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論文

Design of neutron beamline for fundamental physics at J-PARC BL05

三島 賢二*; 猪野 隆*; 酒井 健二; 篠原 武尚; 広田 克也*; 池田 一昭*; 佐藤 広海*; 大竹 淑恵*; 大森 整*; 武藤 豪*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 600, p.342 - 345, 2009/02

 被引用回数:17 パーセンタイル:18.39(Instruments & Instrumentation)

J-PARC、物質$$cdot$$生命科学実験施設(MLF)のBL05ポートに基礎物理実験のための新しいビームラインを建設している。このビームラインは中性子光学の高度な技術を駆使して設計されており、NOP(Neutron Optics and Physics)と名づけられている。中性子モデレータから供給される中性子ビームは、マルチチャンネルのスーパーミラーで曲げられ、低発散, 高強度, 高偏極という3本の特徴あるビームブランチに分岐された後、実験エリアに引き出され、中性子干渉, 散乱, 崩壊という基礎物理実験に各々利用される。本研究では、モンテカルロシミュレーションコードである"PHITS"を使って中性子光学素子構成及び遮蔽設計の最適化を実施し、低発散ブランチで$$9.2 times 10^5/$$cm$$^2/mu$$str$$/$$s$$/$$MW、高強度ブランチで$$1.2 times 10^9/$$cm$$^2/$$s$$/$$MW、高偏極ブランチではビーム偏極率99.8%を保った状態で$$4.0 times 10^8/$$cm$$^2/$$s$$/$$MWのビーム強度を得ることができるという評価結果を得た。

論文

Electrochemical properties of hydrogen concentration cell with ceramic protonic conductor

角田 俊也*; 小西 哲之; 河村 繕範; 西 正孝; 鈴木 達志*

Fusion Technology, 39(2-Part2), p.1083 - 1087, 2001/03

核融合炉固体増殖ブランケットでは、スイープガスからの水素同位体の分離が考えられている。われわれは、このシステムにプロトン導電性固体電解質セルを用いた水素ポンプの適用を提案した。このセルは混合ガスから電気的駆動力により水素同位体を選択的に抽出することができる。プランケットシステム条件を考慮し、円盤状のセルの片面極に純水素ガスを、もう片面極に0.01%~10%の水素ガスを接触させ試験を行った。両極の水素濃度差により生じた起電力で静的特性を、直流電圧印加に対する電流密度で水素ポンプ性能を評価した。結果として、水素分圧比100程度まで、起電力は理論値にほぼ一致した。また、水素ポンプの安定作動電圧領域が確認され、水素ポンプ性能の代表的値は873Kで7mA/cm$$^{2}$$,973Kで9mA/cm$$^{2}$$(1200mV)であった。結果から、ブランケットトリチウム回収システムへの適用が有効だと判断できる。

論文

Design study of nuclear shielding and fuel cycle for steady-state tokamak device JT-60SU

宮 直之; 林 巧; 鈴木 優*; 永島 圭介; 閨谷 譲; 豊島 昇; 鈴木 達志*; 菊池 満; 内藤 大靖*; 永見 正幸

Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.309 - 324, 1997/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.28

JT-60U以降の計画として、評価・検討を進めている定常炉心試験装置の遮蔽・排気処理系についてまとめた。薄板2重壁構造の真空容器の内部に遮蔽材を兼ねたボロン入冷却水を循環する水タンク方式とした。装置全体は40cm厚のコンクリート製クライオスタット内に格納する。低放射化材料としてこれまで評価してきたTi合金に加え、今回新たに代替案として、SUSとタングステンの組合せを提案し、線量当量の設定目標を満たす遮蔽構造を示した。ダイバータポートの実効排気速度20pam$$^{3}$$/s(30mol/h)を可能とする定常粒子排気系を検討した。プラズマ及びNBIからの排気ガスは燃料精製系で不純物を処理した後、プラズマ燃料として循環再利用する。本装置のDD放電では0.2g/年のトリチウムが発生する。トリチウム循環系は多重格納とし、緊急時の処理が可能なトリチウム安全処理系を検討した。

論文

Experimental and analytical study on membrane detritiation process

平田 慎吾*; 角田 俊也*; 怡土 英毅*; 鈴木 達志*; 林 巧; 石田 敏勝*; 松田 祐二; 奥野 健二

Fusion Technology, 28(3), p.1521 - 1526, 1995/10

水素、及び水分に対して高い透過性を有しているポリイミド製分離膜モジュールをトリチウム除去設備へ適用することにより、従来から用いられてきた触媒酸化・吸着設備での処理量を低減し、設備の減容が可能であると考えられている。本実験では、ポリイミド製分離膜モジュールに水素含有乾燥窒素、及び水分含有窒素を供給して分離実験を実施した。また、窒素中の水素、及び水分の膜分離について理論的条件における解析作業を行った。本実験、及び解析の結果、ポリイミド分離膜は窒素中の水素、及び水分を選択的に透過することが確認された。特に水分については高い透過性を有していることが確認された。本実験に使用した分離膜では、分離膜モジュールの透過側/供給側圧力比を1/1000と充分に小さくすることにり、供給された混合ガスを1/100に減容することができた。

論文

Characteristics of pebble packing and evaluation of sweep gas pressure drop into the in-pile mock-up fusion blanket

石塚 悦男; 中道 勝; 河村 弘; 佐川 尚司; 神澤 徹*; 鈴木 達志*; 斎藤 実

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.881 - 884, 1994/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:70.23

ペブル充填型ブランケットの充填層内の圧力損失を正確に予測するため、ペブル試料を用いてスイープガスによって生じる圧力損失を測定した。測定データは、粉粒体工学の分野で使用されているKozeny-Carmanの式と+25~-60%の誤差で一致した。また、100ppmまでの水分を添加して圧力損失を測定したところ、水分の影響はほとんどなかった。

報告書

核融合炉ブランケット照射試験体へのペブル充填特性

中道 勝; 河村 弘; 佐川 尚司; 石田 敏勝*; 平田 慎吾*; 鈴木 達志*

JAERI-M 93-060, 30 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-060.pdf:1.18MB

増殖材領域温度の制御特性を評価する上では、トリチウム増殖材ペブル及び中性子増倍材ペブルの充填率と熱伝導率との関係についての評価が重要である。特に充填率は、水流等による機械的振動や熱サイクルによる熱膨張率差等の振動による影響を受ける。従って、本試験では、これらの振動を模擬し、充填率壁効果、充填率分布の再現性、充填率経時変化、充填率高温時変化について調べた。

論文

Layered pebble bed concept for ITER breeding blanket

高津 英幸; 森 清治*; 吉田 浩; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 小泉 興一; 榎枝 幹男; 佐藤 聡; 黒田 敏公*; 鈴木 達志*; et al.

Fusion Technology 1992, p.1504 - 1508, 1993/00

ITERのドライバー・ブランケットの第一オプションとして、概念設計段階に3つの固体増殖体ブランケット概念が選択された。本報告は、その内の一つとして、日本が中心となって提唱している「層状ペブル・ベッド型」ブランケットの設計についてとりまとめたものである。概念設計以降、更に詳細な核熱・構造解析を実施し、構造の簡素化、最適化を実施すると共に、CADを用いた構造図の展開を図り、製作性の観点からもチェックを行うことにより、現実的でありかつ信頼性の高いブランケット概念がまとめられた。

論文

核融合炉トリチウム増殖材の容器内充填特性

中道 勝; 河村 弘; 佐川 尚司; 石田 敏勝*; 平田 慎吾*; 鈴木 達志*

FAPIG, 0(132), p.22 - 28, 1992/11

核融合炉の増殖ブランケット概念としては、トリチウム増殖材であるリチウム酸化物を直径1mm程度のペブルとして充填する方式が有望になっている。ペブルのブランケット容器への充填においては、核的特性及び熱流動特性の観点から、高密度かつ均一であることが要求される。本報告書は、微小球充填型方式ブランケットを対象として、増殖材の高密度及び均一充填技術の開発を目的とした試験研究についてまとめたものである。

報告書

Japanese contributions to blanket design for ITER

黒田 敏公*; 吉田 浩; 高津 英幸; 関 泰; 野田 健治; 渡辺 斉; 小泉 興一; 西尾 敏; 真木 紘一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 91-133, 191 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-133.pdf:5.79MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は、1990年12月を以て3年間に渡る活動を終了した。この報告書はITERの概念設計の内、トリチウム増殖ブランケットに対する日本の設計検討をまとめたものである。日本は従来よりセラミック増殖材(Li$$_{2}$$O)をペブル形状で充填するブランケットを提案している。本設計においては、中性子増倍材(ベリリウム)をやはりペブル形状とし、Li$$_{2}$$Oペブルと混合して充填する方式および増殖材と増倍材の共存性が問題となった場合にこれを回避することを考えた分離充填方式(多層型)の2案について検討した。これらの構造概念を示すと共に、核および熱流動、強度特性に対する解析を実施し、トリチウムインベリ評価、製作性の検討を行った。正味トリチウム増殖比はいずれのブランケットも~0.8であり、外部からの供給と合わせ、ITERの運転に対するトリチウム燃料の供給を行える見込みである。

報告書

Japanese contributions to ITER testing program of solid breeder blankets for DEMO

黒田 敏公*; 吉田 浩; 高津 英幸; 真木 紘一*; 森 清治*; 小林 武司*; 鈴木 達志*; 平田 慎吾*; 三浦 秀徳*

JAERI-M 91-063, 72 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-063.pdf:1.55MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は1990年12月を以て3年間に渡る活動を終了した。この報告書はITERで行う工学試験計画に対する日本の提案をまとめたものである。とくにセラミック増殖材(Li$$_{2}$$O)を用いた動力炉用ブランケットを対象とし、ヘリウム冷却を行う場合および軽水冷却を行う場合について、試験項目や試験スケジュール、テストモジュール構造概念に関する検討を行った。また、テストモジュール用冷却系およびトリチウム回収系の設計を行い、各系統内主要機器の概略仕様を検討すると共に、系統全体としての設置スペクトルを評価して炉建家内レイアウトの検討用資料とした。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); プラントシステム設計

斉藤 龍生*; 柏原 晋一郎*; 伊藤 新一*; 中山 尚英*; 安達 潤一*; 鈴木 達志*; 今村 豊*; 中沢 一郎*; 本多 力*; 中原 克彦*; et al.

JAERI-M 87-091, 374 Pages, 1987/08

JAERI-M-87-091.pdf:8.07MB

本報告書は、次期大型装置(86FER)のプラントシステムの設計検討について記したものである。

報告書

核融合動力炉ブランケット・システムの技術的検討

東稔 達三; 関 昌弘; 湊 章男; 堀江 知義; 山本 孝*; 田中 義久*; 阿部 忠*; 渡部 隆*; 小林 武司; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 87-017, 737 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-017.pdf:16.73MB

本報告では、トカマク型DT炉の発電用増殖ブランケットシステム概念の代表的候補の比較評価の為に行なった技術検討結果について述べる。ブランケットには、(1)トリチウム燃料の自己供給,(2)In-Situのトリチウム連続回収と低いインベントリ、(3)高い発電効率を与える高温除熱、(4)高稼働率を与える信頼性の高い構造等が要求される。これらを満たすブランケットの性能は、構造材/増殖材/冷却材/中性子増倍材の選択によって支配される。これらの材料の組合わせの主要候補としてPCA/Li$$_{2}$$O/H$$_{2}$$O/Be,Mo-alloy/Li$$_{2}$$O/He/Be,Mo-alloy/LiAlO$$_{2}$$/He/Be,V-alloy/Li/Li/none,及びMo-alloy/Li/He/none を選んだ。ブランケット概念の相互比較評価は、トリチウム回収システム、冷却/発電系統、及び遠隔操作による分解組立てを考慮したト-ラス分割構成法も含めて総合的に検討を行なった。

報告書

核融合実験炉(FER)プラントシステムの設計

飯田 浩正; 黒田 秀夫*; 山田 正男*; 鈴木 達志*; 本多 力*; 大村 博志*; 伊東 新一*

JAERI-M 86-149, 314 Pages, 1986/11

JAERI-M-86-149.pdf:7.71MB

本報告書は核融合実験炉(FER)のプラント・システム設計を述べたものである。炉本体以外の補助機器・補助系統のうち主要なものの設計を行ない、それらを統合して炉本体建家設計、プラント・レイアウトの検討を行なう事が目的である。対象システムは、トリチウム系・冷却系・真空排気系・燃料注入系・炉本体建家・分解修理・解体・廃棄物処理施設である。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase Two A,Part 2 Chapter VI:Maintainability

苫米地 顕; 本多 力*; 飯田 浩正; 東稔 達三; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 海老沢 克之*; 平田 慎吾*; 井上 登代一*; 喜多村 和憲*; et al.

JAERI-M 85-078, 207 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-078.pdf:5.28MB

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2の日本のナショナル・レポートの第VI章に相当するものである。二つの異なる核融合実験炉のメンテナンス概念、すなわち一方は炉停止1日後に人間が炉本体外側に接近出来る概念、他方は全く人間の接近の必要のない完全遠隔操作に基づく概念について比較検討を行なった。炉形状、卜リチウム閉じ込め、安全性、遮蔽性能、メンテナンス手順、メンテナンス時間、必要遠隔操作機器およびコスト等種々の観点から両概念の比較が述べられている。また、現在の日本の遠隔操作技術のデータ・ベースを整理、評価し今後必要なR&D項目を摘出した。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop, Phase IIA; Chapter XII:Engineering Testing

東稔 達三; 白石 健介; 渡辺 斉; 関 泰; 湊 章男*; 苫米地 顕; 田中 義久*; 小林 武司*; 鈴木 達志*; 森 清治*; et al.

JAERI-M 82-179, 49 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-179.pdf:1.07MB

本報告書は、INTORのフェーズIIAのワークショップにおいて、グループCの工学試験をまとめたものである。INTORで行うべき工学試験として、構造材料試験、ブランケット試験及び長期運転によるものを取り上げている。なおINTORに設置するテストモジュールの設計案も示されている。

論文

Preliminary design of a tokamak experimental fusion reactor

迫 淳; 東稔 達三; 関 泰; 飯田 浩正; 松田 慎三郎; 大和 晴海*; 浅見 直人*; 衛藤 福雄*; 井出 隆裕*; 鈴木 達志*; et al.

Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research 1976, 3, p.239 - 254, 1977/00

トカマク型核融合実験炉の予備設計を行った。この設計はプラズマ特性、炉構造、ブランケット核特性、遮蔽、超電動マグネット、中性粒子入射加熱装置、電源系、燃料用循環系、原子炉冷却系、トリチウム回収系を含む。 主要設計諸元は次のとおりである、融合反応出力100MW、トーラス半径6.75m、プラズマ半径1.5m、第1壁半径1.75m、トロイダル磁場(軸上)6テスラ、ブランケット親物質Li$$_{2}$$O、冷却体He、構造材料SUS316、トリチウム増殖比0.9。

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