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論文

Design of the toroidal field coil for A-SSTR2 using high Tc superconductor

安藤 俊就; 加藤 崇; 牛草 健吉; 西尾 敏; 栗原 良一; 青木 功; 濱田 一弥; 辻 博史; 長谷川 満*; 内藤 秀次*

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.13 - 16, 2001/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:39.36

核融合動力炉A-SSTR2のトロイダル・コイルを高温超伝導導体を用いて設計した。その設計思想,具体的設計例,今後の高温超伝導導体の開発ターゲットについて紹介する。

論文

Composition adjustment of low activation materials for shallow land burial

関 泰; 田原 隆志*; 青木 功; 植田 脩三; 西尾 敏; 栗原 良一

Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.435 - 441, 2000/09

 パーセンタイル:100

代表的な低放射化材料であるフェライト鋼、バナジウム合金及びSiC/SiC複合材料の組成を調整することにより日本において浅地埋設できる割合を高めることを検討した。その結果、バナジウム合金はN$$_{6}$$不純物を、SiC/SiC複合材料はN不純物を減らすことによりほとんど全ての放射性廃棄物を浅地埋設できることが示された。これに対して低放射化フェライト鋼F82Hの場合には、合金成分であるWの割合を減らさないと90%の浅地埋設割合をこれ以上増やすことはできないことがわかった。

論文

Control of fusion power in a steady-state tokamak reactor

栗原 良一; 西尾 敏; 植田 脩三; Polevoi, A. R.; 青木 功; 安島 俊夫*; 岡田 英俊*; 長谷川 満*; 牛草 健吉

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.3, p.553 - 557, 2000/00

商業発電炉は、日中や季節ごとの電力需要の変化に応じて炉の出力制御が可能である方が望ましい。従来、自己点火プラズマの核融合炉にとって出力制御は容易でないと考えられてきた。本論文は、将来の定常核融合動力炉において核融合出力制御が可能であることを明らかにした。原研で検討している革新的定常核融合炉A-SSTR(定格出力4.0GW)を例に、外部から容易に制御できる加熱電流駆動パワー,電子密度,プラズマ電流を変化させることにより、どの程度、核融合出力を変化させることができるか、電流駆動解析コードACCOME及び1.5D輸送コードTOPICSを用いて評価した。その結果、定格運転パラメータからプラズマ電流を25%、電子密度を38%、加熱電流駆動パワーを25%の範囲で変化させ、定格核融合出力の66%まで下げられることを明らかにした。

報告書

Development of dynamic simulation code for fuel cycle of fusion reactor

青木 功; 関 泰; 佐々木 誠*; 新谷 清憲*; Kim, Y.*

JAERI-Data/Code 99-004, 136 Pages, 1999/02

JAERI-Data-Code-99-004.pdf:5.82MB

核融合実験炉の燃料循環系のシミュレーションコードを作成した。本コードは、パルス運転時のプラズマチェンバ及び燃料循環系内に分布する燃料の時間変化を追跡する。プラズマチェンバ及び燃料循環系における燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能を時間当りの処理量に着目してその時間変化を追跡した。プラズマチェンバ及び燃料循環系各サブシステムごとに状態方程式と出力方程式を定め、燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能をモデル化し、時間に関し定常となるサブシステムの常数は、ITERの概念設計書に依拠した。本コードを用いて、燃焼状態と燃料循環系サブシステムの処理機能とに依存する供給量の時間変化と、滞留量の時間変化を示した。

論文

Effect of activation cross section change on the shallow land burial fraction of low activation materials for fusion reactors

関 泰; 青木 功; 植田 脩三; 西尾 敏; 栗原 良一; 田原 隆志*

Fusion Technology, 34(3), p.353 - 357, 1998/11

核融合炉に使用される低放射化材料であるフェライト鋼、バナジウム合金、SiC複合材料の不純物を含めた構成元素の濃度が、どの程度以下であれば、照射後に浅地埋設できるかを明らかにする。その結果に基づいて、浅地埋設できる割合を増やすための元素組織を明らかにする。

論文

Safety scenario and integrated thermofluid test

関 泰; 栗原 良一; 西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦

Fusion Engineering and Design, 42(1-4), p.37 - 44, 1998/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.29

核融合炉の真空容器には、大量のトリチウムと放射化ダストが存在すると想定される。そこで、これらの放射性物質が、異常時にどの程度の割合で可動化し、真空容器外に放出され、環境中に放出されるかを評価する必要がある。異常事象として、真空容器内の冷却材浸入事象(ICE)と真空破断事象(LOVA)が想定されており、これらに関しては、ITER工学R&Dとして個別に予備試験がなされており、事象解明と評価モデルの構築を進めている。今後は、さらにICEからLOVAへの事象進展の可能性、進展した場合の影響を評価するとともに、評価モデルの妥当性を示すために、真空容器内伝熱流動安全総合試験を計画している。本報告は、真空容器内の熱流動事象の検討結果から導出された総合試験装置の概要と試験計画を紹介する。

論文

Characterization of vacancy-type defects and phosphorus donors introduced in 6H-SiC by ion implantation

大島 武; 上殿 明良*; 安部 功二*; 伊藤 久義; 青木 康; 吉川 正人; 谷川 庄一郎*; 梨山 勇

Applied Physics A, 67(4), p.407 - 412, 1998/00

 被引用回数:25 パーセンタイル:25.74(Materials Science, Multidisciplinary)

6H-SiCへリンイオン注入を行い、発生する欠陥と注入後熱処理により、それらの欠陥がどのように変化するかを陽電子消滅法を用いて調べた。また、ホール係数測定を行い結晶の回復と電気特性の関係も調べた。さらに、ホール係数の温度依存性より、リンのイオン化エネルギーを見積もった。陽電子消滅法により、注入後は主に複空孔が欠陥として存在し、その後の熱処理により空孔サイズは増大し700$$^{circ}$$C以上で空孔クラスターが形成されるが、1000$$^{circ}$$C以上ではサイズの減少が始まり、1400$$^{circ}$$Cでは結晶はほぼ回復することが分かった。結晶の回復にともない電子濃度が増加し、リンが活性化することが分かった。また、リンのイオン化エネルギーは、75MeV、105MeVと見積もられた。この値は、SiC中の代表的なドナーであるチッ素とほぼ同じであり、リンのドナーとしての有用性も確かめることができた。

論文

Improved tokamak concept focusing on easy maintenance

西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 関 泰; 新谷 吉郎*; et al.

Fusion Engineering and Design, 41, p.357 - 364, 1998/00

 被引用回数:45 パーセンタイル:4.49

トカマク炉は保守が困難であるとの指摘がなされており、その原因としては、以下の3つが考えられる。(1)プラズマ周辺機器に作用する電磁力。これは電磁力に耐える強固な支持機械と容易な着脱性を同時に満足することが困難なことによる。(2)保守作業中の高い放射線環境条件。このような環境下で実用に耐える材料および機器は極めて限られる。(3)トカマク装置の幾何形状の複雑さ。トカマク装置の主要機器は互いに交鎖しており、かつ機器配置が窮屈である。これを克ふくするために高アスペクトで、SiC/SiC材料を用いたトカマクを提案した。

論文

Study of thermal annealing of vacancies in ion implanted 3C-SiC by positron annihilation

大島 武; 上殿 明良*; 伊藤 久義; 阿部 功二*; 鈴木 良一*; 大平 俊平*; 青木 康; 谷川 庄一郎*; 吉川 正人; 三角 智久*; et al.

Mater. Sci. Forum, 264-268, p.745 - 748, 1998/00

イオン注入により発生する照射欠陥とその熱アニールによる回復についての情報を得るために、陽電子消滅測定を行った。試料はCVC法により作成した立方晶シリコンカーバイド(3C-SiC)を用い、イオン注入は室温で、200keV-N$$_{2}$$を1$$times$$10$$^{13}$$/cm$$^{2}$$行った。注入後の熱アニール処理は~1400$$^{circ}$$Cまで行い、それぞれの温度でアルゴン中で20分間行った。陽電子消滅測定の結果、室温~1000$$^{circ}$$Cまでは空孔型欠陥のサイズが増加し、空孔クラスターを形成するが、1000$$^{circ}$$C以上では空孔型欠陥のサイズは減少し、1200$$^{circ}$$C以上では消滅していくことが分かった。また、照射によりダメージを受けた領域の回復は結晶の奥の方から始まり、アニール温度の上昇に従って表面へ移動してくることも明らかになった。

論文

Hot-implantation of phosphorus ions into 6H-SiC

安部 功二*; 大島 武; 伊藤 久義; 青木 康; 吉川 正人; 梨山 勇; 岩見 基弘*

Mater. Sci. Forum, 264-268, p.721 - 724, 1998/00

六方晶シリコンカーバイド(6H-SiC)中のリン不純物の挙動を明らかにするためにリンイオンの高温イオン注入を行った。また、イオン注入の最適条件を調べる目的で、注入温度とリン不純物の電気活性化の関係についても調べた。リン注入は、注入層のリン分布を均一にする目的で、80~200keVの間で4つのエネルギーを用いて行った。注入後の熱アニールは、アルゴン中で20分間行った。注入温度とリンの電気的活性化の関係は、室温~1000$$^{circ}$$C注入では、大きな差はないが、1200$$^{circ}$$C注入の場合は、注入後熱アニールを行わなくても、リンが電気的に活性化しn型伝導を示すことがわかった。また1200$$^{circ}$$C以上の熱アニール処理を行った時も、室温~1000$$^{circ}$$C注入した試料に比べ、1200$$^{circ}$$C注入試料はより多くのリンが電気的に活性化することも明らかにした。ホール係数測定の温度依存性から、リンドナーのイオン化エネルギーを見積もったところ、85、135MeVとなった。

論文

Characterization of residual defects in cubic silicon carbide subjected to hot-implantation and subsequent annealing

伊藤 久義; 大島 武; 青木 康; 安部 功二*; 吉川 正人; 梨山 勇; 奥村 元*; 吉田 貞史*; 上殿 明良*; 谷川 庄一郎*

Journal of Applied Physics, 82(11), p.5339 - 5347, 1997/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:40.31(Physics, Applied)

室温から1200$$^{circ}$$Cの広い温度範囲での窒素(N$$_{2+}$$)及びアルミニウム(Al$$^{+}$$)のイオン注入により立方晶シリコンカーバイド(3C-SiC)半導体に導入される欠陥を電子スピン共鳴(ESR)、光励起発光分析(PL)、陽電子消滅(PAS)法を用いて評価した。高温注入は常磁性欠陥を減少させ注入層の結晶性を改善すると同時に、空孔クラスターの形成を誘起することが明らかになった。これらの結果は高温注入時における点欠陥の移動と結合反応によって説明することができる。さらに高温注入による欠陥の形成と消失挙動は注入温度、注入量、注入イオン種に依存することが見い出された。また、高温注入により3C-SiCに導入された欠陥のアニール挙動をESR,PL,PASを用いて調べるとともに、ホール測定、二次イオン質量分析により注入不純物のアニールによる電気的活性化や深さ方向濃度分布変化についての知見を得た。

報告書

核融合炉燃料循環系動特性コードの開発; 単パルス運転の結果

青木 功; 関 泰; 佐々木 誠*; 新谷 清憲*; C.Kim*

JAERI-Data/Code 97-042, 113 Pages, 1997/11

JAERI-Data-Code-97-042.pdf:3.59MB

核融合実験炉の燃料循環のシミュレーションコードを作成した。本コードは、パルス運転時のプラズマチェンバ及び燃料循環系内に分布する燃料の時間変化を追跡する。プラズマチェンバ及び燃料循環系内における燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能を時間当たりの処理量に着目してその時間変化を追跡した。プラズマチェンバ及び燃料循環系各サブシステム毎に状態方程式と出力方程式を定め、燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能をモデル化し時間に関し定常となるサブシステムの定数は、ITERの概念設計書に依拠した。本コードを用いて、燃焼状態と燃料循環系サブシステムの処理機能とに依存する処理量の時間変化と、滞留量の時間変化を示した。

報告書

核融合動力炉における放射性廃棄物管理及び処分シナリオの検討

田原 隆志*; 山野 直樹*; 関 泰; 青木 功

JAERI-Tech 97-054, 164 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-054.pdf:5.46MB

5通りの構造材料を用いた核融合炉と軽水炉の寿命中に発生する主要な放射性廃棄物の利用と放射化レベルを算定し、その環境及び経済的な影響を評価して比較した。まず核融合炉において発生する放射性廃棄物の量と放射化レベルを放射化計算により評価した。次に我国におけるこれら廃棄物の処分方法を検討して、一定の仮定の下に処分コストを概算した。他方軽水炉の放射性廃棄物量と放射化レベルに関しては文献調査により求め、その処分コストを核融合炉と同等の仮定の下に概算し、両者の比較を行った。その結果、核融合炉の中レベル廃棄物に対する中間所蔵費及び軽水炉の高レベル廃棄物処分費に、処分コストの相対比が強く依存することが明らかになった。

論文

Stability and accuracy of the cubic interpolated propagation scheme

内海 隆行*; 功刀 資彰; 青木 尊之*

Computer Physics Communications, 101(1-2), p.9 - 20, 1997/00

 被引用回数:42 パーセンタイル:10.92

数値流体解析のスキーマとして東工大矢部等により提案されたCIP法(Cubic Interpolated Propagation)は、蒸発、溶融を含めた複雑な流体運動のシミュレーションを可能にした。現存の数値流体解析のスキーマの多くは差分法に基づいて構成されているため、CIP法の数値計算技法としての理論的展開をさらに進めていく必要がある。そのためここでは、CIP法の移流項計算過程に差分法におけるNeumannによる解析を拡張して適用し、周波数領域で位相・ゲイン特性を求めた。その結果、CIP法の位相・ゲイン誤差は代表的な差分法であるLax-Wendroff法に比較して非常に小さく、数値安定性に優れたものであることがわかった。これは、CIP法においては物理量のみではなく、その空間微係数を状態量とし流体のような連続体の物理量を局所的に近似することによるものである。

論文

Maintenance oriented tokamak reactor with low activation material and high aspect ratio configuration

西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 栗原 良一; 功刀 資彰; 関 泰

Fusion Energy 1996, 3, p.693 - 699, 1997/00

トカマク型核融合炉の弱点のひとつに機器構成の複雑性及び使用材料の放射化に起因して保守・修理の困難さを伴うことが指摘されている。その困難さを大幅に軽減するために極低放射化材料を使用するとともに、トーラス体を放射状に等分割し、それぞれのセクターを組立ユニットとする新たな炉概念DREAM炉を提案した。主な特徴は、(1)SiC/SiC複合材の導入により、保守時の放射線線量率を著しく低減し、さらにディスラプション時の電磁力発生を回避した。加えて、強い耐熱性故高温ヘリウム冷却が可能となり熱効率が向上した。(2)プラズマアスペクト比を大きくしたことにより、配管系をトーラス内側に引き出すことが可能となった。さらにブートストラップ電流の比率が大きくなり所内電力比が低減された。

論文

Preliminary comparison of radioactive waste disposal cost for fusion and fission reactors

関 泰; 青木 功; 山野 直樹*; 田原 隆志*

Journal of Fusion Energy, 16(3), p.205 - 210, 1997/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:40.64(Nuclear Science & Technology)

5種類の構造材料を用いた核融合炉と代表的な軽水炉の寿命中に発生する主要な放射性廃棄物を算定し、その処分コストを概算して比較した。まず放射化計算により、核融合炉において発生する放射性廃棄物量と放射化レベルを評価した。次にわが国におけるこれら廃棄物の処分方法を検討し、一定の仮定の下に処分コストを概算した。軽水炉の放射性廃棄物量と放射化レベルに関しては文献より調査し、その処分コストを核融合炉と同等の仮定の下に概算し、両者の比較を行った。その結果、中レベル廃棄物に対する中間貯蔵費および核分裂炉における高レベル廃棄物処分費に比較結果が強く依存することが明らかになった。

論文

Proposal of integrated test facility for in-vessel thermofluid safety of fusion reactors

栗原 良一; 関 泰; 植田 脩三; 青木 功; 西尾 敏; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; et al.

Journal of Fusion Energy, 16(3), p.225 - 230, 1997/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.79(Nuclear Science & Technology)

VDE事象や逃走電子のようなプラズマ異常は、真空容器内冷却管の多数損傷に至る可能性がある。冷却管が損傷すると冷却水が真空容器内で蒸発し、加圧を引き起こす。このような事象を冷却材侵入事象(ICE)と呼ぶ。また、ICE等による真空容器内圧上昇が起因となって、真空境界が破断する真空破断事象(LOVA)が想定される。現在までに実施してきたICE予備試験とLOVA予備試験では、これら事象の基本的メカニズムに着目した実験を行い、基礎データを得て評価コードの開発を行ってきた。総合試験では、ITERの安全審査に備え、これら評価コードの検証を行うとともに、ICEからLOVAに至る現象を総合的に試験する計画である。本論文では、現在、概念設計を進めている総合試験装置の概要及び試験の計画について紹介する。

論文

Preliminary evaluation of radwaste in fusion power reactors

関 泰; 青木 功; 山野 直樹*; 田原 隆志*

Fusion Technology, 30(3), p.1624 - 1629, 1996/12

核融合動力炉において、その運転期間中及び廃炉時に発生する放射性廃棄物の放射化のレベル、崩壊熱、物量等を5通りの構造材料を使用した場合について評価した。その結果が我が国においてどのような意味を有するかについての考察を試みた。中性子フルエンスが10MW・a/m$$^{2}$$以上の重照射の場合には、中性子多段反応の結果生成する放射性核種の寄与が大きいこと、炉停止後の崩壊熱は構造材料によって減衰の様子が大きく異なることが明らかになった。

報告書

釜石原位置試験第2フェーズ平成7年度成果報告書

青木 和弘; 小出 馨*; 清水 功*; 吉田 英一; 荒木 龍介*; 澤田 淳; 藤田 朝雄

PNC-TN1410 97-038, 307 Pages, 1996/04

PNC-TN1410-97-038.pdf:14.38MB

釜石原位置試験第2フェーズは、地下深部の地質環境特性の詳細な把握とそこで起きる現象の理解、ならびに、調査試験技術の高度化と確立を目的として、本地域に広く分布する前期白亜紀の栗橋花崗閃緑岩を対象に平成5年度から実施されている。平成7年度は、第2フェーズの第3年目にあたる。平成7年度の主な実施内容および成果は、以下の通りである。1)Task1:深部地質環境特性の把握原位置試験場周辺の地質構造、力学特性、水理特性、地球化学特性の情報を取得するとともに、割れ目帯検出技術として流電電位法と流体流動電位法を実施し、これらの手法の有効性と適用限界について把握した。2)Task2:深部岩盤における掘削影響領域の評価試験坑道掘削前の事前調査の準備として計測坑道と調査用試錐孔の掘削、割れ目調査、予備計測、室内試験および予測解析を実施した。また、坑道周辺のREDOX状態調査では、水質モニタリング、解析コードの開発、室内試験を実施した。3)Task3:結晶質岩の水理・物質移行に関する研究収着およびマトリックス拡散に関しては、割れ目タイプC(断層破砕帯)を対象にした詳細な移行経路調査を行い、割れ目周辺の移行経路概念モデルを構築した。室内試験ではタイプBを対象としたバッチ式収着試験等を行い、充填鉱物部、赤色変質部および未変質部の各部分での収着能力を定量的に把握した。移流および分散に関しては、アクセス坑道より3本の試錐孔を掘削し、非収着性トレーサー試験対象領域全体の水理地質構造(透水性割れ目および高間隙水圧領域の位置・分析等)を把握した。4)Task4:人工バリア試験粘土系グラウト技術の適用性の検討としては、粘土グラウトが岩盤の透水係数を低下させる手段として有効であることを示した。熱-水-応力連成現象としては、岩盤特性調査として試験坑道より各種計測用の試錐孔を掘削し、BTVおよび岩芯観察を行った。また、直径1.7m、孔長5mの大口径試験孔を掘削し、孔内壁面の割れ目観察を行った。

論文

A Proposed safety assurance method and its application to the fusion experimental reactor

岡崎 隆司; 関 泰; 稲辺 輝雄; 青木 功

Fusion Engineering and Design, 30(3), p.201 - 216, 1995/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.07

核融合実験炉の安全確保の達成方法を示す。核融合実験炉の安全上の特徴を踏まえて、安全確保の基本的な考え方として、通常状態に対してはALARA(As Low As Reasonsbly Achievable)を、通常状態からの逸脱に対しては深層防護の考え方を用いることにする。この考え方に基づいた本方法は、機器の安全設計、この安全設計に対して安全上の見地から適切な要求を課すための安全機能の重要度分類の方法とその適用例、これらの妥当性を確認するために安全評価を行うが、そのための事象抽出法とそれを適用して求めた設計基準事象等から構成されている。本方法は核融合実験炉の安全確保を達成するための有効な方法になると考える。

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