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論文

Cabling technology of Nb$$_3$$Sn conductor for ITER central solenoid

高橋 良和; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; 宇野 康弘; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802404_1 - 4802404_4, 2014/06

 被引用回数:17 パーセンタイル:23.18(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当している。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNb$$_3$$n素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。

論文

Simulation of narrow-band longitudinal noise applied to J-PARC Main Ring

Schnase, A.; 田村 文彦; 小関 忠*; 冨澤 正人*; 外山 毅*; 吉井 正人*; 大森 千広*; 野村 昌弘; 山本 昌亘; 戸田 信*; et al.

Proceedings of 7th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (DVD-ROM), p.1079 - 1081, 2010/08

In MR extraction studies in the beginning of 2010, the application of narrow band longitudinal noise to the MR-beam at 30 GeV in flat-top to increase the duty factor of the extracted spill was tested. The longitudinal spectrum with noise became wider than expected from the bandwidth of the band-limited noise. Here we show longitudinal beam simulations, using the same digital noise that was applied to the beam, to understand the measured spectra. This also allows to estimate, which would be good combinations of harmonic number, bandwidth and amplitude of the noise to obtain a desired beam shaping.

論文

Application of digital narrow band noise to J-PARC Main Ring

Schnase, A.; 田村 文彦; 小関 忠*; 冨澤 正人*; 外山 毅*; 吉井 正人*; 大森 千広*; 野村 昌弘; 山本 昌亘; 戸田 信*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.1446 - 1448, 2010/05

Applying narrow band noise to the beam in J-PARC Main Ring in flattop, while the acceleration voltage is off helps to counteract the effect of ripple on the slow extraction. For this purpose, a complex noise sequence output by DSP modulates a custom made DDS synthesizer to create single side spectra without carrier. The noise is calculated starting from a description in frequency domain. An algorithm creates narrow band spectra with optimized behavior in time domain. Frequency domain data is transformed to time domain, and the amplitude is smoothed. The smoothed data is transformed back to frequency domain, and the spectral shape is restored. This process repeats until the amplitude in time domain has converged, while the desired spectrum shape is preserved. Noise generated in this way can be tailored for different requirements. We show the signal properties, the hardware, and preliminary beam test results, when the noise is applied (a) to the MR RF system, and (b) to the horizontal exciter system.

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

ITER activities and fusion technology

関 昌弘

Nuclear Fusion, 47(10), p.S489 - S500, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:90.37(Physics, Fluids & Plasmas)

第21回IAEA核融合エネルギー会議では約460件の報告があり、そのうち、ITER活動に関して68件、核融合工学に関して67件の報告があった。ITERの性能予測,工学R&Dの成果やITERの建設準備状況に関する報告は、ITERの実現に確信を与えるに足るものであった。また本会議の直前に中国の超伝導トカマク装置であるEASTが最初のプラズマ着火に成功したことは特筆すべきであり、KSTAR等の他の新しい実験装置の建設も着実に進んでいる。将来の核融合炉の概念設計においては、コンパクト化と定常運転へ向けた取り組みが成された。ITERテストブランケットモジュール計画を含めたブランケットと原型炉に向けた材料開発に関する炉工学研究では、R&Dと設計の両面で進展が見られた。

論文

ITER activities in Japan

常松 俊秀; 関 昌弘; 辻 博史; 奥野 清; 加藤 崇; 柴沼 清; 花田 磨砂也; 渡邊 和弘; 坂本 慶司; 今井 剛; et al.

Fusion Science and Technology, 42(1), p.75 - 93, 2002/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.59(Nuclear Science & Technology)

ITER(国際熱核融合実験炉)工学設計活動における日本の工学技術の研究開発活動と成果について、欧州,日本,ロシア,米国の国際協力により実施されたITERの設計結果と合わせて述べる。ITERを構成する主要機器のうち、超伝導コイル,真空容器,高熱流束プラズマ対向機器,中性粒子入射装置,大電力のミリ波を発生するジャイロトロン等について、ITER実機に外挿可能な規模のモデル試験体を開発・製作・試験するプロセスを通じてITERに必要な新技術が開発された。日本で得られた主な成果は、13T, 640MJのニオブ・スズを用いた超伝導コイル技術,高さ15m,横幅9mの真空容器技術,20MW/m$$^{2}$$の熱流束を処理できるCuCrZr製の冷却管技術,31mA/cm$$^{2}$$の電流密度を有する負イオン源技術と1MeVのイオン加速器技術及び1MWの出力機能を有するジャイロトロン技術である。

論文

Development of fusion nuclear technologies at Japan Atomic Energy Research Institute

関 昌弘; 山西 敏彦; 洲 亘; 西 正孝; 秦野 歳久; 秋場 真人; 竹内 浩; 中村 和幸; 杉本 昌義; 芝 清之; et al.

Fusion Science and Technology, 42(1), p.50 - 61, 2002/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:61.56(Nuclear Science & Technology)

原研における核融合炉工学の長期的開発の進展状況を発表する。トリチウム取扱・処理システムにおいては、ITER及び原型炉に必要なシステムの構成要素機器の基盤技術開発が進み、統合システムの1ヶ月にわたる連続運転に成功した。DT炉内で使用された機器の表面からトリチウムを効果的に除去する方法として、波長193nmの紫外線レーザを用いる技術が開発された。ブランケットについてはITER用テスト・ブランケット・モジュール及び原型炉用先進的ブランケットの開発が進んだ。本ブランケットではトリチウム増倍材としてLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$,構造材料として低放射化鋼F82Hを用いている。F82H鋼については、50dpaの中性子照射と摂氏200度から500度の範囲における機械的強度が明らかとなった。さらに原型炉を目指した候補材料に100から200dpaでの中性子照射試験を行うため国際核融合材料照射施設(IFMIF)の研究開発が国際協力により進められた。

論文

ITER工学設計活動報告

森 雅博; 荘司 昭朗; 荒木 政則; 斎藤 啓自*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 井上 多加志; 大野 勇*; 片岡 敬博*; et al.

日本原子力学会誌, 44(1), p.16 - 89, 2002/01

ITER(国際熱核融合実験炉)計画は、日本・米国・欧州・ロシアの政府間協定の下に核融合エネルギーの科学的・工学的実証を目指す実験炉を国際共同で実現しようというプロジェクトである。1992年7月以来9年間に亘り建設のために必要なすべての技術的データの作成を目的とする工学設計活動(EDA)を進めてきたが、2001年7月に当初の目標を達成して完了した。次の段階に進むこの時期に、EDAの概要と主要な成果をまとめておくことは、我が国の研究者が広くEDAの成果を評価し活用するうえでも、また、今後期待されるITERの建設・運転に向けた活動に多くの研究者が参画するための共通の基盤を築くうえでも必要と考えられる。本報告ではこのような趣旨に基づき、ITER工学設計活動の概要,工学設計及び工学RandDの成果,安全性に関する検討について、外部の研究者が全体像を掴むことを意図して記述されている。

論文

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦

関 昌弘; 菱沼 章道; 栗原 研一; 秋場 真人; 阿部 哲也; 石塚 悦男; 今井 剛; 榎枝 幹男; 大平 茂; 奥村 義和; et al.

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦, 246 Pages, 2001/09

本書は、炉工学的基礎を有し核融合に関心のある方々に対して、核融合炉の原理とその実現に必要な多岐にわたる技術、さらに総合システムとしての核融合炉の理解に役に立つことを目指したものである。本文は2部構成になっており、第1部では核融合炉の原理と誕生までのシナリオを、そして第2部では、核融合炉を構成する主要な装置・機器に関する研究開発の現状を、最近のデータをもとにまとめてある。

論文

Fusion technology development for ITER in JAERI

関 昌弘; 辻 博史; 小原 祥裕; 秋場 真人; 奥村 義和; 今井 剛; 西 正孝; 小泉 興一; 竹内 浩

Fusion Technology, 39(2-Part.2), p.367 - 373, 2001/03

原研における核融合炉工学R&Dの現状を概観した。遮蔽ブランケット開発については、第1壁の製作に必要な高温加圧接合技術の開発を進めた。表面荒さが10ミクロン程度の機械仕上げ面の接合においても接合圧力を200MPaとすることで十分な強度が得られることがわかった。超伝導磁石の開発については、中心ソレノイドモデルコイルの試験が完了した。直流性能では、46kAの励磁電流で磁場強さ13T、蓄積エネルギー640MJを達成した。パルス性能としては、13Tまで1.2T/sの速度で励磁、13Tからの1.5T/sで減磁することに成功し、モデルコイル研究開発の目標を達成した。加熱電流駆動技術に関しては、NBI開発において水素負イオン電流を20mA/cm$$^{2}$$というITER条件の電流密度で連続的に引き出すことができた。ECH用ジャイロトロン開発においては、短パルスではあるが不要発振の抑制に成功した。トリチウム安全の研究においては、12m$$^{3}$$のケーソンにおけるトリチウムの拡散移行挙動に関する実験を行うとともに、シミュレーションコードの開発を進めた。核融合中性子工学に関しては、遮蔽性能や崩壊熱に関する研究を行い、ITER設計の妥当性を確認した。

論文

Development and testing of large-scale nuclear components and remote handling system in JAERI

関 昌弘; 小原 祥裕; 多田 栄介; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 51-52, p.941 - 948, 2000/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

本論文は、原研がITER工学R&Dとして実施した、ダイバータ,第1壁/ブランケット,真空容器,遠隔保守機器に関する開発の現状を総合的に報告するものである。ダイバータ開発においては、実機大モックアップを試作し、ITER条件の熱負荷を繰り返し加えて耐久性を調べた。その結果、モックアップはITERのパルス繰り返し条件に耐えることが示され、これまでの研究成果は十分にITERに適用可能であることを確認した。第1壁/ブランケットについては、HIP法による一体成型技術を開発し、この方法でプロトタイプモジュールを製作した。1/20セクターの実機大真空容器を製作し、現地溶接試験を行って所定の製作精度が得られることを確認した。遠隔保守機器については4トンのブランケットモジュールを所定の精度で高速に操作することを目標に開発を進め、ビークル型マニピュレータがITER要求を満たす性能を持っていることを確認した。

論文

Report of the ITER SWG-P2 to the ITER council on joint implementation of ITER

関 昌弘

プラズマ・核融合学会誌, 76(3), p.308 - 312, 2000/03

SWG-P2はITERの共同実施に関する検討を行い、以下の諸点において合意に達した。(1)ITERの目的、及びその実現のための方法について単一の見解を共有すること。(2)核融合エネルギーの実現のため、ITERの技術的・社会的重要性を認識すること。(3)国際協力を通してITERの建設を推進するための共通の意思を再確認すること。(4)ITER計画を共同実施するための確固たる国際的な法的枠組みを設立する目的で、各国政府の関与の下に国際協議を開始する時期が熟したと認識する。SWGは、本報告書の記述に従い、2000年夏に予定されている共同評価の時期において、ITERの建設、運転、利用、及び廃止措置に関する将来の決定に至る所要の手続きについて共通理解を得ることを目的として、2000年の早い段階に、関心ある極間が非公式政府間協議を開始するよう、ITER理事会が各極に勧告するよう提案した。

論文

Fusion reactor safety; Issues and perspective

稲辺 輝雄; 関 昌弘; 常松 俊秀

Fusion Engineering and Design, 42, p.7 - 12, 1998/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:58.17

核融合炉の認許可に耐え得る安全性を確保する観点から、測定される安全原則、安全要件、信頼性確保のための問題点及び必要なR&Dを述べる。安全確保のための基本原則としては、深層防護とALARAの原則が核融合炉の場合にも不可欠と考えられ、特に深層防護の概念に基づく核融合炉のための具体策を例示する。また、同概念に基づく設計の妥当性を確認するための安全解析上の留意点を示す。さらに、使用する材料の信頼性と実証性のあるデータベース、適切な構造設計基準、供用中検査への設計上の配慮、安全解析で仮定する機器の性能や被ばく評価にかかわるソースタームの担保、解析コードの検証等の重要性を指摘し、核融合実験炉ITERの工学設計活動を中心として国際的に進展中のR&D活動に言及する。また、低放射化材料の廃棄物にもたらす優位性を概説し、今後の展望を示す。

報告書

Assembly tool design

金森 直和*; 中平 昌隆; 大川 慶直; 多田 栄介; 関 昌弘

JAERI-Tech 96-023, 30 Pages, 1996/06

JAERI-Tech-96-023.pdf:1.03MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の中心部分は、複数の大型で非対称形状を有する機器が組み合わされて構成されている。これらの機器の組立では、構造健全性を担保するために厳しい精度が要求される。また、炉の中心部分は放射化されるため、再組立・保守は全て遠隔で行うことが要求される。このため、組立手順及び組立ツールの設計は極めて重要であり、設計当初から遠隔操作によって重量物の高精度取扱を可能とするよう考慮することが必要である。このような観点から、ITER設計タスクの一環として、トカマクの組立方法及び組立ツールの設計検討を進め、本報告では組立ツールの設計概念及び今後の技術課題について取りまとめた。

論文

実験炉段階を迎えつつある核融合研究開発の動向とその魅力

関 昌弘; 岸本 浩; 松田 慎三郎; 西川 雅弘*; 礒辺 倫郎*; 斉藤 正樹*; 西 正孝; 吉田 善章*; 徳田 伸二; 吉川 潔*; et al.

電気学会技術報告, 0(613), 102 Pages, 1996/00

核融合炉を発電システムとして捉える立場から、(1)既存の装置、計画中の装置、そして構想段階の将来の可能性を調査し、特に電気技術の面から核融合炉が備えるべき特性を探り、(2)今後50年以上を要する超長期的かつ巨額の予算を必要とする核融合炉の研究開発に各界の支持を維持し、若い有能な研究者の育成を継続することを目指し、研究開発の途中段階での「魅力」を再発見、再認識すること、の2点を目的とした電気学会核融合発電システム調査専門委員会(1993年6月-1996年5月)の技術報告書である。本技術報告書は、委員会での調査活動の結果得られた様々な技術情報をオムニバス形式でまとめる構成をとり、それぞれの技術分野の専門家が最新の情報に基づき論説している。

報告書

Conceptual design of ITER shielding blanket

佐藤 聡; 高津 英幸; 倉沢 利昌; 橋本 俊行*; 小泉 興一; 喜多村 和憲*; 伊藤 裕*; 小沢 義弘*; 多田 栄介; 中平 昌隆; et al.

JAERI-Tech 95-019, 129 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-019.pdf:3.27MB

本レポートは、国際共同設計チームとの密接な協力の下に、1994年の1年間に日本ホームチームが行った、ITER遮蔽ブランケット/第一壁の概念設計活動の成果を纏めたものである。本設計作業は、国際共同設計チームと日本ホームチームとの間で結ばれたITER1994年設計作業契約に基づいてなされた。高い表面熱流速、高い中性子壁負荷及びディスラプション時の電磁力の下で信頼性の高い遮蔽ブランケット/第一壁の設計を実現すると共に、信頼性の高い組立保守性を達成するために、本設計では、分離第一壁、モジュール構造を有する遮蔽ブランケット、分離後壁から成る層状構造の遮蔽ブランケットを提案した。本報告では、構造設計の概要、製作性や保守性の検討、及び熱機械、電磁構造解析の結果を報告する。

報告書

Compatibility test of blanket structural materials with beryllium sphere in helium gas environment

倉沢 利昌; 高津 英幸; 関 昌弘; 小野 清*; 小林 重忠*

JAERI-Tech 95-011, 24 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-011.pdf:2.09MB

ヘリウム雰囲気下でのブランケット構造材とベリリウム球の両立性試験を650~750$$^{circ}$$C、700~1500時間おこなった。供試材料としては316ステンレス鋼の他、先進材料であるF82H鋼、チタン合金、V合金等の反応性を調べた。反応量の測定は走査電子顕微鏡写真を撮影してから行った。それぞれの材料によって反応層の厚みは異なるが650$$^{circ}$$Cでは反応量は少なく両立性は良いことがわかった。700$$^{circ}$$C以上では供試材料のすべてに渡って反応が開始し、時間と共に増大する。従ってこれらの先端材料の使用温度は700$$^{circ}$$C以下に抑制することが必要と判断できる。今後も316SS鋼と比較しつつ先進材料の両立性データを着実に取得することが必要である。

論文

Thermomechanical investigation on divertor supports for fusion experimental reactor: hydraulic experimental results

荒井 長利; 日野 竜太郎; 武藤 康; 中平 昌隆; 渋井 正直*; 古谷 一幸; 多田 栄介; 関 昌弘

Fusion Engineering and Design, 28, p.103 - 112, 1995/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.12

原研はJT-60に続いて核融合実験炉(FER)の建設を目指した研究開発を行っている。炉心構造の一つであるダイバータは厳しい熱負荷/粒子負荷を受けキーコンポートネントである。その構造要素の一つである支持具は強度設計及び交換容易性の観点から詳細化と最適化が必要である。本研究では、ダイバータ管路の熱機械的特性との関連を調べるため、改良型支持機構を装着した1/1スケールの冷却管路ユニットを製作し、高速水流動条件下の管路圧力損失特性と流体誘起振動特性の測定を行い、概要を把握した。主な結果は次の通りである。1)通常時定路流速10m/sにおける全圧力損失は、水温20$$^{circ}$$Cで約0.7MPaであった。CDAの設計値はほぼ妥当であった。2)管路折返しベンド部は上下管間の拘束具を装着した条件で、流速が10m/s以上において振動現象が急激に著しくなる。

論文

Design of separated first wall for fusion experimental reactor

小泉 興一; 渋井 正直*; 中平 昌隆; 高津 英幸; 多田 栄介; 関 昌弘; 常松 俊秀

Fusion Engineering and Design, 27, p.388 - 398, 1995/00

核融合実験炉の炉内機器の設計には遠隔保守との整合性を有することが要求される。特にプラズマからの高熱負荷と粒子負荷、ディスラプション時の巨大電磁力を受ける第一壁の場合には局所的な熱負荷のピーキングにより損傷を受ける可能性が大きく、遠隔保守によって容易に交換可能な構造が不可欠である。この要求を満足する概念として原研では大型・大重量構造物であるブランケットから機械的に分離された第一壁構造を提案している。本構造の特徴は、(1)軽量で組立・分解時の取扱いが容易、(2)休止時間の短縮が可能、(3)高い熱流束から分離してブランケットの熱応力が低減できる、(4)ブランケットより高温で第一壁の運動が可能である事である。構造は、フェイル・セーブ機能をもつ金属メッシュが挿入された信頼性の高い二重壁シェル構造を基本としており、0.3MW/m$$^{2}$$以上の高熱負荷条件でも低熱応力で運転が可能である。現在SS316のキルティング構造について検討を進めているが、Cu合金の採用も可能でありディスラプション時の電磁力低減のための電気接続にも効果的である。

論文

Ceramic breeding blanket development for experimental fusion reactor in JAERI

倉沢 利昌; 高津 英幸; 佐藤 聡; 森 清治*; 橋本 俊行*; 中平 昌隆; 古谷 一幸; 常松 俊秀; 関 昌弘; 河村 弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 27, p.449 - 456, 1995/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:38.36

核融合実験炉(ITER,FER)で増殖ブランケットとして、セラミックスの層状構造ブランケットが採用されている。このセラミックスブランケットの設計および研究開発に関する最近の原研での研究成果を発表する。ブランケットの設計ではブランケット第1壁の冷却チャンネル中の冷却水停止時の温度上昇および熱応力の解析をおこなうと共に、冷却水の圧力損失の評価をおこなった。ブランケット設計を支援するR&Dではブランケット筐体の製作およびHIP接合部の機械試験を行い、実機製作への見通しを得ると共に有意義なデータベースを取得した。ペブル(Be)充填層の熱伝導度測定および増殖セラミックスの熱サイクル試験、構造材と増殖材の両立性試験後の引張試験データなどを評価解析して発表する。

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