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論文

Operation and commissioning of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) LIPAc injector

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:6 パーセンタイル:53.84(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$$pi$$.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。

論文

Overview on recent progress toward small specimen test technique

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:8 パーセンタイル:28.72(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.

論文

IFMIF/EVEDA用大電流加速器の進捗

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0.3$$pi$$mm.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。

論文

The Accomplishment of the engineering design activities of IFMIF/EVEDA; The European-Japanese project towards a Li(d,xn) fusion relevant neutron source

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:49 パーセンタイル:2.09(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。

論文

IFMIF/EVEDA原型加速器用入射器の現状

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。

論文

Generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons

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:32 パーセンタイル:14.72(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 $$^{99}$$Mo used for nuclear medicine diagnosis. A prototype facility of this system consists of a cyclotron to produce intense accelerator neutrons from the $$^{nat}$$C(d,n) reaction with 40 MeV 2 mA deuteron beams, and a sublimation system to separate $$^{99m}$$Tc from an irradiated $$^{100}$$MoO$$_{3}$$ sample. About 9.7 TBq/week of $$^{99}$$Mo is produced by repeating irradiation on an enriched $$^{100}$$Mo sample (251g) with accelerator neutrons three times for two days. It meets about 10% of the $$^{99}$$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.

論文

モリブデン酸ナトリウム溶融塩中におけるFe, Cr, Ni及びNi-Cr系合金の腐食挙動

永井 崇之; 菊池 光太郎*; 鹿野 祥晴*

日本原子力学会和文論文誌, 12(1), p.76 - 88, 2013/03

モリブデン酸ナトリウム溶融塩におけるステンレス鋼及びNi-Cr系合金の腐食挙動を理解するため、Fe, Cr, Ni, SUS316, 55Ni-45Cr及びInconel 690の試験片を用いて、750$$^{circ}$$CのNa$$_{2}$$MoO$$_{4}$$又はNa$$_{2}$$Mo$$_{2}$$O$$_{7}$$における浸漬腐食試験を行った。浸漬試験の結果、試験片の材料組成中のCr含有量が増えるほど、腐食速度が低減されることがわかった。腐食速度が小さな値を示したNa$$_{2}$$Mo$$_{2}$$O$$_{7}$$溶融塩に浸漬したCr, 55Ni-45Cr及びInconel 690試験片の表面にCr$$_{2}$$O$$_{3}$$が形成されることを観察した。この試験片表面に形成したCr$$_{2}$$O$$_{3}$$がこれら溶融塩中での腐食挙動を低減すると推定される。

論文

Development of small specimen test techniques for the IFMIF test cell

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.

論文

Analysis of test matrix and design status of test modules of IFMIF

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:48.66(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.

論文

Basic design guideline for the preliminary engineering design of PIE facilities in IFMIF/EVEDA

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:69.54(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。

論文

Status of Japanese design and validation activities of test facilities in IFMIF/EVEDA

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。

論文

Design status of post irradiation examination facilities in IFMIF/EVEDA

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。

報告書

燃料照射試験用再計装機器のメカニカルシール機構の開発

井上 修一; 山浦 高幸; 斎藤 隆; 石川 和義; 菊地 泰二; 相沢 静男; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2009-076, 33 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-076.pdf:18.29MB

材料試験炉(JMTR)では、シュラウド照射装置「OSF-1」や沸騰水キャプセルを用い、発電炉で使用された燃料試料の出力急昇を伴う照射試験を数多く行った。同燃料照射に用いる燃料試料には、遠隔で行う溶接により、熱電対やFPガス圧計のような再計装機器を直接取付けられていた。本開発では、再計装機器の利用効率の向上を図ることを目的に、従来の溶接の代わりに当該機器の再使用を可能にする機械的な接続方法、すなわち「メカニカルシール機構」を考案し、その構造の設計,試作及び確証試験を行った。試作したメカニカルシール機構の試験体は、各種確証試験において良好な結果を示し、再計装機器の再利用が可能となる見通しを得た。

論文

IFMIF/EVEDA原型加速器の進捗状況

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。

論文

モリブデン酸溶融塩中におけるSUS316被覆管の腐食挙動

永井 崇之; 菊池 光太郎*; 鹿野 祥晴*; 福嶋 峰夫

日本原子力学会和文論文誌, 7(4), p.370 - 379, 2008/12

使用済酸化物燃料の乾式再処理プロセス研究の一つとして、モリブデン酸溶融塩を用いた乾式プロセス研究を進めている。これまでに、Na$$_{2}$$MoO$$_{4}$$-MoO$$_{3}$$溶融塩中へUO$$_{2}$$ペレットを溶解し、UO$$_{2}$$を電解回収できることを確認している。本報では、Na$$_{2}$$MoO$$_{4}$$-MoO$$_{3}$$溶融塩中におけるSUS316被覆管の腐食挙動を評価した結果、MoO$$_{3}$$を過剰に添加した場合、SUS316が溶融塩中に溶出することを明らかにした。また、この結果を踏まえて、適切なMoO$$_{3}$$添加量の把握が必要であることを示した。

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)

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物のサーベイランス試験のための基礎データ

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。

論文

高温ガス炉の炉内構造物の研究開発

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$$^{circ}$$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。

報告書

Post Irradiation Examination for The FUGEN High Burn-up MOX Fuel Assembly (III) Final Report

生澤 佳久; 菊池 圭一; 小澤 隆之; 中沢 博明; 磯崎 隆夫*; 長山 政博*

JNC-TN8410 2005-012, 113 Pages, 2005/08

JNC-TN8410-2005-012.pdf:15.2MB

照射用ガドリニア燃料集合体E09は新型転換原型炉「ふげん」において、1990年6月から1997年1月まで照射された。E09燃料集合体はふげんで最も高い燃焼度に達した集合体で、ペレットピーク燃焼度は約48GWd/tであった。E09燃料集合体は2001年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送されたのち照射後試験が2001年6月から開始され、2005年3月に全ての試験が終了した。照射後試験から得られたE09の主な照射挙動は以下のようなものである;・E09燃料集合体及び燃料要素の健全性を確認した。・ATR-MOX燃料被覆管の腐食挙動はLWR-UO2燃料被覆管と類似であった。・最大線出力45kW/m以上で中心空孔の形成が認められた。・ペレットリム部やPuスポット周辺で、高燃焼度LWR-UO2燃料で観察されるリム組織に類似した組織が観察された。・約48GWd/tまで照射されたMOXペレットの物性(ペレットスエリング、熱伝導度、融点、FPガス拡散)はLWR-UO2ペレットの物性と類似であった。本照射後試験結果は、軽水炉におけるプルサーマル燃料への活用も期待され、また解体核利用技術開発の一オプションである「CANDUオプション」へも反映する計画である。

報告書

Post Irradiation Examination for The FUGEN High Burn-up MOX Fuel Assembly (II) Destructive Examination

生澤 佳久; 菊池 圭一; 小澤 隆之; 中沢 博明; 安部 智之; 磯崎 隆夫*; 長山 政博*

JNC-TN8410 2004-008, 106 Pages, 2004/10

JNC-TN8410-2004-008.pdf:25.96MB

照射用ガドリニア燃料集合体E09は新型転換原型炉「ふげん」において、1990年6月から平成9年1月まで照射され、燃料集合体平均燃焼度約37.7GWd/tに達した。照射用ガドリニア燃料集合体は、高燃焼度化のために軸方向富化度分布やUO2-Gd2O3燃料要素の配置といった改良を行っている。照射されたE09燃料集合体は「ふげん」の使用済み燃料貯蔵プールにおいて約4年間冷却された後、2001年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送された。そして破壊試験の一部(パンクチャ試験、金相試験及び$$alpha$$オートラジオグラフィ)が2003年3月までに終了した。破壊試験は2004年12月までに終了する計画である。本報告書では、2002年度実施した破壊試験結果をまとめると共に、照射挙動について検討・評価を行った結果についてまとめる。照射後試験の結果から,燃料集合体や燃料要素の健全性に問題となるような挙動は認められず,照射中の高燃焼度MOX燃料集合体の健全性について確認した。なお、本照射後試験結果は、軽水炉におけるプルサーマル燃料への活用も期待され、また解体核利用技術開発の一オプションである「CANDUオプション」へも反映する計画である。

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