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奥村 義和; Gobin, R.*; Knaster, J.*; Heidinger, R.*; Ayala, J.-M.*; Bolzon, B.*; Cara, P.*; Chauvin, N.*; Chel, S.*; Gex, D.*; et al.
Review of Scientific Instruments, 87(2), p.02A739_1 - 02A739_3, 2016/02
被引用回数：7 パーセンタイル：35.23(Instruments & Instrumentation)IFMIFは40MeV/125mAの重水素ビームを発生する2基の線形加速器を用いた核融合材料照射施設である。日欧の幅広いアプローチ活動のもとで、原型加速器(LIPAc)を用いた実証試験が開始されており、その目標は9MeV/125mAの連続重水素ビームを発生することである。フランスで開発された入射器は、既に日本の六ヶ所の国際核融合研究開発センターに搬入され、2014年から運転と試験が開始されている。これまでに、100keV/120mAの連続水素ビームを0.2
.mm.mradのエミッタンスのもとで生成することに成功している。
若井 栄一; 菊地 孝行; Kim, B.*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 長谷川 晃*; 西村 新*; Soldaini, M.*; 山本 道好*; Knaster, J.*
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2089 - 2093, 2015/10
被引用回数：16 パーセンタイル：77.56(Nuclear Science & Technology)The main objective of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation facility) is to obtain the material data base obtained from a series of tests using small specimens mainly irradiated in the IFMIF for the design and licensing of fusion DEMO and power reactors. In this study, we present the contents of (1) recent evaluation of SSTT such as fracture toughness developed in IFMIF/EVEDA project, (2) the evaluation of structural integrity of RAF/M steels for the Fusion DEMO reactors, and (3) engineering design of the Post Irradiation Examination (PIE) facility of IFMIF. The analysis of the fracture behavior of brittle-ductile transition region of RAF/M steels is very important to evaluate the structural integrity of RAF/M steels for the Fusion DEMO reactors, and it should be applied by new methods such as random-inhomegeneity method of K. Wallin and M. Sokolov and the modified master curve method of ASTM E1921 of P. Spatig, and one of objectives of this study is focused on the further developed analysis to generalize the methods for SSTT and structural integrity of RAF/M steels.
奥村 義和; Ayala, J.-M.*; Bolzon, B.*; Cara, P.*; Chauvin, N.*; Chel, S.*; Gex, D.*; Gobin, R.*; Harrault, F.*; Heidinger, R.*; et al.
Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.203 - 205, 2015/09
日欧協力のもと、国際核融合中性子照射施設(IFMIF)の工学設計工学実証活動(EVEDA)が2007年から開始されている。IFMIFにおける最大の開発課題は、40MeV/250mA/CWの重水素イオンビームを発生できる大電流加速器であり、現在、その原型加速器(9MeV/125mA/CW)の試験を六ヶ所村の国際核融合研究センターにおいて段階的に実施している。試験は日欧の事業チームメンバーと、入射器を担当したフランスサクレー研究所などの欧州ホームチーム,日本ホームチームのメンバーから構成される原型加速器統合チームが担当している。入射器については、2014年から試験を開始し、現在までに100keV/120mA/CWの水素イオンビームを0.3mm.mrad以下のエミッタンスで生成することに成功している。2015年には、高周波四重極加速器(RFQ)用高周波電源の搬入据付が開始され、入射器の試験の終了とともにRFQ本体の据付も開始される予定である。本稿では、入射器の実証試験の結果とともに、RFQ,超伝導リニアック,高周波電源,ビームダンプ等の現状について報告する。
Knaster, J.*; Ibarra, A.*; 井田 瑞穂*; 近藤 恵太郎; 菊地 孝行; 大平 茂; 杉本 昌義; 若井 栄一; 渡邊 和仁; 他58名*
Nuclear Fusion, 55(8), p.086003_1 - 086003_30, 2015/08
被引用回数：60 パーセンタイル：95.24(Physics, Fluids & Plasmas)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、現在、日欧間の幅広いアプローチ協定の基で工学実証・工学設計活動(EVEDA)フェーズにおける研究開発か進行中である。工学設計活動(EDA)は2013年夏、予定通りに終了し、IFMIF中間工学設計書(The IFMIF Intermediate Engineering Design Report: IIEDR)を刊行した。先行フェーズに比べ、多くの点で設計の改善が行われた。特に、超伝導加速器の概念により、ビームロスの低減と運転コストの低減が実現された。照射施設の設計においては、照射モジュールと放射線遮蔽構造体を分離することによって、照射試験の柔軟性、遠隔操作機器の信頼性の向上とコストの削減が実現された。刊行されたIFMIF中間工学設計書は、EVEDA事業が開始された2007年より実施されている工学実証活動(EVA)の成果を補完し、建設判断を行うに足る情報を提供する。またさらに、益々増す核融合分野からの要求に合致した次の目標を定める上での基礎となる。
神藤 勝啓; 市川 雅浩; 高橋 康之*; 久保 隆司*; 堤 和昌; 菊地 孝行; 春日井 敦; 杉本 昌義; Gobin, R.*; Girardot, P.*; et al.
Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1009 - 1012, 2014/10
加速器駆動型中性子源を用いた核融合炉材料開発施設である国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証のための原型加速器の開発が進められている。この加速器は入射器、RFQ及び超伝導リナックで構成された重陽子線形加速器であり、9MeV/125mAの連続ビーム生成を目指している。入射器はフランス原子力庁サクレー研究所(CEA Saclay)で2012年秋まで100keV/140mAの陽子及び重陽子の連続ビーム試験を行った。ビーム試験終了後、この入射器は青森県六ケ所村の国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)に搬送された。IFERCでIFMIF/EVEDA原型加速器として駆動するための第一段階として、2014年夏より更なる品質向上を目指した入射器のビーム試験を行うために2013年末より入射器の据付作業を開始した。本発表ではCEA Saclayでのビーム試験の結果、IFERCでの入射器の据付状況について報告する。
永井 泰樹; 橋本 和幸; 初川 雄一; 佐伯 秀也; 本石 章司; 園田 望; 川端 方子; 原田 秀郎; 金 政浩*; 塚田 和明; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 82(6), p.064201_1 - 064201_7, 2013/06
被引用回数：43 パーセンタイル：85.02(Physics, Multidisciplinary)A new system proposed for the generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons (GRAND) is described by mainly discussing the production of 
Mo used for nuclear medicine diagnosis. A prototype facility of this system consists of a cyclotron to produce intense accelerator neutrons from the 
C(d,n) reaction with 40 MeV 2 mA deuteron beams, and a sublimation system to separate 
Tc from an irradiated 
MoO
sample. About 9.7 TBq/week of Mo is produced by repeating irradiation on an enriched Mo sample (251g) with accelerator neutrons three times for two days. It meets about 10% of the Mo demand in Japan. The characteristic feature of the system lies in its capability to reliably produce a wide range of high-quality, carrier-free, carrier-added radioisotopes with a minimum level of radioactive wastes without using uranium. The system is compact in size, and easy to operate; therefore it could be used worldwide to produce radioisotopes for medical, research, and industrial applications.
若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03
Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.
若井 栄一; 菊地 孝行; 横峯 健彦*; 山本 道好; Soldaini, M.*; Polato, A.*
Fusion Science and Technology, 62(1), p.246 - 251, 2012/07
被引用回数：6 パーセンタイル：43.52(Nuclear Science & Technology)In this paper, the test matrix of the IFMIF was evaluated. All test matrixes depend on the requirement of a database preparation schedule and the irradiation volume of irradiation modules such as high flux test module (HFTM), medium flux test module (MFTM) and low flux test module (LFTM), but the engineering design of HFTM is mainly proceeding. Accordingly, the lists of the experiments of small size specimens set in the HFTM to be performed in the PIE laboratories have been carefully analyzed. In the design of HFTM, two types of HFTM are proposed for RAFM steel irradiation by the EU KIT team and for the advanced materials by the JA team, and the difference was summarized.
小河原 貴史; 若井 栄一; 菊地 孝行; 山本 道好; Molla, J.*
Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2904 - 2907, 2011/12
被引用回数：3 パーセンタイル：26.02(Nuclear Science & Technology)本研究は幅広いアプローチ(BA)協定の下、実施中の国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)におけるテストセル施設の一部である照射後試験(PIE)施設の工学設計に関するものである。IFMIF用PIE施設は、核融合原型炉の設計と許認可に必要となる材料照射データベースを取得するため、IFMIFで照射した材料の特性評価試験を実施する施設である。またPIE施設では、照射リグ容器の検査,解体、及び照射した試験片の再装荷作業等も同様に行われる。本研究では、予備的な工学設計の設計方針として、安全性に関するホットセル内作業の指針を作成するとともに、ホットセル設備や機器類の評価を実施し、コンクリートセルや鉄セルの設計評価を実施した。
若井 栄一; 菊地 孝行; 小河原 貴史; 木村 晴行; 横峯 健彦*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 栗下 裕明*; 齋藤 正博*; 西村 新*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/03
国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証と工学設計活動(EVEDA)の日本の試験施設系活動は照射後試験(PIE)施設の工学設計,微小試験片試験技術と高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学設計の3テーマがあり、本研究ではこの最近の進捗状況をまとめたものである。PIE施設の工学設計においては各種作業プロセスの機能性解析を行い、照射後試験施設のレイアウト図を作成した後、2次元と3次元の設計モデルを作成した。HFTMの工学設計では、本ヒーター材料としてW-3Re合金とSiC/SiC複合材料の2種類を選択したが、これは高温材料であること、また、製作技術を考慮するとともに、熱衝撃耐性,高温での再結晶化,延性,照射劣化耐性や低放射化材料のような適正な特性を持つ材料であるからである。一方、微小試験片試験技術においては、10mm角程度の微小な破壊靭性試験片を試験できるように装置を設計し、高精度に変位と荷重を制御できる装置を開発した。
若井 栄一; 小河原 貴史; 菊地 孝行
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.242 - 247, 2010/08
国際核融合照射施設の工学実証・工学設計活動の中で実施している照射後試験施設の設計において、最近行った予備的工学設計に関する成果をまとめたものである。照射後試験施設は高,中,低の中性子束領域の照射モジュールやリチウムターゲットの背面壁などの照射された材料の試験や評価のために必要となるホットセルや準備室がある。本研究では、各種プロセスに関する基本となる機能性解析を実施し、ホットセルにおける試料の再装荷のハンドリングプロセスや遮蔽壁が評価した。この結果をもとにして照射後試験施設の配置図を設計した。
神藤 勝啓; Vermare, C.*; 浅原 浩雄; 杉本 昌義; Garin, P.*; 前原 直; 高橋 博樹; 榊 泰直; 小島 敏行; 大平 茂; et al.
Proceedings of 6th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (CD-ROM), p.668 - 670, 2010/03
国際核融合材料照射施設(IFMIF)に関する工学実証及び工学設計活動(EVEDA)における原型加速器の2008年度の進捗について報告する。原型加速器のすべての加速器機器は、それぞれ設計が始まり、製作や個別試験についての計画を策定し、設計パラメータを決めてきた。個々の機器の進捗を分析し、IFMIF加速器の工学実証の計画を検討した結果、事業期間を2014年まで延長することが提案され、BA運営委員会で承認された。本発表では、各加速器機器の設計状況、欧州と日本が担当している加速器機器群と、日本が担当している六ヶ所村のIFMIF/EVEDA開発試験棟建屋のインターフェイスや現在までに提案されている工学実証試験での運転計画を報告する。
角田 淳弥; 柴田 大受; 菊地 孝行; 石原 正博; 伊与久 達夫; 沢 和弘; 藤本 望
JAEA-Data/Code 2007-001, 57 Pages, 2007/02
JAEA-Data-Code-2007-001.pdf:3.0MB
我が国初の高温ガス炉であるHTTRでは炉心支持黒鉛構造物の健全性及び特性等を確認するために、供用期間中検査(ISI)としてTVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査及びサーベイランス試験片を用いた物性値の測定を行うこととしている。このうちサーベイランス試験では、HTTRの炉内支持黒鉛構造物について高速中性子照射,酸化等による物性値,強度等の経年変化を調べることにしており、ここで得られるデータは、HTTRの炉心支持黒鉛構造物の健全性確認に用いられるほか、第4世代原子炉システムの1つとして国際的に検討を行っている超高温ガス炉(VHTR)の黒鉛構造物の設計等に活用することのできる貴重なものとなる。本報は今後実施することになるHTTRのサーベイランス試験片の炉内への装荷位置及び使用前の状態における物性データをまとめたものである。
塙 悟史; 柴田 大受; 角田 淳弥; 菊地 孝行; 沢 和弘; 石原 正博; 伊与久 達夫
高温学会誌, 32(1), p.36 - 42, 2006/01
高温工学試験研究炉(HTTR)は、冷却材の炉心出口温度が最高で950
Cと非常に高温となるために、炉内構造物には耐熱性が要求される。そのため、炉内構造材としてはセラミックス材料である黒鉛材料がおもに使用されている。一方、黒鉛材料は、構造材料として広く一般的に使用されている金属材料とは異なる特性を有するために、その点を考慮した機器の設計並びに供用期間中にわたる機器の健全性確保が必要である。本報では、高温ガス炉の炉内構造物を構成する黒鉛材料についてその脆性的な特性を考慮した構造設計法を示すとともに、原子炉供用期間中に交換されることのない炉心支持黒鉛構造物の供用期間中の健全性確保の方法を述べた。さらに、新たな原子炉用構造材料として期待されているC/C複合材料について、炉内構造材料としての適用の可能性について示した。
角田 淳弥; 石原 正博; 中川 繁昭; 菊地 孝行; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.81 - 88, 2004/10
被引用回数：4 パーセンタイル：29.26(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉(HTGR)は、黒鉛減速ヘリウム冷却型中性子炉であり、高温のヘリウムガスの取り出しが可能であるとともに高い固有の安全性を有している。炉内構造物は、高温のヘリウムガスを得るため耐熱性に優れた黒鉛材料を用いている。HTTRの炉内構造物は、黒鉛構造物,金属製炉心支持構造物及び金属製遮へいブロックから構成される。本報では、特にHTTRの炉心支持構造物についての設計方針及び供用期間中検査(ISI)の計画について述べる。
柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*
Nuclear Engineering and Design, 223(2), p.133 - 143, 2003/08
被引用回数：1 パーセンタイル：10.88(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)は、様々な照射試験のために高温で大きな照射空間を提供することができる。HTTRの最初の照射設備としてI-I型材料照射試験用設備が開発された。これは、ステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものである。この設備では照射温度制御に炉内の高温の雰囲気を利用する設計としており、照射温度は550Cと600Cで
3Cの変動範囲で実施することを目標としている。本研究は、試験片の照射温度の安定性を解析的及び実験的手法により評価したものである。まず、過渡状態における試験片温度の変化を有限要素法(FEM)により解析し、次にモックアップを用いて温度制御性を実験的に検証した。さらに、得られた結果をHTTRの出力上昇試験で測定された炉内黒鉛構造物の温度変化特性と比較検討した。その結果、I-I型材料照射試験用設備の温度制御方法が、安定な照射試験を実施するうえで有効であることを示した。
角田 淳弥; 塙 悟史; 菊地 孝行; 石原 正博
JAERI-Tech 2003-023, 37 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-023.pdf:7.79MB
高温工学試験研究炉(HTTR)では、炉心支持黒鉛構造物の健全性を確認するために、供用期間中検査(ISI)としてのTVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査及びサーベイランス試験片を用いた物性値の測定を行うこととしている。そこで、平成8年9月から平成10年6月にかけて視検査に用いる供用期間中検査装置の開発を行った。また、開発した検査装置を用いて炉心支持黒鉛構造物の初期据え付け時における目視検査を行った。その結果、TVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査で、鮮明な画像が得られることを確認するとともに、炉心支持黒鉛構造物の初期据付時の健全性を確認した。
柴田 大受; 菊地 孝行; 島川 聡司
Reactor Dosimetry in the 21st Century, p.211 - 218, 2003/00
国内初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、2002年3月に熱出力30MW原子炉出口温度850
の定格出力運転を達成した。HTTRでは、高温ガス炉技術基盤の確立・高度化とともに、高温で広い照射空間を利用して照射試験を行うことを目的としている。HTTRの初めての照射設備として、I-I型材料照射試験用設備が開発された。これはステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものであり、照射温度は550と600Cで3の変動範囲、高速中性子照射量は1.2
10
n/m
,最大荷重は9.8kNを目標としている。照射下クリープ試験の実施に先立ち、HTTRの照射条件を確認するため、I-I型設備による初めての照射試験として炉内データ測定試験を予定している。炉内の中性子束・中性子照射量は照射設備内に装荷された自己出力型中性子検出器(SPND)と各種のフルエンスモニタにより、また、温度はK型熱電対と温度モニタにより測定することとしている。このドシメトリーはHTTRの炉内照射条件を初めて確認できるものであることから、照射試験のみならず今後の高温ガス炉技術にとって有用なデータが得られると期待される。本報は、このドシメトリー計画とそれによって得られるデータの評価手法についてまとめたものである。
柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*
JAERI-Tech 2002-097, 19 Pages, 2002/12
高温工学試験研究炉(HTTR:High Temperature Engineering Test Reactor)は、熱出力30MWの黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉であり、高温ガス炉技術の基盤の確立と高度化に加えて、高温の照射環境を活かして高温工学に関する先端的基礎研究を行うことを目的としている。今後HTTRでは、安全性実証試験や高温試験運転の実施に加え、高温で広い照射空間を利用して照射試験を進めていく計画である。本報告書は、これまでに開発した、HTTRの初めての照射設備であるI-I型材料照射試験用設備について、その設計及び照射試験における炉内データの取得方法についてまとめたものである。本設備はHTTRで金属材料の照射下クリープ試験を実施するため設計されており、大型の試験片に安定して大きな荷重をかけられること、照射温度制御性に優れていることなどの特長を有している。照射下クリープ特性は、新たに開発した差動トランスにより、また炉内の照射データは、熱電対や自己出力型中性子検出器(SPND)により連続的に測定し、照射試験後にフルエンスモニタにより中性子照射量を評価する予定である。ここで得られる試験結果は、初めての炉内の照射データであることから、今後の高温ガス炉技術の高度化等にも貢献することが可能である。
柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*; 石垣 嘉信*
FAPIG, (161), p.3 - 7, 2002/07
I-I型材料照射試験用設備は、我が国初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)で用いられる最初の照射試験設備である。本設備は316FR鋼の標準試験片の照射下クリープ試験のために開発されたものであり、機器単体の機能試験及び全体組立後の機能試験を経て開発は完了している。本論文は、2001年10月にフランス パリにて開催されたOECD NEA国際会議(The Second Information Exchange Meeting on Basic Studies in the Field of High Temperature Engineering)で発表した本設備の開発状況についてのレポートを和訳して紹介するものである。
