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論文

Development of remote pipe welding tool for divertor cassettes in JT-60SA

林 孝夫; 櫻井 真治; 逆井 章; 柴沼 清; 河野 渉*; 大縄 登史男*; 松陰 武士*

Fusion Engineering and Design, 101, p.180 - 185, 2015/12

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

JT-60SAはITERへの支援研究および原型炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAではプラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換および修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表ではJT-60SAのRHシステムの一部として開発した、下部ダイバータカセット内の冷却水配管接続に用いる溶接装置について述べる。ダイバータカセットの配管と真空容器外から入ってくる配管を溶接するために、冷却水配管(SUS316L製、内径$$phi$$54.2mm、肉厚2.8mm)の内部から円周溶接が可能な溶接ヘッドを開発し、溶接試験を行った。配管溶接の技術的課題を解決するため配管突合せ部のギャップと芯ずれがどの程度まで許容できるかを調べた。溶接対象の配管は実機と同様に鉛直方向に配置し、その先端を突合せ溶接した。上管先端の内径側に突起部を設けることにより、最大ギャップ0.7mm、最大芯ずれ0.5mmまでの溶接裕度を確保することができた。

論文

Development of remote pipe cutting tool for divertor cassettes in JT-60SA

林 孝夫; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2299 - 2303, 2014/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAはITERへの支援研究及び原型炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAではプラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表はJT-60SAのRHシステムに関するものであり、下部ダイバータカセット内の冷却配管の切断装置について述べる。ダイバータカセットを交換する際には、アウトボード側冷却水配管は真空容器内において、遠隔保守システムで切断及び再溶接を行う。切断対象の配管は配管外径:59.7mm、肉厚:2.8mm、材質:SUS316Lであり、空間的制限により配管の内側から切断を行う必要がある。切断はディスクカッター刃及び反力支持ローラを押し出す機構を備えた切断ヘッドを、カッター刃を押し出しながら回転させることにより行う。カッター刃の最大押し出し時の到達径を半径30.5mm(直径換算で$$phi$$61mm)としてヘッド製作及び切断試験を行い、下部ダイバータカセット内の冷却配管の切断が可能であることを示した。

論文

Carbon transport and fuel retention in JT-60U with higher temperature operation based on postmortem analysis

吉田 雅史; 田辺 哲朗*; 足立 歩*; 林 孝夫; 仲野 友英; 福本 正勝; 柳生 純一; 三代 康彦; 正木 圭; 伊丹 潔

Journal of Nuclear Materials, 438, p.S1261 - S1265, 2013/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:53.77(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60U炉内全体での水素蓄積量を評価するために、これまで明らかにされていないプラズマに直接当たらない領域(タイル側面及びダイバータ下部)での水素蓄積速度及び炭素堆積速度を実測した。得られた結果を、これまで明らかにされているプラズマに当たる領域でのデータと合わせることにより、JT-60U炉内全体で、水素あるいは炭素がどこにどれだけ蓄積・輸送されるのかを明らかにした。その結果、JT-60U炉内全体の水素蓄積速度は1.3$$times$$10$$^{20}$$ H+Ds$$^{-1}$$となり、この値は他のプラズマ装置にて報告されている値よりも遅いことがわかった。これは、JT-60Uが高温で運転されていることに起因する。

論文

Investigation of carbon dust accumulation in the JT-60U tokamak vacuum vessel

朝倉 伸幸; 林 孝夫; 芦川 直子*; 福本 正勝

Journal of Nuclear Materials, 438, p.S659 - S663, 2013/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.29(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uにおけるダイバータ改造後12年の運転を経て容器内で収集されたダスト粒子の分析結果を発表する。ダスト収集は、運転開始6年後にプラズマが直接照射されるタイル表面や直接に照射されないダイバータやバッフルの裏部についてトロイダル一か所で行われたが(初回)、今回は複数のトロイダル箇所で実施され比較が行われた。タイル表面では、炭素の堆積層が多く観測される内側ダイバータでのエリア密度が高い。最も多くのダストはダイバータ下の排気経路に蓄積されることが、初回の結果と同様に観測された。トロイダル方向異なる場所の試料を分析した結果、それぞれのポロイダル位置におけるトロイダル方向の非対称性はファクター3程度であった。同じ収集位置におけるダスト蓄積量を初回と今回とで比較した結果、実験運転期間後半での蓄積量が大きく1放電の放電時間の延長が要因と考えられる。ダスト粒子の大きさや形状の特性は、顕微鏡画像解析により評価を行い、直径20マイクロm以下のダスト粒子数は統計分布を持つこと、20マイクロm以上の大きなダストは堆積層の一部が放出された可能性が高く総体積や重量に大きく寄与することなどが明らかとなった。

論文

Characteristics of tungsten and carbon dusts in JT-60U and evaluation of hydrogen isotope retention

芦川 直子*; 朝倉 伸幸; 福本 正勝; 林 孝夫; 上田 良夫*; 室賀 健夫*

Journal of Nuclear Materials, 438, p.S664 - S667, 2013/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:53.77(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uで採取されたダストに対し、炭素主成分中のタングステン(W)含有量及びダストに含まれる水素同位体保持量の分析結果を発表する。Wタイルが設置されたダイバータ周辺で収集したダスト中のW含有量を評価した結果、ドーム下の3か所にてW含有ダストが検出された。微量であるダスト粒子の成分(さらにW含有量は1%以下)を分析するため、インジウムペーストにダストを固定し真空中でX線光電子分光法により分析する手法を確立した。ダストはプラズマ対向面で成長・生成したと考えられ、その場所はIMPGYROコードによる蓄積位置と比較するとよく一致しており、Wダイバータ配位時の堆積層からダストが生成されたと考えられる。さらに、ダストの水素同位体保持量については昇温脱離法で分析した。バルクタイルにおける蓄積量と比較すると単位質量あたりの保持量は1桁多く、1000K以上の高い温度にてピークを持つ特徴があり、これはダスト中の炭素構造に起因していると考えられる。

論文

Hydrogen isotopes retention in gaps at the JT-60U first wall tiles

吉田 雅史; 田辺 哲朗*; 林 孝夫; 仲野 友英; 福本 正勝; 柳生 純一; 三代 康彦; 正木 圭; 伊丹 潔

Fusion Science and Technology, 63(1T), p.367 - 370, 2013/05

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

JT-60U第一壁タイルの側面への水素蓄積量を評価するために、外側第一壁からポロイダル及びトロイダル方向に炭素タイルを数枚取り出し、タイル側面に蓄積した水素量を昇温脱離法(TDS)にて測定した。得られた結果をこれまでに測定されてきたプラズマ対向表面での結果と比較することで、タイル側面の温度は、プラズマ対向表面のように温度が上昇していること、タイル側面への水素蓄積量は時間とともに増加することが明らかとなった。その結果、JT-60U第一壁全体のタイル側面での水素蓄積速度は4e19 H+D/sと見積ることができた。これは、これまで水素蓄積量が最も多いとされるダイバータタイル表面の再堆積層でのそれ(3.4e19 H+D/s)とほぼ同等であることがわかった。このことは、第一壁タイル側面の単位面積当たりの蓄積速度は極めて低いものの、タイル側面の全面積が1桁以上大きいことに由来している。

論文

Manufacturing and development of JT-60SA vacuum vessel and divertor

逆井 章; 正木 圭; 芝間 祐介; 櫻井 真治; 林 孝夫; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 横山 堅二; 関 洋治; 柴沼 清; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

原子力機構では、幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、日欧共同でサテライトトカマク装置JT-60SA(JT-60の改修装置)の建設を実施している。JT-60SA真空容器は断面形状がD型のドーナツ状の高真空を維持する容器で、直径10 m,高さ6.6 mである。トカマク装置であるJT-60SAでは真空容器内に電磁誘導でプラズマ電流を発生させる必要があるため一周抵抗を上げ、かつ運転時の電磁力に耐える強度を得るために、二重壁構造を採用した。この二重壁構造の真空容器はリブ板を介して内壁板と外壁板が溶接接続され、インボードの直線部は20度単位、アウトボードは10度単位で製作される。非常に溶着量が多い溶接となるため、溶接変形が技術課題となる。これを解決するため、最適な3つの溶接方法による自動溶接を選択し、溶接変形を低減した。現在、40度セクター3体が完成し、4体目の現地溶接組立を実施中である。下側ダイバータ用として、遠隔保守が可能なダイバータカセットを設計、開発し、実機を製作している。ダイバータカセットは10度単位で製作され、この上に設置される内側と外側ダイバータターゲット及びドームのプラズマ対向機器はモジュール化されている。外側ダイバータの一部に設置される、15MW/m$$^2$$の高熱負荷に耐えるモノブロックターゲットの製作に対応するため、受入試験としてサーモグラフィー試験の技術開発を行っている。

論文

Measurements of carbon dust property in experiment and post-campaign sampling on JT-60U Tokamak

朝倉 伸幸; 林 孝夫; 芦川 直子*; 波多江 仰紀; 仲野 友英

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1572 - 1575, 2011/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:50.9(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uにおける実験中及び実験終了後に容器内で収集されたダスト粒子の測定結果を発表する。レーザー散乱によりダスト粒子からの散乱光の分布測定し、プラズマ放電中は周辺部で多くのダストが昇華されることを明らかにした。散乱光強度からダスト粒子の大きさを評価した。さらに、実験期間後に収集されたダストの分析結果から、特にダイバータ下の排気経路部分に多くのダストが蓄積され、粒子の大きさや形状の特性も定量的に評価を行い水素同位体の蓄積量の評価を行った。堆積したダストに蓄積される水素同位体量を、ダスト内部及び表面に蓄積される場合について推定評価を行った。

論文

Measurement of dust quantity and distribution collected from JT-60U

林 孝夫; 朝倉 伸幸; 芦川 直子*; 仲野 友英

Fusion Science and Technology, 60(4), p.1548 - 1551, 2011/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Nuclear Science & Technology)

JT-60U(臨界プラズマ試験装置)の真空容器内に堆積したダストをエリアごとに収集し、電子天秤を用いた重量測定を実施することにより真空容器内のダストの重量分布を評価した。ダストはJT-60U真空容器内でフィルターと真空ポンプを用いて収集した。JT-60Uにおけるトロイダル方向の全18セクションのうち、ポートセクション16のダイバータ及びバッフル領域のダスト収集及び分析を実施した。プラズマ対向面に加えてタイルの下やダイバータの下からもダストを収集した。ダスト収集には、0.1$$mu$$mの小孔の空いたポリマーフィルムを用いた。ダストの量を定量化するため、ダスト収集前後にフィルターの重量を電子天秤(最小読み取り値:0.01mg)により測定した。収集されたダストの面密度が最も大きかったのは、プラズマ対向面では内側ダイバータ(610mg/m$$^{2}$$)で、非プラズマ対向面ではドーム下部(5,100g/m$$^{2}$$)であった。またトロイダル方向に均等に分布すると仮定すると、真空容器内全体ではプラズマ対向面で1.3g、非プラズマ対向面で22.2gのダストが堆積していることがわかった。

論文

Design study of remote handling system for lower divertor cassettes in JT-60SA

林 孝夫; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章

Fusion Science and Technology, 60(2), p.549 - 553, 2011/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAはITERへの支援研究及び原型(DEMO)炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAの大きな特徴のひとつはその高パワー及び長時間放電であり、プラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表はJT-60SAのRHシステムに関するものであり、下部ダイバータカセット(高さ1.25m,幅0.57m,長さ1.62m,重さ800kg)の交換について詳細に述べる。JT-60SAのRHシステムは、全18セクションのうち4か所の水平部大口径ポート(高さ1.83m,幅0.66m)を用いる。またRHシステムは、重量物用と軽量物用の2種類のマニピュレータを備えている。ダイバータカセット等は重量物用マニピュレータを用いて交換し、第一壁アーマタイル等は軽作業用マニピュレータを用いて交換する。これらのマニピュレータはビークル式であり、真空容器内にトロイダル方向に敷設したレール上を移動しながら作業することができる。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Design of lower divertor for JT-60SA

櫻井 真治; 東島 智; 林 孝夫; 芝間 祐介; 増尾 大慈*; 尾崎 豪嗣; 逆井 章; 柴沼 清

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.2187 - 2191, 2010/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.14(Nuclear Science & Technology)

「幅広いアプローチ活動」におけるサテライトトカマクと国内計画の共同計画として臨界プラズマ試験装置JT-60SAの主要機器の製作が開始された。高加熱パワーでの長パルス放電に対応するため、すべてのプラズマ対向機器は水冷されるとともに、将来の高放射化時には遠隔保守装置での修理点検が必要となる。JT-60SAの下側ダイバータはITERと同様に垂直ダイバータターゲットとプライベートドームを有し、トロイダル方向に10度の幅を持つ36個のカセットから構成される。熱負荷が2MWm$$^{-2}$$以下の領域には水冷ヒートシンクに炭素アーマタイルをボルト固定する。10-15MWm$$^{-2}$$の高熱負荷領域には、ITERと同様のCFCモノブロックターゲットを試験的に導入する。ダイバータカセットの基本設計及び電磁力及び構造解析結果等について報告する。

論文

Analysis of residual gas by high-resolution mass spectrometry during helium glow discharge cleaning in JT-60U

林 孝夫; 神永 敦嗣; 新井 貴; 佐藤 正泰

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.908 - 910, 2009/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.16(Nuclear Science & Technology)

高分解能質量分析装置を用いて、JT-60U残留ガスの質量分析を行い、ヘリウムグロー放電洗浄(He-GDC)の効果を調べた。質量分析の分解能が高くD$$_{2}$$とHeの弁別が可能な質量分析装置を今回新たに導入した。He-GDCの開始後、D$$_{2}$$ガスの分圧が上昇し、最大分圧(3.8$$times$$10$$^{-4}$$Pa)に到達した。これはHe-GDC開始前(3.5$$times$$10$$^{-5}$$Pa)の約十倍の圧力であった。7時間のHe-GDC中に放出されたD$$_{2}$$ガスの量は、4Pa m$$^{3}$$であった。He-GDC終了後、D$$_{2}$$ガスの分圧はHe-GDCの前よりも下がり、He-GDC(7時間)+約7時間経過後には5.7$$times$$10$$^{-6}$$Paに到達した。これらの結果からHe-GDCがプラズマ対向機器の重水素除去に有効であることがわかった。

論文

Hydrogen isotope retention in the outboard first wall tiles of JT-60U

吉田 雅史; 田辺 哲朗*; 信太 祐二*; 林 孝夫; 正木 圭; 佐藤 正泰

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.635 - 638, 2009/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:41.28(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uの真空容器内壁(第一壁)のトーラス外側のカーボンタイルについて、昇温脱離法((TDS),二次イオン質量分析方(SIMS)、及び走査型電子顕微鏡(SEM)を用いて水素同位体(重水素)蓄積に関して測定した。外側第一壁では、通説通り損耗していることを確認した。また外側第一壁では、ダイバータ領域と異なり重水素が多く蓄積しており、さらに表面からかなり深い位置にまで重水素が捕獲されていることをSIMSによる深さ測定から明らかとなった。測定された深さは、入射された高速中性粒子入射(NBI)のエネルギーに概略対応するので、この堆積はNBIに起因する高エネルギー重水素に起因することを示唆している。さらに、外側第一壁の水素蓄積量は、単位時間・面積あたりではダイバータ損耗領域のものとほぼ同じで、ダイバータ堆積領域のものと比べ少ない。SIMSから得られた重水素の侵入深さ、及び真空容器に占める第一壁の面積を考慮すると、外側第一壁の炉内全体の蓄積量への寄与は、ダイバータ堆積領域のものと同程度の寄与を与える可能性があることが今回の測定で明らかとなった。

論文

Deuterium depth profiling in graphite tiles not exposed to hydrogen discharges before air ventilation of JT-60U

林 孝夫; 杉山 一慶*; Mayer, M.*; Krieger, K.*; 正木 圭; 田辺 哲朗*; 佐藤 正泰

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.667 - 670, 2009/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.33(Materials Science, Multidisciplinary)

大気解放前に軽水素プラズマ放電に晒されていないJT-60U炭素タイルの重水素深さ分布をD($$^{3}$$He,p)$$^{4}$$He核反応分析法を用いて評価した。分析試料はW型ダイバータ及び第一壁領域の計8か所から採取した。核反応分析法における入射ビームのエネルギーは0.69$$sim$$3.5MeVであった。最も重水素濃度が高かったのは第一壁のアウトボード側赤道面近傍であり、深さ16$$mu$$mまでの重水素の面密度は1.9$$times$$10$$^{22}$$D/m$$^{2}$$であり、最大重水素密度はD/C=0.13であった。またダイバータ領域で重水素量が最も多かったのは、ドームトップタイルであり、深さ16$$mu$$mまでの重水素の面密度は1.2$$times$$10$$^{22}$$D/m$$^{2}$$であり、最大重水素密度はD/C=0.09であった。今回測定した軽水素プラズマ放電に晒されていない試料は、軽水素放電ありの試料と比べて重水素量が約2$$sim$$9倍多く、軽水素放電がプラズマ対向壁中の重水素(及びトリチウム)の除去に有効であることがわかった。

論文

Torus configuration and materials selection on a fusion DEMO reactor, SlimCS

飛田 健次; 西尾 敏; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 礒野 高明; 中村 博文; 鶴 大悟; 鈴木 哲; 林 孝夫; 土谷 邦彦; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.888 - 892, 2009/04

 被引用回数:20 パーセンタイル:14.45(Materials Science, Multidisciplinary)

SlimCSは、2020$$sim$$2030年代に見通しうる技術を想定して設計された小型の核融合原型炉概念である。高ベータ領域での運転を可能にするため、交換ブランケットと固定ブランケットの間にセクター規模の寸法を持つ導体シェルを挟み込む点が炉構造上の特徴である。ブランケット構造材料は低放射化フェライト鋼、冷却材はPWR条件の加圧水を第一案とした。ITER-TBMの日本案との連続性を考慮し、増殖材はLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$、増倍材はBe$$_{12}$$Ti又はBeとした。超伝導コイルは急速急冷法によるNb$$_{3}$$Alとし、最大磁場16テスラを超える設計とした。これらの機器のほか、導体シェル,ダイバータについてその構造と材料について報告する。

論文

Advanced neutron shielding material using zirconium borohydride and zirconium hydride

林 孝夫; 飛田 健次; 中森 裕子*; 折茂 慎一*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.119 - 121, 2009/04

 被引用回数:47 パーセンタイル:2.72(Materials Science, Multidisciplinary)

先進遮蔽材料として水素化ホウ化ジルコニウム(Zr(BH$$_{4}$$)$$_{4}$$)及び水素化ジルコニウム(ZrH$$_{2}$$)の性能を評価するために中性子遮蔽計算を実施した。優れた遮蔽材料は外部の構造材の深刻な放射化を防止するために必要とされている。Zr(BH$$_{4}$$)$$_{4}$$の水素密度はZrH$$_{2}$$よりわずかに多いにもかかわらず、遮蔽性能はZrH$$_{2}$$より低い。これは中性子の効率的な遮蔽には、水素原子と同様に原子番号が大きな原子が必要であることを示しており、さらにZr(BH$$_{4}$$)$$_{4}$$と鋼の組合せにより中性子遮蔽性能が向上することがわかった。(Zr(BH$$_{4}$$)$$_{4}$$とF82Hの組合せ)及び(ZrH$$_{2}$$とF82Hの組合せ)は、(水とF82Hの組合せ)より遮蔽材の厚さをそれぞれ6.5%, 19%減らすことが可能であることがわかった。他の材料と比較してZr(BH$$_{4}$$)$$_{4}$$を遮蔽材に用いた場合、ホウ素の効果により100eV以下の中性子束が大幅に減少する。これにより核融合炉からの放射性廃棄物の減少に寄与することが可能である。

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

Absolute calibration of microfission chamber in JT-60U

林 孝夫; 西谷 健夫; 助川 篤彦; 石川 正男; 篠原 孝司

Review of Scientific Instruments, 79(10), p.10E506_1 - 10E506_3, 2008/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.33(Instruments & Instrumentation)

DD及びDT反応を利用した核融合装置では、核融合出力の評価において核融合反応により発生する中性子の計測が非常に重要である。ITERでは、核燃料物質を内蔵した小型円筒形の電離箱であるマイクロフィッションチャンバー(MFC)を中性子モニタとして真空容器内に設置する予定である。今回、磁場中($$sim$$2T)での中性子モニタとしての健全性を評価するために、原子力機構が設計開発したMFC(長さ:200mm,直径:14mm,UO$$_{2}$$:12mg,ウラン濃縮度:90%)をJT-60Uの真空容器外側でトロイダルコイルの内側に設置し、Cf-252中性子源による較正及び実際のプラズマによる計測を行った。Cf-252中性子源による較正では、MFC及び既設中性子モニタの検出効率はそれぞれ、5.38$$times$$10$$^{-9}$$及び1.77$$times$$10$$^{-8}$$であった。また実際の重水素プラズマによる測定では、MFCの検出効率は既設中性子モニタの約0.3倍であり、Cf-252中性子源を用いた結果と一致した。

論文

Conceptual design of divertor cassette handling by remote handling system of JT-60SA

林 孝夫; 櫻井 真治; 正木 圭; 玉井 広史; 吉田 清; 松川 誠

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.522 - 529, 2008/00

JT-60SAはDEMO炉に向けてITERに寄与及び補完するトカマク型核融合装置である。JT-60SAの大きな特徴の一つはその高パワー及び長時間放電であり、その結果として、多量の中性子が発生する。真空容器の予想される放射化線量は、10年運転3か月冷却で1mSv/hを超えるため、真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔操作システムが必要とされている。本発表は、JT-60SAの遠隔操作システムに関するものであり、特に遠隔操作のレール展開及びダイバータモジュール(重量500kg)の交換について詳細に示している。JT-60SAのリモートハンドリング(RH)は、全18セクションのうち4か所の水平部大口径ポート(高さ1.8m,幅0.6m)を用いる。RH機器は、プラズマ実験期間中は撤去されており、メンテナンスの前後に設置及び撤去を行う。またRH装置は、重量物用と軽量物用のマニピュレータの2種類を備えており、軽作業用のマニピュレータは、重量物用を運搬する際に展開したレール上を自走することができるビークルタイプである。

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