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論文

Shape coexistence in $$^{178}$$Hg

M$"u$ller-Gatermann, C.*; Dewald, A.*; Fransen, C.*; Auranen, K.*; Badran, H.*; Beckers, M.*; Blazhev, A.*; Braunroth, T.*; Cullen, D. M.*; Fruet, G.*; et al.

Physical Review C, 99(5), p.054325_1 - 054325_7, 2019/05

陽子過剰核$$^{178}$$Hgにおける変形共存を調べることを目的として、ユヴァスキュラ大学の加速器において$$^{103}$$Rh($$^{78}$$Kr, $$p2n$$)反応によって$$^{178}$$Hgを生成し、その原子核の励起状態からの脱励起の寿命を測定した。実験データを理論計算と比較した結果、$$^{178}$$Hgでは$$^{180}$$Hgに比べ、プロレート変形した状態がより高い励起状態へとシフトするとともに、変形度が増大することがわかった。

論文

Ground-state configuration of neutron-rich $$^{35}$$Al via Coulomb breakup

Chakraborty, S.*; Datta, U.*; Aumann, T.*; Beceiro-Novo, S.*; Boretzky, K.*; Caesar, C.*; Carlson, B. V.*; Catford, W. N.*; Chartier, M.*; Cortina-Gil, D.*; et al.

Physical Review C, 96(3), p.034301_1 - 034301_9, 2017/09

 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)

GSIのLAND-FRSセットアップを用いて、$$^{35}$$Alの基底状態配位をクーロン分解反応によって調べた。そこで得られた包括的断面積は78(13)mbとなった。単一粒子模型によるクーロン分解反応断面積を大規模殻模型計算による$$^{34}$$Al+1中性子系の分光学的因子と組み合わせることによって得られた理論計算の断面積を実験値と比較した。その結果、殻模型計算では$$f$$軌道の寄与をいくらか過大評価し、$$p$$軌道の寄与を過小評価していることがわかった。これは、$$^{35}$$Alの基底状態において中性子数28の殻ギャップが著しく縮まっており、それによって、$$pf$$殻を占める最後の2個の中性子軌道が$$p$$軌道をより多く占有しているためであると考えられる。

論文

$$beta$$-delayed fission of $$^{186,188}$$Bi isotopes

Lane, J. F. W.*; Andreyev, A. N.*; Antalic, S.*; Ackermann, D.*; Gerl, J.*; He${ss}$berger, F. P.*; Hofmann, S.*; Huyse, M.*; Kettunen, H.*; Kleinb$"o$hl, A.*; et al.

Physical Review C, 87(1), p.014318_1 - 014318_7, 2013/01

 被引用回数:12 パーセンタイル:27.16(Physics, Nuclear)

By using the technique of correlating implanted evaporation residues and their subsequent fission decay, $$beta$$-delayed fission ($$beta$$DF) of $$^{186}$$Bi has been identified for the first time and $$beta$$DF of $$^{188}$$Bi has been unambiguously confirmed. The experiments were performed at the velocity filter SHIP (GSI, Darmstadt). The $$beta$$DF probabilities for both nuclides were qualitatively estimated, and, in particular indications for a large value in the case of $$^{186}$$Bi are regarded.

論文

ITER test blanket module error field simulation experiments at DIII-D

Schaffer, M. J.*; Snipes, J. A.*; Gohil, P.*; de Vries, P.*; Evans, T. E.*; Fenstermacher, M. E.*; Gao, X.*; Garofalo, A. M.*; Gates, D. A.*; Greenfield, C. M.*; et al.

Nuclear Fusion, 51(10), p.103028_1 - 103028_11, 2011/10

 被引用回数:30 パーセンタイル:13.44(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERのテストブランケットモジュールが作ると思われる誤差磁場の影響を調べる実験をDIII-Dにおいて実施した。プラズマ回転とモードロッキング,閉じ込め,LH遷移,ELM安定化,ELMとHモードペデスタル特性,高エネルギー粒子損失等を調べた。実験では、ITERの1つの赤道面ポートを模擬する3つ組のコイルを1セット使用した。その結果、ITERのTBMが作る誤差磁場のためにITERの運転が妨げられるような結果は得られなかった。一番大きな変化はプラズマ回転を減速させるものであり、非共鳴ブレーキング効果によってプラズマ全体の回転が50%程度減少した。密度や閉じ込めへの影響は、回転の影響の1/3程度である。これらの影響は、プラズマ圧力の高いプラズマや回転の低いプラズマで顕著である。それ以外の影響は軽微であった。

論文

Overview of high priority ITER diagnostic systems status

Walsh, M.*; Andrew, P.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Boivin, R.*; Bora, D.*; Bouhamou, R.*; Ciattaglia, S.*; Costley, A. E.*; Counsell, G.*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03

The ITER device is currently under construction. To fulfil its mission, it will need a set of measurement systems. These systems will have to be robust and satisfy many requirements hitherto unexplored in Tokamaks. Typically, diagnostics occupy either a removable item called a port plug, or installed inside the machine as an intricate part of the overall construction. Limited space availability has meant that many systems have to be grouped together. Installation of the diagnostic systems has to be closely planned with the overall schedule. This paper will describe some of the challenges and systems that are currently being progressed.

論文

Off-axis neutral beam current drive for advanced scenario development in DIII-D

村上 和功*; Park, J. M.*; Petty, C. C.*; Luce, T. C.*; Heidbrink, W. W.*; Osborne, T. H.*; Prater, R.*; Wade, M. R.*; Anderson, P. M.*; Austin, M. E.*; et al.

Nuclear Fusion, 49(6), p.065031_1 - 065031_8, 2009/06

 被引用回数:33 パーセンタイル:15.61(Physics, Fluids & Plasmas)

DIII-Dでは、小半径の50%という周辺部で電流駆動できるようにするために、2つの中性粒子ビーム(NB)の垂直方向角度を可変とする改造を計画している。計算によると、NBを下側に向けた場合には、プラズマ電流とトロイダル磁場が同方向の場合に電流駆動効率が大きくなる。この効果は大きく、ITERでの計算では現状のトロイダル磁場の方向を反転させると周辺部NB駆動電流は20%以上増加する。この計算結果を検証するためにDIII-Dでプラズマを上下方向に寄せることでNBに対する磁力線の角度を変化させ、そのときの周辺部NB駆動電流を調べた。MSE計測によるとNB駆動電流は計算通り40$$sim$$45%変化した。この結果から、DIII-DのNBに垂直方向角度を可変とする改造を行うことで、ITERや将来のトカマクのためのシナリオ開発を強力に推進できるだけでなく、輸送・高エネルギー粒子・加熱電流駆動の物理を自在に調べられるようになることが期待される。

論文

The Feasibility of recycling and clearance of active materials from fusion power plants

Zucchetti, M.*; El-Guebaly, L. A.*; Forrest, R. A.*; Marshall, T. D.*; Taylor, N. P.*; 飛田 健次

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1355 - 1360, 2007/08

 被引用回数:15 パーセンタイル:22.69(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉から発生する放射性物質のリサイクル及びクリアランスに関する日米欧の研究成果を整理し、今後の研究の方向性や見通しを提示した。クリアランスに関しては、IAEA文書や各国のクリアランス法案には包括されないが、クリアランスの判定上重要と考えられる核融合特有の放射性核種があり、これらクリアランス決定核種の抽出を行った。クリアランスに分類できない放射性物質については管理下でのリサイクルが可能である。各極の評価から、クリアランス及びリサイクルの導入により、核融合からの廃棄物のうち4分の3は何らかの形で資源として利用できるという結論を得た。核融合特有の問題として廃棄物中にトリチウムが含まれるという問題があり、これは廃棄物の輸送という観点で大きな制約となりうる。この問題に対処するため、廃棄物中トリチウム濃度管理の重要性を指摘した。

論文

Current challenges facing recycling and clearance of fusion radioactive materials

El-Guebaly, L. A.*; Forrest, R. A.*; Marshall, T. D.*; Taylor, N. P.*; 飛田 健次; Zucchetti, M.*

UWFDM-1285, 17 Pages, 2005/11

核融合炉の環境適合性向上は、運転中及び廃炉後に発生する放射性廃棄物に十分配慮した設計によってのみ実現されるものである。このような放射性廃棄物の発生を最小化又は低減化するためには、貯蔵管理の後(最長100年)、クリアランス廃棄物としてスクラップ市場に放出すること、及び、このような処理ができない放射性廃棄物については原子力関連施設においてリサイクルすることが必要になる。放射線リスクのほとんどない物質をクリアランス処分するため、米国核規制委員会,欧州委員会,日本の原子力安全委員会及びIAEAではクリアランスレベルの設定や改訂を行っているところである。本稿では、各国の核融合炉設計研究で明らかになってきた、従来のクリアランスレベル評価において欠落している核融合特有の核種やそれらのクリアランスレベルをまとめた。また、放射性物質を原子力関連施設においてリサイクルするための条件,トリチウム含有廃棄物の処理の考え方等に関する最近の研究をレビューした。

論文

Characterization of disruption phenomenology in ITER

芳野 隆治; D.J.Campbell*; E.Fredrickson*; 藤沢 登; N.Granetz*; Gruber, O.*; T.C.Hender*; D.A.Humphreys*; N.Ivanov*; S.Jardin*; et al.

Fusion Energy 2000 (CD-ROM), 4 Pages, 2001/05

ITER物理R&Dの専門家会合においてまとめたディスラプションの諸特性(熱消滅、電流消滅、ハロー電流、逃走電子、ディスラプション頻度、等)のデータベース群とそれに基づくITERでのディスラプション特性の予測を示す。加えて、最近、顕著な研究成果の得られているディスラプションの回避・緩和の研究について報告する。

論文

Beta-decay induced reaction studies of tritium by laser raman spectroscopy; T$$_{2}$$-CO system

大平 茂; 中村 博文; 奥野 健二; Taylor, D. J.*; Sherman, R. H.*

Fusion Technology, 28(3), p.1239 - 1243, 1995/10

核融合炉施設においてトリチウムのベータ崩壊によって引き起こされる、プロセス中あるいは環境中のガスとの自己触媒的反応に関するデータは、安全評価のうえで重要となるが、ほとんど得られていない。日本原子力研究所のTPL及び米国ロスアラモス研究所のTSTAでは、プロセスガスのその場分析に応用しているレーザーラマン分光法を用いてトリチウムの自己触媒的反応の研究を進めている。本報告では反応性の高い一酸化炭素との反応に関して述べた。COとT$$_{2}$$を1:1に混合すると石英性ラマンセル内に約1時間半後に細粒状の固体反応生成物が出現した。この生成物のラマンスペクトルからは反応生成物を固定できなかったが、残留ガス分析の結果この生成物の原素組成はC:T:O=1.4:3.0:1.0となっていることが判明した。

報告書

TSTA/FCU-JFCU tritium experiment on breeding blanket interface under the collaboration of JAERI-US/DOE (extended Annex IV); March 1993

榎枝 幹男; 山西 敏彦; 山田 正行; 小西 哲之; 奥野 健二; Willms, R. S.*; Taylor, D.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-Research 95-034, 29 Pages, 1995/05

JAERI-Research-95-034.pdf:0.99MB

原研は、日米核融合研究協力協定Annex IV延長に基づき米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて非定常運転対応核融合炉燃料循環系実証試験及び増殖ブランケットトリチウム回収系模擬試験を行ってきた。本試験は、TSTA FCUの低温モレキュラーシーブ塔とJFCUのパラヂウム拡散器を組み合わせた世界初の増殖ブランケットトリチウム回収系に関するトリチウムを用いた、模擬実証試験であった。試験の結果、トリチウムを含む模擬ブランケットパージガス(流量12.6l/min)を低温吸着方式で3時間以上にわたって精製回収し、回収されたトリチウムガスを3時間以内にパラヂウム拡散器で純化する運転が可能であることが実証された。本報告は、この試験結果について詳細に解析、検討したものである。

論文

Operation of a simulated non-steady tokamak fuel loop using the tritium systems test assembly

小西 哲之; 山西 敏彦; 榎枝 幹男; 林 巧; 大平 茂; 山田 正行; 鈴木 卓美; 奥野 健二; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 28, p.258 - 264, 1995/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:53.91

米国ロスアラモス国立研究所のトリチウムシステム試験施設(TSTA)は核融合炉燃料循環系の模擬試験施設であり、原研との日米協力によって100グラムレベルのトリチウムを用いて最長25日間の定常運転に成功した。しかし近未来のトカマクはパルス運転が想定され、また現実の装置では起動、停止など非定常条件にも対応する必要がある。この燃料循環系の非定常条件での挙動の研究を行うため、2年間協定を延長して実験を行っている。深冷蒸留による同位体分離システムはフィードバック流を用いた流路と1~2本に蒸留塔を減らした配位を用い、また自動制御を加えた。原研製燃料精製システム(JFCU)は新たに模擬プラズマ排ガスをバッチ処理する配位を用い、インベントリーを大きく低減することが確認された。TSTAループは満足すべき運転の柔軟性を示したが、制御上のいくつかの問題も摘出された。

報告書

Separation characteristics of cryogenic distillation column having feedback stream; Separation experiment with H-D system

山西 敏彦; 林 巧; 中村 博文; 奥野 健二; Sherman, R. H.*; Taylor, D.*; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*

JAERI-M 93-188, 31 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-188.pdf:0.8MB

フィードバック流れを持つ深冷蒸留塔の最初の実験が、H-D系で成功裏に行われた。この塔のシミュレーションのために幾つかの計算コードを整備し、より良い収束特性を得、塔内のバイパス流あるいはよどみ等のファクターを考慮できるように、コードに適当な修正を加えた。これらコードを用いて、H-D系で、フィードバック流れを持つ塔の特性をシミュレーションにより検討した。その結果、抜き出し流の流量及びその抜き出し箇所が、塔性能に最も大きな影響を持つことを確認した。更に、抜き出し流量及び抜き出し箇所の決定法を検討した。実験によって認められた1つの重要な結果は、フィードバック流れを持つ塔により、高純度のD$$_{2}$$が塔底より得られたことである。一方フィードバックを持たない塔では、塔底の主成分はHDであった。このように、実験によりフィードバック流れの効果を実証することができた。

報告書

Joint operation of the TSTA under the collaboration between JAERI and U.S.-DOE; TSTA extended loop operation with 100 grams of tritium on April-May, 1992

林 巧; 中村 博文; 小西 哲之; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; et al.

JAERI-M 93-083, 54 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-083.pdf:1.64MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所TSTAにおいて核融合燃料ループの実証試験を行っている。本試験は、TSTAループ全体の長期間安全定常運転の実証を最大の目的として、92年4-5月に行われたもので、AnnexIV最大のマイルストーンであった。試験は25日間におよぶ昼夜連続運転であったがISS(深冷蒸留水素同位体分離装置)、FCU(燃料精製・捕集装置)J-FCU(JAERI-燃料精製捕集装置)等すべてのサブシステムが安定に制御された。また、マグネシウムベッドを用いたFCU、及びJ-FCUは、はじめての全TSTAループとの連続運転であったが、不純物を含む模擬プラズマ排ガスを安全かつ安定に連続処理できることを実証した。本報告書は、上記試験における詳細試験計画と結果の概要をまとめたものである。

報告書

Joint operation of the TSTA with the J-FCU under the collaboration between JAERI and U.S.-DOE; A First integrated tritium test between J-FCU and ISS on October, 1991

林 巧; 中村 博文; 小西 哲之; 山西 敏彦; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Barnes, J. W.*; et al.

JAERI-M 93-081, 35 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-081.pdf:1.19MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて核融合炉燃料ループの実証試験を行っている。本試験は、J-FCUとISSを連結した初の実験で、1)両システム連結運転上の制御特性、問題点の調査と2)レーザーラマン分光法によるISSの動特性測定を主目的として91年10月に行われた。試験中、上記連結上の問題はなく、ループ流量として2~10SLPM程度の領域で安定に運転できた。レーザーラマン分光測定は、短時間で非常に有効に作動し、ISSの動特性に関する知見を得た。本報告書は、上記試験の詳細結果をまとめたものである。

論文

Application of sidestream recycle to the separation of hydrogen isotopes by cryogenic distillation

Sherman, R. H.*; Taylor, D. J.*; Barnes, J. W.*; 山西 敏彦; 榎枝 幹男; 小西 哲之; 奥野 健二

Proceedings of 15th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, p.77 - 79, 1993/00

多量の水素同位体の分離方法として最も有望な深冷蒸留法は、通常数本の蒸留塔の組合わせを必要とし、安定性運転の困難,トリチウムインベントリーの点で問題が指摘されている。塔の途中から成分を抜出し、同位体平衡器を通して再び供給流へ帰すことは、蒸留塔の総合的な処理能力を改善し、塔の数を減らすことができる。H-D系を用いた実験では、HD種のH$$_{2}$$,D$$_{2}$$への移行を促進することにより単塔でH$$_{2}$$,D$$_{2}$$を製品として取出すことに成功した。またHDT系による実験では、従来2本の塔が必要であった純T$$_{2}$$の取出しに1塔しか用いず、またインベントリーも16.8モルから7.2モルに減少することができた。塔内成分分布及び動特性の測定にはレーザーラマン分光法を用い、これと数値解析によるシミュレーションとの比較を行って多くの知見を得た。

論文

Reduction of recycling in DIII-D by degassing and conditioning of the graphite tiles

Jackson, G. L.*; Taylor, T. S.*; Allen, S. L.*; Ferron, J.*; Haas, G.*; Hill, D.*; Mahdavi, M. A.*; 中村 博雄; Osborne, T. H.*; Petersen, P. I.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 162-164, p.489 - 495, 1989/04

 被引用回数:26 パーセンタイル:8.05

DIII-D装置のダイバータ板を、He Conditioningにより脱ガス処理を行い、リサイクリングを低減させ、プラズマ特性への影響を見た。この処理により、エネルギー閉じ込め時間は20%上昇し、プラズマ周辺でのH$$alpha$$バースト(ELM)の周期は長くなった。

口頭

Recent progress in ITER tritium plant systems design and layout

Glugla, M.*; Beloglazov, S.*; Carlson, B.*; Cho, S.*; Cristescu, I.*; Cristecu, I.*; Chung, H.*; Girard, J.-P.*; 林 巧; Mardoch, D.*; et al.

no journal, , 

For the operation of ITER with equimolar DT mixtures a rather complex chemical plant -the ITER tritium plant - is needed. Fuel cycle systems are designed to process considerable and unprecedented DT flow rates with high flexivility and reliability. Multiple confinement of tritium will be achieved through passive physical barriers and active detritiation systems. High decomtamination factor for effluent and release streams and low tritium inventories in all systems are required to minimize chronic and accidental emissions, respectively. The paper will provide an update of all aspects of the ITER tritium plant design, will report on construction supporting R&D and will identify issues remaining for the immediate future.

口頭

Results of ITER test blanket module mock-up experiments on DIII-D

Snipes, J. A.*; Schaffer, M. J.*; Gohil, P.*; de Vries, P.*; Fenstermacher, M. E.*; Evans, T. E.*; Gao, X. M.*; Garofalo, A.*; Gates, D. A.*; Greenfield, C. M.*; et al.

no journal, , 

磁性体で作られているITERのテストブランケットモジュール(TBM)が作る誤差磁場がプラズマ運転と性能へ与える影響を調べる実験をDIII-Dで実施した。ポロイダル磁場とトロイダル磁場を作る一組のコイルをプラズマ近傍の水平ポートに設置した。TBMコイルは、トロイダル磁場リップルとの総和で5.7%という局所磁場リップルを作り出すことが可能で、この値は1.3トンのITER用TBMが作る局所磁場リップルの4倍に相当する。実験では、トロイダル回転の減少はリップルに敏感であるが、閉じ込め性能への影響では、3%以上の局所磁場リップルで15-18%の減少、1.7%以下では影響はほとんど見られないことがわかった。

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