検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 24 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

若手による核融合炉実用化に向けた技術成熟度評価

笠田 竜太*; 後藤 拓也*; 藤岡 慎介*; 日渡 良爾*; 大山 直幸; 谷川 博康; 宮澤 順一*; 核融合炉実用化若手検討会*

プラズマ・核融合学会誌, 89(4), p.193 - 198, 2013/04

核融合炉若手実用化検討会等において技術成熟度評価(TRL)を若手有志により行ってきた。本報では、TRL評価法の概要を説明するとともに、本活動によって行われた我が国の核融合炉開発に対するTRL評価結果を示す。

論文

Efforts towards improvement of systems codes for the Broader Approach DEMO design

中村 誠; Kemp, R.*; 宇藤 裕康; Ward, D. J.*; 飛田 健次; 日渡 良爾*; Federici, G.*

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.864 - 867, 2012/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:23.25(Nuclear Science & Technology)

ITERやポストITER時代での電力生産に向けた核融合研究のため、原型炉へ向けた開発目標を明確にする必要がある。具体的にはプラズマパラメータや工学要件(磁場コイルやダイバータ熱負荷)等の目標設定である。一般に炉設計の第一段階として、工学的制約を踏まえた運転領域の評価のためにシステム解析が行われる。そのため、既存のシステムコードの評価あるいは開発が炉設計の基本として重要となる。本論文では、BA原型炉のためのシステムコード開発に向けた最近の活動のうち、これまでに日本と欧州が独自に開発したシステムコードのベンチマーク試験について報告する。ブートストラップ電流がさほど大きくない中程度のベータ値の領域では、両者のコードの計算結果はよく一致した。

論文

コンジョイント分析によるエネルギー技術特性評価手法の開発

日渡 良爾*; 岡野 邦彦*; 朝岡 善幸*; 長野 浩司*; 小川 雄一*; 加藤 尊秋*; 飛田 健次; 乗松 孝好*

電力中央研究所報告(L07012), P. 34, 2008/07

エネルギーシステムの社会受容性の評価においては、各エネルギーシステムの得失を公衆の視点から数値化し、定量的に比較することが望まれる。この目的のため、コンジョイント分析に基づくエネルギー技術の特性評価手法を開発した。1600人を越えるボランティアから得た数千組の選択実験の回答結果から、資源量,CO$$_{2}$$排出等の環境負荷,供給安定性,安心感,経済性,その他の特性の価値を統計的手法で分析した。この研究で得られた方法論はエネルギー技術を共通基準のもとで定量的に評価する第一段階となるもので、現在考慮されていない要素(例えば、廃棄物の発生)を含めた体系化が今後の課題である。

論文

Effect of SOL decay length on modeling of divertor detachment by using simple core-SOL-divertor model

日渡 良爾*; 畑山 明聖*; 滝塚 知典

Contributions to Plasma Physics, 48(1-3), p.174 - 178, 2008/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)

ダイバータ領域における不純物放射損失と運動量損失を取り入れて、コア-SOL-ダイバータ(CSD)モデルを非接触ダイバータに適用できるかどうか調べた。低リサイクリング,高リサイクリング及び非接触状態の三形態をCSDモデルにより再現できた。SOL領域における密度の減衰長(dn)と温度の減衰長(dT)の比が、実験データから示唆されているように、SOL温度(Ts)の0.5乗に比例(dn/dT$$sim$$sqr(Ts))するように設定すれば、CSDモデルはB2-EIRENEの結果によく一致する。

論文

魅力ある実用化を目指した先進的技術課題

飛田 健次; 小西 哲之*; 時松 宏治*; 西尾 敏; 日渡 良爾*

プラズマ・核融合学会誌, 81(11), p.875 - 891, 2005/11

核融合が将来の市場導入を考えたときに求められるであろう要件とそれへの対応を考察した。まず、世界エネルギーモデルに基づいて核融合が市場に導入された場合の電力シェア予測を示し、核融合の重要な意義とされる地球温暖化抑制に対する寄与を定量化した。このような将来予測はエネルギー供給コスト最小化という尺度での合理的な解ではあるが、実際の市場がこのような原理に従うとは考えにくい。核融合の導入を想定する今世紀半ばはエネルギー市場の大規模な拡大と脱化石燃料というエネルギー供給構造の一大変革期であり、新エネルギー技術に対する各国のエネルギー戦略が色濃く反映されることに留意する必要がある。このような視点から、国内市場及び世界市場への核融合の市場参入シナリオを考察した。また、核融合が市場に受け入れられた後、そのシェアを拡大していくために求められる革新技術として、炉心プラズマの高ベータ化,ブランケット高性能化等について解説した。

論文

核融合プラント実現への道

岡野 邦彦*; 菊池 満; 飛田 健次; 日渡 良爾*

プラズマ・核融合学会誌, 81(11), p.839 - 848, 2005/11

核融合の実用化のためには、発電原価だけでなくプラントとしてのさまざまな特性が求められており、総合的見地から他のエネルギー源に対して競合可能なように開発を進める必要がある。発電原価の点では、核融合の将来的な競争相手はCO$$_{2}$$回収付火力と考えられるが、そのコストは現行電源の1.5倍程度になると予測されている。この値は、現在の核融合プラントの概念設計の観点からはコスト目標として実現可能と考えられる。このほか、出力安定度のような運転特性,出力規模,設備利用率等の要請について核融合の開発目標を整理した。また、日本原子力研究開発機構及び電力中央研究所で検討中のそれぞれの原型炉概念を解説した。これらの原型炉では、その運転中に初代実用炉に求められる性能を実証する必要があり、そのための基本的な考え方を整理した。

論文

Experimental validation of beam particle self interaction in JT-60U by use of N-NB

岡野 邦彦*; 鈴木 隆博; 梅田 尚孝; 日渡 良爾*; 正木 圭; 飛田 健次; 藤田 隆明

プラズマ・核融合学会誌, 81(8), p.579 - 580, 2005/08

トロイダル系では中性粒子ビーム入射により生成されトーラスを循環する高速イオンが中性粒子ビーム自身の停止断面積に影響を与える。この効果は主著者(岡野)により初めて提案され「ビーム粒子自己相互作用(BPSI)」と名付けられた。最近のJT-60Uにおける350keV軽水素原子ビーム入射実験によって、世界で初めてこのBPSI効果を同定した。電子密度1$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$程度の低密度放電においてビームの突き抜けはビーム入射開始後数100ms以内に35%減少した。この結果はBPSI理論による予言と一致する。

論文

放射性廃棄物削減へ向けた研究の現状

飛田 健次; 日渡 良爾*

プラズマ・核融合学会誌, 78(11), p.1179 - 1185, 2002/11

廃棄物削減の観点から、核融合プラント廃棄物管理について概説する。核融合廃棄物は廃炉後50年で大部分がクリアランス廃棄物になり、法令に基づく管理から除外され産業廃棄物として扱える見通しが得られている。この時点では数千トンあまりが低レベル放射性廃棄物として残るが、廃炉後100年以内にはこれらの表面線量率が十分下がることから、核融合廃棄物のほとんどすべてがリサイクル可能と考えられている。このように、最近の研究の多くは、核融合システムにおいて構成材料物質のクローズドシステムを構築できる可能性があることを示唆している。物質循環の構築へ向けた研究の方向性及び開発課題をまとめた。

論文

Possible scenario to start up DT fusion plant without initial loading of tritium

小西 哲之; 朝岡 善幸*; 日渡 良爾*; 岡野 邦彦*

プラズマ・核融合学会誌, 76(12), p.1309 - 1312, 2000/12

十分なプラズマ性能、完結した燃料循環系、トリチウム増殖比TBR$$>$$1を持つ核融合炉を初期装荷トリチウムなとで起動するシナリオを検討した。中性粒子ビームによる外部入力で、dd反応をもとにトリチウムを自己増殖して起動するシナリオが可能である。重水素で起動すると、主としてビームとの反応で初期にはdd反応によりトリチウムが生成し、約1%以上からdt反応が優勢になる。以後反応量はトリチウム濃度に大略比例し、指数的に増加する。代表的な例では100日オーダーで起動する。初期にトリチウムが存在すればそれだけ起動期間は短縮される。インベントリが大きいか、TBRが1に近い場合は合理的期間では起動できない。この結果より初期装荷トリチウムは必須ではなく、経済的な問題に相対化され、導入の制約や運転上の問題とはならないことが結論される。

論文

Transport simulation of JT-60U L-mode discharges

日渡 良爾*; 小川 雄一*; 天野 恒雄*; 滝塚 知典; 白井 浩; 山本 孝志*; 井上 信幸*

Journal of the Physical Society of Japan, 67(1), p.147 - 157, 1998/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.84(Physics, Multidisciplinary)

JT-60U中のLモードプラズマの規格化旋回半径$$rho$$$$_{ast}$$依存性JT-60Uの閉じ込め特性を調べるために、輸送シミュレーションを行った。ボーム型輸送モデル、電流拡散バルーニングモード(CDBM)モデル及び多重モードモデルと実験との比較を行った。電子温度分布については、どのモデルも実験データと良く一致した。$$rho$$$$_{ast}$$依存性実験のシミュレーションでは、CDBMモデルと多重モードモデルはジャイロボーム型特性を示す。ボーム型モデルでは、拡散係数が温度勾配特性長に反比例することから、JT-60U Lモード実験と同様な、弱ジャイロボーム型の輸送特性を示すことが明らかとなった。

口頭

BA原型炉設計活動の現状報告

飛田 健次; 西尾 敏; 西谷 健夫; 小関 隆久; 荒木 政則; 岡野 邦彦*; 日渡 良爾*; 小川 雄一*

no journal, , 

原型炉設計活動の最初の3年間はワークショップ形式で日欧間の意見交換を行う計画である。これまでにワークショップを2回開催し(第1回:2007年7月,第2回:2008年1月)、原型炉の定義,開発計画上の役割・要件などの基本的考え方,原型炉の物理及び炉工学の課題に関する意見交換を行った。ワークショップでの議論をとおし、特定の原型炉概念に依存しない物理・炉工学の共通設計課題として、(1)ダイバータ,(2)保守,(3)超伝導コイル,(4)電流駆動(定常運転)などが指摘された。ダイバータについては中性子重照射環境下で利用可能なF82H等の構造材料による高熱流除去、保守については工学的成立性があり高稼働率を見通しうる保守方式、超伝導コイルについては高磁場(16T)の必要性、電流駆動については電流分布制御性・効率を見据えた駆動方式の選定が中心的な課題である。

口頭

BA原型炉設計活動における日本の貢献

飛田 健次; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 岡野 邦彦*; 小川 雄一*; 西谷 健夫; 日渡 良爾*; 中村 誠*

no journal, , 

原型炉に対する日欧間の見解の共通点及び相違点を理解するため、BA原型炉設計活動のPhase One(2007-2009)では専門家によるワークショップ形式での意見交換を行ってきた。このワークショップの主な議題である(1)原型炉の役割,(2)原型炉の技術課題について日本の主張点を紹介する。

口頭

核融合原型炉における遠隔保守概念に適合する導体シェル構造の概念設計

宇藤 裕康; 高瀬 治彦; 坂本 宜照; 飛田 健次; 日渡 良爾; 森 一雄; 工藤 辰哉; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸

no journal, , 

トカマク型原型炉においてバナナ型セグメントによる増殖ブランケットの保守交換を行う場合、プラズマ位置安定性に寄与する導体シェルはトロイダル方向に分割する必要があり(TFコイル本数の3倍:現設計では48分割)、単純にセグメント間に切れ目を入れた短冊構造の導体シェルでは垂直位置安定性は大きく低下する。そのため、増殖ブランケット後方に鞍型構造やループ型構造の導体シェル形状により位置安定性の改善が必要である。本研究では、位置安定性と保守交換を両立する導体シェルを含む炉内機器構造の設計指針を明らかにするため、実形状の導体シェルおよび電磁構造物を考慮した3次元モデルに制御コイル等を含めた解析により、導体シェル形状等の設計パラメータの異なる構造モデルの制御コイルパワーと外乱時の最大変位量の評価を行った。解析の結果、各導体シェル構造モデルとも制御コイルパワー10MW以下、最大変位量10cm以下となっており、導体シェル形状、電気伝導率、保守用垂直ポートの有無の違いによる差は10%程度であることが明らかになった。発表ではこれらの検討結果を踏まえた導体シェルと遠隔保守概念設計との課題について報告する。

口頭

核融合原型炉におけるプラズマ位置制御解析

高瀬 治彦; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 森 一雄; 工藤 辰哉; 日渡 良爾; 飛田 健次

no journal, , 

平衡解析, 渦電流解析, フィードバック制御解析の3つのコードからなるシミュレーションコードを使って原型炉におけるプラズマの位置制御について検討した。炉内構造物のプラズマ位置安定化効果、磁気検出器の精度・感度及び制御コイルパワーを評価し、特に原型炉に特有の増殖ブランケットモジュールを装填したことによる位置制御への影響を示した。

口頭

核融合原型炉におけるダイバータ損耗解析シミュレーション

本間 裕貴; 星野 一生; 矢本 昌平*; 朝倉 伸幸; 徳永 晋介; 畑山 明聖*; 坂本 宜照; 日渡 良爾; 飛田 健次

no journal, , 

本研究の目標は、SOL/ダイバータプラズマ統合シミュレーションコードSONICと高Z不純物輸送シミュレーションコードIMPGYROを用いて、原型炉タングステンダイバータの損耗の評価を行い、損耗を低減するダイバータ設計・運転シナリオに反映することである。背景となる原型炉SOL/ダイバータプラズマの密度・温度・流速分布はSONICによって計算する。この背景プラズマ分布中でタングステン原子/イオンの輸送過程をIMPGYROによって追跡する。スパッタによる損耗量と再堆積量からダイバータの正味の損耗速度を評価することを目指す。現在、SONICコードとIMPGYROコードのデータインターフェイスを開発し、SONICコードにより計算された背景プラズマ分布を基に、損耗しイオン化したタングステンの軌道計算がIMPGYROコードで可能になった。本発表では大半径8.2m、出力1.5GWの原型炉における不純物輸送テスト計算結果及びダイバータ損耗評価の初期結果について報告する。

口頭

核融合原型炉における第一壁の表面熱負荷解析

三善 悠矢; 高瀬 治彦; 日渡 良爾; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 染谷 洋二

no journal, , 

核融合炉原型炉において、ブランケットは最も重要な設備の一つであり、ブランケット設計に向けた第一壁への熱負荷解析は必要不可欠な課題と言える。第一壁への熱負荷の主な要因として中性子による熱負荷、プラズマ放射による熱負荷、及びイオン熱流による熱負荷の3つが挙げられるが、本研究では主としてイオン熱流による熱負荷について取り扱う。具体的には原型炉における各第一壁モジュールの形状とイオン流による表面熱負荷の関係性についての解析を行っていく。

口頭

核融合原型炉におけるリミタ設計

工藤 広信; 渡邊 和仁; 日渡 良爾; 朝倉 伸幸; 徳永 晋介; 染谷 洋二; 野澤 貴史; 谷川 博康

no journal, , 

核融合原型炉において、プラズマの立ち上げシナリオが研究されておりプラズマはダイバータ配位に移行する前に第一壁面上に接触(リミタ配位)して成長していく。この時の熱負荷は数十秒のオーダーの過渡的なものではあるが定常運転時にブランケット第一壁が受ける熱負荷より大きい。この熱負荷に対して原型炉ではブランケット自身にリミタの機能を持たせる考え方と、独立した構造物としてのリミタを設計する2つの考え方がある。最終的には、両者の優劣を占有面積や表面タングステン層の厚さに影響されるTBR等で比較する必要がある。そこで 本検討では比較対象の一つである炉内に独立して設置するリミタの概念設計を進めていく。設計を行う上で、暫定的な立ち上げシナリオから算出されるリミタ表面に入射する熱流束を用いた。除熱の検討はダイバータ等でプラズマ対抗材料として検討されるタングステンや先進の構造材料、耐熱材料として注目されるSiC/SiC複合材料等を用いてリミタ壁と冷却配管をなるべく離すよう概念設計を行う。

口頭

核融合原型炉における運転計画の検討

日渡 良爾; 渡邊 和仁; 青木 晃; 飛田 健次; 原型炉設計合同特別チーム

no journal, , 

原型炉設計合同特別チームにおいては、コアチーム報告書に沿って原型炉概念検討を開始している。2020年頃に予定されている中間チェックアンドレビューまでに実施する検討項目の一つに「原型炉の運転計画」が挙げられている。本発表では、この原型炉の運転計画に関する検討現状ならびに、今後の検討方針について報告する。本検討においては、運転計画を(1)発電実証までの計画、(2)経済性実証までの計画、(3)データ取得計画の3つの検討課題として分類して検討した。これらの3つの観点に関して、炉心プラズマ、炉内機器(ブランケット・ダイバータ)、燃料サイクル、プラント運転(1次系・2次系、発電・タービン系)、遠隔保守・点検作業、安全システム機器、環境影響評価といった検討項目毎に運転計画立案に必要な試験項目・取得技術や取得データのリストアップを行った。発表では、もんじゅ運転計画を参考に実施した運転計画検討状況を報告する。

口頭

核融合原型炉のバナナ型保守方式に基づく炉内機器交換時の線量評価

染谷 洋二; 宇藤 裕康; 日渡 良爾; 谷川 尚; 飛田 健次

no journal, , 

原型炉における保守工程検討に資するため、運転終了後の炉内線量率を中性子輸送コードMCNP-5、放射化計算コードDCHAIN-SP2001により評価した。原型炉の核融合出力は1.5GWで主半径は8.2mとし、交換機器であるブランケット(主要構造材: 低放射化フェライト鋼)とダイバータ(主要構造材: タングステンモノブロック)の運転期間(照射期間)をそれぞれ4年と1年と設定した。計算の結果、炉内機器を交換する際の交換ポート内での最大空間線量率は100Sv/hと分かった。したがって、実験炉ITERよりも線量率が高い原型炉において、限定的に遠隔機器を保守用ポート内で展開することにより、保守機器の使用環境における線量率をITERよりも低減できることが分かった。講演当日は、本解析で得られた線量マップに基づき具体的な保守工程について報告する。

口頭

核融合原型炉における所内必要電力の評価

坂本 宜照; 染谷 洋二; 宇藤 裕康; 中村 誠; 三善 悠矢; 青木 晃; 日渡 良爾; 飛田 健次

no journal, , 

トカマク型核融合炉には、大電力を必要とする超伝導システムや電流駆動装置が設置されるため、正味電気出力の見積には所内必要電力の評価が重要になる。主要なトカマク本体機器に対する冷却系設備の基本系統構成の検討を行い、それに基づいて循環ポンプ動力などを評価した。その結果、主要なトカマク本体機器の冷却系設備全体に対して、ブランケット系が75%を占めることが分かった。今後、支配因子を分析し、低減方策を検討する予定である。

24 件中 1件目~20件目を表示