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味村 周平*; Bezerra, T. J. C.*; Chauveau, E.*; Enomoto, T.*; 古田 久敬*; 原田 正英; 長谷川 勝一; Hiraiwa, T.*; 五十嵐 洋一*; 岩井 瑛人*; et al.
Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2015(6), p.063C01_1 - 063C01_19, 2015/06
被引用回数：8 パーセンタイル：49.09(Physics, Multidisciplinary)J-PARC E56実験は物質・生命科学実験施設においてステライルニュートリノを探索する実験である。実験の妥当性を検証するために、われわれはMLF 3Fにバックグランドイベント用検出器を設置し、測定を行った。この検出器は500Kgのプラスチックシンチレータから構成されている。陽子ビーム入射によって
線と中性子が生成され、宇宙線起源の線なども検出された。これらの結果について報告する。
三島 賢二*; 猪野 隆*; 酒井 健二; 篠原 武尚; 広田 克也*; 池田 一昭*; 佐藤 広海*; 大竹 淑恵*; 大森 整*; 武藤 豪*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 600, p.342 - 345, 2009/02
被引用回数：36 パーセンタイル：88.56(Instruments & Instrumentation)J-PARC、物質
生命科学実験施設(MLF)のBL05ポートに基礎物理実験のための新しいビームラインを建設している。このビームラインは中性子光学の高度な技術を駆使して設計されており、NOP(Neutron Optics and Physics)と名づけられている。中性子モデレータから供給される中性子ビームは、マルチチャンネルのスーパーミラーで曲げられ、低発散, 高強度, 高偏極という3本の特徴あるビームブランチに分岐された後、実験エリアに引き出され、中性子干渉, 散乱, 崩壊という基礎物理実験に各々利用される。本研究では、モンテカルロシミュレーションコードである"PHITS"を使って中性子光学素子構成及び遮蔽設計の最適化を実施し、低発散ブランチで
cm
str
sMW、高強度ブランチで
cm
sMW、高偏極ブランチではビーム偏極率99.8%を保った状態で
cmsMWのビーム強度を得ることができるという評価結果を得た。
角田 俊也*; 小西 哲之; 河村 繕範; 西 正孝; 鈴木 達志*
Fusion Technology, 39(2-Part2), p.1083 - 1087, 2001/03
核融合炉固体増殖ブランケットでは、スイープガスからの水素同位体の分離が考えられている。われわれは、このシステムにプロトン導電性固体電解質セルを用いた水素ポンプの適用を提案した。このセルは混合ガスから電気的駆動力により水素同位体を選択的に抽出することができる。プランケットシステム条件を考慮し、円盤状のセルの片面極に純水素ガスを、もう片面極に0.01%~10%の水素ガスを接触させ試験を行った。両極の水素濃度差により生じた起電力で静的特性を、直流電圧印加に対する電流密度で水素ポンプ性能を評価した。結果として、水素分圧比100程度まで、起電力は理論値にほぼ一致した。また、水素ポンプの安定作動電圧領域が確認され、水素ポンプ性能の代表的値は873Kで7mA/cm
,973Kで9mA/cm(1200mV)であった。結果から、ブランケットトリチウム回収システムへの適用が有効だと判断できる。
平田 慎吾*; 角田 俊也*; 怡土 英毅*; 鈴木 達志*; 林 巧; 石田 敏勝*; 松田 祐二; 奥野 健二
Fusion Technology, 28(3), p.1521 - 1526, 1995/10
水素、及び水分に対して高い透過性を有しているポリイミド製分離膜モジュールをトリチウム除去設備へ適用することにより、従来から用いられてきた触媒酸化・吸着設備での処理量を低減し、設備の減容が可能であると考えられている。本実験では、ポリイミド製分離膜モジュールに水素含有乾燥窒素、及び水分含有窒素を供給して分離実験を実施した。また、窒素中の水素、及び水分の膜分離について理論的条件における解析作業を行った。本実験、及び解析の結果、ポリイミド分離膜は窒素中の水素、及び水分を選択的に透過することが確認された。特に水分については高い透過性を有していることが確認された。本実験に使用した分離膜では、分離膜モジュールの透過側/供給側圧力比を1/1000と充分に小さくすることにり、供給された混合ガスを1/100に減容することができた。
東稔 達三; 関 昌弘; 湊 章男; 堀江 知義; 山本 孝*; 田中 義久*; 阿部 忠*; 渡部 隆*; 小林 武司; 佐藤 瓊介*; et al.
JAERI-M 87-017, 737 Pages, 1987/03
本報告では、トカマク型DT炉の発電用増殖ブランケットシステム概念の代表的候補の比較評価の為に行なった技術検討結果について述べる。ブランケットには、(1)トリチウム燃料の自己供給,(2)In-Situのトリチウム連続回収と低いインベントリ、(3)高い発電効率を与える高温除熱、(4)高稼働率を与える信頼性の高い構造等が要求される。これらを満たすブランケットの性能は、構造材/増殖材/冷却材/中性子増倍材の選択によって支配される。これらの材料の組合わせの主要候補としてPCA/Li
O/HO/Be,Mo-alloy/LiO/He/Be,Mo-alloy/LiAlO/He/Be,V-alloy/Li/Li/none,及びMo-alloy/Li/He/none を選んだ。ブランケット概念の相互比較評価は、トリチウム回収システム、冷却/発電系統、及び遠隔操作による分解組立てを考慮したト-ラス分割構成法も含めて総合的に検討を行なった。
飯田 浩正; 黒田 秀夫*; 山田 政男*; 鈴木 達志*; 本多 力*; 大村 博志*; 伊東 新一*
JAERI-M 86-149, 314 Pages, 1986/11
本報告書は核融合実験炉(FER)のプラント・システム設計を述べたものである。炉本体以外の補助機器・補助系統のうち主要なものの設計を行ない、それらを統合して炉本体建家設計、プラント・レイアウトの検討を行なう事が目的である。対象システムは、トリチウム系・冷却系・真空排気系・燃料注入系・炉本体建家・分解修理・解体・廃棄物処理施設である。
苫米地 顕; 本多 力*; 飯田 浩正; 東稔 達三; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 海老沢 克之*; 平田 慎吾*; 井上 登代一*; 喜多村 和憲*; et al.
JAERI-M 85-078, 207 Pages, 1985/07
この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナル・レポートの第VI章に相当するものである。二つの異なる核融合実験炉のメンテナンス概念、すなわち一方は炉停止1日後に人間が炉本体外側に接近出来る概念、他方は全く人間の接近の必要のない完全遠隔操作に基づく概念について比較検討を行なった。炉形状、卜リチウム閉じ込め、安全性、遮蔽性能、メンテナンス手順、メンテナンス時間、必要遠隔操作機器およびコスト等種々の観点から両概念の比較が述べられている。また、現在の日本の遠隔操作技術のデータ・ベースを整理、評価し今後必要なR&D項目を摘出した。
東稔 達三; 白石 健介; 渡辺 斉; 関 泰; 湊 章男*; 苫米地 顕; 田中 義久*; 小林 武司*; 鈴木 達志*; 森 清治*; et al.
JAERI-M 82-179, 49 Pages, 1982/11
本報告書は、INTORのフェーズIIAのワークショップにおいて、グループCの工学試験をまとめたものである。INTORで行うべき工学試験として、構造材料試験、ブランケット試験及び長期運転によるものを取り上げている。なおINTORに設置するテストモジュールの設計案も示されている。
迫 淳; 東稔 達三; 関 泰; 飯田 浩正; 松田 慎三郎; 大和 晴海*; 浅見 直人*; 衛藤 福雄*; 井手 隆裕*; 鈴木 達志*; et al.
Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research 1976, 3, p.239 - 254, 1977/00
トカマク型核融合実験炉の予備設計を行った。この設計はプラズマ特性、炉構造、ブランケット核特性、遮蔽、超電動マグネット、中性粒子入射加熱装置、電源系、燃料用循環系、原子炉冷却系、トリチウム回収系を含む。 主要設計諸元は次のとおりである、融合反応出力100MW、トーラス半径6.75m、プラズマ半径1.5m、第1壁半径1.75m、トロイダル磁場(軸上)6テスラ、ブランケット親物質LiO、冷却体He、構造材料SUS316、トリチウム増殖比0.9。
Tanaka, Yoshihisa*; Suzuki, Ikunori*; 竹村 守雄*; 鈴木 達志*
PNC TN251 74-19, 121 Pages, 1974/08
Two-dimensional shielding code RASC-2D has been improved to treat line of sight calculation in annular duct with axial symmetrical geometry.As the application of the improved RASC-2D code, the analysis of the main shield of the Prototype Fast Reactor "MONJU" has been performed and the effects of neutron streaming along voids and the shielding effects of top shield and the adjacent concrete shield are shown and re- evaluated comparing with previous results. (J213 73 01 report). It has been made clear that Albedo effects at void surface are small at high energy region and large at low energy region.
