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論文

J-PARC E19 experiment; Pentaquark $$Theta^+$$ search in hadronic reaction at J-PARC

高橋 智則*; 江川 弘行; 早川 修平; 細見 健二; 市川 裕大; 今井 憲一; 佐甲 博之; 佐藤 進; 杉村 仁志; 谷田 聖; et al.

JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.022011_1 - 022011_6, 2015/09

A search for the $$Theta^+$$ pentaquark in the $$pi^-p to K^-X$$ reaction was performed at the J-PARC Hadron Facility. Two data samples were collected in 2010 and 2012 at $$pi^-$$ beam momenta of 1.92 and 2.0 GeV/$$c$$, respectively. No peak structure was observed in the missing mass spectra obtained from either data set. The upper limit for the production cross section averaged over the scattering-angle range of $$2^{circ}$$ to $$15^{circ}$$ in the laboratory frame was found to be 0.28 $$mu$$b/sr. The decay width of the $$Theta^+$$ can be directly connected to the production cross section through a theoretical calculation using an effective Lagrangian. The estimated upper limits of the width were 0.41 and 2.8 MeV for the spin-parities of $$1/2^+$$ and $$1/2^-$$, respectively.

論文

Cosmic-ray test of a time-of-flight detector for double-strangeness experiments at J-PARC

Kim, S. H.*; Hwang, S.; Ahn, J. K.*; 江川 弘行; 早川 修平; Hong, B.*; 細見 健二; 今井 憲一; Kim, M. H.*; Lee, J. Y.*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 795, p.39 - 44, 2015/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Instruments & Instrumentation)

We have developed a time-of-flight (ToF) array consisting of 24 plastic scintillators for triggering and timing measurements in a series of planned experiments to study double-strangeness hadronic and nuclear systems at the K1.8 beamline of J-PARC. Each ToF scintillator is 180 cm long with a cross-section of 8$$times$$3 cm$$^{2}$$ and is read out by H1949-50 photomultiplier tubes at both ends. The timing and attenuation properties of the scintillators are measured using cosmic-ray muons and $$beta$$ rays from $$^{90} {rm Sr}$$. The cosmic-ray muon events are triggered by three pairs of 120-cm-long plastic scintillators, sandwiching the ToF array. The intrinsic time resolutions of the scintillators are estimated to be in the range 60-100 ps, which is adequate for reliable separation between $$pi$$ and $$K$$ at 1.2 GeV/$$c$$. The attenuation length is measured to be approximately 210 cm, which is half that for a bulk scintillator.

論文

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

論文

Stress analyses of the support structure and winding pack of the superconducting TF coil in National Centralized Tokamak

土屋 勝彦; 木津 要; 高橋 弘行*; 安藤 俊就*; 松川 誠; 玉井 広史

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.922 - 925, 2006/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.5(Engineering, Electrical & Electronic)

トカマク国内重点化装置における超伝導トロイダル磁場(TF)コイルの支持構造の最適化を進めている。プラズマ運転シナリオ上、最大の電磁力が加わると考えられる条件での応力や変位を、有限要素法解析により評価した。この評価に基づき、最も変位の低減に有効なコイルケースやシアパネルの配置を検討した結果、アウトボード側斜め下部において、コイルケースやシアパネル構造の増強を行えば、最も効率的に変位を抑えられることを見いだした。また、ボルトやキーの配置及び本数を調整して支持構造の簡素化を図り、構造物の応力/変位が設計基準を満たしていることを確認した。さらに、これまで未評価であった超伝導導体によって構成される巻線部に生じる歪みや、インボード部で巻線が受ける横圧縮力について、最大の電磁力荷重条件において評価した。その結果、導体長手方向の歪みは、熱処理時にコンジットから受ける歪みを緩和する伸び方向が顕著であり、導体の臨界電流劣化に寄与しないことがわかった。また、横圧縮力については、最大経験磁場の箇所で、ニオブアルミ素線の臨界電流値の劣化が始まると報告されている60MPa以下であった。このことから、現設計の支持構造は想定している導体性能に悪影響を及ぼさないことが確認できた。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:51.64(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

論文

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.23(Nuclear Science & Technology)

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

論文

Fracture mechanics analysis including the butt joint geometry for the superconducting conductor conduit of the national centralized tokamak

高橋 弘行*; 工藤 祐介; 土屋 勝彦; 木津 要; 安藤 俊就*; 松川 誠; 玉井 広史; 三浦 幸俊

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1005 - 1011, 2006/02

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

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)のセンターソレノイドのケーブルインコンジット(CICC)は、矩形断面のSUS製のコンジットの中心に円形に超伝導線材を配置した構造であり、全長約2.2kmのコンジットを約10mごとに溶接して製作される。この溶接部の健全性を評価するためには、想定される最大溶接欠陥の応力拡大係数を求める必要がある。この応力拡大係数は、平板表面に半楕円亀裂を想定し、Newman-Rajuの式により計算することはできるが、実形状のCICCとの相違が評価に与える影響が明らかではなかった。そこで、この形状ファクタを求めるために、三次元有限要素法を用い実形状のCICCの想定欠陥について応力拡大係数を計算した。この結果、矩形断面のCICCの最大想定欠陥の最大応力拡大係数について三次元有限要素法で求めた値は、Newman-Rajuで求めた値よりも3%大きいだけであることがわかった。このことから、Newman-Rajuの式はこのような矩形断面のCICCに関する破壊靭性の評価に用いることが適用可能であることが判明した。本論文ではこの結果も含め欠陥形状,溶接開先のシニング形状をパラメータに多数有限要素法解析の値とNewman-Rajuの値と比較した結果についての詳細を述べる。

論文

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high-$$beta$$ plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:47.83(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

論文

Aging deterioration test of seismic isolation applied to fusion experimental reactor

武田 信和; 中平 昌隆; 角舘 聡; 高橋 弘行*; 柴沼 清; 矢花 修一*; 松田 昭博*

Proceedings of 9th World Seminar on Seismic Isolation, Energy Dissipation and Active Vibration Control of Structures (CD-ROM), p.299 - 306, 2005/00

核融合実験炉であるITERは、設計地震動を越える地震に対しても十分なマージンで健全性を確保するために、積層ゴムの使用を計画している。原子力分野での利用においては、2$$sim$$5MPaの面圧の使用経験しかなく、ITERのように10MPaに及ぶ高面圧については実績がない。したがって、高面圧の積層ゴムの設計データは十分になく、詳細な特性評価が必要である。経年変化後の耐久試験の結果から、40年の経年変化後にも積層ゴムは400サイクルまでは安全に使用できることが確証された。一方、残留変形は246サイクル目に確認され、これは、剛性のような巨視的な機械的特性が変化するよりも十分に早く残留変形が観測可能であることを意味する。したがって、定期的な目視点検によって破断の徴候を察知することで、供用中の積層ゴムの破断を予防することが可能である。

論文

Neutron irradiation effect on the mechanical properties of type 316L SS welded joint

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 中平 昌隆

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1573 - 1577, 2002/12

 パーセンタイル:100

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット,ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。本研究では実機への適用が検討されているSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)について、JMTRを用いた中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える中性子照射の影響を調べた。その結果、母材、TIG及びEB溶接継ぎ手については0.2~0.5dpaの照射後も十分健全性は保たれていた。しかしTIG+MAG溶接継ぎ手はシャルピー衝撃値等が極めて低く、実機への適用は困難であると考えられる。

論文

Tensile and fatigue strength of a through-wall-electron-beam-welded joint for the vacuum vessel of a fusion reactor

鈴木 隆之*; 宇佐美 三郎*; 木村 孝江*; 小泉 興一; 中平 昌隆; 高橋 弘行*

Proceedings of 55th Annual Assembly of International Institute of Welding (IIW2002), 16 Pages, 2002/06

二重壁構造の核融合装置真空容器の外壁とリブ間を溶接するために新しい溶接継手を開発した。本継手は、外壁の外側より電子ビーム溶接を行う板厚貫通電子ビーム溶接(TW-EBW; Through-Wall Electron Beam Welding)で製造される。単軸負荷下の1本ビード試験片と曲げ負荷下の2本ビード試験片において静的及び疲労試験を行い、実験結果は有限要素法により解析的に検討した。本継手は不溶着部を有するけれども、溶着部の応力が3軸引張状態となる塑性拘束効果により継手の降伏応力が上昇する。この3軸引張状態が平均塑性相当応力を低下させ、継手母材断面あたりの強度を完全溶接継手の強度に近づける。本継手の低サイクル破断寿命における疲労強度減少係数は4より幾分大きい。また、継手部き裂の最大主応力拡大係数とASME Code XIで与えられている疲労き裂進展抵抗値より計算した継手部の疲労き裂進展速度は、実験結果を保守側に評価する。

報告書

ITER用真空容器の製作技術開発と成果

中平 昌隆; 柴沼 清; 梶浦 宗次*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 武田 信和; 角舘 聡; 田口 浩*; 岡 潔; 小原 建治郎; et al.

JAERI-Tech 2002-029, 27 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-029.pdf:2.04MB

ITER工学設計活動(EDA)において、日本,ロシア,アメリカによる国際協力の下、真空容器製作技術の開発を進めた。開発では、実規模の真空容器セクタモデル及びポート延長部の製作・試験により、真空容器製作・組立技術に関する重要な情報として、製作時及び現地組立時の溶接変形量,寸法精度と許容公差を得た。特に、真空容器セクタの製作時及びセクタ間の現地溶接時における寸法公差$$pm$$3mmと$$pm$$10mmを達成し、要求値である$$pm$$5mmと$$pm$$20mmをそれぞれ満足した。また、遠隔溶接ロボットによる作業性の確認を行った。本報告では、厚板で変形を抑えるための溶接方法や、セクター間現地溶接部の溶接技術及び遠隔溶接技術など真空容器製作技術開発のプロジェクトを通じて得られた製作,組立技術の開発成果について報告する。

報告書

国際熱核融合実験炉(ITER)における高面圧型免震要素の特性評価研究; 小中規模免震要素試験(委託研究)

高橋 弘行*; 中平 昌隆; 矢花 修一*; 松田 昭博*; 大鳥 靖樹*

JAERI-Tech 2001-064, 111 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-064.pdf:8.96MB

国際熱核融合実験炉(ITER)では、建屋基礎盤の面積に比して支持重量が大きく、また配置性の観点から免震要素の個数が制限されるため、7.35MPa~14.7MPa程度の面圧の「高面圧型免震要素」の使用が検討されている。これまでも、原子力施設への免震導入に関して、2.45MPa~4.90MPa程度の面圧を中心に数多くの研究が行われてきたため、高面圧型免震要素に対する設計用のデータは十分に整っているとは言えない。このため、使用される高面圧条件下における積層ゴムの種々の力学特性・強度特性を評価し、設計用データの蓄積を図る必要がある。平成9年度から平成11年度にわたり高面圧型免震要素の特性評価研究として、小中規模の免震要素を中心に試験を実施した。本研究ではこの成果をまとめて報告する。

論文

Fatigue behavior on weldment of austenitic stainless steel for ITER vacuum vessel

西 宏; 衛藤 基邦; 橘 勝美; 小泉 興一; 中平 昌隆; 高橋 弘行*

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.869 - 873, 2001/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.33

ITERの真空容器は2重壁構造を採用して2重壁内側からの溶接ができないため、不溶着部を有する構造となる。本研究では、ITERに採用予定の部分溶込み溶接継手について、継手や溶接金属の疲労試験より疲労特性を明らかにするとともに、有限要素法による継手部の弾塑性応力解析を行い、破壊力学的手法を用いた疲労寿命の予測を行った。得られた結論は以下の通りである。(1)不溶着部はき裂と同様な挙動を示し、溶接継手の疲労寿命の大部分はき裂伝播寿命であった。(2)継手の疲労き裂伝播速度はき裂発生時に加速する。これは不溶着部を切欠きと考えたときの切欠き効果と考えられる。(3)溶金のき裂伝播速度から破壊力学的手法を用いて継手の疲労寿命を予測できる。(4)不溶着部の長さが短くても不溶着部は継手の疲労強度を大きく低下させる。

報告書

ITER真空隔壁用SUS316L溶接継ぎ手の機械的特性,2; 中性子照射試験及び照射後試験

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 小泉 興一

JAERI-Tech 2001-035, 81 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-035.pdf:18.91MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット、ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価にあたっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。原研では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。本報告書ではそれらの中の一つである、溶接継ぎ手の中性子照射効果を明らかにするため、JMTRを用いてSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)の中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える照射の影響を調べた。

論文

Progress and achievements on the R&D activities for ITER vacuum vessel

中平 昌隆; 高橋 弘行*; 小泉 興一; 小野塚 正紀*; 伊尾木 公裕*

Nuclear Fusion, 41(4), p.375 - 380, 2001/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:82.61(Physics, Fluids & Plasmas)

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、高さ10m以上のD型断面を有するステンレス鋼製の容器である。製作精度は、全高、全幅に対して$$pm$$20mm以下の厳しい公差を規定している。このため、ITER計画では、実規模真空容器セクタモデルの製作・試験を日本、ポート延長部の製作・試験をロシア、遠隔溶接・切断ツールの開発を米国が分担した。実規模真空容器セクタモデルは$$pm$$3mm、ポート延長部は$$pm$$4mmの精度で完成した。これらの機器を組み合わせてポート延長部の接続試験を終了した。また、欧州では先進的溶接・切断手法の開発を担当し、低真空電子ビーム溶接、YAGレーザ溶接・切断、セクタ溶接ロボット設計を実施した。各手法の優位性は見いだしたものの技術的課題も残り、さらに開発が必要である。本論文では、ITER真空容器技術開発の概要と主な試験結果を報告する。

報告書

ITER真空容器用SUS316L溶接継ぎ手の機械的特性,1; 未照射材試験

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 高橋 弘行*; 小泉 興一

JAERI-Tech 2000-075, 98 Pages, 2001/01

JAERI-Tech-2000-075.pdf:21.85MB

核融合炉実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体であり、トリチウム閉じ込めの第一壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価に当たっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。日本原子力研究所では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。その中の一つに溶接継ぎ手の中性子照射効果があり、JMTRを用いた照射試験を行っているが、有効な照射データを得るためには、未照射材の試験を十分に行っておく必要がある。本報告書では、未照射のSUS316L溶接継ぎ手について金相や硬さ、フェライト分布などの組織観察と、引っ張り、シャルピー衝撃及び低サイクル疲労試験などの機械的特性試験を行い、それらの結果をまとめて報告する。

報告書

Development of pipe welding, cutting & inspection tools for the ITER blanket

岡 潔; 伊藤 彰*; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 高橋 弘行*; 多田 栄介

JAERI-Tech 99-048, 222 Pages, 1999/07

JAERI-Tech-99-048.pdf:24.01MB

核融合実験炉において、ブランケットを交換・保守する際、それらに付属する冷却配管をあらかじめ切断し、撤去を行い、その後、新しいブランケットを設置し、冷却配管を再溶接する作業が必要である。また、溶接後は溶接部の健全性評価のための検査が必要である。これら一連の作業は、遮蔽領域の確保と狭小なポートからのアクセスという観点から、新しい作業概念の適用が要求されている。本報告では、これまでに開発を行ってきた枝管用溶接・切断装置について報告するとともに、ブランケットの冷却配管保守に関して、母管用の溶接・切断装置の開発、枝管用非破壊検査装置の開発、枝管用リーク試験装置の開発、溶接・切断・観察を行うことが可能な複合型光ファイバの開発を、併せて報告する。

報告書

ITER cryostat thermal shield detailed design

伊藤 彰*; 中平 昌隆; 濱田 一弥; 高橋 弘行*; 多田 栄介; 加藤 崇; 西川 明*

JAERI-Tech 99-027, 113 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-027.pdf:7.4MB

クライオスタット用熱シールドは超伝導コイルへの熱負荷低減を目的に、クライオスタット内壁及び真空容器外表面に取り付けられる。熱シールドは熱絶縁用低輻射のオイル及び低温のヘリウムガスで冷却される遮蔽板から構成され、フォイルは多層に重ねられて、遮蔽板両面に固定される。フォイル用材質には、表面に銀コーティングを施したSUS304、ポリイミド及びポリエステルを使用する。SUS304は放射線量が10MGy以上の箇所に使用する。また、遮蔽板はその表面温度を100K以下に保つために、低温のヘリウムガスのための冷却配管が配置されている。今回、ITER用のクライオスタット熱シールドの構造設計並びに製作、組み立て手順の検討を行い、詳細構造を明らかにしたので、これを報告する。

報告書

ITER cryostat main chamber and vacuum vessel pressure suppression system design

伊藤 彰*; 中平 昌隆; 高橋 弘行*; 多田 栄介; 中島 義種*; 上野 修*

JAERI-Tech 99-026, 158 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-026.pdf:6.58MB

クライオスタットは真空容器と超伝導コイルを格納する円筒状容器であり、4Kという低温で運転される超伝導コイルの真空断熱を目的に、クライオスタット内部は圧力が10$$^{-4}$$Paに維持される。また、クライオスタットは放射性物質の第2障壁を形成する。圧力抑制システムは炉内冷却水漏洩により、真空容器内部圧力が設計値0.5MPa以上となることを防止するためのシステムであり、真空容器及び生体遮蔽体の下方に設置される圧力抑制タンク並びに真空容器とタンク間を接続する放出配管からなる。今回、ITER用クライオスタット及び圧力抑制システムの構造設計並びに製作、現地組み立て手順及びスケジュールの検討を行い、詳細構造を明らかにしたので、これを報告する。

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