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論文

ITER project and fusion technology

高津 英幸

Nuclear Fusion, 51(9), p.094002_1 - 094002_16, 2011/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:70.5(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文は、2010年10月、大田(韓国)において開催された第23回IAEA核融合エネルギー会議において、ITER,核融合工学及び環境安全性の3つのセッションで発表された論文のハイライトをまとめたサマリーである。

論文

ITER project; Status of procurement activities in domestic agency of Japan and application of HIP technology

高津 英幸; 榎枝 幹男; 鈴木 哲; 廣瀬 貴規; 小泉 徳潔; 高橋 幸司

Proceedings of International Conference on Hot Isostatic Pressing (HIP '11), p.35 - 40, 2011/04

ITER計画は核融合に関する巨大科学プロジェクトであり、7極の国際協力によって、南仏カダラッシュ・サイトにトカマク型核融合実験炉を建設し、その運転と利用を行い、最終的に廃止措置まで行うプロジェクトである。ITERの計画目標は、核融合エネルギーの科学的・技術的な実用性を実証することであり、2007年に技術活動を開始した。現在、ITER計画は本格的な機器の製作・建設活動の段階にあり、調達に責任を有する7極の国内機関が、製作に長い期間を要する機器から製作を開始している。多くのITER機器のうち、幾つかの機器に関しては、その製作手法に、拡散接合の一種である等方熱間接合の技術を適用している。これは本手法が、溶接接合等に比較して、多くの利点を有するからである。本論文では、日本国内機関が行っている調達活動の中で、等方熱間接合技術の適用例を紹介する。

論文

Design and trial fabrication of a dismantling apparatus for irradiation capsules of solid tritium breeder materials

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 中道 勝; 高津 英幸; 中村 和*; 野口 恒行*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.1083 - 1086, 2009/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERに装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)の解体・照射後試験プロセスを確立するため、トリチウムを含有する照射済みキャプセルの解体・処理技術の確立に向けて、設計及び試作試験を行った。検討の対象としたキャプセルは、JMTRでのスイープ照射試験に用いたものであり、外径約65mmの外筒内にある試料容器中に、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$試料が装荷されている。照射済みキャプセルは帯のこぎりで切断され、その際放出されるトリチウムは、酸化装置を有するパージガス系によって安全に回収され、固化処理により放射性廃棄物となる。本解体装置は、収納容器(インナーボックス)に収められる構造となっており、このような構造とすることにより、ホットセルの大幅な改造を行うことなくトリチウムの安全な閉じ込めを実現できる技術的見通しを得た。非照射の模擬キャプセルを用いた試作試験において、本解体装置の切断性能が良好であることが実証された。本解体装置の設計及び試作試験の経験は、今後のTBM設計や解体プロセス検討に役立つものである。

論文

Fusion materials development program in the Broader Approach activities

西谷 健夫; 谷川 博康; 實川 資朗; 野澤 貴史; 林 君夫; 山西 敏彦; 土谷 邦彦; M$"o$slang, A.*; Baluc, N.*; Pizzuto, A.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.405 - 410, 2009/04

 被引用回数:29 パーセンタイル:8.52(Materials Science, Multidisciplinary)

原型炉の開発においては、増殖ブランケット技術の確立が最も重要な工学課題である。増殖ブランケット技術の開発では、高い中性子フルエンス,高温,高磁場等の厳しい環境で健全性を有する構造材及びトリチウム増殖材・中性子増倍材等の機能材料の開発が急務となっている。日欧間で進められている幅広いアプローチ活動(BA)の一つである原型炉工学R&D活動では、日欧双方が重要かつ不可欠と考える基盤的なR&Dとして、低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材及びトリチウム技術の開発を行う予定である。本論文では、BAにおける低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材の開発計画についてその概要を述べる。

報告書

トリチウム含有照射キャプセル解体プロセスの設計検討,2; キャプセル解体装置の詳細設計,試作試験、並びにグローブボックス施設の検討

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 中道 勝; 勝山 幸三; 岩松 重美; 長谷川 貞司; 小高 英男; 高津 英幸; et al.

JAEA-Technology 2009-007, 168 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2009-007.pdf:31.88MB

原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。そして、その準備のため、日本において設計中の原型炉ブランケットにおける固体増殖材料の第1候補材料であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)について、原子炉照射試験を実施してきた。本報告書は、(1)材料試験炉(JMTR)による照射試験に用いた照射キャプセル解体装置の詳細設計及び試作試験、並びに、(2)照射後試験のためのグローブボックス施設の予備的検討の結果、について述べるものである。解体装置の詳細設計では、本件に先立って実施した概念検討及び基本設計の結果に基づき、詳細仕様及び設置場所の検討,安全評価等を行った。試作試験では、解体装置の中心となる切断部を試作するとともにJMTRキャプセル模擬試験体を製作して切断試験を行い、その結果を評価して切断速度の最適化を図ることにより、十分な切断性能を達成した。さらに、キャプセル解体後の照射後試験用施設を確保するため、グローブボックス施設の予備的検討を行い、技術的成立性の見通しを得た。

論文

Japanese perspective of fusion nuclear technology from ITER to DEMO

田中 知*; 高津 英幸

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.865 - 869, 2008/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:43.19(Nuclear Science & Technology)

ITER計画が建設段階に入ろうとしており、また、並行して、日欧協力の下、幅広いアプローチ活動が開始されており、世界の核融合計画は新たな段階に移ろうとしている。我が国の原子力委員会では、このような動きを受けて、第三段階基本計画のレビューを行い、同基本計画設定後の10年間の研究開発活動を評価するとともに、今後の研究開発活動の進め方を検討した。その中で、ITERの運転開始後7, 8年後にはITERの技術目標が達成しうるであろうとの判断の下、核融合エネルギー利用の早期実現を目指して、ITERの次の段階である原型炉に対して必要となる研究開発のポルトフォリオとロードマップを提示した。本論文では、このような我が国の核融合政策の下に、おもに核融合炉工学の観点から、原型炉に向けて必要となる最小限の研究開発項目とロードマップを示し、その中で、ITER計画や幅広いアプローチ活動の役割を論じる。

報告書

トリチウム含有照射キャプセル解体プロセスの設計検討,1; 概念検討及び基本設計

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 小高 英男; 勝山 幸三; 北島 敏雄; 高橋 孝三; 土谷 邦彦; 中道 勝; et al.

JAEA-Technology 2008-010, 68 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-010.pdf:11.31MB

原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、核融合炉用増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。本報告書は、炉内機能試験の準備として材料試験炉(JMTR)で照射試験を行った照射キャプセルの解体プロセスの概念検討及び基本設計について述べるものである。本設計においては、照射キャプセルはバンドソー(帯のこぎり)で切断され、放出されたトリチウムは、パージガス系によって安全に回収され、固化されて放射性廃棄物となる。さらに、事故時にトリチウムが解体装置外へ放出される可能性があることに対する安全対策として、解体装置を覆うインナーボックスを採用することにより、通常のトリチウム透過性材料を用いた既存のホットセル(ベータ・$$gamma$$セル)を、大きな改造を行うことなく使用できる見通しを得た。以上により、トリチウムを含有する照射済みJMTRキャプセルについて、本解体プロセスが実現可能であることを示した。

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

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて

高村 秀一*; 門 信一郎*; 藤井 隆*; 藤山 寛*; 高部 英明*; 足立 和郎*; 森宮 脩*; 藤森 直治*; 渡辺 隆行*; 林 泰明*; et al.

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて, P. 164, 2007/03

核融合並びにプラズマに興味を持ってもらい、またその有用性,将来性を広く理解してもらうための一般向け解説書として、プラズマ・核融合学会の企画(日本実業出版社から出版予定)に共同執筆で出版するものである。読者の対象範囲は、理科に興味を持つ高校生,大学生・一般社会人,ある種のプラズマに仕事で関連している人で、他分野からのヒントを求める人など、広い層に読んでもらえることを想定している。(目次:はじめに/プラズマってなんだ?/プラズマ技術のひろがり/実験室の超先端プラズマ/核融合プラズマエネルギーとは?/プラズマエネルギーへの道/核融合プラズマエネルギー発電所を目指して/プラズマエネルギーと未来社会)

論文

発電実証プラント段階の工学課題ととりくみ

高津 英幸; 小西 哲之*

プラズマ・核融合学会誌, 81(11), p.837 - 902, 2005/11

核融合実験炉(ITER)の次の段階である発電実証プラントに向けた工学課題のうち、発電ブランケットと構造材料開発以外の工学課題に関して、その目標と研究開発の現状を解説する。具体的には、高熱負荷機器,超伝導磁石,トリチウム・システム,加熱電流駆動技術,遠隔保守技術をおもに取り上げ、それらの技術課題に関して、ITERの目標性能と比較することにより発電実証プラント段階で要求される性能を紹介し、併せて、現在実施されている研究開発の現状と今後の見通しを述べる。

論文

Overview on materials R&D activities in Japan towards ITER construction and operation

高津 英幸; 佐藤 和義; 濱田 一弥; 中平 昌隆; 鈴木 哲; 中嶋 秀夫; 黒田 敏公*; 西谷 健夫; 四竃 樹男*; 洲 亘

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.178 - 182, 2004/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.44(Materials Science, Multidisciplinary)

本論文は、ITER調整技術活動以降、我が国において実施されてきたITER用材料関連R&D活動の概要と主要な成果を報告するものである。工学技術活動において工学設計がまとめられたことを受け、この期間の材料関連R&Dは、建設コストの低減,国内誘致に向けた技術基準作成への支援、及び運転に向けた研究開発にシフトしてきており、純粋な材料レベルの研究開発から機器レベルの研究開発に展開してきている。機器分野としては、炉内機器,真空容器,超伝導磁石用低温構造材及び計測機器をカバーしており、本論文では、主要な成果を報告するとともに、その成果がITERの設計,建設及び運転に与えるインパクトを概観する。

報告書

Development of ITER shielding blanket prototype mockup by HIP bonding

佐藤 聡; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸; 小原 祥裕

JAERI-Tech 2000-042, 121 Pages, 2000/07

JAERI-Tech-2000-042.pdf:58.33MB

ITER遮蔽ブランケットプロトタイプモデルの製作に成功した。製作したモデルは、第一壁と遮蔽体とが一体化されたモデルであり、高さ約0.9m,幅約1.7m,奥行き約0.4mである。第一壁は、SUS製円形冷却配管が内蔵されたDSCu製熱シング材で構成されている。遮蔽体ブロックは、SUS製鍛造ブロックを長尺ドリル孔加工及び10000トンプレスによる曲げ加工により製作した。第一壁のSUSとDSCu,SUSとSUS,DSCuとDSCu,及び第一壁と遮蔽体ブロックとを、HIP処理により接合することにより本プロトタイプモデルを製作した。またそれらの接合を1回のHIP処理により行った。本プロトタイプモデルの製作により、1回のHIP処理での同時接合及びITER遮蔽ブランケットの製作性を実証した。

報告書

ブランケット加熱試験設備の概要と性能試験

古谷 一幸; 原 重充*; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 高津 英幸; 小原 祥裕

JAERI-Tech 99-025, 45 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-025.pdf:3.46MB

ITERの炉内に装荷されるブランケットモジュールの繰り返し熱負荷に対する除熱特性、構造健全性等の評価・実証を目的とした加熱試験設備の設計・製作を行った。ブランケットモジュール表面への熱流束(実機表面への平均熱流束:約0.25MW/m$$^{2}$$)の模擬にはモジュール表面をほぼ均一に全面加熱することを考慮して赤外線加熱方式を採用した。本設備の赤外線ヒータの有効加熱面積は0.56$$times$$0.6m$$^{2}$$であり、得られる熱流束はヒータ表面で約0.3MW/m$$^{2}$$である。赤外線ヒータは真空雰囲気中(~10$$^{-4}$$Torr)で使用するため輻射熱及び自身の発する熱によるランプの破壊防止の観点からOリング(耐熱温度300$$^{circ}$$C)を使用しており、Oリングもまた、健全性担保のため空冷している。本設備の性能確認試験を通じ、設備の改良を施した結果、赤外線ヒータの定格運転及びサイクル運転に成功した。

報告書

Fabrication and testing of small scale mock-ups of ITER shielding blanket

秦野 歳久; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 横山 堅二; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸; 小原 祥裕

JAERI-Tech 98-058, 77 Pages, 1998/12

JAERI-Tech-98-058.pdf:6.08MB

ITER遮蔽ブランケットの製作性を確認すると共に熱負荷試験による特性評価を行うことを目的として、一般第一壁及びバッフル第一壁、遮蔽ブロックと第一壁端コーナー部の小型モックアップを製作した。これらのモックアップは従来より実施してきた接合技術開発の成果を反映し、熱間等方加圧(HIP)法を用いて製作した。バッフル第一壁では銅合金の熱シンク上にアーマータイルとして炭素繊維複合材を二段ロウ付けを適用して接合した。いずれのモックアップも精度良く製作することができ、モックアップ端部の破壊試験から健全な接合が得られていることを確認した。また、熱機械的特性を評価するための高熱負荷試験では、熱解析より予想した除熱性能と良い一致を示すと共に、試験中の除熱性能の劣化は見られなかった。したがって、製作した構造体の健全性を確認した。

報告書

Design & analysis of ITER shield blanket

大森 順次*; 秦野 歳久; 江里 幸一郎*; 原 重充*; 三浦 秀徳*; 黒田 敏公*; 古谷 一幸; 佐藤 聡; 榎枝 幹男; 高津 英幸; et al.

JAERI-Tech 98-055, 97 Pages, 1998/12

JAERI-Tech-98-055.pdf:3.16MB

ITERの1997年度の工学設計活動として、遮蔽ブランケットの電磁解析、モジュール及びバックプレートの製作方法の検討、ポートリミターの代替案の設計と製作方法の検討、逃走電子によるベリリウム第一壁の熱解析を行った。電磁解析では、ベリリウム第一壁に施すスリットの数と深さの最適値を提案した。ブランケットモジュール、バックプレート、ポートリミッタ等の製作性の検討では、製作手順、問題点等を明らかにした。逃走電子による第一壁の熱応答は、ベリリウムタイル表面の最大温度、溶融深さを求めた。

報告書

ITER breeding blanket module design & analysis

黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 菊池 茂人*; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 大崎 敏雄*; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 佐藤 聡; 高津 英幸

JAERI-Tech 98-051, 71 Pages, 1998/11

JAERI-Tech-98-051.pdf:2.74MB

トリチウム増殖材と中性子増倍材をいずれも微小球ペブル状として充填する設計となっているITER増殖ブランケットに対し、とくにペブル充填層の熱・機械特性に着目して汎用熱・構造解析コードABAQUSの特殊計算オプションを使用した熱・機械解析を実施した。また、耐高熱負荷が問題となる第一壁について、Beアーマとステンレス鋼構造材の接合部における熱応力履歴を弾塑性解析により求めると共に、これに基づいて、アーマ/構造材接合部における強度評価方法について検討した。さらに、増殖ブランケット・モジュールの製作に関し、第一壁及び冷却パネル、増殖材充填部等の各構成要素を個々に製作し、それらを組み合わせることを基本として各構成要素の製作方法及び全体組立手順を検討した。

論文

Shielding analyses of the ITER NBI ports

佐藤 聡; 高津 英幸; 関 泰; 内海 稔尚*; 山田 光文*; 飯田 浩正; Plenteda, R.*; Santoro, R. T.*; Valenza, D.*; 小原 祥裕; et al.

Fusion Technology, 34(3), p.1002 - 1007, 1998/11

3次元モンテカルロ及び2次元S$$_{N}$$解析により、ITER/NBIポート周辺の遮蔽解析を行った。ITERトーラス全体の1/4(90$$^{circ}$$分)を詳細にモデル化し、MCNP及びDOTを用いて解析を行った。NBIポート周辺の超電導コイルの核的応答を評価すると共に、2次元解析においては、運転中の中性子及び$$gamma$$線輸送解析に加えて、放射化解析及び停止後の$$gamma$$線輸送解析も併せて行い、停止後生体線量率の評価も行った。これらの核的応答の評価に加えて、詳細な3次元モンテカルロ解析により、2次元S$$_{N}$$解析に対する誤差評価も行った。モデル化の詳細な概要及び解析結果等を、本発表において報告する。

論文

Fabrication of an ITER shielding blanket prototype

佐藤 聡; 高津 英幸; 榎枝 幹男; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 大崎 敏雄*; 山田 弘一*; 佐藤 真一*; 小原 祥裕

Fusion Technology, 34(3), p.892 - 897, 1998/11

熱間静水圧加圧(HIP)接合等の先進的製作手法を用いて、ITER遮蔽ブランケットプロトタイプモデル(幅約1.6m、高さ約1m、厚さ約0.4m)の製作に成功した。複雑な冷却流路を有する湾曲したステンレス鋼の遮蔽ブロックを長尺ドリル孔加工及び10,000トンプレスを用いた曲げ加工により製作、ステンレス鋼の円管を有するアルミナ分散強化銅の第一壁と遮蔽ブロックをHIP接合により製作することにより、目標とする精度で遮蔽ブランケットを製作できることを実規模レベルで初めて実証した。本発表において、詳細な製作過程、及び本製作において得られた製作に関る工学的データを報告する。

論文

Fabrication and thermal cycle testing of a first wall mock-up for ITER baffle blanket module

秦野 歳久; 鈴木 哲; 大森 順次*; 黒田 敏公*; 横山 堅二; 高津 英幸; 秋場 真人

Fusion Technology, 34, p.908 - 913, 1998/11

ITERバッフルモジュールは一般ブランケットモジュールと同様の構造で、冷却管を内蔵する第一壁と遮蔽体部が一体化した設計となっている。本研究ではアーマタイルを精度よく接合するため二段ロウ付け接合と曲面ロウ付けの適用、銀ロウ以外のロウ付けの選定を目的とした。二段ロウ付け接合では、一段目にマンガン銅のロウ材で無酸素銅の基盤に数個のタイルを接合し、二段目でアルミロウを用いて無酸素銅と銅合金を接合する。試作後の外観検査より接合部は健全であった。パネルの熱機械特性を評価するため熱サイクル試験を行った。

論文

Low cycle fatigue lifetime of HIP bonded Bi-metallic first wall structures of fusion reactors

秦野 歳久; 佐藤 聡; 橋本 俊行*; 喜多村 和憲*; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(10), p.705 - 711, 1998/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.3(Nuclear Science & Technology)

核融合炉における遮蔽ブランケットの第一壁は、アルミナ分散強化銅の熱シンク層とステンレス鋼の冷却管を拡散接合の一種であるHIP接合により一体化する複合構造を有する。このような異材接合複合構造体の疲労寿命を評価するため、第一壁部分モデルをHIPにより製作し、低サイクル疲労試験を行った。全ての試験片において初期き裂はステンレスの冷却管内部に発生し、これは解析において得られた最大歪みの発生位置と一致した。試験及び解析結果の比較より第一壁HIP構造体の疲労寿命はステンレス母材の疲労データよりも長寿命側であることが明らかとなった。また、第一壁構造体のHIP接合部の疲労寿命も材料試験で得られた疲労データよりも長寿命側であった。このことは、材料試験で得られる設計疲労曲線に基づいた第一壁疲労寿命が十分な安全率を有することを示唆しているものと考えられる。

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