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論文

Corrosion behavior of F82H exposed to high temperature pressurized water with a rotating apparatus

金井 亮彦*; 笠田 竜太*; 中島 基樹; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 榎枝 幹男; 小西 哲之*

Journal of Nuclear Materials, 455(1-3), p.431 - 435, 2014/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

The present study reports the compatibility of a reduced-activation ferritic steel F82H exposed to high temperature pressurized water using a rotating disk apparatus at 573 K. Every rotated sample reduces their weight due to water flow. Cross-sectional observations revealed that difference of apparent rotating speed on the microstructural change is limited.

論文

Compatibility of Ni and F82H with liquid Pb-Li under rotating flow

金井 亮彦*; Park, C.*; 登尾 一幸*; 笠田 竜太*; 小西 哲之*; 廣瀬 貴規; 野澤 貴史; 谷川 博康

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1653 - 1657, 2014/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.96(Nuclear Science & Technology)

The present study reports the compatibility of a reduced-activation ferritic steel F82H and Ni exposed to liquid Pb-Li flow using a rotating disk apparatus at 873 K. Cross-sectional observations revealed that grain boundary attack of Pb caused a liquid metal embrittlement of Ni and formation of pitting holes and Cr-depleted zone in F82H.

論文

ITERテストブランケットモジュール計画の世界的動向

小西 哲之*; 榎枝 幹男

プラズマ・核融合学会誌, 90(6), p.332 - 337, 2014/06

ITER/TBM計画は、核燃焼プラズマ環境において、燃料トリチウムの増殖回収と、高品質熱エネルギーへの変換取り出しを実証し、またその性能を評価することを目的としており、ITERにおける研究の主要目的の一つである。国際共同作業で一つの装置を共有する燃焼プラズマ実験と異なり、各参加極が、異なる概念・構造のブランケットモジュールを持ち寄り、それぞれに異なる次期計画に向けて試験を行う、国際競争の面を持つ。ITERの炉内機器として3つのポートに2個ずつ、計6個の異なるモジュールが運転初期から設置されて、まず電磁環境での試験を行う。DT燃焼においては核融合中性子を用いて核融合エネルギーの実現性を検証する。わが国は原型炉に向け、TBMとして水冷却固体増殖ブランケットの開発を行っている。構造材にF82H鋼、増殖材にLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球(ぺブル)、中性子増倍材にBe微小球(ぺブル)を用いる。設計と製作技術の開発はほぼ終了し、現在は安全解析などのITERへの設置準備を進めている。

論文

Neutronics of SiC-LiPb high temperature blanket for tritium production

Kwon, S.*; 佐藤 聡; 笠田 竜太*; 小西 哲之*

Fusion Science and Technology, 64(3), p.599 - 603, 2013/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:76.57(Nuclear Science & Technology)

リチウム鉛ブランケットモジュールのトリチウム生成及び増殖特性を、中性子輸送計算コードMCNP及び核融合評価済み核データライブラリーFENDL2.1を用いて評価した。計算結果から、炭化ケイ素及びリチウム鉛ブランケットコンセプトで、充分なトリチウム増殖比が得られることがわかった。また、遮蔽性能や核発熱率も評価した。

論文

Tritium permeation behavior in SiC/SiC composites

磯部 兼嗣; 山西 敏彦; 小西 哲之*

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1012 - 1015, 2010/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.15(Nuclear Science & Technology)

SiC/SiC複合材料の一つであるNITE-SiC/SiCのトリチウム透過について、低水素分圧及び軽水素で希釈された場合の透過挙動を調べた。トリチウムを用いることで、0.6Paの低水素分圧における水素透過を測定することに成功し、その定常透過フラックスが9.5$$times$$10$$^{-12}$$[mol/m$$^{2}$$sec]であることを明らかにした。トリチウムを軽水素で希釈した場合、同一のトリチウム分圧(0.6Pa)であっても、希釈度が増加するに伴い透過フラックスが減少することが明らかになった。

論文

Fuel cycle design for ITER and its extrapolation to DEMO

小西 哲之*; Glugla, M.*; 林 巧

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.954 - 958, 2008/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:27.24(Nuclear Science & Technology)

ITER is the first fusion device equipped with a complete deuterium tritium fuel cycle that continuously provides fuel to the burning plasma while reprocessing its exhaust using 3 kg of tritium on site. For the tritium safety, a multiple barrier concept for confinement with detritiation systems is applied. Major part of the fusion tritium system will be verified with ITER. Toward the DEMO plant that will generate energy and operate its closed fuel cycle, breeding blanket and power train will be the major addition. Although essential process components will be similar to those to be developed for ITER, tritium inventory control and sustain the fuel supply, and minimizing environmental release will bring another level of technical challenge. The dedicated isotope separation system and adequate system for accountancy should be required as a control of tritium production. For the tritium confinement, also blanket, its coolant, and generation systems will be the critical systems.

論文

核融合の研究開発

牛草 健吉; 関 昌弘; 二宮 博正; 乗松 孝好*; 鎌田 裕; 森 雅博; 奥野 清; 柴沼 清; 井上 多加志; 坂本 慶司; et al.

原子力ハンドブック, p.906 - 1029, 2007/11

原子力ハンドブックの第VIII章核融合の研究開発において、核融合炉の概念,炉心プラズマ物理と炉心制御技術,国際熱核融合実験炉(ITER)計画,核融合ブランケット技術,核融合燃料循環処理技術,核融合炉用材料技術,核融合動力炉概念とシステム工学課題について、研究の現状を解説する。

論文

Fundamental study on purity control of the liquid metal blanket using solid electrolyte cell

山本 善彦*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 磯部 兼嗣; 山本 靖*; 小西 哲之*

Fusion Science and Technology, 52(3), p.692 - 695, 2007/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.6(Nuclear Science & Technology)

固体電解質(イオン導電体)を用いた液体金属中の酸素,水素の濃度測定及び制御を目的として、プロトン導電体であるSrCe$$_{0.95}$$Yb$$_{0.05}$$O$$_{3-x}$$と酸素イオン導電体であるイットリア安定化ジルコニアの基礎的な電気化学特性(分圧に対する起電力,イオン導電率等)を測定し、イオン導電体を用いた測定デバイスの実現性について検討した。

論文

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて

高村 秀一*; 門 信一郎*; 藤井 隆*; 藤山 寛*; 高部 英明*; 足立 和郎*; 森宮 脩*; 藤森 直治*; 渡辺 隆行*; 林 泰明*; et al.

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて, P. 164, 2007/03

核融合並びにプラズマに興味を持ってもらい、またその有用性,将来性を広く理解してもらうための一般向け解説書として、プラズマ・核融合学会の企画(日本実業出版社から出版予定)に共同執筆で出版するものである。読者の対象範囲は、理科に興味を持つ高校生,大学生・一般社会人,ある種のプラズマに仕事で関連している人で、他分野からのヒントを求める人など、広い層に読んでもらえることを想定している。(目次:はじめに/プラズマってなんだ?/プラズマ技術のひろがり/実験室の超先端プラズマ/核融合プラズマエネルギーとは?/プラズマエネルギーへの道/核融合プラズマエネルギー発電所を目指して/プラズマエネルギーと未来社会)

論文

Characterization of JT-60U exhaust gas during experimental operation

磯部 兼嗣; 中村 博文; 神永 敦嗣; 都筑 和泰; 東島 智; 西 正孝; 小林 靖典*; 小西 哲之*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.827 - 832, 2006/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:42.04(Nuclear Science & Technology)

トカマク試験装置の排ガス組成を知ることは、今後の核融合装置の燃料循環処理系の最適化設計を検討していくうえで非常に重要である。今回、2003年から2004年にかけて実施されたJT-60U試験運転時の排ガス組成を測定し、プラズマ放電内容との相関を調査した。排ガス中における水素同位体の濃度は、放電ごとにピーク値を持ち、高性能プラズマや長時間運転で高い値を示す傾向が見られた。一方、ヘリウムや炭化水素などの不純物成分は、ディスラプション時やグロー放電,テイラー放電といった壁調整放電時に高い濃度で検出された。また、通常のプラズマ放電においても、水素同位体と同様に高性能プラズマや長時間運転で高い濃度を示す傾向が見られ、最大で8%の炭化水素濃度が測定された。

論文

Overview of design and R&D of test blankets in Japan

榎枝 幹男; 秋場 真人; 田中 知*; 清水 昭比古*; 長谷川 晃*; 小西 哲之*; 木村 晃彦*; 香山 晃*; 相良 明男*; 室賀 健夫*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.415 - 424, 2006/02

 被引用回数:59 パーセンタイル:2.61(Nuclear Science & Technology)

我が国のブランケット開発は核融合会議において策定された開発計画に従って、固体増殖ブランケットを第一候補に、液体増殖方式を先進的な候補として開発を進めるものである。ITERをテストベッドとし、試験モジュールを試験するテストブランケット試験計画の作業部会においても、我が国として主体的に試験に参加し、試験を実施するために、試験モジュールの設計と研究開発を両候補ブランケットについて進め、固体増殖方式では要素技術開発が終了、液体増殖方式では、最重要課題の解明が進んできた。本報告は、日本におけるテストブランケットの設計と研究開発の最新の成果を総合的に取りまとめ報告するものである。

論文

発電実証プラント段階の工学課題ととりくみ

高津 英幸; 小西 哲之*

プラズマ・核融合学会誌, 81(11), p.837 - 902, 2005/11

核融合実験炉(ITER)の次の段階である発電実証プラントに向けた工学課題のうち、発電ブランケットと構造材料開発以外の工学課題に関して、その目標と研究開発の現状を解説する。具体的には、高熱負荷機器,超伝導磁石,トリチウム・システム,加熱電流駆動技術,遠隔保守技術をおもに取り上げ、それらの技術課題に関して、ITERの目標性能と比較することにより発電実証プラント段階で要求される性能を紹介し、併せて、現在実施されている研究開発の現状と今後の見通しを述べる。

論文

魅力ある実用化を目指した先進的技術課題

飛田 健次; 小西 哲之*; 時松 宏治*; 西尾 敏; 日渡 良爾*

プラズマ・核融合学会誌, 81(11), p.875 - 891, 2005/11

核融合が将来の市場導入を考えたときに求められるであろう要件とそれへの対応を考察した。まず、世界エネルギーモデルに基づいて核融合が市場に導入された場合の電力シェア予測を示し、核融合の重要な意義とされる地球温暖化抑制に対する寄与を定量化した。このような将来予測はエネルギー供給コスト最小化という尺度での合理的な解ではあるが、実際の市場がこのような原理に従うとは考えにくい。核融合の導入を想定する今世紀半ばはエネルギー市場の大規模な拡大と脱化石燃料というエネルギー供給構造の一大変革期であり、新エネルギー技術に対する各国のエネルギー戦略が色濃く反映されることに留意する必要がある。このような視点から、国内市場及び世界市場への核融合の市場参入シナリオを考察した。また、核融合が市場に受け入れられた後、そのシェアを拡大していくために求められる革新技術として、炉心プラズマの高ベータ化,ブランケット高性能化等について解説した。

論文

Tritium release behavior from JT-60U vacuum vessel during air exposure phase and wall conditioning phase

磯部 兼嗣; 中村 博文; 神永 敦嗣; 東島 智; 西 正孝; 小西 哲之*; 西川 正史*; 田辺 哲朗*

Fusion Science and Technology, 48(1), p.302 - 305, 2005/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:88.39(Nuclear Science & Technology)

核融合炉真空容器内トリチウムインベントリー低減・制御技術開発の一環として、水分濃度を管理した空気をJT-60U真空容器内に封入した場合のトリチウムの壁面からの放出挙動を観測した。トリチウムの放出は300ppmから水分濃度の上昇とともに促進されることがわかり、3400ppmにおいては13MBqのトリチウム放出量となった。この放出量は、放電洗浄によるトリチウム除去運転で最もトリチウム放出量の多かった5時間の水素雰囲気グロー放電に匹敵し、水との同位体交換反応により容易にトリチウムが除去されることを確認した。また壁調整運転の一環として、水素,ヘリウム及びアルゴンガスを真空容器内にパージさせた場合の排ガス中におけるトリチウム濃度も測定した。その結果、排ガス中におけるトリチウム濃度は、ガス種や導入圧力にかかわらず、約0.1Bq/cm$$^{3}$$であった。このことから、単なる水素ガスパージでは、同位体交換反応によるトリチウム除去を期待できないことが判明した。

論文

Plan and strategy for ITER blanket testing in Japan

榎枝 幹男; 秋場 真人; 田中 知*; 清水 昭比古*; 長谷川 晃*; 小西 哲之*; 木村 晃彦*; 香山 晃*; 相良 明男*; 室賀 健夫*

Fusion Science and Technology, 47(4), p.1023 - 1030, 2005/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.93(Nuclear Science & Technology)

1999年に核融合会議により策定されたブランケット開発計画では、固体増殖ブランケットを核融合発電実証プラントの第一候補と位置づけ、原研が中核機関として開発を行っている。また、大学,核融合科学研究所が液体ブランケットなどの先進的なブランケット開発を担当し、開発を進めている。ITERのテストブランケットモジュール試験は、ブランケット開発の最重要マイルストンであり、原研,大学,核融合科学研究所により、種々の方式のブランケット開発が進められている。本報告では、以上の背景の下に日本において開発中のITERテストブランケット試験計画と戦略について報告する。

論文

核融合関連材料と水素

長崎 正雅*; 山口 憲司; 小西 哲之*

日本原子力学会誌, 46(11), p.770 - 779, 2004/11

プラズマ-壁相互作用,固体増殖材におけるトリチウム生成とその回収など、核融合炉材料と水素の間で繰り広げられる重要な現象に着目しつつ、これを素過程の観点より概観した。核融合炉材料として用いられる材料は、金属から、黒鉛や酸化物系セラミックスなど多岐にわたるため、まず、共通する知識のベースを確認したうえで、個々の材料や現象の特異性に依拠する事象を明らかにするというアプローチを採用した。材料と水素の問題は古くから研究されている問題ではあるが、最後に、核融合環境下での特異性に関連して解明が求められている点を列挙した。

論文

Waste management for JAERI fusion reactors

飛田 健次; 西尾 敏; 小西 哲之*; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1610 - 1614, 2004/08

 被引用回数:12 パーセンタイル:34.46(Materials Science, Multidisciplinary)

埋設処分すべき放射性廃棄物を低減するため、核融合炉がとるべき実用的方策の検討を行った。低アスペクト炉は炉の構成に必要な鉱物資源総量が少ないため、廃棄物という観点だけでなく、地球規模の鉱物資源節約という長期的視野でみたとき優位である。遮蔽強化により遮蔽外部の重量構造物をクリアランス廃棄物化することは、核融合廃棄物のリサイクル市場を拡大するうえで重要である。また、中性子遮蔽,液体金属増殖材は廃棄処分する場合にはその大部分を余裕深度管理しなければならないが、再利用するとすればこれらは比較的簡単な処理ののち次世代炉での利用が可能と考えられる。これらの方策を統合すると、低アスペクト炉VECTORから発生する埋設処分すべき廃棄物は、1,685トンまで低減できる。

論文

核融合ブランケットを創る

小西 哲之*; 木村 晃彦*; 秋場 真人; 中村 博雄; 長坂 琢也*; 室賀 健夫*; 長谷川 晃*; 松井 秀樹*

日本原子力学会誌, 46(5), p.311 - 322, 2004/05

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合中性子照射による材料特性や材料寿命の実証のための核融合炉模擬の高エネルギー中性子照射施設であり、国際エネルギー機関(IEA)のもとで、日本,欧州,米国,ロシアの国際協力により進められている。このIFMIF計画は、平成12年から平成14年に渡り、IFMIFの実現に必要な要素技術の開発のため、加速器・ターゲット・テストセル・設計統合に関する要素技術確証フェーズ活動(IFMIF/KEP活動)を実施した。国内では、大学と原研の密接な連携協力によりIFMIF/KEP活動を実施した。加速器では、ECRイオン源の4週間連続運転、ターゲットでは、14m/sまでのLi流動、テストセルでは、均一な試験片温度制御等、IFMIFの実現に必要で、重要な要素技術はほぼ確証された。今後は、これらの要素技術を基礎とした長時間安定運転に必要な各系の工学実証と建設に必要な工学設計が必要である。

論文

Application of glow discharges for tritium removal from JT-60U vacuum vessel

中村 博文; 東島 智; 磯部 兼嗣; 神永 敦嗣; 堀川 豊彦*; 久保 博孝; 宮 直之; 西 正孝; 小西 哲之*; 田辺 哲朗*

Fusion Engineering and Design, 70(2), p.163 - 173, 2004/02

 被引用回数:16 パーセンタイル:26.09(Nuclear Science & Technology)

核融合炉における有効で簡便なトリチウム除去方法を確立するために、壁調整用放電洗浄法の1つであるグロー放電洗浄(GDC)のJT-60U真空容器からのトリチウム除去への適用を目的として、ヘリウムと水素を用いたGDCによるJT-60Uプラズマ対向面からの水素同位体放出挙動を調べた。その結果、水素同位体の放出挙動は、3種類の時間に対する単純指数減少関数の組合せで表せることを見いだした。解析の結果、水素GDCがヘリウムGDCよりも水素同位体除去に優れていることが判明し、これは、水素の放電に起因する化学スパッタと放電水素とタイル表面水素同位体との同位体交換反応の相乗効果等の化学的な反応によるものと推測される。本結果で得られた放出特性に基づけば、573Kにおける連続的な水素GDCによりJT-60Uの表面水素同位体濃度を1/2に低減させるのに数日程度を要することが示唆された。

論文

Extraction of hydrogen from water vapor by hydrogen pump using ceramic proton conductor

河村 繕範; 小西 哲之; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 45(1), p.33 - 40, 2004/01

 被引用回数:22 パーセンタイル:17.69(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の効率的なブランケットトリチウム回収システムの実現を目指して、プロトン導電性固体電解質膜を用いた電気化学水素ポンプの研究開発を進めている。水素ポンプを用いたブランケットトリチウム回収システムの利点の一つは、一つのコンポーネントで水素同位体と水蒸気の同時処理が期待できることである。本研究では、ペロブスカイト型プロトン導電性セラミックであるSrCe$$_{0.95}$$Yb$$_{0.05}$$O$$_{3-alpha}$$を用いた水素ポンプにより、水分子中の水素抽出特性についての実験研究を行った。水分子からの水素抽出には、水の分解エネルギーに相当するしきい値が存在する。その値は873Kで500$$sim$$600mV程度で、水蒸気分圧の増加に伴い減少する傾向が見られたが、理論値よりやや低い値となることがわかった。また、H$$_{2}$$-H$$_{2}$$O混合ガスのポンピングについては、H$$_{2}$$の透過が水蒸気分解より優先して生じ、水蒸気分解のしきい値は水素分圧の増加に伴い増加する傾向が見られた。これらの結果から、一段の水素ポンプによる水素同位体及び水蒸気の同時処理を実証したが、同時処理を行うためには、比較的高く印加電圧を設定する必要があることが見込まれる。

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