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坂田 信也; 山口 退二; 杉村 徹; 小湊 俊治; 川俣 陽一; 戸塚 俊之; 佐藤 稔; 末岡 通治; 内藤 磨
Fusion Science and Technology, 60(2), p.496 - 500, 2011/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)JT-60SAにおいて定常運転を実現するためには、さまざまなプラズマ計測装置からの入力信号を用いたフィードバック制御が必須である。この機能を実現するため、汎用のパーソナルコンピューターにINtimeという実時間オペレーティングシステムを搭載し、実験放電に同期して、複数の計測装置のデータを収集可能なシステム(RTDS)を設計検討中である。また、JT-60SAにおいては100秒以上の長時間放電が予定されており、実験放電中に各計測装置から収集したデータを実時間で表示可能なデータモニタリング機能が必要となる。これらの機能も、前述したRTDSを活用することで実現可能である。本論文では、新システムでの性能評価について報告する。
川俣 陽一; 杉村 徹; 山口 退二; 末岡 通治; 坂田 信也; 戸塚 俊之; 佐藤 稔; 小湊 俊治; 内藤 磨
Fusion Science and Technology, 60(2), p.491 - 495, 2011/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)JT-60 Real Time Control System (RTCS) is mainly composed of a workstation for control program development and a VME-based real time controller using a Real Time OS (RTOS) "VxWorks", many of whose control functions have been modified with the progress of JT-60 plasma experiments until now. The "VxWorks" is the most commonly used RTOS in the embedded system markets. However, the introduction cost seems too much higher than those of other RTOSs. In JT-60SA control system, basically, the existing system is required to be reused efficiently. Therefore, we are planning to choose another RTOS instead of "VxWorks". As a next RTOS, the following requirements have to be satisfied: (a) It shall be more cost-efficient than the existing one. (b) It employs a general-purpose Personal Computer (PC). For all of these reasons, we have chosen "INtime (for Windows)" as RTOS and begun the development of JT-60SA RTCS with a general-purpose PC in which "INtime" is installed. In this report, the developmental status of JT-60SA control system will be described.
田中 照也*; 佐藤 聡; 近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 村田 勲*; 高倉 耕祐; 佐藤 文信*; 加田 渉*; 飯田 敏行*; 今野 力; et al.
Fusion Science and Technology, 60(2), p.681 - 686, 2011/08
被引用回数：1 パーセンタイル：10.73(Nuclear Science & Technology)Li/V合金ブランケット設計における核計算精度を調べるため、内部に5cm厚のV合金層を設けた46
5151cm
の固体Liブロック体系に対する14MeV中性子照射実験を実施した。体系内にはNb, Ni, In, Au箔、及び
Li濃縮(Li: 95.5%), 
Li濃縮(Li: 99.9%)Li
CO
ペレットを設置し、
Nb(n,2n)
Nb, 
Ni(n,p)Co, 
In(n,n')
In, 
Au(n,
)
Au反応の反応率とトリチウム生成率を測定した。測定結果はMCNP5, JENDL-3.3, JENDL/D-99を用いた中性子輸送,反応率計算結果と比較した。Nb, Ni, In箔の反応率についての比較は、高速中性子輸送に関しておおむね10%以内で実験と計算が一致していることを示した。Au箔の反応率についてはV合金層表面において15%程度計算値が過小となり、過去に指摘されているVの4keV付近の弾性散乱断面積の問題に起因している可能性がある。トリチウム生成率についてはLi濃縮,Li濃縮LiCOペレットで各々、2-8%及び1-4%で計算値と実験値は一致した。
林 孝夫; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章
Fusion Science and Technology, 60(2), p.549 - 553, 2011/08
被引用回数：6 パーセンタイル：44.28(Nuclear Science & Technology)JT-60SAはITERへの支援研究及び原型(DEMO)炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAの大きな特徴のひとつはその高パワー及び長時間放電であり、プラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表はJT-60SAのRHシステムに関するものであり、下部ダイバータカセット(高さ1.25m,幅0.57m,長さ1.62m,重さ800kg)の交換について詳細に述べる。JT-60SAのRHシステムは、全18セクションのうち4か所の水平部大口径ポート(高さ1.83m,幅0.66m)を用いる。またRHシステムは、重量物用と軽量物用の2種類のマニピュレータを備えている。ダイバータカセット等は重量物用マニピュレータを用いて交換し、第一壁アーマタイル等は軽作業用マニピュレータを用いて交換する。これらのマニピュレータはビークル式であり、真空容器内にトロイダル方向に敷設したレール上を移動しながら作業することができる。
岩井 保則; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 60(1), p.144 - 149, 2011/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)シリカゲルは水分吸着容量が大きく、トリチウム水の選択的吸着性能に優れ、またトリチウム水吸着に対する水蒸気圧依存性が小さいため、トリチウム取扱施設に設けられる雰囲気トリチウム除去用水分吸着塔の乾燥剤候補である。現状、多サイクル運転時の性能評価データが限られていることを鑑み、再生後にシリカゲル内に残留するトリチウム水の影響を中心に性能評価を行った。シリカゲル内に残留するトリチウム水はその後の吸着操作における除染係数を大きく低下させた。除染係数1000以上を得るためにはシリカゲル充填吸着塔の設計時,運転時の空間時間を100h
以下に設定する必要があることを示した。多サイクル運転における分離係数として1.17が得られた。この値はゼオライト充填吸着塔の値より優れている。再生時の脱水性能としてシリカゲル充填吸着塔はゼオライト充填吸着塔と比して室温における脱水に極めて優れている。脱水は室温下で十分であり、脱水率はパージガス量に依存し、流量には依存しない。これら結果から、シリカゲルは雰囲気トリチウム除去用水分吸着塔の有望な水分吸着剤候補であるといえる。
林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 小柳津 誠; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 60(1), p.369 - 372, 2011/07
被引用回数：2 パーセンタイル：18.29(Nuclear Science & Technology)Tritium confinement is the most important safety issue in the fusion reactor. Specially, tritium behavior transferring through water metal boundary is very important to design tritium plant with breading blanket system using cooling water. A series of tritium permeation experiment into pressurized water jacket with He or jacket purging less than 1000 ppm of water vapor in Ar has been performed through pure iron piping, which contained about 1 kPa of pure tritium gas at 423 K, with monitoring the chemical forms of tritium permeated into water or water vapor jackets. The effect of metal surface condition was also investigated, such as oxidation to magnetite or gold plating on pure iron. The results clearly show that chemical species of permeated tritium depends on the oxygen population on the metal boundary. In case of pure iron, several hundreds ppm of H
O is enough to transfer tritium as HTO from the boundary surface to outer jacket. When oxygen population on the boundary surface decreases by gold plating, HT fraction increases drastically. On the other hand, it is also found the possibility of hydrogen generation effect on the metal boundary, such as Schikorr reaction. In order to discuss more detail mechanism, actual hydrogen transfer behavior from water to metal was investigated as a function of temperature.
小林 誠*; Wang, W.*; 倉田 理江; 松山 政夫*; 林 巧; 山西 敏彦; 朝倉 大和*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*
Fusion Science and Technology, 60(1), p.403 - 406, 2011/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ステンレス鋼酸化膜に対する、水素同位体の保持及び放出機構を、多様な温度で研究した。酸化膜は、おもに酸化鉄と考えられ、分子状態で放出される重水素は、その分解温度とおおよそ一致する温度で放出された。重水素の保持量は、ステンレス酸化膜の形成温度の上昇とともに増加した。酸化膜の厚さが、水素同位体の保持量に大きく依存していると考えられる。一方、水の形で放出される重水素の量は、酸化膜形成温度に依存しなかった。水素同位体が水の形に平成されるのは、ステンレス鋼のごく表面の酸化鉄の量に依存していると考えられる。
宗像 健三*; 河村 繕範
Fusion Science and Technology, 60(1), p.426 - 430, 2011/07
被引用回数：3 パーセンタイル：26.02(Nuclear Science & Technology)低温吸着法はヘリウム中の低濃度水素同位体の回収に有効で、核融合炉トリチウム増殖ブランケットのスイープガスからのトリチウム回収への適用が検討されている。筆者らはヘリウム中の水素同位体回収により適した吸着材を求め、スクリーニングテストを行い、天然モルデナイトの吸着容量が大きいことを見いだした。そして、破過曲線解析から吸着速度を定量したところ、細孔内拡散速度がMS5Aとほぼ同等であることがわかった。これより、天然モルデナイトは吸着速度において、ヘリウム中の低濃度水素同位体の回収に適していることがわかった。
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。
