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論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

Progress in R&D efforts on the energy recovery linac in Japan

坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.

Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06

コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。

論文

衝突噴流熱伝達特性の実験的解明とJSNS用モデレータ設計への応用

麻生 智一; 門出 政則*; 佐藤 博; 日野 竜太郎; 達本 衡輝; 加藤 崇

日本原子力学会和文論文誌, 5(3), p.179 - 189, 2006/09

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、モデレータ容器の効率的な冷却が要求される。そこで、衝突噴流による冷却特性に着目し、水素の温度上昇を抑えて水素密度が大きく変化しないように容器構造と流動条件を検討することとした。容器壁のある閉空間における衝突噴流による熱伝達特性を評価するために、2次元定常熱伝導の逆問題解を用いた熱伝達率を求める手法を導入し、JSNSモデレータの円筒型容器を模擬した試験体による実験結果から、熱伝達率分布は、壁のない水平平板に対する分布と異なり、容器壁の影響によって噴流Re数の増加に伴い容器壁周辺の熱伝達率が増加し、モデレータ容器底面r=0$$sim$$70mmの範囲における平均ヌセルト数Nuavは、ノズル高さH/d$$<$$0.4の場合、管内強制対流熱伝達のDittus-Boelterの式の2.5倍以上となることを明らかにした。そして、中性子性能や液体水素の強制循環に影響を及ぼさないような実機運転条件を評価した。

論文

Estimation of JSNS moderator flowing condition based on impinging jet heat transfer

麻生 智一; 門出 政則*; 佐藤 博; 達本 衡輝; 加藤 崇; 池田 裕二郎

LA-UR-06-3904, Vol.2, p.385 - 394, 2006/06

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、モデレータ容器の効率的な冷却が要求される。水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を提案したが、モデレータ容器内の狭い空間内における衝突噴流部の熱伝達特性が不明だったため、水による実規模モデルのモデレータ容器を用いた熱伝達実験を実施した。2次元定常熱伝導の逆問題解を円筒座標系に適用し、熱伝達率を求める手法を確立して容器内熱伝達特性を把握するとともに、中性子性能や液体水素の強制循環に影響を及ぼさないような運転条件を評価した。

論文

核破砕中性子源用減速材容器内の衝突噴流挙動; 可視化と熱伝達予備実験

麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*

可視化情報学会誌, 23(Suppl.2), p.13 - 16, 2003/10

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、減速材容器の効率的な冷却が要求される。そこで、水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を採用した。減速材容器は約1.5Lの円筒容器である。この小さい空間内における衝突噴流挙動を把握するためにPIVを用いて水による可視化実験を行った(噴流レイノルズ数Re$$sim$$10000)。また、衝突噴流部の熱伝達特性を実験的に求めるために、これまで用いた限界熱流束実験を参考にした板状ヒータを、減速材容器底面全体を伝熱体とした試験体に改良し、実現象に近づけて熱ロスを抑えた測定を実施した。流動解析結果は流れ場の状況をよく再現したが、熱伝達率については実験と解析結果で差が生じた。乱流モデルや壁関数が要因と推定される。

論文

核破砕中性子源用結合型減速材容器の熱流動実験及び解析評価

麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*

日本機械学会関東支部茨城講演会(2003)講演論文集(No.030-3), p.45 - 46, 2003/09

J-PARCのMW級核破砕中性子源(JSNS)では、水素(液体又は超臨界)をモデレータ材料として用いる。水素モデレータは、過酷な中性子場による核発熱条件下にあり、減速材容器の効率的な冷却が要求される。そこで、水素密度が大きく変化しないように衝突噴流による容器冷却を採用した。減速材容器は約1.5Lの円筒形である。まず、小さい空間内における衝突噴流挙動を把握するためにPIVを用いて水による可視化実験を行った。併せて、衝突噴流部の熱伝達特性を実験的に求めた。噴流管高さと内径の比が1.0では、流動解析結果は流れ場の状況及び熱伝達率をよく再現した。

論文

Thermal-hydraulic design of J-PARC cold moderators

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。

報告書

Study for reducing radioactive solid waste at ITER decommissioning period

佐藤 真一*; 荒木 政則; 大森 順次*; 大野 勇*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 西谷 健夫

JAERI-Tech 2002-083, 126 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-083.pdf:4.07MB

ITERの主要な目標の1つとして、魅力ある安全性及び環境適合性を実証することが上げられる。このためには、解体期における放射性物質及び廃棄物を確固たる規制のもと、慎重に取り扱うことが重要である。ITER調整技術活動の一環として、日本参加チームはITERの基本設計及び主要な機器構造を保ちつつ、最小限の機器材料を変更することにより、さらなる放射化レベルの低減に向けた検討を実施した。本提案に基づく放射化レベル及び放射性廃棄物量の再評価は、より良い環境への受容性をもたらすものと考える。

論文

ITER工学設計活動報告

森 雅博; 荘司 昭朗; 荒木 政則; 斎藤 啓自*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 井上 多加志; 大野 勇*; 片岡 敬博*; et al.

日本原子力学会誌, 44(1), p.16 - 89, 2002/01

ITER(国際熱核融合実験炉)計画は、日本・米国・欧州・ロシアの政府間協定の下に核融合エネルギーの科学的・工学的実証を目指す実験炉を国際共同で実現しようというプロジェクトである。1992年7月以来9年間に亘り建設のために必要なすべての技術的データの作成を目的とする工学設計活動(EDA)を進めてきたが、2001年7月に当初の目標を達成して完了した。次の段階に進むこの時期に、EDAの概要と主要な成果をまとめておくことは、我が国の研究者が広くEDAの成果を評価し活用するうえでも、また、今後期待されるITERの建設・運転に向けた活動に多くの研究者が参画するための共通の基盤を築くうえでも必要と考えられる。本報告ではこのような趣旨に基づき、ITER工学設計活動の概要,工学設計及び工学RandDの成果,安全性に関する検討について、外部の研究者が全体像を掴むことを意図して記述されている。

論文

Conceptual tokamak design at high neutron fluence

荒木 政則; 佐藤 真一*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 荘司 昭朗

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.887 - 892, 2001/11

 パーセンタイル:100

現在、国際協力で進めているITER工学設計において、より魅力的な工学試験が見込めるトカマク機器の構造概念を提案する。本提案は、ITERの実験を二期に分けて考えた時、後半の10年間でおもに工学機器の試験が予定されている。小型化したITERにおいても、主要な機器を変更することなく、工学試験で要求される中性子束やフルーエンスを現状の2倍程度(従来の大型ITERとほぼ同等)にでき、プラズマ運転と整合する炉概念を提示する。

論文

Critical heat flux test on saw-toothed fin duct under one-sided heating conditions

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 谷口 正樹; 花田 磨砂也; 荒木 政則; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.291 - 295, 2001/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.61

核融合炉プラズマ対向機器の冷却を目的として、鋸歯状内部フィン付き矩形管の限界熱流速測定実験を行った。この矩形管では、加熱面側に鋸歯状に三角柱のフィンを取り付けて、伝熱性能の向上を図っている。実験では、フィンの形状・特に設置角度やフィン高さが限界熱流速へ及ぼす影響を調べた。今回の実験パラメータはフィン寸法高さを1.7と3.5mm、フィン設置角度を流れ方向に対して70と90度である。実験の結果、フィン高さ3.5mm、設置角度70度の矩形管を用いた場合、軸流速10m/sec、局所圧力1MPa、入口温度25$$^{circ}C$$の冷却条件で43MW/m$$^{2}$$の限界熱流速が得られた。この値は、同冷却条件において、ほぼ同一水力等価直径のスロット状のフィンを有する矩形管(ハイパーベイパトロン)の1.3倍の値であった。

論文

Ultrasonic non-destractive testing on CFC monoblock divertor mock-up

江里 幸一郎; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 荒木 政則; 秋場 真人

Physica Scripta, T91, p.110 - 112, 2001/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.11(Physics, Multidisciplinary)

超音波を用いた核融合炉ダイバータのアーマ材と冷却構造の非破壊検査で問題となっている検査時間を短縮するため、多チャンネル振動子の超音波プローブを試作し、その検査性能を試験した。この超音波プローブではポリマー製振動子を採用し、8個の振動子を一つのプローブに設置して、検査時間の短縮を図っている。本実験では、ITERダイバータのレファレンス設計である黒鉛モノブロックアーマと銅冷却管(内径15mm)の接合体を対象として、冷却管内部から周波数20MHzの超音波を用いて接合面を検査した。接合体には、数種類の模擬接合欠陥が導入されている。本試験の結果、ポリマー製振動子を用いた超音波プローブにより接合欠陥の大きさ及び分布が十分な精度で検出できることを確認した。

論文

Development of plasma facing components for fusion experimental reactors in JAERI

佐藤 和義; 鈴木 哲; 江里 幸一郎*; 中村 和幸; 荒木 政則; 秋場 真人

Fusion Technology 1998, p.109 - 112, 1998/00

原研におけるITERプラズマ対向機器、特に、ダイバータ板の開発の成果について報告する。ITER7大R&Dプロジェクトの1つとなっているダイバータ板の開発は、ITERを実現する上で最重要項目の1つであり、参加各極の協力のもと精力的に開発が進められている。今回は、特に、実規模大のダイバータ試験体の製作及びイオンビームによる加熱試験の結果について報告する。試験体は設計寸法と同等の1.3m長であり、高熱負荷部には除熱性能と熱応力抑制効果の高い鞍型のCFCタイルを有し、高スパッタリング領域にはタングテスンを使用している。この内、特にタングステンについては、接合部の応力を緩和するため5mm厚さのCVDタングステンをコーティングした。イオンビームによる加熱試験を実施した結果、ITERの定常熱負荷条件(5MW/m$$^{2}$$,1000回)に耐えることを実証しタングステン接合の見通しを得た。

論文

High heat flux experiments on a saddle shaped divertor mock-up

鈴木 哲; 荒木 政則; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人

Fusion Energy 1996, 3, p.565 - 570, 1997/00

ITERダイバータ板用に開発されたサドル型ダイバータ板模擬試験体の電子ビーム加熱実験について報告する。本試験体は、サドル型構造として初めて並列流路を採用したもので、より実機ダイバータ板に近い構造を有している。実験ではITERダイバータ板の熱負荷条件(定常時:5MW/m$$^{2}$$、非定常時:15MW/m$$^{2}$$、10秒)を模擬した熱負荷をくり返し与え、熱サイクルに対する試験体の除熱性能の変化を観察した。その結果、定常時を模擬した熱負荷条件において、本試験体はITERダイバータ板の寿命(1,000サイクル)を上回る10,000サイクルの加熱に耐えることを確認した。さらに、非定常時を模擬した条件においても、1,000サイクルの加熱に対し、本試験体は除熱性能の劣化もなく、健全性を維持することができた。

論文

Analytical study of electromagnetic forces induced by eddy current in ITER divertor

荒木 政則; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人

Fusion Technology, 30(3), p.674 - 679, 1996/12

ITERダイバータは、プラズマ異常消滅時に巨大な熱負荷を受けるとともにプラズマ電流の変化に伴い、大きな電磁力が発生する。本論文及び講演では、ITER運転シナリオにより変化するプラズマ電流をもとに、ダイバータ部に誘起される渦電流を解析し、これによって発生する電磁力を評価した結果について述べる。

論文

High heat flux experiments on divertor mock-ups with a thermal bond layer for fusion experimental reactors

鈴木 哲; 佐藤 和義; 荒木 政則; 中村 和幸; 大楽 正幸; 横山 堅二; 秋場 真人

Fusion Technology, 30(3(PT.2A)), p.788 - 792, 1996/12

ITER等の次期核融合実験炉におけるダイバータ板はプラズマディスラプション等によって表面材料が損耗し、交換が必要となる。本報では、遠隔保守によるこの交換作業を容易にするために、熱接合層と呼ばれる低融点接合材料を用いたダイバータ模擬試験体の加熱実験について報告する。今回開発した試験体は、従来の銀ロウ(融点:約800$$^{circ}$$C)に代えて、鉛(融点:約330$$^{circ}$$C)を接合材料とすることで融点が低く、柔軟な接合層を形成している。実験では、ITERの定常条件・非定常条件を模擬し、熱負荷5MW/m$$^{2}$$、15MW/m$$^{2}$$の2つの条件の下で加熱を実施し、除熱状態の変化を観察した。その結果、これらの熱負荷に対して試験体は安定した除熱性能を維持することを確認し、熱接合層を有するダイバータ構造が、遠隔保守を必要とする次期装置のダイバータ板として非常に有望な構造であることが明らかになった。

論文

Thermal cycling experiments on a 1 meter long divertor mock-up with a rigid support structure

鈴木 哲; 佐藤 和義; 荒木 政則; 中村 和幸; 大楽 正幸; 横山 堅二; 秋場 真人

Fusion Technology, 30(3(PT.2A)), p.793 - 797, 1996/12

ITER等の次期核融合実験炉におけるダイバータ板はプラズマからの高熱負荷によって変形を生じる。隣り合うダイバータ板との段差が生じることを避けるために、ダイバータ板支持構造の開発が急務となっている。本報では、冷却基板自体を剛な支持構造とするダイバータ模擬試験体を開発し、その熱疲労特性を評価するために実施した熱サイクル実験について報告する。実験は熱負荷25MW/m$$^{2}$$、加熱時間15秒の条件下にて実施した。その結果、約1250サイクルを負荷した時点で、加熱側冷却管(純銅製)に貫通き裂が発生した。実験後のSEM観察の結果、き裂はくり返し熱応力による疲労き裂であることが確認された。さらに、実験を模擬した3次元弾塑性熱応力解析の結果、冷却管には局部的に極めて高い歪みが発生することが判明したため、より疲労強度の高い冷却管構造材料の開発が必要であることが明らかとなった。

論文

Critical-heat-flux experiment on the screw tube under one-sided-heating conditions

荒木 政則; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人

Fusion Technology, 29, p.519 - 528, 1996/07

核融合実験炉用ダイバータ等の高熱流束受熱機器は、片面から高い熱負荷を受けるものであり、安定に除去することが必要である。このため、冷却管内面にネジを切り伝熱促進効果を持たせたスクリュー管を開発した。本管は、スワール管やハイパーベーパートロン等の冷却構造に比べ製作性に優れた構造であることを特徴としており、その限界性能を明らかにするために、片面強加熱条件下における限界熱流束実験を行った。この結果、スクリュー管は平滑円管に比べ、一定の流束下で約1.5倍、また、一定のポンプ動力下で約1.7倍の入射限界熱流束を持つことが明らかとなった。この性能は、同時に実施したスワール管の限界性能に匹敵するものであり、製作性の観点から、ダイバータ等のプラズマ対向機器用冷却構造として有望である。

論文

Development of 3D-based CFC with high thermal conductivity for fusion application

荒木 政則; 中村 和幸; 鈴木 哲; 秋場 真人; 久手 幸徳*; 早田 喜穂*; 佐藤 浩一*

Fusion Technology 1996, 0, p.359 - 362, 1996/00

次期核融合実験炉、例えばITER等では、高熱伝導率を有するプラズマ対向機器材料が必要である。特に、ダイバータ耐熱保護タイルは熱特性のみならず、機械的特性に優れた構造が要求されている。このような要求を満たすために、3次元構造をもつ炭素繊維強化複合材が開発されてきた。しかしながら、これら複合材は一般的に多孔質でり、真空環境への適用性が問題視されている。そこで、従来他の分野で利用されているHIP法を適用することにより、高熱伝導・高強度特性を合せもつ3次元炭素繊維強化複合材の開発に成功した。さらに、構造を工夫することにより、従来問題となっていた熱膨張率が金属に近い、より核融合分野に適した3次元炭素繊維強化複合材も開発し、目下、接合試験や加熱試験により検証中である。

論文

Experiments on heat transfer of smooth and swirl tubes under one-sided heating conditions

荒木 政則; 小川 益郎; 功刀 資彰; 佐藤 和義; 鈴木 哲

Int. J. Heat Mass Transfer, 39(14), p.3045 - 3055, 1996/00

 被引用回数:53 パーセンタイル:6.83

ITER等の次期核融合実験炉において、プラズマ対向機器、特に、ダイバータ部は、その片面より準定常的な高い熱負荷を受け、これを除去する必要がある。ITERでは、この熱負荷は最大で20MW/m$$^{2}$$と見積もられており、冷却水の局所沸騰が予想される。したがって、本ダイバータを設計する上で、同冷却管の沸騰熱伝達特性を明確にする必要がある。このため、片面強加熱条件下における円管及びスワール管の熱伝達実験を行った。実験条件は、軸流束4~16m/s、圧力0.5、1.0及び1.5MPa、冷却水入口温度20~80$$^{circ}$$Cの範囲で実施した。この結果、非沸騰域では既存の一様加熱条件下における熱伝達相関式が適用できることを示した。しかし、沸騰域では、適用できる相関式がないため、新たに沸騰熱伝達相関式を提案した。

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