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論文

MIMTMを用いた水銀キャビテーションによる金属の壊食損傷構造

義家 敏正*; 二川 正敏; 直江 崇; 小松 正雄*; 佐藤 紘一*; Xu, Q.*; 川合 將義*

まてりあ, 52(8), p.390 - 394, 2013/08

水銀を標的に用いた核破砕中性子源では、大強度の陽子線入射に伴い水銀中に圧力波が発生する。この圧力波が水銀を包含するステンレス鋼製の容器へと伝播する過程で、水銀と容器の界面では負圧によるキャビテーションが発生する。キャビテーション気泡が崩壊する際に発生するマイクロジェットと衝撃圧により、容器内壁には微小ピット群からなるエロージョンが形成される。本報では、水銀中でのピッティング損傷を系統的に評価するために開発した電子力駆動の衝撃圧負荷試験機MIMTMを用いた材料の損傷構造について高速変形の観点から評価した。金属組織の転位構造を観察した結果、非常に早い変形メカニズムであること、マイクロジェット速度が200$$sim$$300m/sであることを明らかにした。

論文

Transfer of tritium in concrete coated with hydrophobic paints

深田 智*; 枝尾 裕希*; 佐藤 紘一*; 竹石 敏治*; 片山 一成*; 小林 和容; 林 巧; 山西 敏彦; 波多野 雄治*; 田口 明*; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(1), p.54 - 60, 2012/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:55.75(Nuclear Science & Technology)

三次閉じ込め系の材料であるコンクリート及び疎水性塗料を塗装したコンクリート中のトリチウムの移行挙動を把握することは非常に重要である。そこで、コンクリート中のトリチウムの拡散係数を及び疎水性塗料の拡散係数を評価した。その結果、エポキシ塗料は、透過係数が小さく、コンクリートへの透過抑制に有効であるが、シリコン系塗料は、透過係数も大きく、透過抑制塗料としては有効でないことを明らかにした。

論文

Positron annihilation lifetime measurements of vanadium alloy and F82H irradiated with fission and fusion neutrons

佐藤 紘一*; 井上 和也*; 義家 敏正*; Xu, Q.*; 若井 栄一; 沓掛 忠三; 落合 謙太郎

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.203 - 205, 2009/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.16(Materials Science, Multidisciplinary)

室温又は473Kの高温において、V-4Cr-4Ti合金,F82H鋼,ニッケル及び銅に核分裂中性子と核融合中性子をそれぞれ照射し、陽電子消滅寿命測定法による欠陥構造を解析することで、ミクロ組織構造の変化について調べた。測定結果から以下のことが明らかとなった。残留欠陥の総量を反映するポジトロンの平均寿命は照射量とともに増加した。室温下で照射されたニッケルからはカスケード損傷による効果が観測された。473Kの核分裂中性子照射では欠陥クラスターの大きさとその量は、はじき出し率による影響を受けなかった。10$$^{-6}$$から10$$^{-3}$$dpaの範囲における473Kで照射されたV-4Cr-4Ti合金は欠陥クラスターを形成しなかった。F82Hの場合、欠陥成長が既存の欠陥によって抑制される。核分裂中性子照射によるポジトロンの平均寿命は473Kでの核融合中性子照射よりも寿命が短いことが明らかとなった。多くの密集したサブカスケードが核融合中性子照射によって形成され、大きな欠陥クラスターへ成長しないことが明らかとなった。

論文

Reaction kinetics analysis of damage evolution in accelerator driven system beam windows

義家 敏正*; Xu, Q.*; 佐藤 紘一*; 菊地 賢司; 川合 將義*

Journal of Nuclear Materials, 377(1), p.132 - 135, 2008/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:38.28(Materials Science, Multidisciplinary)

800MW熱出力のADSにおけるビーム窓材料の損傷の予測を反応速度論で実施した。パラメータは、STIP-IとII実験でのEC316LNとF82H陽子照射の結果より適合させた。F82Hではバブルの密度はほぼ一定で、大きさが大きくなった。一方、浸入型の転位ループ密度は増え大きさは0.003から300dpaの間で一定であった。EC316LN材もほぼ同様なバブル密度と転位ループ挙動を示した。スエリングは673Kから773Kの間では3dpa以上で照射量に比例して増加することがわかった。

論文

Analytical representation for neutron streaming through slits in fusion reactor blanket by Monte Carlo calculation

佐藤 聡; 真木 紘一*

Fusion Engineering and Design, 65(4), p.501 - 524, 2003/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.55

トカマク型DT核融合炉の代表的な設計例においてブランケットは、メンテナンスや製作性等の観点から多数のモジュールに分割されている。隣り合うモジュール間には幅数cmのスリットが存在する。スリットからの中性子ストリーミングにより真空容器再溶接部のヘリウム生成量や超伝導コイルの核発熱率や照射損傷等が増加し、基準値以上になる懸念がある。本研究では、スリット幅,ブランケットの厚さ及び組成,真空容器の厚さ及び組成,再溶接部のホウ素濃度をパラメータとした真空容器や超伝導コイルの核的応答に対する3次元モンテカルロ法による感度解析を行い、それらを関数としたスリットストリーミングに対する核的応答の簡易的な近似式を導出した。また導出した近似式を基に、遮蔽設計基準値を満足させるための遮蔽構造のガイドラインを明らかにした。

報告書

Development of displacement cross section set for evaluating radiation damage by neutron irradiation in materials used for fusion reactors

真木 紘一*; 佐藤 聡; 川崎 弘光*

JAERI-Data/Code 97-002, 76 Pages, 1997/02

JAERI-Data-Code-97-002.pdf:2.15MB

照射損傷の代表的指標である弾き出し損傷評価に必要な弾き出し断面積セットを、反応のカイネマティクスを用いて算出した。弾き出し断面積セットに内蔵した核種とエネルギー群構造を核融合炉核計算用群定数セットFUSION-J3と同一とし、それぞれ、40核種、125群と42群の二つのセットを作成した。そのセットを用いて、国際熱核融合実験炉ITERを対象に第一壁中性子フルエンス1MWa/m$$^{2}$$に対して、SS316と銅の弾き出し損傷を算出した結果、それぞれ10dpa、13dpaが得られ、過去に特定材料として評価された結果とほぼ一致している。以上より、運転中の中性子束の計算結果をベースに、弾き出し損傷まで通して評価できる核融合核計算システムを構築した。

論文

2-D overall shielding analysis of ITER tokamak machine

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 内海 稔尚*; 飯田 浩正; R.Santoro*

Fusion Technology 1996, 0, p.1587 - 1590, 1997/00

ITERトカマク本体の核特性を、トーラス軸を回転軸としたポロイダル断面モデルを用いての、2次元S$$_{N}$$遮蔽解析により評価した。遮蔽ブランケット、真空容器、上部ポート、水平ポート、下部ポート、ダイバータカセット、トロイダルコイル、ポロイダルコイル、クライオスタット、及び生体遮蔽体を含む解析モデルに対して、中性子及びガンマ線輸送解析を行い、コイル等の核的応答を評価した。開口部に遮蔽プラグを有する水平ポートと、有さない水平ポート(NBIポートを想定)の各々の断面に対して、解析を行った。その結果、トロイダルコイルの核的応答は、絶縁材の吸収線量等のピーク値は、設計基準値を満足したものの、コイル全体の核発熱量は、基準値を上回った。今後、ポート近傍等の遮蔽構造の見直しが必要である。

論文

Evaluation of the environmental gamma-ray dose rate by skyshine analysis during the maintenance of an activated TFC in ITER

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 山田 光文*; 森 清治*; 飯田 浩正; R.Santoro*

Journal of Fusion Energy, 16(3), p.211 - 218, 1997/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

放射化されたトロイダルコイルを、それのみをトーラスから引き抜いた場合と、放射化された真空容器もあわせて引き抜いた場合の、両者に対して、ITER敷地内のガンマ線公衆被曝線量を、2次元S$$_{N}$$スカイシャイン解析により評価した。ITER建家から1kmを敷地境界とした場合、前者の場合は1.1$$mu$$Sv/year、後者の場合は84$$mu$$Sv/yearとなった。前者の場合は、100$$mu$$Sv/yearとした場合の制限値を十分満足している。後者の場合は、一桁の裕度を考慮すると、天井のコンクリートを約14cm(現設計では15cm)厚くする必要がある。

論文

Shielding analysis for toroidal field coils around exhaust duct in fusion experimental reactors

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 関 泰

J. Fusion Eng. Des., 30(3), p.1076 - 1080, 1996/12

国際熱核融合実験炉(ITER)排気ダクト周囲のトロイダルコイル(TFC)に対する遮蔽解析を、2次元SN放射線輸送解析コードDOT3.5を用いて、ダイバータ遮蔽体が無い場合と有る場合に関して行った。ダイバータ遮蔽体が無い場合、排気ダクト周囲のTECの核的応答を1桁減少させるには、排気ダクトの壁厚を約160mm増加させる必要があり、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約480mmの厚さの排気ダクト壁が必要である。140mm幅のスリットを有する480mm厚さのダイバータ遮蔽体を、排気ダクト入口の前に設置することによって、TFCの核的応答は、約1/16になった。ダイバータ遮蔽体が有る場合には、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約290mm厚さの排気ダクト壁が必要である。

論文

核融合炉における核設計

真木 紘一*; 関 泰; 佐藤 聡; 林 克己*

プラズマ・核融合学会誌, 71(10), p.987 - 1001, 1995/10

本講座において、主としてDT燃焼核融合炉を前提として、核設計の主要な項目である、放射線遮蔽設計、ブランケット核設計、誘導放射能の評価法、照射損傷の評価法について、それぞれの課題を明らかにし、その評価方法について述べ、設計例或いは計算例を具体的に述べる。

報告書

Shielding analysis of the ITER/EDA NBI duct

S.Zimin*; 真木 紘一*; 高津 英幸; 佐藤 聡; 常松 俊秀; 井上 多加志; 小原 祥裕

JAERI-Tech 94-015, 37 Pages, 1994/08

JAERI-Tech-94-015.pdf:0.92MB

ITER/EDA設計における中性子粒子加熱(NBI)ポートの遮蔽解析を行った。対象とした設計はトロイダル磁場コイル(TFC)個数24であり、DOT3.5を用いた2次元解析を実施した。先ず、全体モデルにてTFCにおける絶縁材吸収線量、核発熱率、及びNBIポートにおける中性子束の評価を行い、続いてNBI詳細モデルにて、NBIポート内部におけるクライオパネルの核発熱と銅電極の損傷率(dpa)を評価した。解析の結果、現ITER/EDA設計におけるTFC及びNBIポートの核的応答は全て許容値を下回ることが分かった。

論文

Evaluation of radiation streaming through the annular gaps around divertor cooling pipes in fusion experimental reactors

佐藤 聡; 真木 紘一*; 関 泰; 高津 英幸; 森 清治*

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.1039 - 1046, 1994/00

核融合実験炉のダイバータ配管周囲に設置されている円環状のギャップ(配管と遮蔽体の間に設置)を対象に、ストリーミング解析を行った。上部ポートでの、運転停止1日後の線量当量率の低減を目的として、ステップ構造を有する円環状のギャップのストリーミングを評価した。二次元S$$_{N}$$コードDOT3.5で解析した結果、最適なステップ位置は遮蔽体の中間の高さよりやや上側の位置であり、またステップをギャップ幅の2倍程度採れば線量当量率低減に十分有効である事が判った。加えて、運転中の中性子束に関して、DOT3.5から得られた結果と三次元モンテカルロコードMCNPから得られた結果とを比較し、角度分割等の誤差評価を行った。その結果、DOT3.5による結果は、最大で約4倍過小評価している事が判った。上部ポートでの線量当量率は、ステップを設ける事によって、設計基準値25$$mu$$Sv/yを2桁程度下回り、基準値を満足する事が判った。

論文

Evaluation of skyshine dose rate due to gamma-rays from activated cooling water in fusion experimental reactors

佐藤 聡; 真木 紘一*; 関 泰; 高津 英幸; 森 清治*

Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, 0, p.946 - 953, 1994/00

核融合実験炉の第一壁等の冷却水は、運転中放射化され、強力なガンマ線源となる。これらの放射化冷却水は、クライオスタット等の外側まで導かれており、敷地境界での線量当量率を増大させる重要な因子である。そこで、放射化冷却水からのガンマ線による、敷地境界でのスカイシャイン線量当量率及び建家天井の遮蔽性能を評価した。誘導放射能計算コードCINAC、一回衝突線源計算コードGRTUNCL、及び二次元S$$_{N}$$コードDOT3.5を用いて、スカイシャイン解析を行った。天井の厚さを200cmとした場合、1年間の連続運転で、国際熱核融合実験炉(ITER)で想定している敷地境界(建家からの距離が1000m)での線量当量率は約5$$mu$$Sv/yとなり、ITERでの暫定的な基準値100$$mu$$Sv/yを満足する事が判った。また、建家から約250m離れる毎に、スカイシャイン線量当量率は1桁減衰する事が判った。天井の厚さ約45cmで、線量当量率は、1桁減衰する事が判った。

報告書

Two-dimensional over-all neutronics analysis of the ITER device

S.Zimin*; 高津 英幸; 森 清治*; 真木 紘一*; 関 泰; 佐藤 聡; 多田 栄介

JAERI-M 93-141, 75 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-141.pdf:2.22MB

ITER/CDAで設定された炉構造に対してニュートロニクス解析を実施した。2次元輸送計算コードDOT3.5を使用して炉運転中の中性子及びガンマ線束分布、トリチウム増殖比、核発熱を求めた。またCINACコードにより誘導放射能計算を行い、放射能濃度、崩壊熱および炉停止後の生体線量率を求めた。本計算により、炉内および炉周辺の運転中と炉停止後の放射線環境が明らかになり、炉機器の設計条件として有用な情報を提供することができた。

報告書

ITERダイバータ配管周囲のギャップストリーミング解析

佐藤 聡; 真木 紘一*; 関 泰; 高津 英幸; 森 清治*; 黒田 敏公*; S.Zimin*

JAERI-M 93-093, 29 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-093.pdf:0.86MB

核融合実験炉の設計においては、配管等の周囲に10~20mmのギャップが設置される。この様なギャップは放射線ストリーミングの要因となるため、ステップを設ける等の対策がとられる。本報告は、国際熱核融合実験炉(ITER)のダイバータ冷却配管周辺の円環状のギャップを対象に、ストレートなギャップの場合とステップ構造を有するギャップの場合の中性子のストリーミング及び炉停止後の誘導放射能を比較、検討したものである。また、ステップ位置、ギャップ幅及びオフセット比(ステップ幅とギャップ幅の比)を変えた場合のストリーミング解析をし、最適なステップ構造を検討した。この結果最適なステップ位置は、遮蔽体の中間より多少上側の位置であり、ステップのオフセット比をギャップ幅の2倍程度採れば、ストリーミング低域に有効である事が判った。

報告書

核融合炉の遮蔽計算における非均質効果

佐藤 聡; 真木 紘一*; 関 泰; 高津 英幸; 黒田 敏公*; S.Zimin*

JAERI-M 92-093, 53 Pages, 1992/07

JAERI-M-92-093.pdf:1.54MB

トカマク型核融合炉のインボート部の超電導コイルに対する遮蔽特性評価における、均質モデルを用いた場合と非均質モデルを用いた場合との遮蔽特性の相異、すなわち非均質効果を検討した。遮蔽体領域の厚さを一定とし、遮蔽体領域を構成するステンレス鋼と冷却水層の各々の厚さを変えた場合、各層の厚さが増加するに従い非均質効果は増加する。遮蔽体領域内部の各層の厚さを一定とし、遮蔽体領域全体の厚さを変えた場合、厚さが増加するに従い、非均質効果は増加し、また飽和する傾向を示す。遮蔽体領域、及び遮蔽体領域内部の各層の厚さを一定とし、ブランケット領域の厚さを変えた場合や補助遮蔽体であるボロンカーバイド及び鉛遮蔽体層を追加した場合には、非均質効果の変化は殆どない、また国際熱核融合実験炉ITER概念設計において検討された構造に対するインボード遮蔽体構造の非均質効果は、30%程度であることがわかった。

報告書

Some ITER shield problems examination

S.Zimin*; 佐藤 聡; 真木 紘一*; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 関 泰

JAERI-M 92-063, 45 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-063.pdf:1.4MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計(CDA)においては、超電導コイルや分解修理時の作業員近傍に対する保護等を目的として種々の遮蔽検討が実施された。しかし、次の工学設計段階(EDA)に向かう設計の詳細化に伴い残された問題点も多いと考えられる。ここでは、CDA終了後、設計の詳細化を目的として日本において進められた検討を基に、CDAでの設計の問題点に対する解決案を示すと共に、さらに詳細な検討を要する事項を明らかにした。

報告書

Japanese contributions to blanket design for ITER

黒田 敏公*; 吉田 浩; 高津 英幸; 関 泰; 野田 健治; 渡辺 斉; 小泉 興一; 西尾 敏; 真木 紘一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 91-133, 191 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-133.pdf:5.79MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は、1990年12月を以て3年間に渡る活動を終了した。この報告書はITERの概念設計の内、トリチウム増殖ブランケットに対する日本の設計検討をまとめたものである。日本は従来よりセラミック増殖材(Li$$_{2}$$O)をペブル形状で充填するブランケットを提案している。本設計においては、中性子増倍材(ベリリウム)をやはりペブル形状とし、Li$$_{2}$$Oペブルと混合して充填する方式および増殖材と増倍材の共存性が問題となった場合にこれを回避することを考えた分離充填方式(多層型)の2案について検討した。これらの構造概念を示すと共に、核および熱流動、強度特性に対する解析を実施し、トリチウムインベリ評価、製作性の検討を行った。正味トリチウム増殖比はいずれのブランケットも~0.8であり、外部からの供給と合わせ、ITERの運転に対するトリチウム燃料の供給を行える見込みである。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); 炉本体構造設計

小林 武司; 山田 政男; 溝口 忠憲*; 井村 泰也*; 佐川 準基*; 真木 紘一*; 渡辺 隆*; 森 清治*; 安達 潤一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 87-139, 355 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-139.pdf:8.78MB

本報告書は、昭和59,60年度に引き続き実施された核融合次期装置(FER)炉本体構造設計に関しての報告である。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); 炉本体構造設計の重要検討課題

小林 武司; 山田 政男; 溝口 忠憲*; 井村 泰也*; 佐川 準基*; 真木 紘一*; 渡辺 隆*; 森 清治*; 安達 潤一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 87-138, 155 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-138.pdf:3.62MB

本報告書は昭和61年度核融合次期装置の炉本体構造設計に係る重要検討課題の報告である。

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