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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

Effects of lithium burn-up on TBR in DEMO reactor SlimCS

佐藤 聡; 西谷 健夫; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.680 - 683, 2012/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.33(Nuclear Science & Technology)

核融合DEMO炉のブランケットにおいて、トリチウム増殖材であるリチウムは核反応(トリチウム生成反応)により燃焼し、減少する。SlimCSブランケット設計を対象に、1次元Sn計算コードANISNを用いて、リチウム燃焼度を考慮しながらトリチウム増殖比(TBR)を計算した。1年運転ごとに、リチウム燃焼度によりリチウム原子個数密度を変化させ、TBRを計算した。SlimCSブランケット設計では、トリチウム増殖材層は厚さ方向に10層あり、10年連続運転後の$$^{6}$$Liの燃焼度は最大で約80%に達した。TBRは、各層によりTBRの増減が大きく異なり、最もTBRが減少する層では約40%減少したが、TBRが増加する層もあり、ブランケット全体では、TBRの減少は約4%にとどまった。リチウム燃焼度によるTBRの影響は大きくないことがわかった。

論文

Overview of materials research and IFMIF-EVEDA under the Broader Approach framework

西谷 健夫; 谷川 博康; 山西 敏彦; Clement Lorenzo, S.*; Baluc, N.*; 林 君夫; 中島 徳嘉*; 木村 晴行; 杉本 昌義; Heidinger, R.*; et al.

Fusion Science and Technology, 62(1), p.210 - 218, 2012/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:85.4(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ活動(BA)の国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)事業の一環として行われている材料開発と国際核融合材料照射施設工学設計・工学実証(IFMIF/EVEDA)事業の最近の進展について報告する。IFERC事業では、六ヶ所の原型炉R&D施設が完成し、おもにブランケット材料に関する研究開発が進展している。IFMIF/EVEDA事業では、原型加速器の入射器が完成し、ビーム試験を実施している。液体リチウム試験ループは2011年3月の完成し、5m/sの流動試験に成功した。

論文

Japanese contribution to the DEMO-R&D program under the Broader Approach activities

西谷 健夫; 山西 敏彦; 谷川 博康; 野澤 貴史; 中道 勝; 星野 毅; 香山 晃*; 木村 晃彦*; 檜木 達也*; 四竈 樹男*

Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2924 - 2927, 2011/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.23(Nuclear Science & Technology)

日欧間協力である幅広いアプローチ活動(BA)の一環として、ブランケット材料開発を中心としてR&Dが新たに開始されている。それぞれの極における原型炉のための共通課題として、ブランケット構造材としての低放射化フェライト鋼,流路保護材及び先進構造材としてのSiC/SiC複合材、先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材及びトリチウム技術の5つの課題が進められている。日本において、これらのR&Dは、BAの実施機関である原子力機構が中心となり、多くの大学及び研究機関の協力を得て進められている。

論文

IFMIF specifications from the users point of view

Garin, P.*; Diegele, E.*; Heidinger, R.*; Ibarra, A.*; 實川 資朗; 木村 晴行; M$"o$slang, A.*; 室賀 健夫*; 西谷 健夫; Poitevin, Y.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.611 - 614, 2011/10

 被引用回数:19 パーセンタイル:11.1(Nuclear Science & Technology)

この論文はIFMIF仕様作業グループが、IFMIF施設の最上位の仕様に関して、ユーザーの視点で提言をまとめたものである。特に核融合動力炉と材料開発に関する日欧の異なるロードマップを考慮した。ブランケット構造材料,ブランケット機能材料及びセラミックス等の非金属材料の開発において、IFMIFに要求される仕様を提案した。さらに、ITER TBMの性能確認試験への適用の可能性についても言及した。

論文

Recent progress in blanket materials development in the Broader Approach Activities

西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 實川 資朗; 中道 勝; 星野 毅; 山西 敏彦; Baluc, N.*; M$"o$slang, A.*; Lindou, R.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1331 - 1335, 2011/10

 被引用回数:12 パーセンタイル:21.87(Materials Science, Multidisciplinary)

幅広いアプローチ活動ではブランケット材料開発を中心としてR&Dを進めている。ブランケット構造材料開発では、低放射化フェライト鋼F82Hの5t溶解を実施し、2次溶解として電気スラグ溶解を用いることにより不純物制御ができることを確認した。欧州でもEUROFERの溶解を実施し3$$sim$$48mm厚の鋼板を製作した。SiC/SiC複合材の開発では、NITE-SiC$$_{f}$$/SiC複合材に対してダブルノッチ引っ張り試験を実施し、破壊強度がノッチサイズにあまり異存しないことを明らかにした。欧州では、SiCとLiPbの共存性試験の準備を実施した。先進中性子増倍材の開発では、BeとTiの粉末から直接Be-T金属間化合物を焼結することを試みた。また欧州では、30mm径のBe-T金属間化合物母材の製造に成功した。先進トリチウム増殖材の開発では、再処理法の確立を目指して、トリチウム増殖材微小球の溶解試験を行い、硝酸と過酸化水素水により90%以上溶解できることがわかった。

論文

Measurement of charged-particle emission double-differential cross section of fluorine for 14.2 MeV neutrons

近藤 恵太郎; 村田 勲*; 落合 謙太郎; 久保田 直義*; 宮丸 広幸*; 今野 力; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(8), p.1146 - 1157, 2011/08

14.2MeV中性子入射によるフッ素の陽子,重陽子,三重陽子,$$alpha$$粒子放出二重微分断面積の詳細な測定を行った。日本原子力研究開発機構のFNS施設に備えられたペンシルDT中性子ビームを利用した荷電粒子スペクトロメータによって、幅広いエネルギーの放出粒子に対し、高いエネルギー分解能で、15$$^{circ}$$から150$$^{circ}$$に渡る角度において精密な測定を行うことができた。測定したデータは評価済核データライブラリJENDL-3.3及びENDF/B-VII.0に格納されたデータと比較した。その結果、エネルギー・角度分布と、荷電粒子生成断面積の双方で、実験値と評価値の間に大きな差が存在することがわかった。残留核の幾つかの励起状態に対応する離散ピークを分離し、角度微分断面積を導出して荷電粒子放出反応の機構を議論した。本研究はフッ素に対して上記4種類の荷電粒子放出二重微分断面積を同時に測定した初めての測定であり、フッ素の核反応モデルを確立するためにも有効である。

論文

Effect of thermal neutrons on fusion power measurement using the microfission chamber in ITER

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 86(4-5), p.417 - 420, 2011/06

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ITERではマイクロフィッションチェンバー(MFC)を用いた中性子計測から核融合出力の評価を行う。しかし、MFC近傍に設置される水冷管が計測に影響を及ぼす可能性があるため、その影響を中性子輸送解析コード(MCNP)を用いて評価した。その結果、水冷管内の冷却水によって、中性子束はほとんど影響を受けないものの、MFCの応答は約40%増大すると評価された。これはMFCで用いるウラン235が中性子のエネルギーが低いほど高い反応断面積を持つために、冷却水による中性子の減速の効果がMFCの応答に影響を及ぼすことが原因と考えられ、特に熱中性子の影響が大きいことがわかった。この影響を低減する方法として、カドミウムのような熱中性子を吸収する材質をMFCの周りに設置することが挙げられる。そこで、中性子輸送解析を行って評価した結果、冷却水によって40%増大していたMFCの応答を、カドミウムをMFCの周りに巻くことにより10%以内に低減できることを示した。

論文

炉のシステム性能を決める

西谷 健夫; 飛田 健次

プラズマ・核融合学会誌, 87(Suppl.), p.62 - 68, 2011/02

ここでは炉の成立性にかかわる最低仕様を決めるものや寿命,効率などを取り上げた。運転に必要なトリチウムを自己生産できるかどうかの鍵を握るトリチウム増殖比(TBR)については、ブランケット領域の占める割合、いわゆる占積率について、幾何学的な占積率に加えて中性子工学的ファクターを議論した。寿命に関しては、超伝導コイルの照射損傷,アーマー材の損耗,ブランケット構造材料の照射損傷,トリチウム増殖材料の燃焼について議論した。

論文

Progress of IFERC project in the Broader Approach activities

荒木 政則; 坂本 宜照; 林 君夫; 西谷 健夫; 大内 玲*

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.2196 - 2202, 2010/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:32.4(Nuclear Science & Technology)

国際核融合実験炉ITER計画に貢献し、原型炉早期実現を推進することを目的に、国際核融合エネルギー研究センター事業(IFERC事業)として、(1)原型炉設計研究開発調整活動,(2)計算シミュレーションセンター活動、及び(3)ITER遠隔実験センター活動を実施する。原型炉設計活動では、原型炉の特徴,原型炉の共通概念,原型炉のロードマップ等を含む原型炉設計のための共通基盤の構築を目指す。また、原型炉実現に向けた日欧の共通認識に基づいて、原型炉工学R&D活動では、ブランケット開発に関連した5つの研究分野,(1)SiC/SiC複合材料,(2)トリチウム技術,(3)ブランケット構造材料,(4)先進中性子増倍材,(5)先進トリチウム増殖材に関する開発研究を実施している。計算シミュレーションセンター活動においては、核融合プラズマに関する実験データを解析して、ITERの運転手順を作成するとともに、ITER施設の性能を予測し、原型炉設計に貢献することを目的とする。初期段階では、特別作業グループ活動を通して、核融合研究における高レベルベンチマークコードの選定を行った。

論文

Development of in-vessel components of the microfission chamber for ITER

石川 正男; 近藤 貴; 大川 清文*; 藤田 恭一*; 山内 通則*; 早川 敦郎*; 西谷 健夫; 草間 義紀

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10D308_1 - 10D308_3, 2010/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:82.74(Instruments & Instrumentation)

マイクロフィッションチェンバー(MFC)は、ITERにおいて核融合出力の評価を行う最も重要な計測装置の一つである。MFCの検出器は真空容器とブランケットモジュールの間に設置され、信号ケーブルは真空容器を通って上部ポートまで配線される。信号ケーブルはトカマク組立室で配線される予定であるが、ウランを使用している検出器はITERの運転を行うトカマクピットで設置される予定である。そのため、信号ケーブルの気密を保ったまま、検出器と信号ケーブルを真空容器内部で接続する必要がある。そこで、信号ケーブルと検出器の接続手法を開発し、接続部の性能試験では、信号ケーブルとしての健全性が確認され、ITERに適用できる見通しが立った。また、これまで原子炉において信号ケーブルは曲げ半径100cm程度で使用されてきたが、ITERでは真空容器内部に設置される他の機器との干渉を避けるために、10$$sim$$20cmという小さい曲げ半径で配線する必要がある。そのため、ケーブルを曲げた際の健全性を調べるために、ケーブル曲げ試験を実施した。その結果、10cmの曲げ半径で曲げた場合でも、信号ケーブルの真空性能,絶縁性能に影響がないことを確認した。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Neutron transport analysis for in-vessel diagnostics in ITER

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 河野 康則; 草間 義紀

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.43 - 47, 2010/08

ITERにおいて日本が調達するマイクロフィッションチェンバー(MFC)及びポロイダル偏光計の設計に向けて、中性子モンテカルロコード(MCNP)を用いた中性子輸送解析を行い、運転時におけるそれぞれの機器での核発熱量や温度上昇を評価した。その結果、MFCの排気管の核発熱量は最大で約0.3W/ccと評価された。この結果をもとに温度上昇を評価したところ、排気管に取り付けられる冷却用クランプの間隔を20cmとした場合の最大温度は約230$$^{circ}$$Cとなり、10cmとした場合は約150$$^{circ}$$Cまで低減できることがわかった。また、上部ポート内に設置されるポロイダル偏光計の光学ミラー(ビーム径を140mmとして設計)のうち最もプラズマに近いミラーの核発熱量は、中性子遮蔽材を設置しない場合で約2W/ccと評価され、遮蔽材を使用した場合でも約0.8W/ccとなることがわかった。これに対し、ビーム径を140mmから100mmにして評価を行ったところ、ビーム径が140mmの時と比べて約30%以上核発熱量を低減することがわかった。今後、これらの結果をもとに、冷却機器や遮蔽材の設計を行っていく必要がある。

論文

国際核融合エネルギー研究センター事業

荒木 政則; 林 君夫; 飛田 健次; 西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 山西 敏彦; 中道 勝; 星野 毅; 小関 隆久; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 86(4), p.231 - 239, 2010/04

ITER計画を支援するとともに、核融合エネルギーの早期実現に向けての活動を行う幅広いアプローチ(BA)活動は、この目的のためにITERの建設期間中にさまざまな研究開発を行う日欧の共同事業である。ここでは、国際核融合エネルギー研究センター事業の活動の概要について説明するとともに、現在の進捗状況及び今後の計画・展望について述べる。

論文

Development of CAD-to-MCNP model conversion system and its application to ITER

佐藤 聡; 飯田 浩正; 落合 謙太郎; 今野 力; 西谷 健夫; 諸田 秀嗣*; Nashif, H.*; 山田 政男*; 益田 福三*; 玉水 重幸*; et al.

Nuclear Technology, 168(3), p.843 - 847, 2009/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:50.95(Nuclear Science & Technology)

3次元CADデータからモンテカルロコードMCNP入力データへの変換システムを開発した。遮蔽計算ではCADデータで定義されている物体領域に加えて、CADデータには含まれていない空間領域を設定する必要がある。本システムは、空間領域データ作成プログラム(CrtVoid)及びCADデータからMCNP入力データへの変換プログラム(GEOMIT)から構成される。CrtVoidでは、ブーリアン演算により、指定した領域から物体領域データを差し引くことにより、空間領域データを作成する。核融合炉のようなCADデータの場合、空間領域データは、非常に大規模で複雑な形状をしており作成することが困難である。CrtVoidでは、多数の小さな領域に分割し、分割した各領域ごとに、空間領域データを作成する。GEOMITでは、物体及び空間領域のCADデータに基づいて、MCNPサーフェイスデータ,セルデータを作成する。セルデータを作成する際に、追加のサーフェイスを自動的に作成し、未定義や重複に定義したセルを削除している。開発したシステムをITERモデルに適用し、ITERモデルに対して、空間領域データ及びMCNPデータの作成に成功した。作成したMCNPデータを用いて、中性子束及び核発熱を計算した。計算結果は、他の手法により同じCADデータから作成したMCNPデータによる結果と一致した。

論文

Development of the microfission chamber for fusion power diagnostics on ITER

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 草間 義紀

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.8, p.334 - 337, 2009/09

マイクロフィッションチェンバー(MFC)内に充填するアルゴンガスが真空容器内へリークするのを防ぐための設計を行った。それは、MFCをステンレスのケースで覆い、そのケースにリークガスの検出が可能な配管を付けた構造となっている。また、これまでの研究では、MFCの設置位置をプラズマ位置の変化の影響を避けるために外側上部及び下部のブランケットモジュール(BM)背面とすることまでは決まっていたが、本研究ではそれぞれのBM背面における具体的な設置位置を他の機器との干渉を考慮に入れながら決定した。下部MFCはBM背面のほぼ中央に設置可能だが、上部MFCは真空容器との干渉から隣のBMとのギャップに近い設置位置となった。そのため、各々の設置位置において、ストリーミング中性子がMFCの計測に与える影響を中性子輸送解析コードを用いて評価した。その結果、MFCの応答に対するストリーミング中性子の割合は、上部MFCで69%,下部MFCで17%と評価されたが、全体として60%増大して測定される見込みである。ただし、応答の平均値はプラズマ位置の変化に不感で、正確な中性子発生量の計測ができる見通しとなった。

論文

Status of advanced neutron multiplier development for DEMO in the Broader Approach activities in Japan

中道 勝; 米原 和男; 西谷 健夫

Proceedings of 9th IEA International Workshop on Beryllium Technology (BeWS-9), p.16 - 20, 2009/09

Development of beryllium intermetallic compound (beryllide) as advanced neutron multiplier has been started as a part of the Broader Approach activities. The beryllium handling facility where fabrication of beryllide is planned will be installed in the DEMO R&D building at Rokkasho, Japan. The specifications of processing and testing devices were fixed, and the basic data of these devices was obtained for the licensing of the beryllium handling facility. The beryllide fabrication devices are the key components of the beryllium handling facility. Preliminary sintering test of TiAl intermetallic as an alternative material of beryllide was carried out using mixed with Ti and Al powders. The formations of TiAl and Ti$$_{3}$$Al intermetallics were identified using starting mixed powder of Ti and Al. From the result of this preliminary sintering test, it is assumed that beryllide could be directly synthesized by the plasma sintering method from mixed powder particles of Be and Ti.

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:102 パーセンタイル:1.59(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

Direct neutron spectrum measurement to validate $$^{rm nat}$$Zr(n,2n) reaction cross-section at 14 MeV

村田 勲*; 四間 公章*; 近藤 恵太郎; 松中 允亨*; 太田 雅之*; 宮丸 広幸*; 落合 謙太郎; 今野 力; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1376 - 1379, 2009/06

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ジルコニウムは核融合炉ブランケットのトリチウム増殖材の候補の一つであるリチウムジルコネートLi$$_{2}$$ZrO$$_{3}$$の構成元素である。過去に日本原子力研究所,京都大学,大阪大学において個々に行われたジルコニウムの核データベンチマーク実験の結果は、いずれも中性子スペクトルの計算値が大きな過大評価を示すことを指摘していた。本研究では、核データの問題点を明らかにするために、天然ジルコニウムの(n,2n)反応によって放出される2個の中性子を直接測定して断面積を導出した。測定によって放出中性子のエネルギーが1MeV以上の断面積が得られたが、得られた値はJENDL-3.3の評価値より少し大きく、これはベンチマーク実験の結果と逆の傾向であった。しかし、測定されていない放出中性子のエネルギー1MeV以下のスペクトル部分を核温度1MeVの蒸発スペクトルで外挿すると、得られた(n,2n)反応断面積はJENDL-3.3よりもやや小さく、ENDF/B-VIの評価値とほぼ一致した。この結果は過去に京都大学のグループによって指摘された、JENDLの(n,2n)反応断面積が10%程度過大評価、(n,2n)反応による1MeV以下のスペクトル成分が20%程度過大評価という指摘とも整合性のある結果であった。これらの結果は過去に報告されたベンチマーク実験における不一致の原因が、核データ評価の際の不適切な核温度の採用によるものであることを示唆している。

論文

Torus configuration and materials selection on a fusion DEMO reactor, SlimCS

飛田 健次; 西尾 敏; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 礒野 高明; 中村 博文; 鶴 大悟; 鈴木 哲; 林 孝夫; 土谷 邦彦; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.888 - 892, 2009/04

 被引用回数:20 パーセンタイル:14.45(Materials Science, Multidisciplinary)

SlimCSは、2020$$sim$$2030年代に見通しうる技術を想定して設計された小型の核融合原型炉概念である。高ベータ領域での運転を可能にするため、交換ブランケットと固定ブランケットの間にセクター規模の寸法を持つ導体シェルを挟み込む点が炉構造上の特徴である。ブランケット構造材料は低放射化フェライト鋼、冷却材はPWR条件の加圧水を第一案とした。ITER-TBMの日本案との連続性を考慮し、増殖材はLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$、増倍材はBe$$_{12}$$Ti又はBeとした。超伝導コイルは急速急冷法によるNb$$_{3}$$Alとし、最大磁場16テスラを超える設計とした。これらの機器のほか、導体シェル,ダイバータについてその構造と材料について報告する。

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