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論文

JAEA's contribution to development of J-MOX safeguards system

長谷 竹晃; 中島 真司; 川久保 陽子; 白茂 英雄; 浅野 隆; Marlow, J.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H.*; Rael, C.*; 川末 朱音*; et al.

Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03

Secretariat of Nuclear Regulation Authority (NRA) has developed Non-Destructive Assay (NDA) systems including Advanced Fuel Assembly System (AFAS) and Advanced Verification for Inventory sample System (AVIS) for a large scale LWR MOX fuel fabrication plant (J-MOX) being constructed by Japan Nuclear Fuel Limited. Because the AFAS applies the new technology and the AVIS requires bias defect level accuracy, NRA and IAEA recognize the importance of demonstrating system performance before the installation to J-MOX. Plutonium Fuel Development Center of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has developed various NDA systems to quantify the plutonium in a variety of physical forms of MOX samples such as powder, pellet, pin and assembly in MOX fuel fabrication facilities. JAEA has knowledge and experiences obtained through the development of the NDAs and testing fields to demonstrate system performance of AFAS and AVIS. Based on the commission from NRA and Nuclear Material Control Center (NMCC), JAEA has conducted the demonstration test of the AFAS and AVIS by using MOX samples and assemblies at JAEA's MOX fuel fabrication facilities. Through the test, JAEA has contributed to development of J-MOX safeguards systems by demonstrating that the system performance of the AFAS and AVIS satisfies requirements by IAEA.

論文

Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX) simulation for passive neutron measurement of fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

長谷 竹晃; 中島 真司; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07

福島第一原子力発電所では、2011年3月の炉心溶融事故により、炉内に燃料デブリが発生している。燃料デブリは、マイナーアクチニド、核分裂生成物、中性子吸収剤等を含んでいることから、従来の計量管理・保障措置分野に適用されている自発核分裂性核燃料物質を定量するパッシブ中性子法の適用が困難である。このため、我々は、Differential Die-away Self-Interrogation法やPassive Neutron Albedo Reactivity法のような誘発核分裂性核燃料物質の定量に着目したパッシブ中性子法が燃料デブリへの適用性が高いと考え、その概念をまとめ、前回の米国核物質管理学会にて報告した。我々は、これらの測定技術の燃料デブリへの適用性をより詳細に評価するため、モンテカルロ・シミュレーション・コードを用いた燃料デブリ中の中性子挙動の評価を行った。本評価にあたっては、福島第一原子力発電所で発生した燃料デブリの性状が明らかになっていないため、スリーマイル島原子力発電所事故の燃料デブリや貯蔵容器の情報を基に製作したソースタームを用いた。本稿では、シミュレーションによるパッシブ中性子法の燃料デブリへの適用性評価結果について、報告する。

論文

Performance test results for the Advanced Fuel Assembly Assay System (AFAS) on the active length verification of LWR MOX fuel assembly by neutron detectors

中島 真司; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆; Marlow, J. B.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; Rael, C. D.*; 川末 朱音*; 礒 章子*; et al.

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07

AFASは、軽水炉用MOX燃料集合体中のPu量を検認するために、原子力規制庁からの委託によりロスアラモス国立研究所が開発した中性子測定による非破壊測定(NDA)装置であり、日本原燃が建設中の大型MOX燃料加工施設用の保障措置機器として使用される予定である。軽水炉用MOX燃料集合体は、有効長(集合体のMOXペレットのスタック長の平均)が約3.7mと長いため、有効長全体を中性子検出器でカバーしPu量を検認することが困難である。そのため、AFASは、集合体中のPu量を、単位長さあたりの集合体中のPu量と集合体の有効長を測定することにより評価することとしている。AFASは、査察官非立会いで集合体の有効長の測定を行う初めての検出器である。原子力機構は、核物質管理センターとの契約に基づき、原子力機構が所有のMOX燃料集合体を使用してAFASの性能確認試験を実施した。その結果、AFASの有効長に対する測定誤差は、0.1%以下であり、IAEAの要求性能を満たすことを確認した。

論文

Advanced Verification for Inventory Sample System(AVIS)の性能確認試験,2

中島 真司; 長谷 竹晃; 浅野 隆; 川末 朱音*; 礒 章子*; 熊倉 信一*; 渡邊 健人*; Marlow, J. B.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; et al.

核物質管理学会(INMM)日本支部第34回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2013/10

Advanced Verification for Inventory Sample System(AVIS)は、日本原燃が建設中の大型MOX燃料加工施設(J-MOX)にて採取される少量試料中のプルトニウム量の検認を目的として、原子力規制庁からの要請を受けてロスアラモス国立研究所が開発した非破壊測定装置である。AVISは、バイアス欠損の検認が求められる試料の一部を、破壊分析を代替して検認する装置として使用されるため、高い測定性能が求められており、J-MOXの保障措置アプローチにおいて重要な役割を担う装置である。日本原子力研究開発機構は、核物質管理センターとの契約に基づき、AVISの性能確認試験を実施した。この性能確認試験は、中性子線源を使用した基本性能の確認試験(既報告)と、MOX試料を使用した測定精度評価試験に分かれている。これら試験の結果、AVISは、IAEAより示された要求性能をおおむね満足することを確認した。本報は、MOX試料を使用した測定精度評価試験についてまとめたものである。

論文

Variation in the surface morphology of polycrystalline UO$$_{2}$$ powder induced by helium precipitation

芹澤 弘幸; 松永 純治*; 白数 訓子; 中島 邦久; 樫部 信司*; 加治 芳行

Journal of Asian Ceramic Societies (Internet), 1(3), p.289 - 295, 2013/09

焼結過程で粉末中に溶解したヘリウムが拡散して粒界にガスバブルを形成すると、焼結が抑制されて密度が上がらないために問題である。本研究では、HIPを用いてUO$$_{2}$$多結晶粉末にヘリウムを溶解させ、その後高温で加熱してヘリウムを放出させた試料の表面状態をBET及びFE-SEMによって観察した。ヘリウム放出後の試料の表面には、ふちが六角形をした浅いくぼみが多数見られた。これは、ヘリウムにより形成されたブリスタが破裂したために形成されたものと考えられる。この結果は、ヘリウムの析出に伴い、粒界領域にネガティブクリスタルが形成された可能性を示唆している。

論文

Formation and growth of image crystals by helium precipitation

芹澤 弘幸; 松永 純治*; 芳賀 芳範; 中島 邦久; 赤堀 光雄; 都留 智仁; 加治 芳行; 樫部 信司*; 大石 佑治*; 山中 伸介*

Crystal Growth & Design, 13(7), p.2815 - 2823, 2013/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:63.76(Chemistry, Multidisciplinary)

負結晶の形状は、結晶成長の基本形状とも関連しているため、その形成及び成長メカニズムは物理学的に興味ある研究対象である。また一方で、塊状単結晶中に発生したネガティブクリスタルは、そのミステリアスな外観と希少性から宝石として珍重されている。しかしながら、その形状を任意にコントロールすることはできない。本論文で、最近発見したネガティブクリスタルの成長過程について報告する。われわれはUO$$_{2}$$中に析出したヘリウムが負結晶を形成する媒体になることを発見した。本論文では、形状コントロールが可能なネガティブクリスタルをイメージクリスタルの命名し、その変形メカニズムについて論ずる。研究成果は、ヘリウムの析出条件をコントロールすることによって、任意の形状の負結晶を形成せしめる可能性を示唆している。

論文

Feasibility study on passive neutron technique applied to fuel debris measurement at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

長谷 竹晃; 中島 真司; 浅野 隆

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 8 Pages, 2013/07

福島第一原子力発電所では、2011年3月11日の地震及び津波の影響により、炉内に燃料デブリが発生している。今後、炉の廃止措置に伴い、日本は、燃料デブリを安全に回収し、適切に計量管理することを計画している。現在、燃料デブリの測定技術に関しては、原子力機構及びDOE間の協力下で、候補概念の調査が行われている。プルトニウム燃料技術開発センターでは、候補概念の一つとして、これまでプルトニウム取扱施設の計量管理・保障措置の分野で幅広く適用されているパッシブ中性子法の応用を検討している。燃料デブリは、炉内での燃焼に伴い、中性子及び$$gamma$$線の発生源となるマイナーアクチニド及び核分裂生成物を含んでいる。また、再臨界防止のために投入されたボロン等の中性子吸収剤も含んでいる。これらのことから従来のパッシブ中性子法をそのまま適用した場合、プルトニウムの定量が困難であると予測される。これらの課題を克服するため、プルトニウムから放出された中性子の選択的な計数、$$gamma$$線の影響の低減化及び中性子吸収剤の影響の推定に関する新たな技術開発が必要となる。本稿では、燃料デブリ測定へのパッシブ中性子法の応用の概念を報告する。

論文

Performance test results of the advanced verification for inventory sample system (AVIS)

中島 真司; 長谷 竹晃; 浅野 隆; Marlow, J. B.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; Rael, C. D.*; 川末 朱音*; 礒 章子*; 熊倉 信一*; et al.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

Advanced verification inventory system (AVIS)は、米国ロスアラモス国立研究所(LANL)が核物質管理センター(NMCC)の委託により、MOXペレット等に含まれるプルトニウム量を高精度(0.5%以下)に測定することを目的としてロスアラモス国立研究所が開発した非破壊測定装置であり、現在、日本原燃が建設中のMOX燃料加工施設(J-MOX)における査察機器として使用される予定である。J-MOXでは、保障措置の効率化の観点から、一部の破壊分析試料を、本装置で高精度に測定することにより、破壊分析試料数の低減化を図ることが検討されており、本装置は、J-MOXの保障措置適用において重要な位置づけを担う予定となっている。原子力機構は、これまでの非破壊測定装置の開発実績及び核物質を使用できる試験環境を有することから、本装置の性能評価試験をNMCCより受託した。原子力機構は、MOX試料を用いてAVISの全誤差を評価した。本評価では、測定試料の密度、プルトニウム含有率及び添加剤の影響についても確認した。その結果、AVISは、測定条件等を最適化することにより、目標精度0.5%を達成する見込みを得た。本件は、原子力機構が実施したAVISの性能評価試験の結果を報告するものである。

論文

Interim report of performance test of the advanced verification for inventory sample system (AVIS)

長谷 竹晃; 中島 真司; 浅野 隆; Marlow, J. B.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; Rael, C. D.*; 川末 朱音*; 礒 章子*; 熊倉 信一*; et al.

Proceedings of INMM 53rd Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2012/07

AVISは、米国ロスアラモス国立研究所(LANL)が核物質管理センター(NMCC)の委託により、MOXペレット等に含まれるプルトニウム量を高精度(0.5%以下)に測定することを目的として開発した非破壊測定装置であり、現在、日本原燃が建設中のMOX燃料加工施設(J-MOX)における査察で使用される予定である。J-MOXでは、保障措置の効率化の観点から、破壊分析が必要な試料の一部を、本装置で高精度に測定することにより、破壊分析試料数の低減化を図ることが検討されており、本装置は、J-MOXの保障措置適用において重要な位置づけを担う予定となっている。原子力機構は、これまでの非破壊測定装置の開発実績及び核物質を使用できる試験環境を有することから、本装置の性能評価試験をNMCCより受託した。原子力機構は、これまでに線源を用いた性能評価試験を実施しており、その結果、本装置が設計通りの性能を有することを確認した。本件は、原子力機構が実施したAVISの線源による性能評価試験の結果及び今後実施を予定しているMOX試料を用いた性能評価試験の計画について報告するものである。

報告書

酸化物燃料中のHeガス挙動に関する研究,1; 析出したヘリウムによる組織変化(共同研究)

芹澤 弘幸; 松永 純治*; 芳賀 芳範; 中島 邦久; 樫部 信司*; 岩井 孝

JAEA-Research 2011-025, 32 Pages, 2011/11

JAEA-Research-2011-025.pdf:10.17MB

単結晶及び多結晶UO$$_{2}$$試料中に固溶しているヘリウムの析出に伴う組織変化を、FIB, FE-STEM及びFE-TEMを用いて調べた。ヘリウム放出後のマトリックスの微細組織は、放出温度によって変化することがわかった。1300$$^{circ}$$Cで放出試験を実施した試料では、結晶粒内に体欠陥は見られるものの、結晶粒界は閉じていた。これに対して1700$$^{circ}$$Cで放出試験を実施した試料では、結晶粒界にガスバブルが形成されており、一部の粒界は開いていることが確認された。これは、照射済み燃料の照射後加熱試験で観察されるFPガスの放出挙動と酷似している。結晶粒内に形成された体欠陥は、壁面がUO$$_{2}$$の格子面で囲まれた負結晶であり、その構造は、温度履歴とその試料が多結晶であるか単結晶であるかによって異なることがわかった。本研究では、負結晶を構成している格子面の指数を特定して、内圧と構造との関係について定性的に議論した。

論文

施設者から見たMOX燃料施設における統合保障措置の適用実績

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 蜷川 純一; 中島 真司; 丸山 創; 浅野 隆; 藤原 茂雄

核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 8 Pages, 2011/11

JNC-1サイトでは、2008年8月から、プルトニウム取扱施設を有するサイトとしては世界で初めて、統合保障措置が適用された。JNC-1サイト統合保障措置アプローチは、保障措置の効果及び効率化の向上を目指すとともに、施設者にとっても、検認活動の効率化を図ることにより、検認活動による施設操業への影響を低減するメリットが得られるように開発された。本アプローチは、当初より3年後にその有効性について評価を行うことになっており、原子力機構としても、施設者の観点でJNC-1サイトの2つのMOX燃料製造施設(PPFF/PFPF)に対して、これまでのランダム査察等の対応実績をもとに、統合保障措置適用効果に関する評価を実施した。その結果、それぞれの施設で統合保障措置の適用効果は異なっており、これは施設の特徴、設備の自動化レベル及び保障措置システムの高度化レベル等の違いにより生じていることを確認した。本報告書では、施設者の観点からのMOX燃料施設に対する統合保障措置適用の評価結果及び今後の統合保障措置の運用等に関する課題について報告する。

論文

Evaluation of application effect of the integrated safeguards approach for MOX fuel fabrication facilities from the operator's viewpoint

蜷川 純一; 浅野 隆; 長谷 竹晃; 中島 真司; 能見 貴佳; 藤原 茂雄

Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07

日本の保障措置は、2004年9月に統合保障措置(IS)に移行した。PFPFを含むJNC-1サイトにおけるISアプローチは、査察効果を低減することなく効率を向上させるために、新型保障措置システムを最適に組合せるとともに、新たな査察概念であるランダム査察を適用することにより開発され、2008年8月に適用された。原子力機構は、施設者の観点からISアプローチ適用後約3年間の実績をもとに、PFPFにおけるISアプローチの有効性を評価した。その結果、PFPFにおける検認活動の効率化及び施設運転への影響の低減が図られたことを確認した。このことから、PFPFにおけるISアプローチは、査察者のみならず、施設者にとっても有効なものであると評価できる。一方で、査察者も、本アプローチの有効性を評価し、その結果に基づき見直しを検討している。原子力機構は、今後、ISアプローチの有効性の維持又は向上に資するため、査察者と連携し、本見直しに取り組むことが必要であると考える。

論文

High-accuracy measurement of plutonium mass by non-destructive assay; An Improved approach for the effectiveness and efficiency of safeguards

長谷 竹晃; 中島 真司; 浅野 隆; 藤原 茂雄; Menlove, H. O.*; Swinhoe, M. T.*; Browne, M. C.*

Journal of Nuclear Materials Management, 39(3), p.4 - 10, 2011/04

The JAEA has worked on high-accuracy measurement of plutonium mass by NDA under a joint study program with the LANL in order to improve the effectiveness and efficiency of safeguards. We have developed the Epithermal Neutron Multiplicity Counter, and improved the accuracy of high resolution $$gamma$$-ray spectrometer. It was confirmed that total measurement uncertainty of plutonium mass reached to about 0.7%. It can be expected that that would improve the measurement accuracy of scrap samples with low homogeneity and reduce the number of required destructive assay samples.

報告書

3次元表示による2液相を呈するヨウ化水素,硫酸,ヨウ素及び水の4成分系溶液組成分布の解析

中島 隼人*; 今井 良行; 久保 真治

JAEA-Technology 2009-082, 35 Pages, 2010/08

JAEA-Technology-2009-082.pdf:2.74MB

熱化学水素製造法ISプロセスにおいて、プラント運転時の操作条件決定に重要であるとともにプロセス熱効率に強く相関するヨウ化水素,硫酸,ヨウ素及び水の4成分系による2液相分離特性を、3次元可視化手法により解析した。大気圧環境下で293K及び363Kの温度条件における4成分系溶液の組成を実験的に取得し、それらの分布と形状を正四面体を利用した3次元空間内に可視化することにより、2次元表示では得られなかった2液相分離を生じる組成領域の境界面を明らかにするとともに、各相の酸濃度(ヨウ素を除いた3成分系におけるヨウ化水素モル分率と硫酸モル分率の和)が等しいことを見いだした。これにより、2液相分離を生じる組成領域,酸濃度といった、運転操作や熱効率推算に有用な組成情報を得ることができた。

論文

ブンゼン反応の生成物組成に対する二酸化硫黄分圧及び反応温度の影響

今井 良行; 中島 隼人; 久保 真治; 小貫 薫

化学工学論文集, 36(1), p.70 - 73, 2010/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:73.23(Engineering, Chemical)

熱化学水素製造法ISプロセスの要素反応であるブンゼン反応について、ヨウ素飽和条件において二酸化硫黄分圧及び反応温度が生成するポリヨウ化水素酸相の組成に与える影響を調べた。理想的脱硫を仮定したポリヨウ化水素酸相のヨウ化水素酸濃度(HI/(HI/H$$_{2}$$O))は、二酸化硫黄分圧及び反応温度に応じて単調増加の傾向を示した。試験結果をもとに二酸化硫黄分圧及び反応温度の関数としてヨウ化水素酸濃度の実験式を得た。

論文

An Estimation technique for compositions of bunsen reaction solutions on thermochemical water splitting is process

久保 真治; 中島 隼人; 今井 良行; 笠原 清司; 田中 伸幸; 奥田 泰之; 宮下 礼子*; 小貫 薫

Proceedings of 17th World Hydrogen Energy Conference (WHEC 2008) (CD-ROM), 4 Pages, 2008/06

ブンゼン反応溶液の組成制御は、ISプロセスの運転を安定化するためのキー技術である。今回、二相分離状態にある4成分系において溶液組成を推算する新しい方法を開発した。これは、両相の2つの密度を計測するだけで、両相のすべてのモル分率を推算できるものである。本方法を実現するため、模擬溶液の密度測定実験を実施、これを多項式近似し、密度と組成の関係式を導出した。また、二相分離状態溶液の各成分のモル分率間の相関式を、文献データを回帰することにより導出した。これら非線形連立方程式の求解プログラムを作成し、両密度を与えることにより組成が計算できるようにした。模擬二相分離溶液を調整し、密度測定及び滴定分析を実施、密度から求めた推算組成と滴定による組成測定値を比較したところ、両者の一致は良好であった。本法はシンプルで簡便に実施できるため、プロセス運転時の組成計測への適用が期待できる。

論文

Control techniques for Bunsen reaction solution to regulate process condition

久保 真治; 中島 隼人; 今井 良行; 笠原 清司; 小貫 薫

Proceedings of 2007 AIChE Annual Meeting (CD-ROM), 5 Pages, 2007/11

ブンゼン反応溶液の組成コントロールは、熱化学法ISプロセスによる安定水素製造のためキー技術である。本研究は、ブンゼン反応器物質収支の基礎考察,ギブスの自由度を減少させることによる簡便なコントロール方法を示すとともに、超音波固体ヨウ素検出法による同コントロール法の実現手段について述べたものである。

論文

ヨウ素,二酸化硫黄および水の反応に対する二酸化硫黄分圧の影響

中島 隼人; 今井 良行; 笠原 清司; 久保 真治; 小貫 薫

化学工学論文集, 33(3), p.257 - 260, 2007/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:72.84(Engineering, Chemical)

熱化学水素製造法ISプロセスの要素反応であるヨウ素と水の混合系への二酸化硫黄ガス吸収反応について、323K,ヨウ素飽和条件で、二酸化硫黄分圧の影響を調べた。定圧二酸化硫黄ガス存在下、2相分離(硫酸相とポリヨウ化水素酸相),擬似平衡状態への到達が観察され、同状態におけるポリヨウ化水素酸に対してブンゼン反応の逆反応による理想的脱硫操作を行って得られる溶液の酸濃度(HI/(HI+H$$_{2}$$O))は、高二酸化硫黄分圧のもとで高く、最大15.7$$pm$$0.3mol%に達した。

論文

ENMC(熱外中性子測定装置)の性能評価試験,フェーズII

蜷川 純一; 浅野 隆; 藤原 茂雄; 高橋 三郎; Menlove, H.*; Rael, C. D.*; 中島 真司*; 佐藤 隆*

核物質管理学会(INMM)日本支部第27回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2006/00

ENMCは、熱中性子を測定する既存の測定装置に改良を加え、エネルギーの高い熱外中性子をも測定することにより、核燃料物質中のプルトニウムを短時間でかつ高精度に測定するために開発した非破壊測定装置である。原子力研究開発機構は、このENMCの測定性能を最大限に引出すことにより、プルトニウムの測定精度を破壊分析レベルに向上させるための取組みを実施している。これまでにENMCの性能評価試験(フェーズI)としてさまざまな測定誤差要因の評価試験を実施し、高精度測定に向けた課題を確認した。この結果をもとに、今回、ENMCの最適測定条件(サンプル中のプルトニウム量,サンプル配置方法等)を見いだすことを目的に、性能評価試験(フェーズII)を実施し、測定誤差を約0.6%まで低減できる見通しを得た。本報告では、性能評価試験(フェーズII)で実施した試験結果について報告する。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を使用して、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めている。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材,緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

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