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論文

Continuum excitation and pseudospin wave in quantum spin-liquid and quadrupole ordered states of Tb$$_{2+x}$$Ti$$_{2-x}$$O$$_{7+y}$$

門脇 広明*; 脇田 美香*; F${aa}$k, B.*; Ollivier, J.*; 河村 聖子; 中島 健次; 高津 浩*; 玉井 元健*

Journal of the Physical Society of Japan, 87(6), p.064704_1 - 064704_6, 2018/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:59.15(Physics, Multidisciplinary)

フラストレートしたパイロクロア酸化物Tb$$_{2+x}$$Ti$$_{2-x}$$O$$_{7+y}$$についての非弾性中性子散乱実験を行った。相転移を示さず量子スピン液体になる系($$x = -0.007 < x_{c} < sim -0.0025$$)と、二つの四重極秩序を起こす系($$x = 0.000, 0.003$$)の単結晶試料を調べた。量子スピン液体の系は弾性散乱の他に0.1meV程度の連続励起を持ち、$$x$$が増加すると連続励起領域から四重極のスピン波が分かれてくる。これは、粉末試料の結果と同じであり、試料の$$x$$の制御がよくできている証拠である。

論文

Oxygen hole state in A-site ordered perovskite ACu$$_3$$Ru$$_4$$O$$_{12}$$ (A = Na, Ca, and La) probed by resonant X-ray emission spectroscopy

水牧 仁一朗*; 溝川 貴司*; 安居院 あかね; 田中 壮太郎*; 高津 浩*; 米澤 進吾*; 前野 悦輝*

Journal of the Physical Society of Japan, 82(2), p.024709_1 - 024709_6, 2013/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:51.13(Physics, Multidisciplinary)

Aサイト秩序型ペロブスカイト導電性酸化物ACu$$_3$$Ru$$_4$$O$$_{12}$$(A=Na, Ca, La)は特にA=Ca系で、比熱・磁化率・光電子分光スペクトルが奇妙な温度依存性を示すことが明らかになった。本研究では、Aサイトの価数を系統的に変化させたACu$$_{3}$$Ru$$_{4}$$O$$_{12}$$(A=Na, Ca, La)遷移金属の3$$d$$, 4$$d$$電子状態を観測するのに有効な手段である軟X線吸収分光(XAS)及び共鳴X線発光分光(XES)を行った。Cu-L吸収端のXASスペクトルにはCu$$^{3+}$$や電荷移動サテライトに対応すると思われるピーク構造が観測された。O-K吸収端では、XAS及びXESスペクトルに顕著なAサイト依存性が見られた。詳細な解析には今後クラスター計算やバンド計算などの理論計算との比較しAサイト価数の系統変化を議論した。

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)

論文

Development of ceramic breeder blankets in Japan

高津 英幸; 河村 弘; 田中 知*

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.645 - 650, 1998/09

 被引用回数:17 パーセンタイル:78.96(Nuclear Science & Technology)

日本における固体増殖ブランケットの開発の現状に関するレビュー報告を招待論文として報告する。内容は、(1)原形炉用ブランケットの設計,(2)原形炉用ブランケットの開発計画,(3)材料開発の現状,(4)工学R&Dの現状,(5)大学における基礎研究の現状である。

論文

Ceramic breeding blanket development for experimental fusion reactor in JAERI

倉沢 利昌; 高津 英幸; 佐藤 聡; 森 清治*; 橋本 俊行*; 中平 昌隆; 古谷 一幸; 常松 俊秀; 関 昌弘; 河村 弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 27, p.449 - 456, 1995/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:60.4(Nuclear Science & Technology)

核融合実験炉(ITER,FER)で増殖ブランケットとして、セラミックスの層状構造ブランケットが採用されている。このセラミックスブランケットの設計および研究開発に関する最近の原研での研究成果を発表する。ブランケットの設計ではブランケット第1壁の冷却チャンネル中の冷却水停止時の温度上昇および熱応力の解析をおこなうと共に、冷却水の圧力損失の評価をおこなった。ブランケット設計を支援するR&Dではブランケット筐体の製作およびHIP接合部の機械試験を行い、実機製作への見通しを得ると共に有意義なデータベースを取得した。ペブル(Be)充填層の熱伝導度測定および増殖セラミックスの熱サイクル試験、構造材と増殖材の両立性試験後の引張試験データなどを評価解析して発表する。

論文

Design and R&D activities on ceramic breeder blanket for fusion experimental reactors in JAERI

倉沢 利昌; 高津 英幸; 佐藤 聡; 中平 昌隆; 古谷 一幸; 橋本 俊行*; 河村 弘; 黒田 敏公*; 常松 俊秀; 関 昌弘

Fusion Technology 1994, Vol.2, 0, p.1233 - 1236, 1995/00

原研で行っている核融合実験炉のための固体増殖材方式ブランケットの設計とR&Dの最近の成果をまとめた。固体増殖材ブランケットは、広範なR&Dベース、高い安全性、DEMO炉への適合性等から、実験炉の増殖ブランケットとしても魅力ある概念である。原研では、増殖材、増倍材共にペブル形状にして層状に配置した構造を提案してきており、詳細な核・熱・機械特性解析評価と製作性の検討を行うことにより設計を進めている。また、ペブル材料の特性評価、ペブル充填層の熱伝導特性評価、ブランケット構造体の製作性及びその機械特性評価等を進めた。本論文は、これら設計及びR&Dの最近2年間の進展をまとめる。

論文

Layered pebble bed concept for ITER breeding blanket

高津 英幸; 森 清治*; 吉田 浩; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 小泉 興一; 榎枝 幹男; 佐藤 聡; 黒田 敏公*; 鈴木 達志*; et al.

Fusion Technology 1992, p.1504 - 1508, 1993/00

ITERのドライバー・ブランケットの第一オプションとして、概念設計段階に3つの固体増殖体ブランケット概念が選択された。本報告は、その内の一つとして、日本が中心となって提唱している「層状ペブル・ベッド型」ブランケットの設計についてとりまとめたものである。概念設計以降、更に詳細な核熱・構造解析を実施し、構造の簡素化、最適化を実施すると共に、CADを用いた構造図の展開を図り、製作性の観点からもチェックを行うことにより、現実的でありかつ信頼性の高いブランケット概念がまとめられた。

報告書

Beryllium data base for in-pile mockup test on blanket of fusion reactor, 1

河村 弘; 坂本 直樹*; 石塚 悦男; 加藤 将和*; 高津 英幸

JAERI-M 92-190, 131 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-190.pdf:2.83MB

核融合炉ブランケットにおいて、ベリリウムはトリチウム増殖比を増すための中性子増倍材として、セラミック増殖材とともに使用されようとしている。ベリリウムの特性、例えば物理的特性、化学的特性、熱的特性、核的特性等は核融合炉ブランケットの設計はいうに及ばず、同ブランケット構造を模擬した照射試験体の設計や照射試験結果の解析に必須となる。しかしながら、現在、ベリリウムの特性は利用しやすいように整理されていない。本報告書は、ベリリウムのデータベースに関する報告書の第1報であり、これまでに報告された各種特性データをまとめたものである。

論文

Primary research and development needs for fusion experimental reactors; Perspectives

柴沼 清; 松田 慎三郎; 辻 博史; 木村 晴行; 小原 祥裕; 関 泰; 多田 栄介; 高津 英幸; 田中 茂; 吉田 浩; et al.

Fusion Engineering and Design, 15, p.377 - 385, 1992/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

過去数年間、概念設計が行われてきた実験炉(ITER/FER)は1991年より、工学設計段階に入る見通しであり、この段階では、実験炉の建設に必要なR&Dが、技術的に外挿可能な規模で実証される「原型級試験」を中心として基礎的なものから応用に至るまで大規模かつ広範囲に展開される予定である。ここでは、実験炉を開発するために必要なR&Dの中で特に工学R&Dについて、その代表的R&Dの現状と今後の見通しについて述べる。

報告書

Japanese contributions to blanket design for ITER

黒田 敏公*; 吉田 浩; 高津 英幸; 関 泰; 野田 健治; 渡辺 斉; 小泉 興一; 西尾 敏; 真木 紘一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 91-133, 191 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-133.pdf:5.79MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は、1990年12月を以て3年間に渡る活動を終了した。この報告書はITERの概念設計の内、トリチウム増殖ブランケットに対する日本の設計検討をまとめたものである。日本は従来よりセラミック増殖材(Li$$_{2}$$O)をペブル形状で充填するブランケットを提案している。本設計においては、中性子増倍材(ベリリウム)をやはりペブル形状とし、Li$$_{2}$$Oペブルと混合して充填する方式および増殖材と増倍材の共存性が問題となった場合にこれを回避することを考えた分離充填方式(多層型)の2案について検討した。これらの構造概念を示すと共に、核および熱流動、強度特性に対する解析を実施し、トリチウムインベリ評価、製作性の検討を行った。正味トリチウム増殖比はいずれのブランケットも~0.8であり、外部からの供給と合わせ、ITERの運転に対するトリチウム燃料の供給を行える見込みである。

報告書

核融合実験炉の概念設計; 安全性の解析・評価

関 泰; 高津 英幸; 飯田 浩正; 真木 紘一*; 小川 益郎; 野口 宏; 村田 幹生; 小澤 義弘*; 伊東 新一*; 岡崎 隆司*; et al.

JAERI-M 91-126, 511 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-126.pdf:12.54MB

核融合実験炉としての基本的構成が類似しているFER/ITERを対象に、安全性の解析と評価を行った。安全性の検討の仕方としては、まず、安全設計の考え方を明確にし、次に、運転状態、すなわち、通常運転時、分解修理時、事故時に分けて、解析・評価した。特に、通常運転時においては、トリチウム及び放射化生成物量の評価を、分解修理においてはトリチウム放出量の評価を、事故時においては冷却水喪失事故・真空破断事故・電源喪失事故の事故シナリオの検討を、それぞれ行った。また、安全に関する法規・基準を付加し、全体として、核融合実験炉の安全性を一通り概観できるようにした。

報告書

Japanese contributions to ITER testing program of solid breeder blankets for DEMO

黒田 敏公*; 吉田 浩; 高津 英幸; 真木 紘一*; 森 清治*; 小林 武司*; 鈴木 達志*; 平田 慎吾*; 三浦 秀徳*

JAERI-M 91-063, 72 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-063.pdf:1.55MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は1990年12月を以て3年間に渡る活動を終了した。この報告書はITERで行う工学試験計画に対する日本の提案をまとめたものである。とくにセラミック増殖材(Li$$_{2}$$O)を用いた動力炉用ブランケットを対象とし、ヘリウム冷却を行う場合および軽水冷却を行う場合について、試験項目や試験スケジュール、テストモジュール構造概念に関する検討を行った。また、テストモジュール用冷却系およびトリチウム回収系の設計を行い、各系統内主要機器の概略仕様を検討すると共に、系統全体としての設置スペクトルを評価して炉建家内レイアウトの検討用資料とした。

論文

JT-60における第一壁の材料挙動

安東 俊郎; 高津 英幸; 中村 博雄; 山本 正弘; 児玉 幸三; 新井 貴; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 堀池 寛; 清水 正亜; et al.

核融合研究, 65(SPECIAL ISSUE), p.27 - 49, 1991/03

JT-60第一壁の材料挙動および運転経験をまとめた。到達真空圧力は、設計値1.3$$times$$10$$^{-6}$$Paを満足し、高温壁放電洗浄によりコンディショニング効率を改善した。TiC/Moダイバータは、短パルス加熱(20MW-1s)では良好な不純物制御特性を示したが、ダイバータ板端部の溶融やMoのバーストが観測された。第一壁を黒鉛に取替え後は、長パルス加熱運転が可能となり、最大加熱入力30MW、最長加熱時間6sを達成し、運転領域の大幅な拡大をもたらしたが、TiC/Mo第一壁と同様に、ディスラプション時の入熱による損傷は避けられなかった。その後の下側ダイバータ運転では、それまでの運転経験を反映し、第一壁取付け精度の向上、熱集中軽減、C/C材の使用などによって、黒鉛タイルの破損をほぼ完全に防止することができ、1ショットあたりのプラズマ吸収加熱量が100MJの運転を行うことができた。

報告書

JT-60ダイバータ板および第一壁材料の特性試験

山本 正弘; 安東 俊郎; 高津 英幸; 清水 正亜; 新井 貴; 児玉 幸三; 堀池 寛; 照山 量弘*; 木内 昭男*; 後藤 純孝*

JAERI-M 90-119, 77 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-119.pdf:1.75MB

本報告は、臨界プラズマ試験装置の大電流化におけるダイバータ板および第一壁の材料選定のために実施した黒鉛系材料の特性試験結果について述べるものである。本試験においては、種々の候補材料に対して同一形状の試験片を製作し、同一試験方法にて物理的特性試験および機械的特性試験を実施した。得られた試験データに基づき、熱伝導特性、耐熱衝撃特性、機械的特性などに重点を置いて比較評価するとともに、ダイバータ板および第一壁としての構造化の難易性、製作可能寸法および材料の入手性についても検討した。また、別途実施した高熱負荷試験および真空特性試験の結果についてもあわせて比較評価した。このような試験結果よりダイバータ板材料としては高熱伝導率C/Cコンポジェット材を、また、第一壁材料としては、従来実績のあるJT-60使用材の他に熱伝導率の比較的高い等方性黒鉛材を選定した。

論文

JT-60 upgrade program

菊池 満; 安東 俊郎; 荒木 政則; 堀江 知義; 堀池 寛; 池田 佳隆; 岸本 浩; 小泉 興一; 松川 誠; 松川 達哉; et al.

Fusion Technology 1988, p.287 - 292, 1989/00

本論文は、JT-60の改造を記述する。真空容器とポロイダル磁場コイルはプラズマ性能を向上するために完全に取り換えられる。ダイバータとリミターのプラズマ電流は6MAと7MAになる。真空容器は薄いINCONEL製の薄板で作る。ポロイダル磁場コイル系は各種の平衡配位が生成可能となるように工夫を行っている。NBIは40MW、RF(LHCD)は15MWのトーラス入力を予定している。

論文

JT-60U system design

松川 誠; 安東 俊郎; 荒木 政則; 堀江 知義; 堀池 寛; 池田 佳隆; 菊池 満; 岸本 浩; 小泉 興一; 松川 達哉; et al.

Fusion Technology 1988, p.293 - 297, 1989/00

JT-60Uのポロイダルシステム設計の現状について述べる。JT-60Uでは現JT-60と同じトロイダルコイル内に、約2倍のプラズマ容積をもつプラズマを閉じ込める。しかもポロイダルコイルが設置可能な空間は、トロイダルコイルのボア内である。論文では、ポロイダルコイル系の合理化、運転シナリオ、および電源システムについて報告する。

口頭

Overview of fusion technology activities in Japan for ITER, BA and DEMO

高津 英幸; 林 巧; 堀池 寛*; 相良 明男*

no journal, , 

日本国内における核融合技術開発活動の概要をまとめて報告する。特にITERでは、日本の調達分担である超電導コイル,ダイバータ,中性粒子ビーム入射装置,電子サイクロトロン加熱装置,遠隔操作機器,トリチウム除去設備,各種計測装置についての最近の成果を紹介するとともに、テストブランケットモジュールについても日本の主案を中心としつつ将来に向けた大学での基礎的研究開発を含め報告する。BAでは3事業(IFMIF/EVEDA, IFERC及びサテライトトカマク)についての現状を要約し、DEMOに向けた低放射化材料開発の進展についても紹介する。

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