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論文

Development of CAD-to-MCNP model conversion system and its application to ITER

佐藤 聡; 飯田 浩正; 落合 謙太郎; 今野 力; 西谷 健夫; 諸田 秀嗣*; Nashif, H.*; 山田 政男*; 益田 福三*; 玉水 重幸*; et al.

Nuclear Technology, 168(3), p.843 - 847, 2009/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:54.41(Nuclear Science & Technology)

3次元CADデータからモンテカルロコードMCNP入力データへの変換システムを開発した。遮蔽計算ではCADデータで定義されている物体領域に加えて、CADデータには含まれていない空間領域を設定する必要がある。本システムは、空間領域データ作成プログラム(CrtVoid)及びCADデータからMCNP入力データへの変換プログラム(GEOMIT)から構成される。CrtVoidでは、ブーリアン演算により、指定した領域から物体領域データを差し引くことにより、空間領域データを作成する。核融合炉のようなCADデータの場合、空間領域データは、非常に大規模で複雑な形状をしており作成することが困難である。CrtVoidでは、多数の小さな領域に分割し、分割した各領域ごとに、空間領域データを作成する。GEOMITでは、物体及び空間領域のCADデータに基づいて、MCNPサーフェイスデータ,セルデータを作成する。セルデータを作成する際に、追加のサーフェイスを自動的に作成し、未定義や重複に定義したセルを削除している。開発したシステムをITERモデルに適用し、ITERモデルに対して、空間領域データ及びMCNPデータの作成に成功した。作成したMCNPデータを用いて、中性子束及び核発熱を計算した。計算結果は、他の手法により同じCADデータから作成したMCNPデータによる結果と一致した。

論文

A New developed interface for CAD/MCNP data conversion

Shaaban, N.*; 益田 福三*; Nasif, H.*; 山田 政男*; 澤村 英範*; 諸田 秀嗣*; 佐藤 聡; 飯田 浩正; 西谷 健夫

Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 7 Pages, 2006/07

CADデータは、平面及び曲面で構成されたソリッド形状の組合せで3次元立体を表現している。一方、モンテカルロ放射線輸送計算コードMCNPのセル形状入力データは、基本的に平面及び曲面の要素レベルで面の特性を面方程式で定義し、これらの面要素の集合演算(ブール演算)によりセルデータを構築している。したがって、CADからMCNPの変換の際には、CADデータをそのまま用いることはできず、いったん面要素まで展開したデータを作成し、これを用いてMCNPデータへ変換することになる。この変換においては、(1)面要素の領域は明示しない,(2)面要素からのセル構成化は集合演算のみで行う,(3)凹稜線を含む場合は接続する面を統合する等のMCNP固有の方法や要求を反映させる必要がある。本研究ではParasolidフォーマットのCADファイルを、前述の要求条件を考慮してMCNP入力データに変換する効率的なアルゴリズム開発を行っている。本論文では、種々の形状データ変換に対するCAD/MCNPインターフェースに用いる基本アルゴリズムについて述べる。

論文

Design improvements and R&D achievements for vacuum vessel and in-vessel components towards ITER construction

伊尾木 公裕*; Barabaschi, P.*; Barabash, V.*; Chiocchio, S.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; Gervash, A.*; Ibbott, C.*; Jones, L.*; et al.

Nuclear Fusion, 43(4), p.268 - 273, 2003/04

 被引用回数:19 パーセンタイル:45.17(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERの真空容器や容器内コンポーネントの基本設計概念は変わっていないが、信頼性向上,メインテナンス性改善,コスト低減の観点から、設計の詳細において幾つかの点の改良を検討した。真空容器のR&Dにおける最も大きな成果は必要な製作組立精度の実証である。さらに最近ポートの切断による変形量を測定し、その値が十分小さいことを確認した。また、厚板の溶接,切断、及び超音波非破壊検査に関する先進技術の開発をさらに進めた。第一壁/ブランケットとダイバータのR&Dについては、第一壁パネル,ブランケット遮蔽ブロック,ダイバータのフルスケールのモックアップの製作に成功し、設計条件を満たす技術を開発することができた。

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:39.05(Nuclear Science & Technology)

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

核融合実験炉(FER)炉心構造系の概念設計と試作開発

西尾 敏; 佐藤 瓊介*; 松岡 不識*; 金森 直和*; 山田 政男*; 小泉 興一; 阿部 哲也; 細渕 英男*; 多田 栄介

JAERI-M 91-089, 138 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-089.pdf:5.79MB

核融合実験炉(FER)の炉心構造系の概念設計を実施し、これに基づいた技術開発課題を摘出した。それらの概要を以下に記す。炉心構造系の構成要素は、真空容器、遮蔽体、容器内大型交換機器、各種ポート、各種配管等が主なものであり、概念設計を通してFERの使命を果たし得る炉心構造系が成立する見通しを得た。これらが充分高い信頼性をもって成立するための技術開発の優先順位としては、設計条件の多少の変更に関わらず共通性の高い要素技術を高位に置いた。一つは容器内大型交換機器の着脱機構の開発であり、水圧を駆動源としたコッター方式を採用した。駆動機構としてピストン型とフイゴ型と内圧による変形をストロークとして用いる形状可変管型の3種類を試作し、所期の性能が得られることをほぼ確認し、実機適用への見通しを得た。他の共通性の高い要素技術として、機器間に施す絶縁コーティング技術及び導通コーティング技術を取り上げ、コーティング材の選定をし、コーティング方法を確立した。現在、性能試験を実施中である。

論文

Conceptual design of the Steady State Tokamak Reactor(SSTR)

菊池 満; 関 泰; 及川 晃; 安藤 俊就; 小原 祥裕; 西尾 敏; 関 昌弘; 滝塚 知典; 谷 啓二; 小関 隆久; et al.

Fusion Engineering and Design, 18, p.195 - 202, 1991/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:32.46(Nuclear Science & Technology)

JT-60トカマクにおけるプラズマ電流の80%に及ぶブートストラップ電流の観測により核融合炉設計において、ブートストラップ電流率を高くとることができるようになった。これに基づいた動力炉(SSTR)の概念設計を行なった結果について報告する。SSTRの特徴は定常運転をするための電力を減らすためにブートストラップ電流を利用することである。この要請により適度なプラズマ電流(12MA)と高ポロイダルベータ($$beta$$$$_{p}$$=2)を設定した。この条件を満足させめために、高アスペクト比(A=4)と強磁場(B$$_{t}$$=16.5T)を用いた。電流駆動には負イオン源NBIを用いる。近未来の工学・物理に基づいて正味の電気出力を出す炉の概念を示すことができた。

論文

Mechanical behavior of graphite first wall during disruptions

大森 順次*; 小林 武司; 山田 政男*; 飯田 浩正; 堀江 知義

Fusion Engineering and Design, 9, p.207 - 211, 1989/00

グラファイトは、低原子番号材であること,耐熱衝撃材であること,昇華点の高いこと等のため核融合実験装置の第一壁材として広く使用されている。しかしながら、ぜい性材料であるため、特にディスラプション時の健全性は大きな問題である。

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

プラズマディスラプション時の第一壁、ダイバータ板のき裂解析による寿命評価

大森 順次*; 小林 武司*; 山田 政男*; 飯田 浩正

JAERI-M 88-081, 29 Pages, 1988/05

JAERI-M-88-081.pdf:0.75MB

核融合炉において、プラズマディスラプション時の第一壁・ダイバータは、短時間に大きな熱負荷を受け、受熱面表面には溶融・蒸発・き裂等を生ずる。従って、アーマーの健全性を評価するためにはき裂の挙動を評価する必要がある。本報告書では、アーマーの寿命をき裂発生迄の寿命とき裂進展の寿命に分け、前者を疲労寿命によって、後者をエネルギー解放率を用いて評価した。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase two A,Part 3; Chapter XI; System analysis of INTOR-like designs

溝口 忠憲*; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 藤沢 登; 本多 力*; 小林 武司*; 三木 信晴*; 中島 国彦*; 西尾 敏; 斉藤 龍生*; et al.

JAERI-M 88-062, 77 Pages, 1988/03

JAERI-M-88-062.pdf:1.46MB

本報告書はIAEA主催INTORワークショップ、フェーズIIA、パート3の日本報告書第II章INTOR相応次期装置設計の解析に相応する。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase two A,Part 3; Chapter VII; Configuration and maintenance

飯田 浩正; 小林 武司*; 山田 政男*; 安達 潤一*; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 浜島 高太郎*; 畑山 明聖*; 本多 力*; 喜多村 和憲*; et al.

JAERI-M 88-011, 261 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-011.pdf:6.44MB

この報告書は、IAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3における日本報告書の第7章に相当するものである。

報告書

Considerations of device and operational flexibility in FER

杉原 正芳; 三木 信晴*; 西尾 敏; 山田 政男*; 山本 新; FER設計チーム

JAERI-M 87-216, 24 Pages, 1988/01

JAERI-M-87-216.pdf:0.88MB

核融点次期装置の建設開始時点またはDT燃焼実験開始時点においても確保され得ない可能性のある物理データベースについて概観した。

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。

報告書

Main engineering features driving design concept and engineering design constraints; Conceptual design study of FY86 FER

斎藤 龍生*; 小林 武司*; 山田 政男*; 三木 信晴*; 中島 国彦*; 杉原 正芳; 山本 新; 飯田 浩正; 藤沢 登; 溝口 忠憲*; et al.

JAERI-M 87-137, 72 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-137.pdf:1.32MB

核融合炉に必要な主要工学設計の考え方を示す。

報告書

Development of tokamak reactor conceptual design code TRESCODE Conceptual design study of FY86 FER

溝口 忠憲*; 杉原 正芳; 新谷 吉郎*; 小林 武司*; 三木 信晴*; 中島 国彦*; 斉藤 龍生*; 山田 政男*; 藤沢 登; 山本 新; et al.

JAERI-M 87-120, 49 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-120.pdf:0.94MB

FERの設計研究に基づいてトカマク炉概念設計コード(TRESCODE)が開発された。

報告書

次期大型装置設計,昭和61年度設計報告書,201; プラズマ電流,位置および形状制御

亀有 昭久*; 笠井 雅夫*; 小林 武司*; 山田 政男*; 藤沢 登

JAERI-M 87-112, 38 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-112.pdf:1.19MB

核融合実験炉(FER)のための昭和61年度における、プラズマ電流、位置および形状制御に係わる設計研究について報告する。本報告には以下の内容が含まれる。1)FERにおけるプラズマ垂直位置制御の設計手順、2)高楕円プラズマにおける垂直位置制御、3)プラズマ電流、位置および形状(PCPS)制御系の概念検討、a.JT-60およびJETのPCPS制御系のサーベイ、b.FERのPCPS制御系の考察、c.PCPS制御系のモデル化

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,PhaseIIA,Part 2 Chapter V:Transient Electromagnetics

笠井 雅夫*; 上田 孝寿*; 新倉 節夫*; 亀有 昭久*; 木村 豊秋; 近藤 育朗; 松崎 誼; 森 雅博; 辻村 誠一*; 常松 俊秀; et al.

JAERI-M 85-077, 203 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-077.pdf:4.14MB

本論文はIAEA INTOR Workshop、Phase Two A、Part2における日本のナショナルレポートの第V章Transient Electromagneticsをまとめたものである。プラズマ位置のフィードバック制御解析、ディスラプション時の電磁力、電場磁場の浸み込み、プラズマ位置制御およびディスラプション時の渦電流に関するベンチマーク解析等について述べられている。また、制御コイルの位置、シェル構造等のデザインガイドラインや、プラズマ位置形状制御の実験結果、シェル材、絶縁材の照射損傷Iこ関するデータベースについても述べられている。

口頭

CAD/MCNP自動変換コード:GEOMITの開発,3; GEOMITを用いたITERベンチマーク問題の解析

飯田 浩正; 佐藤 聡; 今野 力; 西谷 健夫; Nasif, H.*; 益田 福三*; 山田 政男*; 諸田 秀嗣*

no journal, , 

JAEA-FNSがCSDと共同で開発中のCAD/MCNP自動変換コードGEOMITを用いて、ITERのタスクで設定されたベンチマーク問題を解析した。解析項目は(1)第一壁中性子負荷分布,(2)ダイバータ部中性子束,(3)インボードTFコイル発熱,(4)中央水平ポートプラグ背後の中性子束分布である。他極の結果とほぼ同等の結果が得られ、GEOMITの開発が順調に進んでいることを確認した。

口頭

CAD/MCNP自動変換コード,GEOMITの開発,1; CAD前処理ツール,CrtVoidの開発

諸田 秀嗣*; 山田 政男*; Nasif, H.*; 益田 福三*; 飯田 浩正; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 玉水 重幸*; 唐木 純一*

no journal, , 

CAD/MCNP自動変換コード"GEOMIT"の入力となる面要素情報を作成するCAD前処理ツール"CrtVoid"の開発内容及び機能の確認結果について報告する。

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