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論文

Preliminary evaluation of local structure and speciation of lanthanoids in aqueous solution, iron hydroxide, manganese dioxide, and calcite using the L$$_{3}$$-Edge X-ray absorption near edge structure spectra

太田 充恒*; 田中 万也; 津野 宏*

Journal of Physical Chemistry A, 122(41), p.8152 - 8161, 2018/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)

本研究では、L$$_{3}$$吸収端XANESスペクトルを用いて水溶液, 鉄水酸化物, マンガン酸化物及び炭酸カルシウム中のランタノイドの局所構造解析を行った。XANESスペクトルピークの半値幅(FWHM)はランタノイドの配位数の増加とともに減少した。しかし、こうした関係は厳密ではなく、むしろ化学形(配位子)の違いによるものと考えられた。そこでFWHMの大小関係を5d電子軌道の結晶場理論や縮退の観点から評価した。その結果、FWHMの系統的な変化は配位子によって引き起こされる結晶場分裂により説明できることが明らかとなった。本研究の結果は、XANESスペクトルの半値幅を用いることによりEXAFSのような直接的な局所構造解析法よりもより簡便にランタノイドの化学種解析を行うことができることを示した。

報告書

JRR-3熱交換器ボール洗浄方式の効率化の検討

太田 和則; 池亀 吉則; 大和田 稔; 福島 学; 大場 敏充; 竹内 真樹; 今橋 正樹; 村山 洋二

JAEA-Technology 2008-023, 31 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-023.pdf:3.3MB

JRR-3熱交換器はシェルアンドチューブ型であり、管側を2次冷却材が流れる構造となっている。洗浄方法はボール洗浄方式であり、高圧力で流れる2次冷却材中に混入させたスポンジボールによって伝熱管内部の汚れを剥離する方法である。熱交換器の性能低下は、1次冷却材炉心出口温度の上昇をもたらし、原子炉の安全安定運転に影響を与えるおそれがある。これまでの洗浄データをもとに、熱交換器洗浄方法の効率化の検討を行った。その結果、最適な洗浄ボールの種類や洗浄時間の決定方法等が明らかとなった。

論文

Improvement of tritium accountancy technology for the ITER fuel cycle safety enchancement

大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.519 - 525, 2000/03

 被引用回数:20 パーセンタイル:44.71(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER(国際熱核融合実験炉)の燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い、制御をより良いものにするため「その場」での効率的なトリチウム計量技術が原研トリチウム工学研究室で開発された。レーザーラマン分光法を用いた燃料プロセスガスの遠隔・多点分析法が開発、試験され、120秒の測定時間に0.3kPaの検出限界で水素同位体を測定できることが実証された。25gのトリチウム貯蔵容量を持った「通気式」熱量ベッドが開発され、100gのトリチウム貯蔵容量を持ったベッドの設計においてもITERで要求される検出限界1%(1g)を満足することを実証した。これらの計量技術の開発はITER工学設計活動の下で行われ、それぞれITERの最終設計において取り入れられている。本論文においては、それぞれのシステムの概要及び実証試験の結果について述べた。

論文

Development of a tritium fuel processing systems using an electrolytic reactor for ITER

山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 有田 忠昭*; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 小西 哲之; 榎枝 幹男; 大平 茂; 林 巧; et al.

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.515 - 518, 2000/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:81.13(Physics, Fluids & Plasmas)

原研トリチウムプロセス研究棟では、1987年より、10gレベルのトリチウムを用いて、核融合炉のトリチウム技術に関する研究開発を進めている。ITERトリチウムプラントは、燃料精製、同位体分離、水処理、空気中トリチウム除去系等からなるが、燃料精製について、パラジウム拡散器と電解反応器からなるシステムを考案・検討した。トリチウムプロセス研究棟において、核融合炉模擬燃料循環ループを構築し、この燃料精製システムの実証試験に、ITERの1/15規模の処理流量で成功した。また、同位体分離システム、ブランケットトリチウム回収システムについても研究開発を進めている。

論文

Demonstration of the integrated fusion fuel loop at the tritium process laboratory of the Japan Atomic Energy Research Institute

山西 敏彦; 小西 哲之; 林 巧; 河村 繕範; 岩井 保則; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 大平 茂; 中村 博文; 小林 和容; et al.

Fusion Technology, 34(3), p.536 - 540, 1998/11

原研トリチウムプロセス研究棟において核融合炉燃料循環模擬ループを組み上げ、ITER条件での試験を行った。模擬ループは、電解反応器及びパラジウム拡散器を用いた燃料精製システム,深冷蒸留塔を用いた同位体分離システムから成る。模擬プラズマ排ガスとして、水素同位体混合ガス(トリチウム量1g)にメタン等不純物を添加してループに供給し、実証試験を行った。その結果、燃料精製システムから純粋な水素同位体のみを同位体分離システムに送ること,同位体分離システムからトリチウムを含まないHを抜き出すことを実証した。今回新たに得られた実証試験結果としては、電解反応器によりメタンを分解して水素として回収すること,同位体分離システムに設置したレーザーラマンにより、遠隔実時間分析が可能であることを示したことが挙げられる。

論文

Improvement of tritium accountancy technology for the ITER fuel cycle safety enhancement

大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.

Fusion Energy 1998, 3, p.1069 - 1072, 1998/10

ITERの燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い及び制御技術向上のためにより効率的なトリチウムの「その場」分析・計量技術を開発・実証する必要がある。このため原研トリチウムプロセス研究棟において同位体分離システム(ISS)やトリチウム貯蔵システム(TSS)におけるトリチウム分析・計量技術をITER工学設計活動の一環として実施した。光ファイバーを用いたレーザーラマン分光分析システムにより、4つの測定点での同時ガス分析が、リアルタイムにサンプルガスを取る必要もなく、しかも高精度に行えることを実証した。また、通気式熱量計量ベッドを開発し、ベッド内を流通するヘリウム流の出入口の温度差によりトリチウムをその場で精度良く計量可能であることを実証した。これらのシステムはITERの分析・計量システムあるいは貯蔵・計量システムとして、その設計に採用された。

論文

Development of a 13T-46kA Nb$$_{3}$$Sn conductor and central solenoid model coils for ITER

高橋 良和; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 杉本 誠; 礒野 高明; 押切 雅幸*; 河野 勝己; 小泉 徳潔; et al.

Fusion Engineering and Design, 41(1-4), p.271 - 275, 1998/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:59.81(Nuclear Science & Technology)

原研において、ITER-EDAのもと、中心ソレノイド(CS)モデル・コイルを開発している。本コイル閉導体は、Nb$$_{3}$$Snが用いられ、ほぼ完成しつつある。導体接続部、熱処理及び巻線技術のR&Dが行われ、それぞれの技術が確立された。これを踏まえて、外層モジュール(8層)の最初の1層の巻線が完成した。本コイルは、1998年に完成し、原研の試験装置において実験が行われる予定である。

論文

Improved tokamak concept focusing on easy maintenance

西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 関 泰; 新谷 吉郎*; et al.

Fusion Engineering and Design, 41, p.357 - 364, 1998/00

 被引用回数:51 パーセンタイル:3.98(Nuclear Science & Technology)

トカマク炉は保守が困難であるとの指摘がなされており、その原因としては、以下の3つが考えられる。(1)プラズマ周辺機器に作用する電磁力。これは電磁力に耐える強固な支持機械と容易な着脱性を同時に満足することが困難なことによる。(2)保守作業中の高い放射線環境条件。このような環境下で実用に耐える材料および機器は極めて限られる。(3)トカマク装置の幾何形状の複雑さ。トカマク装置の主要機器は互いに交鎖しており、かつ機器配置が窮屈である。これを克ふくするために高アスペクトで、SiC/SiC材料を用いたトカマクを提案した。

論文

核融合って何だろう?

太田 充

TES Mag., p.44 - 49, 1997/00

核融合の研究開発を国民に理解してもらう一助として「核融合」を分かりやすく解説した。

論文

核融合炉工学技術の開発と展望

太田 充

日本機械学会誌, 98(922), p.759 - 761, 1995/09

日本機械学会誌に特集テーマ「21世紀に向けての新しいエネルギ開発」の一つとして核融合炉技術の開発と展望を投稿する。トカマク型核融合炉とレーザ核融合炉の技術課題のうち構造、材料、除熱、燃料ペレットなど機械工学に関係の深い分野に焦点を絞って開発の現状と展望を述べる。

論文

Test results of X2242 and X2274 high power tetrodes with the JT-60 ICRF amplifier in a frequency range of 110-130MHz

森山 伸一; 小川 芳郎*; 藤井 常幸; 安納 勝人; 篠崎 信一; 寺門 正之; 木村 晴行; 三枝 幹雄; 永島 孝; 太田 充; et al.

Fusion Engineering and Design, 19, p.41 - 52, 1992/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:33.42(Nuclear Science & Technology)

JT-60ICRF加熱装置を用いて、新開発の大電力四極管VarianElMAC X2242及びX2274の特性試験を日米協力の下で行った。現在同加熱装置は、VarianElMAC8973を用いて、四極管1本当たり0.75MW(108~132MHz)の出力が可能である。新四極管は、8973と寸法が同一で、グリッド材質を大きな損失に耐えられる等方性黒鉛に変更したものである。新四極管の試験のために、電源及びキャビティの改造を行った。試験目標は、1.5MW5秒間(130MHz)の出力確認と、アンテナ負荷を模擬したVSWR$$>$$1の負荷に対する四極管の挙動を調べることである。X2242を用いた第1回目の試験では、遮蔽グリッド電極の過熱が問題となったが、同電極の形状を変更しアノード冷却効率も改善した改良管X2274を用いた第2回目の試験では目標を上回る、1.7MW5.4秒(131MHz)の出力を確認した。負荷VSWR$$>$$1での損失の増加も実用上全く問題の無いレベルであることを確認した。

論文

Construction and testing of the new multijunction LHRF launcher for JT-60 upgrade

関 正美; 池田 佳隆; 小西 一正*; 今井 剛; 高橋 春次; 横倉 賢治; 沢畠 正之; 菅沼 和明; 佐藤 稔; 藤城 賢司*; et al.

Fusion Technology 1990, p.1060 - 1064, 1991/00

高効率の電流駆動を目指して高周波特性のよいランチャを製作するためには、導波管の薄い「仕切り板」の変形を極力抑えられる製作技術の確立が重要であった。JT-60Uの新型マルチジャンクションLHRFランチャの製作にあたっては、拡散接合を応用した製作技術を開発しその有用性をプロトタイプにて確認するとともに実機に採用した。製作されたランチャを使って高周波の性能試験を行い、位相量とパワー分配比が測定されその誤差は高帯域の周波数にわたって許容範囲内にあり、ほぼ設計値の放射スペクトルが期待され実験条件に合わせて最適のスペクトルが選択できる。大電力の高周波パワーを真空容器内に入射することによって耐電力試験を行いながら同時にランチャーのプリエーシングを順調に進め、単パルスながら入射パワーが一導波管当り~400kWまでに達した。このパワーは、実機の最大運用値の約1.6倍にもなり、電流駆動実験等において安定に大電力のパワーを入射できると期待できる。JT-60Uの高温度プラズマにて本ランチャによる電流駆動実験により、定常化トカマクへのデータベースが得られると思われる。

論文

Upgrade of JT-60 ICRF heating system

藤井 常幸; 小林 則幸*; 森山 伸一; 三枝 幹雄; 安納 勝人; 篠崎 信一; 寺門 正之; 木暮 重幸*; 小川 芳郎*; 若林 邦朗*; et al.

Fusion Technology 1990, Vol.1, p.1171 - 1175, 1991/00

JT-60の改造(JT-60U)に伴う、JT-60ICRF加熱装置の改造についてまとめたものである。ICRF加熱装置の主要部であるアンテナとインピーダンス整合器の改良を行なった。JT-60U用アンテナは、Hモードのようなプラズマ密度が周辺で急峻に立ち上がっている場合でも十分な結合抵抗(2$$Omega$$以上)が得られるように設計された。インピーダンス整合器は、大電力移相器とスタブチューナとの組合わせとし、耐電圧特性を向上させた。さらに、周波数フィードバック制御による整合回路を組合わせた。これにより、負荷のアンテナインピーダンスの速い(約3ms)変化に十分対応することができ、かつ、容易にインピーダンス整合をとることができる。これらの機器は、すでに製作され、40kV、1秒の耐電圧試験を終え、その健全性が確認されている。

報告書

JT-60用その場コーティング装置

小原 建治郎; 川崎 幸三; 平塚 一; 黒田 猛*; 太田 和也*; 三代 康彦; 大久保 実; 太田 充

JAERI-M 88-117, 77 Pages, 1988/07

JAERI-M-88-117.pdf:2.72MB

1987年2月に完成したJT-60用その場コーティング装置は、JT-60第1壁上の損耗した炭化チタン膜を、その場、即ちJT-60真空容器内で補修することも主目的とする他、チタンフラッシュ機能、及び観察機能をあわせ持つ。装置は、4軸を有するマニプレータを主体に構成され、高温(~300$$^{circ}$$C)、高真空(~10$$^{-6}$$Pa)下で運転される。真空中で物体を駆動する例は、半導体製造工程や、宇宙用機器にも見られるが、その場装置のように、高温、高真空下で駆動する例は他では見られない。本報告では、装置の概要について述べるとともに、本装置を使用して実施したチタンフラッシュの結果についても簡単に述べる。

論文

JT-60真空容器加熱冷却装置の設計製作と性能試験

清水 正亜; 清水 徹*; 秋野 昇; 山本 正弘; 高津 英幸; 大久保 実; 安東 俊郎; 太田 充; 梶浦 宗次*; 松本 潔

日本原子力学会誌, 29(12), p.1108 - 1115, 1987/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

臨界プラズマ試験装置JT-60の真空容器の加熱冷却装置及びその試験結果について述べる。JT-60の真空容器には超高真空対策の一つであるベーキングなどのために最高500$$^{circ}$$Cまで加熱でき、かつ比較的短時間で冷却可能な加熱冷却装置を設けた。加熱には電気ヒータ、冷却には水または窒素ガスを用いた。現地における真空容器組立後のベーキング試験の結果、到達温度、昇温時間、温度分布などは目標値を十分に満足し、また到達圧力、放出ガス速度なども仕様を満し、ベーキング後の真空リークもすべて検出感度以下であった。また、昇降温時の熱膨張変位に対して摺動部も正常に作動することを確認した。

論文

JT-60ガス注入装置・予備電離装置の性能特性

川崎 幸三; 平塚 一; 芹沢 保典*; 太田 充; 安光 直樹*; 深海 庸考*; 水口 忠良*; JT-60チーム

日本原子力学会誌, 29(11), p.999 - 1007, 1987/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

臨界プラズマ試験装置(JT-60)のガス注入装置及び予備電離装置には、プラズマ生成及び制御のため、高速応答、高制御精度などが必要である。さらに、これらは、真空容器の近傍に設置されており、高温・高磁場下での再現ある作動が必要である。JT-60では、プラズマ実験開始に先駆けて約4ヶ月のガス注入装置及び予備電離装置の性能試験を実施した。その結果、圧電素子弁の場合0.533Pam$$^{3}$$/Sから53.3Pam$$^{3}$$/Sまでのガス注入量、5mS以下の応答速度、4%以下のガス注入制御精度を得た。また、高速電磁弁でも、9.3$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~4Pam$$^{3}$$のガス注入量、5ms以下の応答速度を得た。電子入射型及びJXB型予備電離装置では、磁場中でも約280mA及び52Aの放電電流を得るとともに、真空リーク試験、絶縁耐電圧試験などでも当初の設定仕様を満足する結果を得た。

論文

Design and related experiments of JT-60 divertor coils

安東 俊郎; 大久保 実; 中村 幸治; 清水 正亜; 太田 充; 渡辺 隆*; 照山 量弘*

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(9), p.730 - 741, 1987/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:80(Nuclear Science & Technology)

臨界プラズマ試験装置JT-60のダイバータコイルの工学設計およびその熱的、機械的性能の実験による評価について報告する。設計では、セパラトリクス磁場配位、コイルの電磁力、応力、冷却、過電圧、コイルケースおよび熱保護板の誘導電流、電磁力、応力、ベーキング時およびプラズマ実験運転時のコイルケースへの入熱、温度上昇、熱除去などに関する検討結果を記述する。また、コイル導体溶接部の強度改善に関する技術開発、導体渡り部の補強効果、コイルケース内部指示構造のスライド特性、ベローズの曲げ特性、コイルケースおよび熱保護板の熱特性に関する実験結果について述べる。これらの検討評価の結果、本コイルは設計仕様を満足することを確認した。また,JT-60本体コイルの通電試験において、本コイルは設計定格の通電を実施し、その健全性を確認した。

論文

The JT-60 tokamak machine

太田 充; 阿部 哲也; 秋野 昇; 安東 俊郎; 新井 貴; 人見 信征*; 平塚 一; 堀江 知義; 細金 延幸; 飯島 勉; et al.

Fusion Engineering and Design, 5, p.27 - 46, 1987/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.34(Nuclear Science & Technology)

本稿は、1973年の概念設計から1985年の完成までのJT-60本体の設計と建設を述べたものである。

論文

Wall conditioning in JT-60

新井 貴; 山本 正弘; 秋野 昇; 児玉 幸三; 中村 博雄; 新倉 節夫*; 高津 英幸; 清水 正亜; 大久保 実; 太田 充; et al.

Journal of Nuclear Materials, 145-147, p.686 - 690, 1987/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:43.26

JT-60の建設時期からの真空容器の清浄化処理および昭和60年4月~6月の運転期間における放電洗浄の効果について述べる。 JT-60の放電洗浄は、弱電流パルス放電洗浄であり、パラメータサーベイの結果、真空容器圧力5$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$Pa程度ガス流量にして1.0Pam$$^{3}$$/s程度、トロイダル磁場0.45T、プラズマ電流30KA、放電時間40msの条件にて行われた。また真空容器を高温にして放電洗浄効果を高めた。 これにより、実験放電は、ダイバータ有の場合、プラズマ電流1.85MA、プラズマ密度5.7$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$コ/m$$^{3}$$を得ることができた。

論文

JT-60真空容器建設途上の真空管理

山本 正弘; 清水 正亜; 新井 貴; 中村 博雄; 安東 俊郎; 荻原 徳男; 高津 英幸; 能代谷 彰二*; 大久保 実; 秋野 昇; et al.

日本原子力学会誌, 29(7), p.634 - 641, 1987/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JT-60の主目的は、ダイバータ配位でHモード(第2段加熱下でも閉じ込め時間が低下しない効率加熱モード)を得て臨界プラズマ条件を達成することにある。本報告は、JT-60黒鉛製第一壁の設計製作に関するものである。ここでは、特に、黒鉛製第一壁を用いる上で重要と考えられる放出ガス速度の測定と耐熱衝撃性試験に関して報告するとともに構造変化の現状を報告する。

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