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論文

JMTRでの軽水炉燃材料の健全性試験計画

伊勢 英夫; 扇柳 仁; 中村 仁一; 笹島 栄夫; 高佐 明; 塙 悟史; 川口 佳彦; 知見 康弘; 西山 裕孝; 中村 武彦

FAPIG, (180), p.22 - 25, 2010/02

日本原子力研究開発機構では、軽水炉の開発や安全確保などに資するため、Japan Materials Testing Reactor (JMTR)を改修して2011年度に再稼働する計画を進めており、軽水炉燃料及び材料の照射にかかわる健全性を調べるための試験装置の整備を改修と並行して行っている。本稿では、この燃料及び材料照射試験計画の概要について述べる。

論文

Critical current measurement of prototype NbTi cable-in-conduit conductor for JT-60SA

木津 要; 土屋 勝彦; 尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 星 亮; 濱口 真司*; 布谷 嘉彦; 吉田 清; 松川 誠; 柳 長門*; et al.

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.1058 - 1062, 2009/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:34.36(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA装置のEFコイルの最大運転電流と最大経験磁場は、20kA, 6.2Tである。EFコイル導体はSS316LジャケットのNbTiケーブル・イン・コンジット型導体である。導体の性能を確認するために、サンプル導体を製作し、コイルの運転条件における分流開始温度($$T$$$$_{rm cs}$$)の測定を行った。その結果、20kAにおける、導体の$$T$$$$_{rm cs}$$の劣化は0.01$$sim$$0.08K程度であり、導体構造と製作方法による性能の大きな劣化は観測されず、実機導体設計の妥当性を確認できた。また、標準運転シナリオにおける運転電流・運転温度と試験結果との比較を行い、1K以上の温度マージンがあることを確認した。

報告書

Thermal cycle test of elemental mockups of ITER breeding blanket

柳 義彦*; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-046, 45 Pages, 2002/05

JAERI-Tech-2002-046.pdf:2.61MB

ITER増殖ブランケットにおいて熱サイクルで誘起されるペブル充填層と増殖管との熱機械的相互作用を評価するため、模擬試験体を製作し熱サイクル試験を実施した。ペブル充填層の熱挙動は、ぺブル間ですべりを生じるなどの粒子充填層での複雑な機械挙動により、解析で予測するのは困難である。そのため、実機ITER のBIT(Breeder Inside Tube)設計を模擬した試験体を設計し、熱サイクルによる構造健全性を実証した。増殖材としてLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ぺブルを増殖管に充填し、中性子増倍材であるBe の模擬材としてAl ペブルを用いた。加熱試験では、増殖管の中心に配したヒータにて、増殖材Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$を加熱し外部を常温の水で冷却し、増殖材の温度はヒータの出力で制御した。昇温、降温を繰り返す熱サイクル試験の後、X 線-CT 装置を用いて試験体の断層寸法を観察した。試験の結果、ヒータの最高温度600$$^{circ}$$Cで5 回の熱サイクル試験後においても充填率の顕著な変化は観察されなかった。また、管の膨れやペブルの割れも観察されなかった。以上の結果から、増殖管と増殖ペブル充填層の熱サイクルに対する機械的健全性を確認した。

論文

Evaluation of tritium permeation in solid breeder blanket cooled by supercritical water

古作 泰雄; 柳 義彦*; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Science and Technology, 41(3), p.958 - 961, 2002/05

核融合原型炉用としての超臨界圧水冷却固体増殖ブランケットの設計では、リチウムセラミックスの微小球をトリチウム増殖材としてヘリウム流によりトリチウムを回収し、構造材に低放射化フェライト鋼を用いて、発電効率を上げるため圧力25Mpa,入口温度550K,出口温度780Kの超臨界圧水を冷却材としている。その条件では冷却管の温度が650Kから800Kと見積もられ、冷却水は直接発電系へ供給することから、冷却管でのトリチウム透過を安全上考慮する必要がある。今回は第一壁でのインプランテーションによる冷却水への透過量及び増殖域での冷却水への透過量を評価した。第一壁での透過量は粒子負荷がSSTR条件10$$^{16}$$cm$$^{-2}$$s$$^{-1}$$(E=50eV)で68.3g/dayとなり、増殖域での透過量はパージガス中のトリチウム分圧が1Paとなるようにパージガス流量を設定した場合で75.3g/dayと、生産したトリチウムの20%が透過により冷却水に移行する結果となった。

報告書

超臨界水冷却固体増殖ブランケットシステムの概念検討

榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; et al.

JAERI-Tech 2001-078, 120 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-078.pdf:8.3MB

本報告書は、経済的競争力の強化と技術的な堅実さの維持を両立する原型炉ブランケットの概念構築を目的として行われた平成12年度の原型炉ブランケット設計会議での作業内容をとりまとめたものである。平成11年度の核融合会議戦略検討分科会の議論等から、原型炉の果たすべき使命に関して見直しがなされ、経済的な競合性を有する実用炉の原型であり、それと同じ材料と設計を使用して商業的に魅力ある動力炉の原型であるから、原型炉で、実用化に必要な技術はすべて開発し実証する、と結論付けられた。この見直しを受けて、過去数年にわたるプラズマ研究や炉工学技術開発の進展を勘案して、開発目標として再設定をし、原型炉としてA-SSTRで提案された超臨界水冷却方式の固体増殖ブランケットを目標とし、その概念検討を行った。本概念検討の結果、除熱,発電,燃料増殖,遮蔽などの基本的な性能に関して、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの実現可能性が示された。また、電磁力に関する検討,超臨界水による腐食防止に関する予備調査,トリチウム生成挙動と回収方式の検討,冷却発電システムの検討,モジュール製作性の検討,遠隔保守着脱機構,交換計画の検討などを行い、今後解決するべき検討課題を明らかにした。

論文

Nuclear and thermal analyses of supercritical-water-cooled solid breeder blanket for fusion DEMO reactor

柳 義彦*; 佐藤 聡; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 菊池 茂人*; 黒田 敏公*; 古作 泰雄; 小原 祥裕

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(11), p.1014 - 1018, 2001/11

 被引用回数:22 パーセンタイル:17.41(Nuclear Science & Technology)

発電技術の実証を目指す核融合原型炉システムにおいて、熱効率向上の観点から固体増殖ブランケットの冷却材に超臨界圧水を用いた概念設計を進めている。固体増殖材(Li$$_{2}$$O)と中性子増倍材(Be)を層状に配し、各層の温度分布とトリチウム増殖比(TBR)を一次元の核熱解析コードを用いて計算した。典型的な例として、局所TBR,1.4を得た。これによりブランケットのカバレッジが70%以上あれば、正味TBRとして1.0以上が期待できることが示された。

口頭

ITER-TFコイル調達準備活動; 巻線試作

高柳 貞敏*; 久野 和雄*; 長谷川 満*; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 奥野 清

no journal, , 

ITERトロイダル磁場(TF)コイルの調達準備のために、コイル製作方法や製造装置の検討を行っている。ITER-TFコイルは、重量300トン,高さ14mのD型Nb$$_{3}$$Sn大型超伝導コイルであり、ITER-EDAの一環として開発されたTFモデル・コイルよりもスケール・アップしている。そこで、スケール・アップによる製作技術の課題を明確にするとともに、ITER-TFコイル製作に必要な加工装置を検討している。これまでに、コイル製作の主要な技術の1つである巻線技術に関して巻線機概念設計と巻線精度の予測を行った。その次のステップとして、この結果をさらに発展させ、巻線機の部分試作と短尺導体を用いた試巻線を行い巻線精度の予測手法の実証を試みている。これらの検討結果と実証試験の進捗状況について報告する。

口頭

ITER-TFコイル調達準備活動

小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 松井 邦浩; 礒野 高明; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 押切 雅幸; 奥野 清; 高柳 貞敏*; et al.

no journal, , 

原子力機構では、平成20年よりITERトロイダル磁場(TF)コイルの調達を開始する予定である。ITER-TFコイルは、高さが約14mのD型Nb$$_{3}$$Sn大型超伝導コイルであり、ITER-EDAの一環として開発されたTFモデル・コイルの約3倍の大きさである。TFモデル・コイルの開発によって、TFコイルの基本的な製作技術は実証されているが、3倍の大きさになったことにより、新たな技術的課題も生じている。ITER-TFコイルの調達準備活動として、これら課題解決のための技術開発を行っている。具体的には、高精度巻線,合理的な熱処理手法の確立,絶縁手法などである。これらTFコイルの調達準備活動の成果や調達計画について発表する。

口頭

イオンビーム照射したキク苗からの低温開花性有望系統並びに花弁型・花色変異個体の選抜

浅見 逸夫*; 辻 孝子*; 福田 至朗*; 黒柳 悟*; 長谷川 徹*; 竹内 良彦*; 長谷 純宏; 野澤 樹; 鳴海 一成

no journal, , 

本研究は、イオンビーム育種技術を愛知県育成白一輪ギク品種「白粋」に応用し、生産額全国1位の愛知県のキク生産農家が望む新品種の育成を目的とする。2008年度に「白粋」培養苗茎頂に炭素イオンビーム1Gyを照射し、延べ5千本の苗を最低夜温12$$^{circ}$$Cで温室栽培し、開花が早く花型も同等の12候補を選抜した(2009年度一次選抜)。翌年度、形質を再評価して3系統に絞った(2010年度二次選抜)。2011年度は、それら3系統の三次選抜と、2009年度照射で、同様な方法で栽培・一次選抜した6系統の二次選抜を、10$$sim$$2月開花の3作型で同時に行った。その結果、10$$sim$$2月開花の3作型を通して、対照の「白粋」とほぼ同等の花型、草姿を有し、低温伸長性に明らかに優れる「10-LT-1-1」と、総合的に優れ花の形質も良い「10-LT-1-3」の2系統を選抜できた。これら2系統は2012年度に愛知県下のキク産地で現地栽培調査を行う予定である。

口頭

イオンビーム照射したキク苗からの低温開花性有望系統ならびに花弁型・花色変異個体の選抜

浅見 逸夫*; 辻 孝子*; 福田 至朗*; 黒柳 悟*; 長谷川 徹*; 竹内 良彦*; 長谷 純宏; 野澤 樹*; 鳴海 一成*

no journal, , 

本研究はイオンビーム育種技術を愛知県育成白一輪ギク品種「白粋」に応用し、生産額全国1位の愛知県のキク生産農家が望む新品種の育成、ならびに愛知県が保有するキク育種素材から商品性の高い新品種の育成を目的とする。炭素イオンビームを照射した「白粋」の培養苗茎頂から得た再分化個体から、昨年度までに選抜した開花が早く花型のよい3系統について試験栽培を行った結果、3つの作型を通じて低温伸長性や品質が優れていることが確認できた。また、愛知県が保有する花弁形状が特徴的な素材へのイオンビーム照射により得た系統「06-SF-31-1」への再照射により得られた計2,700個体を栽培した結果、花色や花型が、より望ましい芳香に変異した個体が多数得られた。

口頭

JT-60SAクライオスタット内配管の設計

大西 祥広; 神谷 宏治; 倉持 勝也; 柳 俊樹; 本田 敦; 木津 要; 小出 芳彦; 吉田 清

no journal, , 

原子力機構のJT-60のトカマク本体を超伝導化する計画は、日本とEU間の共同プロジェクト「サテライト・トカマク装置(JT-60SA)」として機器の製作が続行されている。超電導コイルおよび関連設備を冷却するために、ヘリウム冷凍機より3.7K, 4.4K, 50Kおよび80Kのヘリウムがクライオラインでクライオスタットまで供給され、クライオスタット内配管で分配される。クライオスタット内配管は、クールダウン、励磁や耐震条件などで健全である必要がある。また、配管で発生する圧力損失が許容圧損以下であることように配管のサイズを選定した。本報では、構造解析や圧損計算の結果からクライオスアット内配管の配置案を示す。

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