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中村 博文; 小林 和容; 山西 敏彦; 横山 須美; 斎藤 滋; 菊地 賢司
Fusion Science and Technology, 52(4), p.1012 - 1016, 2007/11
被引用回数：2 パーセンタイル：18.73(Nuclear Science & Technology)照射材料中のトリチウム輸送現象の把握は核融合炉のトリチウム透過やトリチウムインベントリ評価の観点から重要な課題の一つである。本研究では、本現象の理解のために、高エネルギー陽子照射され照射欠陥とトリチウムが同時に生成された316ステンレス鋼及びF82Hフェライトマルテンサイト鋼からのトリチウムの昇温脱離挙動を測定し、照射材料中でのトリチウム挙動を調べた。陽子照射はスイスのSINQターゲットで行われ、316ステンレス鋼は5.0
5.9dpaまで、F82H鋼は6.39.1dpaの照射量であった。実験の結果、SS316からのトリチウムの放出ピークは1つのみであり、トリチウムのトラップサイトとなる欠陥は1種類のみであることが観察されたことに対して、F82H鋼からの放出ピークは2つ観察され、最低2種類のトラップサイトとなる欠陥が存在していることが示唆された。また、各材料中に存在するトリチウム量は照射により生成されたトリチウムの1割から2割程度であり、トラップサイトに補足されていないトリチウムはそのほとんどが照射後の保管期間に放出されてしまうことが示唆された。
西谷 健夫; 榎枝 幹男; 秋場 真人; 山西 敏彦; 林 君夫; 谷川 博康
Fusion Science and Technology, 52(4), p.971 - 978, 2007/11
被引用回数：9 パーセンタイル：54.87(Nuclear Science & Technology)日本はITERテストブランケットモジュール計画において水冷却固体増殖ブランケットのリード極となることを想定している。原子力機構は国内のその主要機関として、低放射化を構造材,チタン酸リチウムをトリチウム増殖材,金属ベリリウム又はベリライドを中性子増倍材とする水冷却固体増殖ブランケットの設計・開発を進めている。第1壁部の製作法開発の第1段階として、矩形冷却管を埋め込んだ第1壁のモックアップをHIP法で製作することに成功した。また先進増倍材としてBe
Tiのペブル試作に成功し、水蒸気との反応性が金属ベリリウムの約1/1000であることを確認した。
西谷 健夫; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 今野 力
Fusion Science and Technology, 52(4), p.791 - 795, 2007/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合中性子源FNSを用いて、水冷却固体増殖型のITERテストブランケットモジュールの開発のための中性子工学研究を行っている。これまでの研究では、チタン酸リチウムの増殖材,ベリリウムの増倍材,低放射化フェライト鋼F82Hの構造材の平板模擬体系を用いた実験を行ったが、今回はさらに、水冷却層と増殖材ペブル層を加えた実験を実施した。模擬体系にD-T中性子を照射し、増殖材層中に埋め込んだ、炭酸リチウムのペレットを照射後取り出し、トリチウム生成率を測定し、中性子モンテカルロ計算と比較した結果、5%の範囲内で一致することを確認した。またITERテストブランケットモジュールの中性子計装の検討を行った。ITERの環境下でテストブランケットモジュールの核特性の確認を行うためには、ブランケット内の中性子束とスペクトルを測定することが不可欠であり、それぞれマイクロフィッションチェンバーと小型の放射化箔気送管装置を提案した。
Li, Z.*; 田中 照也*; 室賀 健夫*; 佐藤 聡; 西谷 健夫
Fusion Science and Technology, 52(4), p.817 - 820, 2007/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)FNSのDT中性子源を用いて、Li/V-alloy及びFlibe/V-alloy先進液体金属冷却ブランケットシステムに用いられる主要材料の放射化特性評価を実施した。V合金構造材,MHD効果低減用電気絶縁被覆材Er
O
及び溶融塩Flibeの放射能を評価するために、各々V-4Cr-4Ti箔,金属Er箔及びテフロンシートを照射試料とした。特に、放射化特性の中性子スペクトル依存性を検証する目的で、14MeV単色中性子照射に加えて、ベリリウム及び固体リチウムブロックで構築した3種類のモックアップ内における照射を行い、試料の誘導放射能をGe検出器により測定した。測定結果は、MCNP, JENDL3.3による中性子輸送計算及び群定数が315群のFISPACT-2001, EAF-2001による誘導放射能計算結果と比較し、14MeV単色中性子及びモックアップ内における照射では7核種について、両者は20%以内で一致した。また、誘導放射能計算におけるエネルギー群数と計算精度の関係も調べ、一部の核種で175群における計算結果が315群における計算結果と比較して10-50%過大評価となることを示した。
森本 将明; 伊尾木 公裕; 寺澤 充水; Utin, Y.*
Fusion Science and Technology, 52(4), p.834 - 838, 2007/11
被引用回数：1 パーセンタイル：11.32(Nuclear Science & Technology)壁内遮蔽は、ITER真空容器の二重壁間に設置される。主な目的は中性子遮蔽とトロイダルリップルの低減である。このためにボロン12%添加ステンレス鋼とフェライト鋼SS430が用いられる。最近の真空容器の設計進捗に適合するように壁内遮蔽の設計を見直した。その際、延性に乏しいボロン添加鋼に過大な力がかからないよう、構造を工夫した。また、想定される真空容器の製作誤差に対し、確実に組立ができるよう、部材の寸法や、部材間のギャップを決定した。ディスラプション時に作用する電磁力が極小になるように遮蔽体の構造や固定方法を工夫した。電磁力解析の結果、遮蔽体に作用する電磁力は十分に小さいことがわかり、設計の妥当性が裏付けられた。また、フェライト鋼に作用する静磁力も電磁力解析により求めた。これらの電磁力荷重に対し構造解析を実施し、応力が許容値を下回ることを確認した。以上の検討により、シンプルで強固な遮蔽体を設計することができた。
廣瀬 貴規; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 秋場 真人
Fusion Science and Technology, 52(4), p.839 - 843, 2007/11
被引用回数：10 パーセンタイル：58.16(Nuclear Science & Technology)ITERテストブランケットモジュール(TBM)製作技術開発の一環として、低放射化鋼製第一壁用矩形冷却管製作法を検討した。今回採用した冷間加工法では、第一壁構造物を溶接なしで製作し得る□11mm
1.5T3500Lmmの矩形管の製作に成功した。第一壁の製造法である熱間等方圧加圧法(HIP)では、接合不良回避の観点から、高精度の表面粗さ及び角部の曲率が要求されるが、本研究ではそれぞれ1
m及び1.4mmと精度良い製品が得られた。製品のミクロ組織は典型的な圧延組織を呈したが、HIP相当の熱履歴により、等方的な組織に回復することが得られた。これにより、TBM部材のうち最も製作が困難な薄肉矩形管を製管できる見通しを得た。
山内 通則; 西谷 健夫; 西尾 敏; 堀 順一*; 川崎 弘光*
Fusion Science and Technology, 52(4), p.781 - 785, 2007/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Demo炉では種々の低放射化材料が用いられるが、中性子と材料の核反応で大量に生成される荷電粒子と材料の2次的な反応(シーケンシャル反応)によって生じる放射化が問題となる可能性がある。そこで本研究では、Demo炉の候補材に対し、原子力機構で核融合炉用に開発したACT4コードを用いてこの放射化問題を検討した。材料としては、ブランケット構造材としてF82Hとバナジウム合金,遮蔽材として水素化バナジウム,液体増殖材としてFLiBe,リチウム鉛及び液体リチウムに着目し、Demo炉の想定照射条件で放射化量を計算した。その結果、中,長期の冷却でシーケンシャル反応による放射能からの
線量率が問題になる場合が多々あり、取り出し後の機器の処分,保守作業,液体増殖材ループの遮蔽設計等で考慮が必要なことがわかった。
山本 一良*; 西谷 健夫; 相良 明男*
Fusion Science and Technology, 52(3), p.347 - 356, 2007/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.73(Nuclear Science & Technology)日本における核融合工学に関する最近の成果と今後の計画についてまとめたものである。ITERテストブランケットモジュール計画では、日本は水冷却固体増殖ブランケットのリード極となるとともに、ヘリウム冷却固体増殖ブランケット,リチウム鉛ブランケット,液体リチウムブランケット等の方式のブランケットに対しては、パートナーとして参加することを想定して研究開発を進めている。ITERに関しては、トロイダル磁場コイルの超伝導ケーブルの試作に成功し、実機製作の見通しをつけた。高周波加熱技術では、原子力機構において、170GHzのITER用ジャイロトロンの600kW,3600秒の運転に成功した。LHDでは、イオンサイクロトロン加熱と電子サイクロトロン加熱を計1.6GJ入力してほぼ1時間の長パルスプラズマ運転を達成した。また「幅広いアプローチ」活動として、ITERサテライトトカマク(JT-60SA), IFMIF-EVEDA, 国際核融合エネルギーセンターの活動を那珂市と六ヶ所村で実施する計画である。
林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 山西 敏彦; 奥野 健二*
Fusion Science and Technology, 52(3), p.687 - 691, 2007/10
被引用回数：10 パーセンタイル：58.16(Nuclear Science & Technology)高温増殖ブランケットにおいていかにトリチウムを閉じ込めるかが、核融合炉の安全性及び経済性に関する鍵となる課題である。特に、冷却水へのトリチウムの透過は重要であるが、冷却ガスへの透過と比較してほとんど系統的な実験報告はない。よって、今回、圧力と温度を制御した水ジャケット中に1kPaの高純度トリチウムを封入した純鉄配管を設置し、水中への配管を介したトリチウムの移行実験を実施した。水中へ移行したトリチウムは化学形別に測定を試みた。また、金属表面層でのトリチウムの分布と存在状態もオートラジオグラフィー等により測定した。本論文では、これらのトリチウム移行実験をまとめるとともに、金属-水界面でのトリチウムの挙動について議論する。
林 巧; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 岩井 保則; 河村 繕範; 中村 博文; 洲 亘; 有田 忠昭; 星 州一; 鈴木 卓美; et al.
Fusion Science and Technology, 52(3), p.651 - 658, 2007/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.73(Nuclear Science & Technology)ITERへの日本の貢献の1つとして、原子力機構では雰囲気トリチウム除去設備の設計研究を実施してきている。燃料トリチウム処理技術に関しては、主としてモレキュラーシーブや電気化学ポンプを用い、ITERのテストブランケットからのトリチウム回収システムの研究開発に集中して取り組んでいる。一方、トリチウム安全取扱技術に関しては、閉じ込め障壁を構成する材料中のトリチウム挙動,計測・計量技術や除染・除去技術に関する一連の基礎研究を、ITER及びDEMO炉に向けた中心的活動として実施している。本論文では、ITERや将来の核融合炉に向け、これら原子力機構のトリチウムプロセス研究棟におけるトリチウム技術開発の最近の成果をまとめる。
伊藤 剛士*; 林 巧; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 52(3), p.701 - 705, 2007/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.73(Nuclear Science & Technology)核融合炉では、高濃度のトリチウム水をどのように取り扱うかが安全管理の鍵となる課題の1つである。高濃度のトリチウム水は自分で放射線分解し、最終的には、気相中では水素と酸素を生成し、水相中では過酸化水素を生成する。線照射での水のG値の報告は多くあるが、トリチウム水の自己放射線分解に関する報告は、その安全取扱上の困難さからほとんどない。日本原子力研究開発機構のトリチウムプロセス研究棟では、最高2EB/m
までの幅広い濃度範囲のトリチウム水の性質について10年以上研究しており、トリチウム水の自己放射線分解における実効的な水素と過酸化水素のG値を、密封容器中に保管したトリチウム水試料での各成分の濃度の経時変化の情報から評価した。本論文では実効的なG値を整理するとともに、それらのトリチウム濃度及び温度依存性について議論する。
林 巧; 鈴木 卓美; 洲 亘; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 52(3), p.706 - 710, 2007/10
被引用回数：11 パーセンタイル：61.1(Nuclear Science & Technology)ITERのトリチウム貯蔵供給設備においては、DT燃料の同位体比をいかに制御するかが、安定した最適な運転のための鍵となる課題の1つである。基本的には、水素-金属系での平衡圧には、大きな同位体効果(PH
PDPT)があるが、ITERのトリチウム貯蔵設備の条件下で真空ポンプにより急速供給した水素の同位体組成に関する情報は非常に少ない。したがって、その急速供給した水素の同位体組成を調べるため、ITERの1/10スケールの貯蔵ベッドとスクロールポンプを用い、温度(573K623K)と初期貯蔵時の水素同位体組成(H:D=1:99:1)をパラメーターとして一連の急速供給実験を実施した。水素同位体組成はインラインの質量分析計で連続的に計測した。本論文では、これらの結果をまとめ、その同位体効果について議論する。また、その同位体比の効率的な制御手法についても、ベッドの設計条件がより優しくなる方向で議論する。
細金 延幸; JT-60SA設計チーム; 日欧サテライトトカマクワーキンググループ
Fusion Science and Technology, 52(3), p.375 - 382, 2007/10
被引用回数：6 パーセンタイル：42.5(Nuclear Science & Technology)JT-60SAは柔軟なプラズマ形状制御性を持つシングル及びダブルヌルダイバータの超伝導トカマク装置であり、41MWの強力な加熱パワーにより臨界プラズマ級の高温プラズマを100秒間閉じ込める能力を持つ。JT-60SAは国内重点化トカマク装置NCT(JT-60Uの改修装置)を基本に設計されており、元となるNCTの性能を強化して、日欧の10年間の幅広いアプローチ(BA)計画におけるITERサテライト・トカマクとして提案された。JT-60SA計画はBA計画と国内のNCT計画を合体した計画である。BA計画ではITER支援計画を目的とし、物理課題の理解を発展させ、ITERの運転シナリオを最適化すること等を目指す。NCT計画ではおもに、原型炉に繋がる定常高ベータの運転シナリオを総合的に探求することを目的とする。建設期間は7年で、実験を3年間(ただし、延長の可能性を含む)実施する。詳細なJT-60SAの設計は日欧合同で進行中である。本論文では、計画の概要と設計状況について発表する。
小林 和容; 林 巧; 中村 博文; 山西 敏彦; 大矢 恭久*; 奥野 健二*
Fusion Science and Technology, 52(3), p.696 - 700, 2007/10
被引用回数：1 パーセンタイル：11.32(Nuclear Science & Technology)ITER及び将来の核融合炉建設に向けて、環境へのトリチウム放出や作業従事者被ばくを低減し安全を確保する観点から、材料表面におけるトリチウムの汚染挙動を把握することは非常に重要である。特に、ホットセルでのメンテナンス時等において各種材料は高濃度のトリチウムに曝される。それら各種材料のトリチウム汚染挙動を把握するために、建屋内に用いられる有機系材料であるアクリル樹脂,ブチルゴム及びエポキシについてトリチウム水蒸気への曝露・除染試験をし、脱離係数を求めるとともに、その後さらにパージガス中の水分濃度をパラメーターに、材料表面に残留するトリチウムの除染効果について検討した。
小林 和容; 三浦 秀徳*; 林 巧; 星 州一; 山西 敏彦
Fusion Science and Technology, 52(3), p.711 - 715, 2007/10
被引用回数：3 パーセンタイル：25.51(Nuclear Science & Technology)建屋に漏洩したトリチウムは、触媒により酸化され、吸着剤により除去される構成となっているトリチウム除去設備(ADS)により除去される。ITERでは、絶縁ガスとしてSFが用いられるが、このSFは、異常時に漏洩する可能性がある。SFは、トリチウム除去設備の除去性能に影響を及ぼす可能性があるが、未だにその報告はない。そこで、本研究では、SF存在下でのトリチウムの酸化性能について実施したので報告する。SFは、673K以上で分解され、そのガスと473Kで酸化され生成した水が、773Kで反応し、水が還元された。その結果トリチウム除去性能としては、100以上だったものが50程度まで低下することが明らかになった。
大矢 恭久*; 広畑 優子*; 中畑 俊彦*; 須田 泰市*; 吉田 雅史*; 新井 貴; 正木 圭; 奥野 健二*; 田辺 哲朗*
Fusion Science and Technology, 52(3), p.554 - 558, 2007/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)JT-60Uで用いられた第一壁グラファイトタイル表面の水素同位体蓄積挙動を評価するために、SEM, TDS, XPS及びSIMSを用いて、主要なタイルの堆積・損耗分布及び水素同位体蓄積量を調べた。その結果、第一壁上側は厚いボロン膜に覆われていた。一方、第一壁下側ではボロンと炭素の混合膜が形成していた。ポロイダル方向の重水素分布は比較的均一であることがわかったが、TDSによる重水素脱離挙動はタイルの位置により大きく異なっていた。第一壁上側では厚いボロン膜に覆われており、重水素TDSスペクトルは第一壁下側のボロン濃度が低い膜中の重水素脱離温度と比べて低い温度で放出ピークが観測された。また、第一壁タイルにおけるD/H比はダイバータタイルで測定されたD/H比よりも明らかに大きく、第一壁へのNBIによる高エネルギーの重水素の打ち込みによる影響が考えられた。さらに、ダイバータと比較して第一壁では放電実験中の温度が573Kと低いため、打ち込まれた重水素の脱離が少なく、D/H比が高くなったと推察された。
山本 善彦*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 磯部 兼嗣; 山本 靖*; 小西 哲之*
Fusion Science and Technology, 52(3), p.692 - 695, 2007/10
被引用回数：1 パーセンタイル：11.32(Nuclear Science & Technology)固体電解質(イオン導電体)を用いた液体金属中の酸素,水素の濃度測定及び制御を目的として、プロトン導電体であるSrCe
Yb
O
と酸素イオン導電体であるイットリア安定化ジルコニアの基礎的な電気化学特性(分圧に対する起電力,イオン導電率等)を測定し、イオン導電体を用いた測定デバイスの実現性について検討した。
堀江 知義; 関 昌弘; 湊 章男; 東稔 達三
Fusion Technology, 10, p.753 - 758, 1986/00
プラズマ周辺構造物の健全性を評価するには、寿命を制限する因子、破損モードおよびそれらのメカニズムを把握する必要がある。そのために、寿命解析、詳細な応力解析、ダイバータ板の候補であるタングステン・銅接合材の熱疲労試験、機械的疲労試験、さらに、ディスラプション時の第一壁表面の溶融蒸発の模擬試験を行なった。寿命解析では運転モード、設計条件と寿命の関係を求めた。詳細応力解析の結果、ディスラプション後に第一壁に引張りの照射クリープひずみが蓄積されること、それを評価するには弾塑性解析が必要なことが示された。接合材の機械疲労試験では、高ひずみ側ではタングステン、低ひずみ側では銅によって寿命が決まること、熱疲労試験では3700回の試験でもマイクロクラックが生じないこと、蒸発実験では解析結果とよく合わなかったが、熱負荷の不均一性が原因であることなどがわかった。
辻 博史; 吉田 清; 安藤 俊就; 高橋 良和; 西 正孝; 多田 栄介; 奥野 清; 小泉 興一; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; et al.
Transactions of the American Nuclear Society, 52, P. 311, 1986/00
昭和60年度より着手された実証ポロイダル・コイルの製作設計にあたって、すでに判断を行なった冷凍方式等に関する基本的選択の内容とその基礎となる考察について紹介する。
西 正孝; 安藤 俊就; 高橋 良和; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 押切 雅幸*; 島本 進
Transactions of the American Nuclear Society, 52, p.310 - 311, 1986/00
トカマク型核融合炉用超伝導トロイダルコイル開発を目指し、16Tをターゲットとしたコイル開発作業が進行中である。この作業の現状と結果、今後の計画について述べる。
