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論文

Spallation and fragmentation cross sections for 168 MeV/nucleon $$^{136}$$Xe ions on proton, deuteron, and carbon targets

Sun, X. H.*; Wang, H.*; 大津 秀暁*; 櫻井 博儀*; Ahn, D. S.*; 合川 正幸*; 福田 直樹*; 磯部 忠昭*; 川上 駿介*; 小山 俊平*; et al.

Physical Review C, 101(6), p.064623_1 - 064623_12, 2020/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:35.83(Physics, Nuclear)

理化学研究所RIビームファクトリーにて逆運動学法を使用し、核子当たり168MeVの陽子, 重陽子, 炭素イオン入射による$$^{136}$$Xeのスポレーションおよびフラグメンテーション反応からの同位体生成断面積を測定した。炭素イオンの場合は全運動エネルギーが高くなるため、質量数の小さな同位体の生成断面積が大きくなった。また、今回新たに測定されたデータを以前により高い入射エネルギーで測定されたデータと比較することで、同位体生成断面積の入射エネルギー依存性を調査した。さらに、測定データをPHITS, SPACS, EPAX, DEURACSの計算値と比較した。本研究で測定したデータは、理論計算の良いベンチマークになると考えられる。

論文

Intercomparison of numerical atmospheric dispersion prediction models for emergency response to emissions of radionuclides with limited source information in the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident

岩崎 俊樹*; 関山 剛*; 中島 映至*; 渡邊 明*; 鈴木 靖*; 近藤 裕昭*; 森野 悠*; 寺田 宏明; 永井 晴康; 滝川 雅之*; et al.

Atmospheric Environment, 214, p.116830_1 - 116830_11, 2019/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:39.15(Environmental Sciences)

放射性物質の事故放出のための大気拡散予測モデルの利用が日本気象学会の作業部会により勧告された。本論文の目的は、2011年の福島第一原子力発電所からの事故放出に関する予測モデル相互比較によるこの勧告の検証である。放出強度は、放出の時間変化が得られない場合の最悪ケースを想定するため予測期間内で一定と仮定された。放射性物質の吸入を防ぐには地上大気の汚染度、湿性沈着に伴う放射線被ばく軽減には鉛直積算量の利用が想定される。予測結果はアンサンブル幅を有しているが、共通して時間空間的な相対的危険度を示しており、公衆に効果的な警告を不足なく出すのに非常に有用である。信頼性向上にはマルチモデルアンサンブル手法が効果的であろう。

論文

核融合プラズマのエクサスケールシミュレーション

井戸村 泰宏; 渡邉 智彦*; 藤堂 泰*

シミュレーション, 38(2), p.79 - 86, 2019/06

次世代核融合実験炉ITERにおける炉心プラズマ性能の評価・予測、および、より高性能な炉心運転シナリオの探索に向けて、ポスト「京」をターゲットとするエクサスケール核融合プラズマシミュレーションの研究開発を推進している。本稿では、これまでに開発してきたエクサスケール計算技術や既存実験装置を対象とする実証研究の成果を紹介し、ポスト「京」における核融合プラズマシミュレーションの展望を議論する。

論文

Nitrogen hot trap design and manufactures for lithium test loop in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11

BB2015-1982.pdf:2.03MB

The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600$$^{circ}$$C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.

論文

Evaluation of dark current profile for prediction of voltage holding capability on multi-aperture multi-grid accelerator for ITER

錦織 良; 小島 有志; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 渡邊 和弘; 梅田 尚孝; 戸張 博之; 吉田 雅史; 市川 雅浩; 平塚 淳一; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2401014_1 - 2401014_4, 2016/03

ITERやJT-60SAにおける中性粒子入射装置では、多孔多段(MAMuG)加速器による高エネルギー、大電流ビームの安定供給が要求されている。これらの加速器の設計に向けては、真空放電で決まる耐電圧の予測が重大な課題となっており、原子力機構では、MAMuG加速器をの耐電圧を物理理解に基づいて設計するために、真空放電の物理過程の研究を実施している。これまでの研究成果から、この真空放電は電界放出電子による暗電流が起点となっていると考えている。しかし、F-N理論によれば、暗電流は電界増倍係数$$beta$$によって決まるが、これまで$$beta$$は実験的にしか求めることができなかった。そこで、今回、$$beta$$の決定機構を調べるために、MAMuG加速器の大面積電極の電界の異なる3つの領域で独立に暗電流を測定した。その結果、$$beta$$は電極のコンディショニングと共に低下するが、絶縁破壊電界Eによって表される実効電界$$beta$$Eが一定で1MV/mmであることが分かった。これは、小型電極から求めた実効電界$$beta$$Eよりも1桁大きい値であり、面積の依存性を示唆していると考えている。この$$beta$$Eの値を利用することにより、絶縁破壊電界時における$$beta$$を求めることができ、暗電流の評価と耐電圧の予測を関連付けることができると考えている。

論文

国際核融合エネルギー研究センターの高性能計算機システムHeliosを利用した国内シミュレーション研究プロジェクトの進展

石澤 明宏*; 井戸村 泰宏; 今寺 賢志*; 糟谷 直宏*; 菅野 龍太郎*; 佐竹 真介*; 龍野 智哉*; 仲田 資季*; 沼波 政倫*; 前山 伸也*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 92(3), p.157 - 210, 2016/03

幅広いアプローチ協定に基づいて国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)の計算機シミュレーションセンター(CSC)に設置された高性能計算機システムHeliosは、2012年1月に運用を開始し、日欧の磁気核融合シミュレーション研究に供用され、高い利用率の実績を示すとともに、炉心プラズマ物理から炉材料・炉工学にわたる広い分野で多くの研究成果に貢献している。本プロジェクトレビューの目的は、国内の大学や研究機関においてHeliosを利用して進められているシミュレーション研究プロジェクトとその成果を一望するとともに、今後予想される研究の進展を紹介することである。はじめにIFERC-CSCの概要を示した後、各研究プロジェクト毎にその目的、用いられる計算手法、これまでの研究成果、そして今後必要とされる計算を紹介する。

論文

Development of design technique for vacuum insulation in large size multi-aperture multi-grid accelerator for nuclear fusion

小島 有志; 花田 磨砂也; 戸張 博之; 錦織 良; 平塚 淳一; 柏木 美恵子; 梅田 尚孝; 吉田 雅史; 市川 雅浩; 渡邊 和弘; et al.

Review of Scientific Instruments, 87(2), p.02B304_1 - 02B304_5, 2016/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:39.69(Instruments & Instrumentation)

原子力機構では、ITERやJT-60SAで利用する中性粒子入射装置の実現に向けて、大面積多孔多段負イオン加速器を開発中であり、1MVや500kVの直流超高電圧を真空中で安定して保持できる耐電圧性能が要求されている。そこで、真空放電の物理理解に基づく耐電圧設計手法を確立することを目的として、今回、これまでの耐電圧試験結果に基づいて、多段の入れ子構造である加速電極支持構造の形状を、耐電圧や境界条件から最適化する手法を開発した。本手法では、ビーム光学から要求される電圧及びギャップ長から、電極平板部の面積、つまり同軸の入れ子構造となる円筒型電極の半径を決定することにより、耐電圧を満たすための同軸間ギャップ長を求める。これにより一段分の対向する陰極・陽極の電極構造が決まるため、本手法を段数分くり返すことにより、耐電圧を満たした加速電極支持構造を境界条件の中で一意に設計することが可能となる。得られた加速器の耐電圧を予測するために、未解明であった多段による耐電圧の劣化を、5段電極を用いて実験的に調べた結果、5段の耐電圧は1段耐電圧の段数倍よりも25%程度耐電圧が減少し、段数の増加による影響が見られた。この効果を考慮した結果、本手法によるJT-60用負イオン加速器の耐電圧解析が10%以下の誤差の範囲で一致し、ITERやJT-60SAの耐電圧設計の精度を向上することができた。

論文

Development of the negative ion beams relevant to ITER and JT-60SA at Japan Atomic Energy Agency

花田 磨砂也; 小島 有志; 戸張 博之; 錦織 良; 平塚 淳一; 柏木 美恵子; 梅田 尚孝; 吉田 雅史; 市川 雅浩; 渡邊 和弘; et al.

Review of Scientific Instruments, 87(2), p.02B322_1 - 02B322_4, 2016/02

 被引用回数:11 パーセンタイル:59.78(Instruments & Instrumentation)

本論文は原子力機構(JAEA)で開発中の負イオンビームに関する最新結果を報告するものである。JAEAでは、国際熱核融合実験炉(ITER)およびJT-60SAの実現に向けて、それぞれ1MeV, 40A,3600秒および22A, 500keV, 100秒の重水素負イオンビームの開発を行っている。これらの負イオンビームを開発するために、ITERやJT-60SAの設計と同様、多段静電加速器とセシウム添加型負イオン源を開発している。静電加速器の開発においては、長時間加速をした開発を指向しており、その課題である加速電極の熱負荷を、イオンビームの軌道を制御することにより、許容値以下に低減した。その結果、負イオンの加速時間を、従来の1秒未満から試験装置の電源の限界である60秒まで進展させた。また、セシウム添加型負イオン源の開発においては、大電流負イオンビームの長パルス生成を指向しており、これまでに15A、100秒のビーム生成を達成している。今後、長パルス生成時に顕在化した、イオン源内のアーク放電プラズマの放電破壊(アーキング)の問題を解決し、JT-60SAで要求される22Aを超える電流値で100秒以上の負イオンビーム生成を目指す。

論文

Nucleoside diphosphate kinase from psychrophilic ${it Pseudoalteromonas}$ sp. AS-131 isolated from Antarctic Ocean

米澤 悌*; 永山 あい子*; 徳永 廣子*; 石橋 松二郎*; 新井 栄揮; 黒木 良太; 渡邉 啓一*; 荒川 力*; 徳永 正雄*

Protein Journal, 34(4), p.275 - 283, 2015/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:14.78(Biochemistry & Molecular Biology)

好冷菌${it Pseudoalteromonas}$ sp. AS-131由来ヌクレオシド二リン酸キナーゼ(ASNDK)の大腸菌による発現、および、精製に成功した。通常細菌由来ヌクレオシド二リン酸キナーゼと比較して、ASNDKは、(1)37$$^{circ}$$Cの大腸菌発現では変性した不溶性の状態で発現する。(2)活性の至適温度は30$$^{circ}$$C低い。など、熱的に不安定な特徴を有していた。また、ASNDKは、中度好塩菌由来ヌクレオシド二リン酸キナーゼのような二量体構造を形成することが示唆された。

論文

Development of a widely usable amino acid tracer; $$^{76}$$Br-$$alpha$$-methyl-phenylalanine for tumor PET imaging

花岡 宏史*; 大島 康宏; 鈴木 結利花*; 山口 藍子*; 渡辺 茂樹; 上原 知也*; 永森 收志*; 金井 好克*; 石岡 典子; 対馬 義人*; et al.

Journal of Nuclear Medicine, 56(5), p.791 - 797, 2015/05

 被引用回数:15 パーセンタイル:65.72(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)

Radiolabeled amino acids are superior PET tracers for imaging of malignant tumors, and amino acids labeled with $$^{76}$$Br, an attractive positron emitter due to its relatively long half-life (t$$_{1/2}$$=16.2 h), could potentially be widely usable tumor imaging tracer. In this study, in consideration of stability and tumor specificity, 2-$$^{76}$$Br-bromo-$$alpha$$-methyl-L-phenylalanine (2-$$^{76}$$Br-BAMP) and 4-$$^{76}$$Br-bromo-$$alpha$$-methyl-L-phenylalanine (4-$$^{76}$$Br-BAMP) were designed and their potential as a tumor imaging agent was evaluated. No-carrier-added $$^{76}$$Br and $$^{77}$$Br, the latter of which is suitable radiobromine for basic studies due to its longer half-life (t$$_{1/2}$$ = 57.1 h), were produced. Both $$^{77}$$Br-BAMPs were stable in the plasma and in the murine body. In biodistribution studies, 2-$$^{77}$$Br-BAMP showed more rapid blood clearance and lower renal accumulation than did 4-$$^{77}$$Br-BAMP. More than 90% of injected radioactivity was excreted in the urine by 6 h post-injection of 2-$$^{77}$$Br-BAMP. High tumor accumulation of 2-$$^{77}$$Br-BAMP was observed in tumor-bearing mice and PET imaging with 2-$$^{76}$$Br-BAMP enabled clear visualization of the tumor. These findings suggest that 2-$$^{76}$$Br-BAMP would constitute a potential new PET tracer for tumor imaging and may eventually enable the wider use of amino acid tracers.

論文

Engineering validation and engineering design of lithium target facility in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 伊藤 譲; 新妻 重人; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 66(1), p.46 - 56, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.81(Nuclear Science & Technology)

EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) has been designed and constructed, has operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate and has succeeded in generating a 100-mm-wide and 25-mm-thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high speed of 20 m/s at 300$$^{circ}$$C for the first time in the world. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high density, one of the key objectives of the fusion reactor materials development under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering validation and engineering design of the lithium facility has been evaluated.

論文

日本原子力学会による日韓学生・若手研究者交流事業

石橋 健二*; 上坂 充*; 守田 幸路*; 佐藤 泰*; 飯本 武志*; 渡辺 幸信*; 宇根崎 博信*; 山野 秀将

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 55(7), p.403 - 406, 2013/07

10数年前から日韓交流が活発になり、学会開催時に相互に日韓合同セッションなどが開かれるようになった。これらを背景に、人材育成の立場から若い時期の交流が国際的立場の中での次世代の日韓協力・共同歩調に役立つだろうという認識がうまれ、2005年に部会による学生・若手研究者の交流(サマースクール等)を支援する事業が発足した。この事業の実績と現状を把握しておくことは、今後の発展に訳に立つとともに、これまでかかわっていなかった分野/部会の本事業への参加も期待される。

論文

Initial results of the large liquid lithium test loop for the IFMIF target

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 中村 和幸; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

核融合原型炉の早期実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIF/EVEDA(核融合炉材料照射施設の工学実証・工学設計活動)の枠組みで開発が進められているIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(リチウム保有量約5000$$l$$(2.5トン)、最大流量3000$$l$$/min(試験部: 20m/s))は、2011年2月末に初期基本性能を確認し建設を完了した。初期基本性能確認試験では、所期の基本性能を満足することを確認し、最終的には試験部であるターゲットアッセンブリに最高流速のおよそ1/4である5m/sでの流動試験を実施した。その結果、リチウム流が安定に流れることを確認した。

論文

High-resolution Compton cameras based on Si/CdTe double-sided strip detectors

小高 裕和*; 一戸 悠人*; 武田 伸一郎*; 福山 太郎*; 萩野 浩一*; 齋藤 新也*; 佐藤 有*; 佐藤 悟朗*; 渡辺 伸*; 国分 紀秀*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 695, p.179 - 183, 2012/12

 被引用回数:19 パーセンタイル:84.11(Instruments & Instrumentation)

Si/CdTe半導体両面ストリップ検出器(DSD)を用いた新しいコンプトンカメラの開発を行った。このカメラは、各面において電極が128ストリップ(250$$mu$$mピッチ)で分割されている、厚さ500$$mu$$mのSi-DSDと4層の厚さ750$$mu$$mのCdTe-DSDから成り、ファインピッチのDSDを4mm間隔で積層配置することで、高角度分解能(356keVで4.5度、662keVで3.5度)を有しかつ小型な装置を実現している。許容できる検出効率を保ちつつこのような高解像度を得るために、コンプトン散乱連続スペクトルを用いたエネルギー較正法と、CdTe-DSD内の深度計測を用いたデータ処理法を新たに試みた。さらに、同時マルチエネルギーイメージングの結果を用いて、カメラの撮像能力について詳細な検討を行った。

論文

IFMIF/EVEDAリチウムターゲットシステムの開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; 深田 智*; 八木 重郎*; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.691 - 705, 2012/12

核融合エネルギーの早期実現を目指す幅広いアプローチ活動のもと、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)を2007年より実施している。この活動の中で実機のリチウムターゲットを実証する目的で世界最大流量率(3000リットル/分)を有し、幅100mmで厚さ25mmの形状で最速20メートル/秒までの範囲で安定したリチウム流を実証試験を行うために液体リチウム流動試験装置を原子力機構大洗研究開発センターに建設し、その実証試験を開始したところである。本試験装置の各種機器の機能性試験及びそれに続く、ターゲット部でリチウム自由表面を持つ15m/sの流動試験までに関する第一段階確証試験を成功させた所である。また、これ関係する工学実証試験及び工学設計の活動状況を示すとともに、その成果内容について併せて解説したものである。

論文

Applications and imaging techniques of a Si/CdTe Compton $$gamma$$-ray camera

武田 伸一郎*; 一戸 悠人*; 萩野 浩一*; 小高 裕和*; 湯浅 孝行*; 石川 真之介*; 福山 太郎*; 齋藤 新也*; 佐藤 有*; 佐藤 悟朗*; et al.

Physics Procedia, 37, p.859 - 866, 2012/10

 被引用回数:16 パーセンタイル:98.04

ASTRO-Hミッションのために開発されたSi/CdTe半導体両面ストリップ検出器(DSD)を利用したコンプトンカメラを用い、放射線ホットスポットのモニタリングの実行可能性チェックを目的とした複数放射線源の画像化実験を行った。本装置は半導体検出器によって与えられた良好なエネルギー分解能により、既に商業的な画像処理システムが提供するホットスポットの画像可能力に加え、複数の放射性同位元素を同定する能力を有する。今回の実験では、$$^{133}$$Ba(356keV), $$^{22}$$Na(511keV)及び$$^{137}$$Cs(662keV)の三放射性同位元素を同時に測定し、これらの画像化に成功した。5つの検出器モジュール(有効面積: 1.7$$times$$10$$^{-3}$$cm$$^2$$)を積み重ねることによって、662keVの$$gamma$$線に対し、検出効率1.68$$times$$10$$^{-4}$$、及び、3.8度の角度分解能を確認した。本装置は、より多くの検出器モジュールをスタックすることにより、さらに大きな検出効率を達成することが可能である。

論文

Completion of IFMIF/EVEDA lithium test loop construction

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.418 - 422, 2012/08

 被引用回数:22 パーセンタイル:87.2(Nuclear Science & Technology)

核融合原型炉の早期実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIF/EVEDA(核融合炉材料照射施設の工学実証・工学設計活動)の枠組みで開発が進められているEVEDAリチウム試験ループは建設を成功裏に終え、総量2.5トンのリチウムの充填を完了した。その建設は、現地工事が2009年11月より開始され、2010年11月に関係官庁(消防)の検査に合格し、完成となった。引き続き行われたリチウムの充填では、グローブボックスを使って、空気の混入を防ぐなど雰囲気を厳密に管理した。リチウム充填中に採取したサンプルを分析したところリチウム中の窒素濃度は127wppmであった。これにより試験運転(機能確証試験)の実施が可能になった。

論文

Vacuum insulation of the high energy negative ion source for fusion application

小島 有志; 花田 磨砂也; Hilmi, A.*; 井上 多加志; 渡邊 和弘; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 梅田 尚孝; 戸張 博之; 小林 信一*; et al.

Review of Scientific Instruments, 83(2), p.02B117_1 - 02B117_5, 2012/02

 被引用回数:14 パーセンタイル:59.32(Instruments & Instrumentation)

JT-60NNBIの負イオン源は長年の課題であった加速器の低耐電圧を克服し、500keVビームを3Aまで生成することに成功している。その結果を踏まえ、JT-60SAに利用する次期負イオン源では、耐電圧データベースに基づいて負イオン源の設計を行う。そこで、実機負イオン源を用いて耐電圧試験を行い、平坦部の3倍近い局所高電界が生成している加速電極孔の数と直径1500mmの電極面積がともに、真空耐電圧を劣化させ得る原因であることを明らかにした。それらはそれぞれ、孔数の-0.15乗、面積の-0.125乗に従い耐電圧が低下するが得られ、実機負イオン源の耐電圧係数は24と孔数で制限された耐電圧であることを明らかにした。また、加速電極間の距離を広げすぎると、電極支持枠角部の電界によって決まる値に耐電圧が制限されることが明らかになった。これらの結果、加速電極構造の配位によって、異なる原因で耐電圧が制限されるという新たな知見を得て、JT-60SA用負イオン源の加速電極を設計するために必要なデータが取得できた。

論文

IFMIF/EVEDA lithium test loop; Design and fabrication technology of target assembly as a key component

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 和幸; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 若井 栄一; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; et al.

Nuclear Fusion, 51(12), p.123008_1 - 123008_12, 2011/12

 被引用回数:36 パーセンタイル:84.88(Physics, Fluids & Plasmas)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D$$^{+}$$Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本論文はリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の設計についてのものである。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本論文では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について報告する。

論文

Completion of IFMIF/EVEDA Li test loop construction and commissioning

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.

Proceedings of Plasma Conference 2011 (PLASMA 2011) (CD-ROM), 2 Pages, 2011/11

ITER-BA活動の一つであるIFMIF/EVEDAの枠組みでEVEDAリチウム試験ループ(以下、ELTL)の設計,建設活動を進めてきた。ELTLは、リチウム保有量約5000l (2.5トン),最大流量3000l/min (試験部: 20m/s)であり、リチウムターゲットの安定性やリチウム純化に関する実証試験に用いられる計画である。ELTLの建設は、2009年11月より開始され、2010年11月に完成となった。引き続き行われた試運転(性能確認試験)では、所期の性能を満足することを確認し、最終的にはターゲットアッセンブリにおいて最高流速のおよそ1/4である5m/sのリチウムターゲット流を安定に流すことに成功した。

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