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論文

Nitrogen hot trap design and manufactures for lithium test loop in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11

BB2015-1982.pdf:2.03MB

The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600$$^{circ}$$C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.

論文

Concept of curved magnetically guided liquid lithium target without a back plate for IFMIF

木村 晴行; 帆足 英二*

Fusion Engineering and Design, 88(5), p.327 - 340, 2013/06

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

IFMIFのような加速器駆動強力中性子源のために、背面壁を有さない湾曲型磁気ガイドリチウムターゲット(MGLT)が提案された。湾曲型MGLTは最も過酷な中性子損傷の条件下に置かれる湾曲型背面壁を有する従来のリチウムターゲットに取って代わることが可能である。MGLTに適した磁場は耐放射線性常伝導コイルとF82H部品(ヨーク,ノズル,高中性子束試験モジュール(HFTM))を組合せることにより生成される。磁場の形状はHFTMをMGLTに接近させることにより湾曲する。MGLTのリチウム流はPoisson Superfishコードにより計算された磁場を用いて2次元運動方程式により詳細に解析された。IFMIFのターゲット条件(リチウム流速15m/s、曲率半径1-1.6m、リチウム流の厚さ0.025m)を満足するために必要な磁束密度はターゲット領域で約0.5Tであることがわかった。MGLTとHFTM間の狭いギャップ(数mm)の制御はコイル電流の制御により可能である。

論文

IFMIF/EVEDAリチウムターゲットシステムの開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; 深田 智*; 八木 重郎*; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.691 - 705, 2012/12

核融合エネルギーの早期実現を目指す幅広いアプローチ活動のもと、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)を2007年より実施している。この活動の中で実機のリチウムターゲットを実証する目的で世界最大流量率(3000リットル/分)を有し、幅100mmで厚さ25mmの形状で最速20メートル/秒までの範囲で安定したリチウム流を実証試験を行うために液体リチウム流動試験装置を原子力機構大洗研究開発センターに建設し、その実証試験を開始したところである。本試験装置の各種機器の機能性試験及びそれに続く、ターゲット部でリチウム自由表面を持つ15m/sの流動試験までに関する第一段階確証試験を成功させた所である。また、これ関係する工学実証試験及び工学設計の活動状況を示すとともに、その成果内容について併せて解説したものである。

論文

Overview of materials research and IFMIF-EVEDA under the Broader Approach framework

西谷 健夫; 谷川 博康; 山西 敏彦; Clement Lorenzo, S.*; Baluc, N.*; 林 君夫; 中島 徳嘉*; 木村 晴行; 杉本 昌義; Heidinger, R.*; et al.

Fusion Science and Technology, 62(1), p.210 - 218, 2012/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:85.4(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ活動(BA)の国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)事業の一環として行われている材料開発と国際核融合材料照射施設工学設計・工学実証(IFMIF/EVEDA)事業の最近の進展について報告する。IFERC事業では、六ヶ所の原型炉R&D施設が完成し、おもにブランケット材料に関する研究開発が進展している。IFMIF/EVEDA事業では、原型加速器の入射器が完成し、ビーム試験を実施している。液体リチウム試験ループは2011年3月の完成し、5m/sの流動試験に成功した。

論文

IFMIF/EVEDA lithium test loop; Design and fabrication technology of target assembly as a key component

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 和幸; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 若井 栄一; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; et al.

Nuclear Fusion, 51(12), p.123008_1 - 123008_12, 2011/12

 被引用回数:30 パーセンタイル:13.44(Physics, Fluids & Plasmas)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D$$^{+}$$Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本論文はリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の設計についてのものである。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本論文では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について報告する。

論文

IFMIF specifications from the users point of view

Garin, P.*; Diegele, E.*; Heidinger, R.*; Ibarra, A.*; 實川 資朗; 木村 晴行; M$"o$slang, A.*; 室賀 健夫*; 西谷 健夫; Poitevin, Y.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.611 - 614, 2011/10

 被引用回数:19 パーセンタイル:11.1(Nuclear Science & Technology)

この論文はIFMIF仕様作業グループが、IFMIF施設の最上位の仕様に関して、ユーザーの視点で提言をまとめたものである。特に核融合動力炉と材料開発に関する日欧の異なるロードマップを考慮した。ブランケット構造材料,ブランケット機能材料及びセラミックス等の非金属材料の開発において、IFMIFに要求される仕様を提案した。さらに、ITER TBMの性能確認試験への適用の可能性についても言及した。

論文

Status of Japanese design and validation activities of test facilities in IFMIF/EVEDA

若井 栄一; 菊地 孝行; 小河原 貴史; 木村 晴行; 横峯 健彦*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 栗下 裕明*; 齋藤 正博*; 西村 新*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/03

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証と工学設計活動(EVEDA)の日本の試験施設系活動は照射後試験(PIE)施設の工学設計,微小試験片試験技術と高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学設計の3テーマがあり、本研究ではこの最近の進捗状況をまとめたものである。PIE施設の工学設計においては各種作業プロセスの機能性解析を行い、照射後試験施設のレイアウト図を作成した後、2次元と3次元の設計モデルを作成した。HFTMの工学設計では、本ヒーター材料としてW-3Re合金とSiC/SiC複合材料の2種類を選択したが、これは高温材料であること、また、製作技術を考慮するとともに、熱衝撃耐性,高温での再結晶化,延性,照射劣化耐性や低放射化材料のような適正な特性を持つ材料であるからである。一方、微小試験片試験技術においては、10mm角程度の微小な破壊靭性試験片を試験できるように装置を設計し、高精度に変位と荷重を制御できる装置を開発した。

論文

Engineering design and construction of IFMIF/EVEDA lithium test loop; Design and fabrication of integrated target assembly

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 博雄*; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 宮下 誠*; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 金村 卓治; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D+Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本発表ではリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の工学設計と建設について報告する。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本発表では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について焦点を当てたものである。

論文

Research facilities for International Fusion Energy Research Centre of Broader Approach Activities at Rokkasho

大平 茂; 内海 重雄*; 久保 隆司; 米本 和浩; 粕谷 研一; 江尻 伸太郎; 木村 晴行; 奥村 義和

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.665 - 669, 2010/08

日本と欧州原子力共同体の間のBA協定に基づき、幅広いアプローチ活動のために原子力機構が日本の六ヶ所村に新しいサイトを建設した。この新しいサイトでは、BA活動の3つの事業のうち2つ、すなわち国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)及び国際核融合材料照射施設の工学設計,工学実証活動(IFMIF/EVEDA)の事業の活動が行われる。2009年3月に管理研究棟が完成し、その他の3つの研究施設、計算機・遠隔実験棟,原型炉R&D棟及びIFMIF/EVEDA開発試験棟が2010年の3月までに竣工する予定である。本発表では、サイト及び施設の整備スケジュール,それぞれの施設の概要及び特にIFMIF/EVEDA開発試験棟の仕様について述べる。

論文

IFMIF加速器のプロトタイプ建設の意義と目標課題

杉本 昌義; Garin, P.*; Vermare, C.*; 設楽 弘之; 木村 晴行; 鈴木 寛光; 大平 茂; 奥村 義和; Mosnier, A.*; Facco, A.*; et al.

加速器, 7(2), p.110 - 118, 2010/07

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は核融合材料開発のための加速器型中性子源である。2007年6月より始まったIFMIFの工学実証工学設計活動(EVEDA)では40MeV, 125mAの重陽子加速実現のための原型加速器を青森県六ヶ所村に建設中である。原型機は超電導加速器の初段部までをつくり、9MeV, 125mAの運転を実現するのが目標である。その主な技術仕様や大電流加速器の課題を述べるとともに、原型機運転において期待される成果を概説する。

論文

Commissioning of the IFMIF/EVEDA accelerator prototype; Objectives & plans

Vermare, C.*; Garin, P.*; Shidara, H.*; Beauvais, P. Y.*; Mosnier, A.*; Ibarra, A.*; Heidinger, R.*; Facco, A.*; Pisent, A.*; 前原 直; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.777 - 779, 2010/05

In the frame of the IFMIF/EVEDA project, a high-intensity (125 mA) CW deuteron accelerator will be installed and commissioned at the Rokkasho Broader Approach (BA) site. The main objective of this 9 MeV prototype is to provide information on the feasibility of the design, the manufacturing and the operation of the two linacs (up to 40 MeV) foreseen for IFMIF. Based on the requirements for each system (accelerators, lithium target and tests facility) which are deduced from the IFMIF fusion material irradiation requirements, given by the users, the objectives of this accelerator prototype are defined and presented here. Also, because of the distributed nature of the design work and the procurement of the accelerator, organization of the installation and commissioning phase is essential. The installation and commissioning schemes, the organization proposed and the overall plans are presented.

論文

The Accelerator prototype of the IFMIF/EVEDA project

Mosnier, A.*; Beauvais, P. Y.*; Branas, B.*; Comunian, M.*; Facco, A.*; Garin, P.*; Gobin, R.*; Gournay, J. F.*; Heidinger, R.*; Ibarra, A.*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.588 - 590, 2010/05

The objectives of the IFMIF/EVEDA project are to produce the detailed design of the entire IFMIF facility, as well as to build and test a number of prototypes, including a high-intensity CW deuteron accelerator (125 mA @ 9 MeV). Most of the accelerator components (injector, RFQ, superconducting RF-linac, transport line and beam dump, RF systems, local control systems, beam instrumentation) are designed and provided by European institutions (CEA/Saclay, CIEMAT, INFN/LNL, SCK-CEN), while the RFQ couplers, the supervision of the control system and the building including utilities constructed at Rokkasho BA site are provided by JAEA. The coordination between Europe and Japan is ensured by an international project team, located in Rokkasho, where the accelerator will be installed and commissioned. The design and R&D activities are presented, as well as the schedule of the prototype accelerator.

論文

IFMIF/EVEDA原型加速器の進捗状況

神藤 勝啓; Vermare, C.*; 浅原 浩雄; 杉本 昌義; Garin, P.*; 前原 直; 高橋 博樹; 榊 泰直; 小島 敏行; 大平 茂; et al.

Proceedings of 6th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (CD-ROM), p.668 - 670, 2010/03

国際核融合材料照射施設(IFMIF)に関する工学実証及び工学設計活動(EVEDA)における原型加速器の2008年度の進捗について報告する。原型加速器のすべての加速器機器は、それぞれ設計が始まり、製作や個別試験についての計画を策定し、設計パラメータを決めてきた。個々の機器の進捗を分析し、IFMIF加速器の工学実証の計画を検討した結果、事業期間を2014年まで延長することが提案され、BA運営委員会で承認された。本発表では、各加速器機器の設計状況、欧州と日本が担当している加速器機器群と、日本が担当している六ヶ所村のIFMIF/EVEDA開発試験棟建屋のインターフェイスや現在までに提案されている工学実証試験での運転計画を報告する。

論文

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.45(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

論文

JT-60共同研究の進展

木村 晴行; 犬竹 正明*; 菊池 満; 小川 雄一*; 鎌田 裕; 小関 隆久; 内藤 磨; 高瀬 雄一*; 井手 俊介; 長崎 百伸*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 83(1), p.81 - 93, 2007/01

JT-60公募型研究協力(以下、共同研究)は平成11年度から開始され、特に、平成15年1月にJT-60がトカマク国内共同研究の中核装置に位置づけられて以来、共同企画・共同研究の運営体制の構築とともに、研究課題数,研究協力者数が顕著に増加した。共同研究の成果の発表件数はJT-60全体の20-30%を占める。ブートストラップ電流による中心ソレノイド無し運転,電子サイクロトロン波によるMHD不安定性制御,プラズマ・壁相互作用,先進レーザー技術のプラズマ計測への応用,トカマクとヘリカルの比較研究などに、顕著な成果が上がっている。これらJT-60共同研究の全体像につき解説する。

論文

Ripple reduction with ferritic insert in JFT-2M

篠原 孝司; 佐藤 正泰; 川島 寿人; 都筑 和泰; 鈴木 貞明; 浦田 一宏*; 伊世井 宣明; 谷 孝志; 菊池 一夫; 柴田 孝俊; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.187 - 196, 2006/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.06(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mではフェライト鋼の挿入によりトロイダル磁場のリップルを低減した。二種の低減法が試された。最初の場合では、フェライト鋼はトロイダルコイルと真空容器に挟まれる空間に設置された。二つ目の場合ではフェライトは真空容器の内面をほぼ全面覆うように設置された。いずれの場合もリップルの低減に成功し、高速イオンの熱負荷の低減を確認した。また、フェライト鋼によって発生する複雑磁場に対応したOFMCコードも作成した。ここではJFT-2Mのフェライト鋼挿入によるリップル低減についてレビューする。

論文

Engineering design, installation, and conditioning of ferritic steel plates/wall for AMTEX in JFT-2M

山本 正弘*; 柴田 孝俊; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 木村 晴行; 岡野 文範; 川島 寿人; 鈴木 貞明; 篠原 孝司; JFT-2Mグループ; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.241 - 248, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.7(Nuclear Science & Technology)

将来の核融合炉における構造材料として低放射化フェライト鋼F82Hの適合性をJFT-2M装置を用いて研究する先進材料プラズマ試験計画についてまとめた。トロイダル磁場リップルの低減を目的としたフェライト鋼板(壁)は、JFT-2M真空容器の外側や内側位置に三段階に分けて設置した。本論文は、これら3回の構造変更における技術的な課題として、フェライト鋼板を適切に固定するための電磁解析,許容誤差を少なくする設置方法,設置時の基準表として真空容器の実際の形状の情報を得るために使用された3次元磁場測定装置に焦点を当てて述べた。錆びやすいフェライト鋼板に対して良好な表面状態を確保するために、設置前の表面処理を念入りに実行した。酸素不純物を低減するために、安全で操作が容易なトリメチルボロンを使用したボロン化処理システムを開発した。

論文

Study of SOL/divertor plasmas in JFT-2M

川島 寿人; 仙石 盛夫; 上原 和也; 玉井 広史; 荘司 昭朗*; 小川 宏明; 柴田 孝俊; 山本 正弘*; 三浦 幸俊; 草間 義紀; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.168 - 186, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.7(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mトカマクでは、SOL/ダイバータプラズマの物理を理解し、熱・粒子を能動的に制御するための実験研究を進めてきた。1984年のJFT-2M実験開始後10年間は開ダイバータ形状で、ダイバータプラズマの内外非対称性,熱・粒子の輸送,ELM中のSOL電流特性等が明らかとなり物理的理解を進めた。局所排気,境界摂動磁場印加,ダイバータバイアス,周辺加熱などの先進的手法を取り入れ、熱・粒子を能動的に制御できることを実証した。ダイバータでの熱・粒子独立制御性向上を目指し、1995年に熱・粒子束流を考慮しながらダイバータ開口部を狭める閉ダイバータ化を実施した。ダイバータ部から主プラズマ周辺への中性粒子の逆流を抑える遮蔽効果が有効に機能し、主プラズマの高閉じ込め状態を劣化させることなく、ダイバータ板熱負荷を低減するための強力ガスパフが可能となり、n$$_{e}$$$$^{div}$$=4$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$, T$$_{e}$$$$^{div}$$=4eVまでの低温高密度ダイバータプラズマを実現することができた。また、高閉じ込めモード中、周辺プラズマにおいて特有の揺動が現れることがわかり、閉じ込めとの関係が示唆された。本論文はこれらの成果のレビューである。

論文

CT injection experiment in JFT-2M

小川 宏明; 小川 俊英; 都筑 和泰; 川島 寿人; 河西 敏*; 柏 好敏; 長谷川 浩一; 鈴木 貞明; 柴田 孝俊; 三浦 幸俊; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.209 - 224, 2006/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:71.4(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mでは、コンパクト・トロイド(CT)入射による先進的燃料補給法の開発を進めてきた。JFT-2Mの実験において、初めてHモードプラズマ中にCTを入射することに成功し、Hモードとの両立を確認した。その際の粒子補給効率として最大40%を得た。また、トカマク中でのCTの上下方向のシフトや反射といったトカマク磁場との相互作用に起因するCTの挙動を実験的に解明した。さらにCT入射直後に発生する磁気揺動の解析から、この揺動がCT磁場とトカマク磁場との磁気リコネクションを通じた粒子解放過程に関連することを明らかにした。同時に、入射装置の改良によるCTパラメータ(密度,速度)の向上や湾曲輸送管を用いたCT輸送実験を行い大型装置に適用する際の技術開発を進めた。

論文

Characteristics of plasma operation with the ferritic inside wall and its compatibility with high-performance plasmas in JFT-2M

都筑 和泰*; 木村 晴行; 草間 義紀; 佐藤 正泰; 川島 寿人; 神谷 健作; 篠原 孝司; 小川 宏明; 上原 和也; 栗田 源一; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.197 - 208, 2006/02

 被引用回数:11 パーセンタイル:31.91(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト鋼は核融合原型炉のブランケット構造材の有力候補である。しかし、強磁性体であるため、プラズマの生成,制御,閉じ込め,安定性等に悪影響を与えることが懸念されていた。また、酸素不純物の吸蔵量が大きいことから、プラズマ中に不純物を放出することも懸念された。JFT-2Mでは段階的にフェライト鋼を導入して適合性試験を進めた。その最終段階では、真空容器内壁の全面にフェライト鋼を設置して実験を行った。プラズマ生成,制御に関しては、フェライト鋼によって生成される磁場が、外部磁場の10%程度であり、トカマクプラズマが既存の制御系で生成可能であることを示した。また、高規格化ベータプラズマに対する適合性を調べる実験を行い、フェライト鋼壁の存在下でも原型炉の運転領域に相当する規格化ベータ3.5程度のプラズマが生成できることを実証した。壁に近づけると不安定性の成長速度が遅くなることを示し、フェライト鋼壁が非磁性導体壁と同様の壁安定化効果を持つことを示した。低ベータでのロックトモード,Hモード遷移等にも悪影響は観測されなかった。以上のように、フェライト鋼の原型炉への適用に対し見通しを与える結果が得られた。

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