスラプション時にブランケットモジュールに生じる電磁力を求めるとともに、第一壁と遮蔽ブロック、また遮蔽ブロックと真空容器の接続構造の強度検討を行った。最後に、ブランケットへの主給排水管が真空容器内部に埋設された場合の水-水リーク検出システムについて検討した。

論文

Progress on design and R&D of ITER FW/blanket

伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Cardella, A.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; Lorenzetto, P.*; 三木 信晴*; 大崎 敏雄*; Rozov, V.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 61-62, p.399 - 405, 2002/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:38.64

ITERブランケットの2000$$sim$$2001年における設計とR&Dにおける進展について報告する。ここではブランケットの主要な4つの部分(第一壁,シールド体,フレキシブル・サポート,電流接続体)に焦点をあてた。第一壁パネルにおけるディスラプション中の電磁力を銅やステンレス鋼を貫通するスロットによって低減した。また、最大荷重のハロー電流による第一壁の中央支持ビームにおける最大応力は許容値の範囲に入っている。最近のR&Dにより、実寸大第一壁パネルを標準的な製造方法であるHIPにより、製作することに成功した。シールド体については、ヘッダをプラズマ側に配置し、ラジアル方向の冷却チャネルに冷却水を供給している。シールド体は4つの鍛造ブロックから構成し、背面側で互いに電子ビーム溶接している。最近のR&Dでは、鍛造ブロックを、ドリルや機械加工及びプラグや溶接し、実寸大のシールド体を製作し、第一壁パネル(中央支持ビームつき)とともに組み立てることができた。ブランケットモジュールの接続体についても詳細な設計検討をすすめた。チタン合金のフレキシブル・サポートについては、座屈試験,疲労試験,動的応答試験(550kN)を実施した。電流接続体(280kA)についても、機械疲労や熱疲労の試験,ソレノイドコイル磁場中での通電試験を実施した。ブランケットの設計及びR&Dの進展により、コスト低減の見通しが得られたと同時に、設計の成立制とコンポーネントの製作性を確認した。

報告書

ITER遮蔽ブランケット用の実規模分離型第一壁パネルの製作

古作 泰雄; 黒田 敏公*; 秦野 歳久; 榎枝 幹男; 三木 信晴*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-078, 58 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-078.pdf:19.38MB

ITER-FEATの遮蔽ブランケットでは、放射性廃棄物量の低減と製作コスト低減のために分離第一壁型の構造を採用し、電磁力を低減するために、多様なスリット構造を必要とする。本報告では、これまでに明らかにされていない、Be/DSCu/SS第一壁パネル及びSS遮蔽ブロックへのスリット加工技術についての技術開発、及び冷却チャンネル内蔵ベリリウムの第一壁パネル部分モックアップへの接合実証と、それらの成果を用いた実規模の分離型第一壁パネルの製作実証の結果を報告する。

論文

VDE/disruption EM analysis for ITER in-vessel components

三木 信晴*; 伊尾木 公裕*; F.Elio*; 児玉 徹彦*; S.Chiocchio*; D.Williamson*; M.Roccella*; P.Barabaschi*; R.S.Sayer*

Fusion Technology 1998, 2, p.1389 - 1392, 1998/00

本論文では、ブランケットモジュール、バックプレート、ダイバータモジュールの電磁石解析結果をまとめる。プラズマディスラプション時は、約1msの熱消滅に続いて、50~100msの電流消滅が生じる。熱消滅時に、プラズマ中のトロイダル磁束が増加する。この磁束変化により、バックプレート、ダイバータには2.5MAのポロイダル電流が誘起され、約0.7MPaのプラズマ方向電磁力荷重が生じる。電流消滅時には、プラズマ電流は21MAから0に減少し、ポロイダル磁束が変化する。バックプレートには、トロイダル方向渦電流が誘起され、最大0.6MPaの電磁石荷重が生じる。ブランケットモジュールには半径方向とポロイダル方向の2つの渦電流ループが誘起され、2方向の回転トルクが問題となる。VDE(プラズマ上下方向変位事象)時は、約7.4MAのハロー電流が流れ、下側モジュールの電磁力が問題となる。

論文

Present activities preparation of a Japanese draft of structural design guidelines for the experimental fusion reactor

宮 健三*; 武藤 康; 高津 英幸; 羽田 一彦; 小泉 興一; 實川 資朗; 荒井 長利; 大川 慶直; 島川 貴司*; 青砥 紀身*; et al.

Fusion Engineering and Design, 31, p.145 - 165, 1996/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:65.42

核融合実験炉ITERを我国に建設する際に構造設計基準上の観点から、どのような規制が必要となるかについて検討を行った。検討課題は、機器区分、運転状態分類、解析手法、破壊基準、簡易評価手法、材料特性、溶接及び検査などである。この結果、機器区分案及び運転状態分類案を作成し、また第1壁の316SS部分が中性子照射により脆化する際の破壊がティアリングモジュラス・クライテリオンで評価でき、更に現在用いられている応力ベースの許容基準が安全側であること、電磁力による振動及び破壊挙動に関する実験結果、真空容器が第3種機器に相当する場合に要求される溶接、検査、ISIの項目について記す。

論文

Maintenance approach and remote equipment design for FER

立川 克浩; 安達 潤一*; 飯田 浩正; 小林 武司*; 三木 信晴*; 斉藤 龍生*; 山田 政男*

IAEA-TECDOC-495, p.51 - 62, 1989/00

最近の核融合次期装置(FER)の遠隔保守・機器の設計について述べる。設計は遠隔保守の信頼性の向上、低コスト化に重点をおいた。特に、内側遮蔽側の第1壁の交換に供するガードリミタ交換システム、保守のための移動時にトリチウムの飛散を防ぐ移動キャスクの設計概念を紹介する。

報告書

核融合次期装置設計、昭和62年度設計報告書; マグネット設計

三木 信晴*; 飯田 文雄*; 和智 良裕*; 豊田 勝義*; 橋爪 隆*; 今野 雅行*

JAERI-M 88-110, 266 Pages, 1988/06

JAERI-M-88-110.pdf:5.97MB

本報告書は昭和62年度におけるFERマグネット設計をまとめたものである。62年度FER設計においては、現在のプラズマ物理データベースの不確定さを考慮し、自己点火条件の達成をより確実にする2つの炉型を設定した。一つは、コスト-性能比を高めることを狙った前年度設計の装置規模をベースとし、物理仮定の不確さに対し装置の機能向上や運転領域の拡大が図れるよう十分な柔軟性を持たせた炉型である。他の炉型は、炉心プラズマ設計ガイドラインを前年度設計より保守的に変更し、自己点火達成の確実さを向上させたものである。マグネット設計においては、設計のより一層の合理化を図り、装置小型化、高性能化を目指した。また、設計を進める上で重要な技術課題について検討を行い、設計の考え方と手法を明確にかることに留意した。本報告書では、概念設計結果、重要課題の検討結果、今後の課題を述べる。

報告書

Estimation of toroidal field coil stresses from magnetic loads in FER and NET using analytic methods and improved computer subroutine for TFC stress estimation in TRESCODE

B.W.Riemer*; 三木 信晴*; 橋爪 隆*

JAERI-M 88-109, 45 Pages, 1988/06

JAERI-M-88-109.pdf:1.39MB

本報告書では、NETとFERにおけるTFコイル応力の比較を述べる。装置のラジアルビルドに大きな影響を与えるのは、TFコイル内側脚の直線部であるため、その部分に焦点を当てて検討した。NETのTFコイルはウェッジ支持方式であり、FERのTFコイルは中心支柱支持方式である。面内力および面外力によって内側脚に生じる歪と応力は、解析的な方法で評価された。ウェッジ支持では応力の生じ方がより複雑であること、および巻線とコイル容器間の摩擦力の影響があることのため、NETコイルの応力評価に時間を要した。FERコイルでは電磁力の伝わり方がシンプルであり、比較的簡単に応力評価ができた。本報告書では、解析のために作成したプログラムについても述べる。開発された解析の手法は、システムコードTRESCODEのサブルーチンの改良に用いられた。

報告書

A Conceptual design of a negative-ion-grounded advanced tokamak reactor; NAVIGATOR(FER)

山本 新; 小原 祥裕; 谷 啓二; 西尾 敏; 奥村 義和; 荒木 政則; 安積 正史; R.S.Devoto*; 藤沢 登; 一木 繁久*; et al.

JAERI-M 88-086, 183 Pages, 1988/05

JAERI-M-88-086.pdf:4.57MB

NAVIGATOR概念は、原研で提案され研究が進められている500keV、20MWの中性子入射装置(NBI)システムに基礎を置いている。NAVIGATOR概念は、2つのカテゴリーを包含する。一方はトカマク装置としてのNAVIGATOR machineであり、他方は、核融合研究における指導原理としてのNAVIGATORphilosophyである。NAVOGATOR machineは、自己点火条件を得るための加熱手段としてはNBI加熱装置をもち、電流立上げとしては、完全誘導立上げが可能な炉を意味する。NAVIGATOR概念は、主要な三つの要素から構成されている。すなわち、その炉において信頼できるオペレーション・シナリオが描けること、信頼できる分解保守修理が保障されていること、十分なフレキシビリティが確保されていることである。NAVIGATOR概念は、核融合研究発展のための実効可能な戦略を与える。

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