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論文

Prototype manufacturing of small tritium target inside JAEA

田中 滋; 阿部 雄一; 川邊 勝; 沓掛 忠三; 荻沼 義和; 山田 正行; 鈴木 卓美; 山西 敏彦; 今野 力

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.338 - 341, 2010/08

日本原子力研究開発機構内で核融合中性子工学用中性子源(FNS)で使用している小型トリチウムターゲット製作のR&Dを行っている。トリチウムターゲットは銅基盤にチタンを蒸着し、そのチタンにトリチウムを吸着させたものである。チタンは酸素に活性であり、空気に触れると直ちに数$$mu$$mの酸化膜を形成する。最初はこの酸化膜がトリチウム吸着を妨げていると考え、アルゴンガスによるチタン表面の放電洗浄を行った。しかし数多くの重水素吸着テストを通して、トリチウム吸着を妨げているのは酸化膜というよりも空気中の水分であることがわかった。このため次の手順が必要である。(1)トリチウム吸着容器内のアウトガスを十分行うこと。(2)チタンが蒸着された基盤の取扱は湿度を3%以下に保つこと。(3)チタンが蒸着された基盤は真空中で保管すること。この方法で製作したトリチウムターゲットのFNS加速器の重陽子ビーム照射によるDT中性子発生量は、チタン表面を放電洗浄したものと同じであった。これにより小型トリチウムターゲットの製作条件は確立した。

論文

Measurement of reaction rate distribution in partial mockups for the ITER TBM with DT neutrons

佐藤 聡; 高倉 耕祐; 落合 謙太郎; 近藤 恵太郎; 立部 洋介; 大西 世紀; 和田 政行*; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; et al.

Fusion Science and Technology, 56(1), p.227 - 231, 2009/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.43(Nuclear Science & Technology)

これまでにFNSで行ってきたブランケット核特性実験において、FNSのDT中性子線源の周囲に反射体を設置した実験等で、トリチウム生成率の計算結果は、実験結果を10%以上過大評価していた。これらの過大評価の原因として、鉄やベリリウムでの後方散乱中性子の計算に問題がある可能性を指摘してきた。本研究では、この問題が他の実験データでも現れるかどうかを調べるために、放射化箔法を用いて、ITERテストブランケットモジュールを模擬したベリリウム体系とSUS体系の2つの模擬体系を用いて、各々、反射体あり及びなしの条件でDT中性子照射実験を行い、体系内の金とニオブの反応率分布を測定した。実験の解析は、モンテカルロ計算コードMCNP-4C,核データライブラリーFENDL-2.1で行った。金の反応率の計算結果は、ほとんどの位置で実験結果と7%以内で一致した。反射体ありの実験での計算結果と実験結果の比は、反射体なしの実験での比に比べて、高くなる傾向を示した。ニオブの反応率に関しては、反射体ありの実験での計算結果と実験結果の比と、反射体なしの実験での比との間で、有意な違いは見られなかった。詳細な結果を、本会議にて発表する。

論文

Neutronics experimental study on tritium production in solid breeder blanket mockup with neutron reflector

佐藤 聡; Verzilov, Y.*; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 関 正和; 荻沼 義和*; 川辺 勝*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(4), p.657 - 663, 2007/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.35(Nuclear Science & Technology)

固体増殖材ブランケット中のトリチウム生成率に関する予測精度を評価するために、原子力機構FNSのDT中性子源を用いて、中性子工学積分実験を行っている。本研究では、DT中性子源の周囲に、核融合炉を想定した反射体を設置し、濃縮増殖材(チタン酸リチウム)2層,ベリリウム3層から成るブランケットモックアップを用いて、核特性実験を行った。トリチウム検出器として、濃縮増殖材(炭酸リチウム)ペレットを適用し、トリチウム生成率分布を詳細に測定した。モンテカルロ計算コードMCNP-4C,核データライブラリーFENDL-2.0及びJENDL-3.3を用いて、数値計算シミュレーションを行った。トリチウム生成率の計算結果の実験結果に対する比(C/E)は0.97$$sim$$1.17、積算トリチウム生成量のC/Eは1.04$$sim$$1.09であった。積算トリチウム生成量は、最新のモンテカルロ計算コード及び核データを用いることによって、10%以内の精度で予測できることがわかった。

論文

Application of react-and-wind method to D-shaped test coil using the 20 kA Nb$$_{3}$$Al conductor developed for JT-60SC

木津 要; 三浦 友史; 土屋 勝彦; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 安藤 俊就*; 濱田 一弥; 原 英治*; 今橋 浩一*; 石田 真一; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1535 - 1538, 2004/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.85(Engineering, Electrical & Electronic)

JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル(TFC)製作においては、Nb$$_{3}$$Al導体が歪による臨界電流(${it I}$$$_{c}$$)の減少が少ないために、より低コストなコイル製作を可能とする熱処理後巻線する方法(リアクト・アンド・ワインド法:R&W法)が適用可能と考えられる。しかしながら、曲げに起因する${it I}$$$_{c}$$の減少を評価するためのデータが不足しており、核発熱などによる温度上昇に対するコイルの温度裕度を見積もることが困難であった。そこで、R&W法による導体の曲げの影響を評価するために${it I}$$$_{c}$$測定部がTFC実機と同じR=1.06m(曲げ歪:$$pm$$0.4%)の曲率となるD型のコイルを開発し、${it I}$$$_{c}$$を測定した。また曲げの寄与を明確にするために、曲げを加えていない短尺サンプルも製作した。コイル製作は、導体をR=2.13mの環状に成形した状態で熱処理を行い、その後、D型コイル形状に巻線を行った。D型コイルを温度(T)4.3-4.4K,磁場(B)7-12Tで試験し、30kA(7.3T, 4.4K)の${it I}$$$_{c}$$を達成した。D型コイルと超伝導素線との${it I}$$$_{c}$$比較より、導体の歪は-0.6%程度と見積もられた。これは、短尺サンプルと同程度の歪であり、0.4%の曲げは${it I}$$$_{c}$$にほとんど影響を与えないことが明らかとなり、TFCをR&W法で製作した場合でも、設計基準の温度裕度を確保できることが見いだされた。

論文

Development of the Nb$$_{3}$$Al D-shaped coil fabricated by react-and-wind method for JT-60 superconducting Tokamak

木津 要; 三浦 友史; 土屋 勝彦; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 安藤 俊就*; 濱田 一弥; 原 英治*; 今橋 浩一*; 石田 真一; et al.

Proceedings of 6th European Conference on Applied Superconductivity (EUCAS 2003), p.400 - 407, 2003/00

JT-60SCのトロイダル磁場コイル(TFC)は18個のD型コイルで構成される。運転電流19.4kAでのTFCの最大経験磁場は7.4Tとなる。原研ではTFCのために先進的なNb$$_{3}$$Al導体を開発した。Nb$$_{3}$$Alは歪に強いという性質があるため、熱処理後巻線する方法:リアクト・アンド・ワインド法(R&W法)でTFCを製作することが可能となり、より高いコイル製作精度と低コスト化を実現できる。R&W法によるコイル製作を実証するためにD型の2ターンコイルを開発した。D型コイルを温度範囲4.3-4.4K,磁場範囲7-12Tで試験し、30kA(7.3T,4.4K)の臨界電流(Ic)を達成した。D型コイルと超伝導素線とのIc比較より、導体の歪は-0.6%程度と見積もられた。この歪とNb$$_{3}$$Alの臨界電流密度・磁場・温度の関係式を用いて性能を予測したところ、TFCをR&W法で製作した場合でも、設計基準の温度マージンを確保できることが見出された。以上より、R&W法がTFC製作に適用可能であることが実証できた。

論文

First test results for the ITER central solenoid model coil

加藤 崇; 辻 博史; 安藤 俊就; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸*; et al.

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:22.31(Nuclear Science & Technology)

ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。

論文

Progress of the ITER central solenoid model coil programme

辻 博史; 奥野 清*; Thome, R.*; Salpietro, E.*; Egorov, S. A.*; Martovetsky, N.*; Ricci, M.*; Zanino, R.*; Zahn, G.*; Martinez, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 41(5), p.645 - 651, 2001/05

 被引用回数:53 パーセンタイル:15.64(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERを構成する3群の超伝導コイルでは、中心ソレノイド・コイルが最も高い磁場13Tを0.4T/s以上の速度で急速励起するパルス動作が要求される点で、最も技術的難度の高いコイルである。そこで中心ソレノイド・コイル工学設計の妥当性を確認し、併せてコイルの製作技術を開発する目的で、中心ソレノイド・モデル・コイルの開発が進められてきた。約8年をかけて完成したモデル・コイルの実験がこの程、国際共同作業として原研で実施され、技術開発目標をすべて満足する実験成果と貴重な技術データが得られた。

口頭

FNSにおけるITER/TBM核特性実験,1; 実験

落合 謙太郎; 佐藤 聡; 高倉 耕祐; 山内 通則*; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 関 正和; 川辺 勝*; 今野 力; et al.

no journal, , 

原子力機構では、ITERに設置する水冷却固体増殖材テストブランケットモジュール(ITER/TBM)の研究開発を進めている。TBMは低放射化フェライト鋼(F82H),冷却水,トリチウム増殖材,中性子増倍材(ベリリウム)から構成され、それらが交互に繰り返される複雑な多層構造をしている。トリチウム増殖材としては、$$^{6}$$Liを濃縮したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$あるいはLi$$_{2}$$Oで、直径1mmのペブルが用いられる。FNSではITER/TBMの核特性を明らかにするために、TBMを模擬した体系によるDT中性子照射実験を実施した。炭酸リチウムペレット及び酸化リチウムぺブルによる液体シンチレーションカウンタ法でトリチウム生成率(TPR)を測定し、トリチウム増殖材模擬層における詳細なトリチウム生成率分布を実験的に明らかにした。

口頭

ブランケット核特性研究の進展

佐藤 聡; 高倉 耕祐; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 大西 世紀; 飯田 浩正; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 川邊 勝; et al.

no journal, , 

これまでにFNSで実施してきたブランケット核特性実験において、トリチウム生成率の計算結果はほとんどの実験結果と10%以内の高い精度で一致した。しかしながら、線源周囲に反射体を設置した実験等で、計算結果は実験結果を10%以上過大評価した。この過大評価の原因として、後方散乱中性子の計算に問題がある可能性が考えられる。本問題点を確認するために、反射体有り及びなしの条件で、DT中性子照射によるブランケット模擬体系内の金箔とニオブ箔の反応率分布測定を行った。高速中性子束の指標となるニオブの反応率に関しては、反射体有り及びなしの条件で有意の差はなく、計算は実験と10%以内で一致した。一方、低エネルギー中性子の指標となる金の反応率に関しては、反射体なしの実験では、計算は実験と10%以内で一致したものの、反射体有りの実験では、トリチウム生成率の結果と同様に計算は実験を10%以上過大評価しており、これまでの予測を確認できる結果が得られた。併せて、核データライブラリーの角度分布を変更して計算を行い、後方散乱中性子の影響を評価した。これらの後方散乱中性子に特化した実験と計算に関して、本学会にて発表する。

口頭

DT中性子発生用小型トリチウムターゲット自主製作

沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 川辺 勝*; 鈴木 卓美; 山田 正行; 山西 敏彦; 今野 力

no journal, , 

原子力機構トリチウムプロセス研究棟で、核融合中性子工学用中性子源(FNS)の小型トリチウムターゲットの自主製作に成功した。トリチウムターゲットは銅基盤にチタンを蒸着し、そのチタンにトリチウムを吸蔵させたもので、製作上の課題は、チタン活性化表面の良好な状態の確保,トリチウム吸蔵条件の確立及び取扱い上安全な装置の開発にあった。トリチウムを吸蔵させるチタン金属は酸素に対して活性で、すぐに酸化膜ができてしまい、トリチウムを十分に吸蔵しない。そこで、アルゴン放電洗浄でチタン表面の酸化皮膜を除去し、チタン表面を活性化させてからトリチウム吸蔵工程を行った。製作したターゲットのトリチウム吸蔵量は約400GBqで、FNS加速器の重陽子ビーム照射によるDT中性子の発生量は約1.7$$times$$10$$^{11}$$n/秒/mAで中性子発生率の減衰も少なく、極めて良好な中性子発生特性であることを確認した。

口頭

FNS用小型トリチウムターゲットの自主製作

田中 滋; 沓掛 忠三; 阿部 雄一; 川辺 勝*; 鈴木 卓美; 山田 正行; 山西 敏彦; 今野 力

no journal, , 

FNSで使用するトリチウムターゲットは、銅基板にチタンを蒸着しそのチタンにトリチウムを吸着させたものでこれまで海外からの輸入に依存していた。トリチウムターゲット製作上の課題は、トリチウムを吸着する前のチタン層表面の活性化にある。チタンの表面処理法の一つの方法として、アルゴンによる放電洗浄の構築を進め、原子力機構トリチウムプロセス研究棟に設置したトリチウム吸着装置で、核融合中性子工学用中性子源(FNS)の小型トリチウムターゲットの自主製作に成功した。今回製作したターゲットのトリチウム吸着量は約400GBq、DT中性子の発生量は約1.7$$times$$10$$^{11}$$n/sec/mAでこれまで輸入したターゲットと比べても極めて良好な中性子発生特性であることを確認した。

口頭

Manufacture and characterization of titanium tritium target

沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 川辺 勝*; 鈴木 卓美; 山田 正行; 山西 敏彦; 今野 力

no journal, , 

FNSで使用する小型トリチウムターゲットの製作を原子力研究開発機構トリチウムプロセス研究棟において成功した。FNSの小型トリチウムターゲットは銅基板に蒸着したチタン薄膜にトリチウムを吸蔵したもので、チタン表面は酸素に対して非常に活性である。チタン表面が空気に触れると酸化し、トリチウムを十分に吸蔵しない。チタンの表面処理として、アルゴン放電洗浄の技術開発を独自に進め、原子力機構トリチウムプロセス研究棟で、核融合中性子工学用中性子源(FNS)の小型トリチウムターゲットの自主製作に成功した。今回製作したターゲットのトリチウム吸蔵量は約400GBq、DT中性子の発生量は約1.7$$times$$10$$^{11}$$n/秒/mAであり、核融合中性子工学研究を進めるうえで極めて良好な中性子発生特性であることを確認した。

口頭

DT中性子発生用大型トリチウムターゲットの原子力機構内製作

阿部 雄一; 田中 滋; 川辺 勝*; 荻沼 義和; 沓掛 忠三; 山田 正行; 鈴木 卓美; 山西 敏彦; 今野 力

no journal, , 

原子力機構トリチウムプロセス研究棟において核融合中性子工学用中性子源(FNS)で使用する大型トリチウムターゲットの製作に成功した。大型トリチウムターゲットは銅基板にチタンを蒸着し、そのチタンにトリチウムを吸蔵させたものであり、これまでは海外からの輸入に依存していた。トリチウムターゲット製作上の課題は、チタン表面に不純物が付着しているとトリチウムが吸蔵されないため、いかにチタンにトリチウムを吸蔵させやすい状態を作るかにある。今回、FNSではトリチウム吸蔵前にアルゴンガス導入による基板予備加熱・真空排気を繰り返すことにより、不純物ガスを除去し、チタン表面をクリーンにする新たな吸蔵工程を確立するとともに加熱吸蔵装置の開発を進め、原子力機構トリチウムプロセス研究棟に加熱吸蔵装置を設置し、FNSの大型トリチウムターゲットの自主製作に成功した。今回製作したターゲットのトリチウム吸蔵量は約26TBq、DT中性子の発生量は約1.75$$times$$10$$^{11}$$n/sec/mAでこれまで輸入したターゲットと比べても極めて良好な中性子発生特性であることを確認した。

口頭

Prototype manufacturing of large tritium target for DT neutron source inside JAEA

阿部 雄一; 田中 滋; 荻沼 義和; 川辺 勝*; 山田 正行; 鈴木 卓美; 山西 敏彦; 今野 力

no journal, , 

原子力研究開発機構において核融合中性子工学用中性子源(FNS)で使用する大型トリチウムターゲットの製作に成功した。大型トリチウムターゲットは銅基板にチタンを蒸着し、そのチタンにトリチウムを吸蔵させたものである。トリチウムターゲット製作上の課題は、チタン表面に不純物が付着しているとトリチウムが吸蔵されないため、チタン層及び基板からの不純物、特に水分を取り除き、いかにチタンにトリチウムを吸蔵させやすい状態を作るかにある。今回、トリチウム吸蔵のための加熱吸蔵装置の開発を進めるとともに重水素吸蔵試験を重ねることによりトリチウム吸蔵条件を見いだした。加熱吸蔵装置を原子力機構トリチウムプロセス研究棟(TPL)に設置し、大型トリチウムターゲットの製作に成功した。今回製作したターゲットのトリチウム吸蔵量は約26TBq、DT中性子の発生量は約1.7$$times$$10$$^{11}$$n/sec/mAで、これまで輸入したターゲットと比べても極めて良好な中性子発生特性であることを確認した。

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