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今野 力; 池田 裕二郎; 小迫 和明; 大山 幸夫; 前川 洋; 中村 知夫; Bennett, E. F.*
Fusion Engineering and Design, 18, p.297 - 303, 1991/12
被引用回数：16 パーセンタイル：83.01(Nuclear Science & Technology)D-T中性子入射による大型円筒鉄体系内低エネルギー中性子スペクトルの測定を小型の反跳陽子比例計数管(PRC)を用いて行った。鉄体系の大きさは、直径1m、長さ95cmで、この体系をD-T中性子源から20cmの距離にセットした。測定点は、D-T中性子源から、19, 31, 41, 51, 61, 81, 101cmであった。PRCの高電圧を連続的に変える新しい測定システムを用いて、実験の効率化を行った。JENDL-3をベースにしたFusionJ3を用いたDOT3.5による計算値と実験値との比較から、次のことがわかった。(1)体系前部では、400keV以上で計算値は実験値と一致したが、400keV以下では、計算値は2倍程度過大評価した。(2)体系後部では、100keV以下で、実験と計算の一致は良くなるが、100keV以上では、計算値は約0.2の過小評価であった。
Penzhorn, R.-D.*; Abdallah, J.*; Haange, R.*; Hircq, B.*; Meikle, A.*; 成瀬 雄二
Fusion Engineering and Design, 16, p.141 - 157, 1991/12
被引用回数：11 パーセンタイル：74.4(Nuclear Science & Technology)核融合炉の燃料サイクルを構成する主要システム、すなわち、プラズマ真空排気,プラズマ排ガス処理,水素同位体分離,トリチウム貯蔵,ブランケットトリチウム回収等のトリチウムシステムについて、世界各国の主要研究機関における研究開発の進展状況をまとめたものである。
菊池 満; 関 泰; 及川 晃; 安藤 俊就; 小原 祥裕; 西尾 敏; 関 昌弘; 滝塚 知典; 谷 啓二; 小関 隆久; et al.
Fusion Engineering and Design, 18, p.195 - 202, 1991/00
被引用回数：8 パーセンタイル：66.05(Nuclear Science & Technology)JT-60トカマクにおけるプラズマ電流の80%に及ぶブートストラップ電流の観測により核融合炉設計において、ブートストラップ電流率を高くとることができるようになった。これに基づいた動力炉(SSTR)の概念設計を行なった結果について報告する。SSTRの特徴は定常運転をするための電力を減らすためにブートストラップ電流を利用することである。この要請により適度なプラズマ電流(12MA)と高ポロイダルベータ(
=2)を設定した。この条件を満足させめために、高アスペクト比(A=4)と強磁場(B
=16.5T)を用いた。電流駆動には負イオン源NBIを用いる。近未来の工学・物理に基づいて正味の電気出力を出す炉の概念を示すことができた。
大山 幸夫; 小迫 和明*; 中川 正幸; 中村 知夫
Fusion Engineering and Design, 18, p.281 - 286, 1991/00
被引用回数：5 パーセンタイル：53.89(Nuclear Science & Technology)核融合炉の核設計に用いられる核データと計算手法の検証のため、原研/米国DOE協力計画の枠組の中でブランケット積分実験が行われてきた。これらは平板体系とDT反応中性子とによるPhase-I、炭酸リチウムで中性子源と実験体系を取囲み反射中性子成分を模擬したPhase-IIそして、疑似線状線源と長軸円筒体系によるPhase-IIIの実験シリーズからなる。各シリーズの中でも物質の配置が変えられ、全体として、物質の種類、配置、幾何学的効果等を調べられるようになっている。これらの各体系はDOT3.5とMORSE-DDによって解析され、実験値との比較としてC/E値が与えられている。このC/E値をその分布する範囲と典型的な値とでまとめ、各システムを横軸に並べなおし、全体的な傾向から、実験値の系統的なバイアスの可能性や、物質・配置による相関を調べた。結果から高エネルギに感度のある反応では、ベリリウムを持ち込むことによって系統的にC/Eが下がる傾向のあることがわかった。
大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 洋; 前川 藤夫; 小迫 和明*; 中村 知夫; A.Kumar*; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*; et al.
Fusion Engineering and Design, 18, p.203 - 208, 1991/00
被引用回数：17 パーセンタイル：84.12(Nuclear Science & Technology)トカマク型核融合炉の中性子工学研究において、ブランケットに入射するプラズマからの中性子を模擬するため線状線源が必要であった。このため、実験体系を固定したDT中性子源に対して往復運動させることによる疑似線状線源と円筒型実験体系を用いた実験システムを開発し実験を行なった。実験は酸化リチウムと炭酸リチウムの2層からなる軸対称長軸体系と内側にグラファイト保護材をつけたアーマー体系について行い、各々トリチウム生成率、スペクトル、放射化反応率、ガンマ線発熱率などの測定を行なった。実験結果は、本システムによって良好な線状線源場が実現でき、更に本システム用に開発した測定の効率化を測るスイープ型高電圧印加による反跳陽子カウンターや、多検出器同時測定システムも期待どおりの性能を示した。
前川 洋; M.A.Abdou*
Fusion Engineering and Design, 18, p.275 - 280, 1991/00
被引用回数：6 パーセンタイル：58.71(Nuclear Science & Technology)日米協力に基づく核融合ブランケット中性子工学実験計画第3段階のために疑似線状中性子源をFNSで開発した。これ迄は点状中性子源が実験に使われているが、拡がりを持たせた線状線源は、トカマク炉等のブランケット構成を模擬するには最適である。線状源は環状のブランケット体系を固定点状源の周りで前後往復させることにより相対的な形で実現した。ブランケット支持架台は、サーボモタを計算機制御することにより実験条件に適した移動パターンを持つ。即ち連続走行あるいは、ステップ状走行が可能である。この方法により前スロープ2m中中心1mにわたって平坦な線状中性子源が得られた。環状ブランケット実験体系の構成を変化させることにより核融合炉ブランケットのポロイダル方向非対称効果あるいはトロイダル方向非均位構造効果が核特性に対して良い精度で得られる。
前川 洋; 大山 幸夫
Fusion Engineering and Design, 18, p.287 - 291, 1991/00
被引用回数：9 パーセンタイル：69.46(Nuclear Science & Technology)鉛は核融合炉ブランケットの中性子増倍材として有力視されている。核データを検証するためのベンチマークデータを取得する目的で、鉛平板体系からの中性子角度束スペクトルを中性子飛行時間法で測定した。体系は直径630mm、厚さ50.6、203、405の3種類である。測定した角度は、0、12.2、24.9、41.8、66.8度である。実験結果の解析はモンテカルロコードMCNPとSNコードDOT3.5を用いて行なった。実験結果と計算結果の比較から、JEDL-3はその暫定版に比べて大幅な改善がみられた。5~11MeVのエネルギー領域で両者のスペクトルに差がある。この差を改善するためには核データファイルの非弾性散乱レベルの数の制限を増すか、複数のレベルを合体した疑似的レベルを採用する必要がある。
池田 裕二郎; 大石 晃嗣*; 今野 力; 中村 知夫
Fusion Engineering and Design, 18, p.309 - 315, 1991/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.8(Nuclear Science & Technology)D-T核融合装置のプラズマ対向材および遮蔽材の候補として重要なタングステンの核的特性を調べるためにFNSを用いて積分実験を行った。測定項目は(1)放射化法による各種反応率分布、(2)NE213を用いた体系内スペクトル分布、および(3)タングステン中の誘導放射能である。体系の大きさは直径32cm、厚さ25cmである。深さ25cmにおける中性子束の減衰率を他の物質である鉄、黒鉛、ベリリウムおよび普通コンクリートのそれと反応率比で比較した結果14MeV中性子に対し2.5~10倍、1MeV以上の中性子に対し4~10倍高いことが示された。また
Au(n,
)
Auの反応率分布から高い熱中性子吸収率をタングステンが持つことが示された。一方JENDL-3を用いた解析から、5MeV以下の中性子に関し計算が20~40%の過少評価をしていることが明らかになった。これは(n,2n)あるいは非弾性散乱断面積の評価が不充分であることを示している。
田中 茂; 小原 祥裕; 秋場 真人; 荒木 政則; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 水野 誠; 奥村 義和; 関 昌弘; 渡邊 和弘; et al.
Fusion Engineering and Design, 18, p.507 - 515, 1991/00
被引用回数：2 パーセンタイル：31.89(Nuclear Science & Technology)ITER用粒子入射装置の保守、修理に関する概念およびシナリオを提案した。本提案の主な特徴は、以下の通りである。1)1台当り数百トンになる粒子入射装置の重量を支持するため、コンクリート製支持構造を採用。2)天井クレーンの負荷を下げ、保守分解を容易にするために、各粒子入射装置をイオン源ユニットとビームラインユニットに分割可能とした。3)イオン源ユニットは、頻繁な保守を必要とするので、レールシステムにより個別移動が可能。4)放射化物の飛散による汚染を防止するため、二重ドアシステムを採用。5)レーザ溶接/切断や形状記憶合金を接合/分離に利用。6)故障発生時は、当該ユニットを別室のホットセルに移動し、遠隔操作で修理する。以上のような基本概念に基づき、イオン源ユニットの分解/組立、ビームラインユニットの分解/組立の4通りの場合について、シナリオを決定した。
柴沼 清; 本多 力*; 近藤 光昇*; 宗像 正*; 村上 伸*; 佐々木 奈美*; 佐藤 瓊介*; 寺門 拓也*
Fusion Engineering and Design, 18, p.487 - 493, 1991/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.8(Nuclear Science & Technology)JT-60の後に建設が計画されているD-T燃焼を行う核融合実験炉(FER)の概念設計が進められた。このFERにおいて、ダイバータ板や第一壁アーマタイル等の炉内構造物の遠隔保守システムとして、軌道走行型遠隔保守システムの設計が行われた。この方式の最大の利点は、遠隔操作の基準構造体である軌道の高い剛性と軌道上を走行するビークルの高い機動性である。第一壁アーマタイル保守用として設計された双腕型マニピュレータは、ビークルの両側に設置され、一腕当り炉内第一壁のいかなる場所へもアクセスでき、かつ水平ポートも通り抜けることができるように、8自由度から成り、先端に位置制御用のセンサーを備えることにより自律的にアーマタイルの保守を行う。ここでは、アーマタイル保守時における自律制御を開発することを目的に、FEMによりマニピュレータの静的応力、たわみ及び動的固有値を求め、機械的特性を把握した。
喜多村 和憲*; 永田 晃則*; 渋井 正直*; 布施 俊明*; 立川 信夫*; 秋場 真人; 荒木 政則; 関 昌弘
Fusion Engineering and Design, 18, p.173 - 178, 1991/00
被引用回数：9 パーセンタイル：69.46(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉用ダイバータ板の候補の一つであるW/Cu接合体の残留応力について実験及び解析的検討を行い、両者を比較検討した。実験値と解析値は良く一致し、解析手法の妥当性を検証した。解析結果より、以下のことが明らかとなった。1)タングステン表面の残留応力は試験体の寸法比(銅部厚さのタングステン部直径に対する比)の増加とともに減少し、その減少は上記寸法比が1以下では急激であるが、1を越えると鈍化する。2)銅部の塑性領域は接合面直下から進展し始め、最終的に中央部を除くほぼ全域で塑性する。3)接合端部応力の解析では、接合端部近傍の要素分割に大きく依存し、弾塑性解析においても端部効果を考慮した解析が必要である。
秋場 真人; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 橋爪 秀利*; 荒木 政則; 大楽 正幸; 伊勢 英夫*; 鈴木 哲; 田中 茂; 横山 堅二; et al.
Fusion Engineering and Design, 18, p.99 - 104, 1991/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.8(Nuclear Science & Technology)原研におけるダイバータ及び第1壁の開発現状について述べる。ダイバータは10MW/m
、~50秒の電子ビーム加熱により熱サイクル試験を行った。1000回の熱サイクルの後、ダイバータア-マ接合部の健全性を確認した。第1壁は、放射冷却型第1壁を0.6MW/m、~30分加熱した。アーマタイル及びステンレス基盤には異常がみられなかった。また、ダイバータの熱変形解析を行い、パイプに発生する応力が許容値以下であること、及び、変位量が
2mmであることを明らかにした。
野田 健治; 石井 慶信; 中沢 哲也; 松井 尚之*; D.Vollath*; 渡辺 斉
Fusion Engineering and Design, 17, p.55 - 59, 1991/00
被引用回数：5 パーセンタイル：53.89(Nuclear Science & Technology)Li
SiOはセラミック増殖材の候補であり、AlをドープしたLiSiO(Li
Al
SiO)はその改良型材料である。本研究では、酸素又はLiイオン照射を用い、LiSiO及びLiAlSiO中のトリチウム拡散に及ぼす照射効果をそのイオン電導度(トリチウム拡散を反映)を照射中及び照射後に測定することにより模擬的に調べた。測定結果よりこれらのトリチウム拡散に及ぼす照射効果は以下の様に考えられる。照射後におけるLiSiO中のトリチウム拡散は413-673Kで照射量とともに増加する。また、照射後におけるLiAlSiO中のトリチウム拡散は373-413Kで照射量とともに増加するが、443-503Kではほとんど照射量依存性をもたない。
小西 啓之; 井上 雅彦*; 林 巧; 大平 茂; 渡辺 哲郎*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*
Fusion Engineering and Design, 18, p.33 - 37, 1991/00
被引用回数：4 パーセンタイル：47.84(Nuclear Science & Technology)TSTA用燃料ガス精製システム(J-FCU)は、原研がこれまでに試作開発したトリチウム用コンポーネント(パラジウム合金膜拡散器、触媒酸化反応器、コールドトラップ、固体電解質電解セル、ZrCoベッド等)を中心として構成するプラズマ排ガス処理装置であり、1990年3月に据付けを終了した。本報告は、装置の完成からホット試験開始までの間に実施したH
/D/不純物系のコールド試験の結果に関するものである。本試験により、トリチウム実証試験に着手できるという結論を得た。
井上 多加志; 秋場 真人; 荒木 政則; 花田 磨砂也; 真木 紘一*; 水野 誠; 奥村 義和; 小原 祥裕; 関 昌弘; 田中 茂; et al.
Fusion Engineering and Design, 18, p.369 - 376, 1991/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.8(Nuclear Science & Technology)ニュートロニクスの観点から、ITER用中性粒子入射加熱装置の設計概念が考察される。高パワー中性粒子ビームを炉心プラズマ入射するため、ITER本体と中性粒子入射装置は、大きな開口をもったポートとドリフト管で接続されており、これを通して炉心プラズマから中性粒子入射装置へ、高流束の中性子がストリーミングする。中性粒子入射装置内のニュートロニクス諸量を2次元中性子輸送・放射化計算によって得た。その結果、ビームライン機器は10
~10
n/cmsの高い中性子束に曝されること、中性粒子入射装置室の誘導放射能は運転停止後1日で10
Ci/cm
以下となることが判明した。
