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権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*
Fusion Science and Technology, 72(3), p.362 - 367, 2017/10
被引用回数：6 パーセンタイル：44.07(Nuclear Science & Technology)鉛は核融合炉システムで中性子増倍、トリチウム増殖及び冷却材の候補材料である。更に
線の遮蔽材でもあり、IFMIF加速器中性子源ではビームダンプ、機器の遮蔽への使用が期待されている。7年前に鉛の核データベンチマーク実験を原子力機構のDT中性子源FNSで実施したが、低エネルギー中性子に感度を有する反応の結果に実験室壁等の散乱によるバックグランド中性子の影響が含まれていた。そこでバッググランド中性子を吸収する酸化リチウムで囲んだ鉛実験体系で新たなベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。7年前に測定できなかった低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率の測定には成功したものの、全ての反応率結果で鉛体系表面からの距離とともにどの核データライブラリーを用いた計算値も実験値を過小評価する傾向が見られた。鉛核データの詳細検討により計算値の過小評価原因として考えられる核データ間の差を指摘した。
岩井 保則; 久保 仁志*; 大嶋 優輔*; 野口 宏史*; 枝尾 祐希; 谷内 淳一*
Fusion Science and Technology, 68(3), p.596 - 600, 2015/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.52(Nuclear Science & Technology)トリチウム酸化反応器に適用可能な疎水性白金ハニカム触媒を開発した。ハニカム形状の触媒は圧力損失を減少させることができる。試作した疎水性触媒はメタルハニカム担体と炭化ケイ素ハニカム担体の二種類である。白金微粒子を数ナノメートルに微細化することで微量トリチウムの触媒酸化活性を大幅に向上させることができた。水素濃度は総括反応速度にほとんど影響を与えない。白金表面上への水蒸気と水素の競合吸着の影響から反応速度定数は底値を持つ。底値を示す水素濃度は、乾燥ガス下では100ppmであった。これらのハニカム触媒の活性はペレット状の疎水性触媒と同等であり、疎水性ハニカム触媒のトリチウム酸化反応器への適用可能性を示すことができた。
安堂 正己; 野澤 貴史; 廣瀬 貴規; 谷川 博康; 若井 栄一; Stoller, R. E.*; Myers, J.*
Fusion Science and Technology, 68(3), p.648 - 651, 2015/10
被引用回数：4 パーセンタイル：32.95(Nuclear Science & Technology)照射下クリープに及ぼすヘリウムの影響を調べるために、F82H鋼およびボロン添加したF82H鋼の圧力管を準備し、573Kおよび673Kにて6dpaまでの中性子照射を行った。照射後、これらの圧力管の径を非接触型レーザーシステムにて測定し、クリープひずみの解析を行った。この結果、573K, 673Kにて照射されたF82H鋼のクリープひずみは約260MPaおよび170MPaの応力までそれぞれ直線的に増加することがわかった。特に673K照射材では、いくらかの
BN添加F82H鋼のクリープひずみは、ヘリウムの発生しない
BN添加F82H鋼に比べて増加する傾向にあった。この原因として、ボロンによって発生したヘリウムによりバブルが形成し、わずかなスウェリングが生じたためと考えられる。
東島 智; 鎌田 裕; Barabaschi, P.*; 白井 浩; JT-60SAチーム
Fusion Science and Technology, 68(2), p.259 - 266, 2015/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)The JT-60SA superconducting tokamak is now under construction toward the first plasma in March 2019 as a joint project between the Broader Approach (BA) Satellite Tokamak Programme of Europe and Japan, and the Japanese national programme. The JT-60SA mission is to contribute to early realization of fusion energy by supporting ITER and by complementing ITER in resolving key physics and engineering issues for DEMO reactors. Before procurements of the major components, some R&Ds for key techniques were performed. By May 2014, 23 procurement arrangements (PAs) have been launched (JA: 13PAs, EU: 10PAs) covering 87% of the total cost of the BA Satellite Tokamak Programme, and the main components have entered the manufacturing stage. In addition, the JT-60SA tokamak assembly started since January 2013. This paper summarizes the recent progress of the JT-60SA project.
染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介
Fusion Science and Technology, 68(2), p.423 - 427, 2015/09
被引用回数：12 パーセンタイル：70.16(Nuclear Science & Technology)核融合原型炉において、炉内機器の定期保守時に発生する放射性廃棄物の減容化と管理シナリオ構築は重要な課題である。中性子による弾き出し損傷について三次元核計算の結果、主要な炉内機器であるブランケットとダイバータの交換周期が2.2年と0.6年と評価され、運転期間として20年を仮定すると定期保守時に発生する総廃棄物量は五万トンを超えることを明らかにした。さらに、減容化を目指して中性子損傷が低い構造体の再利用と希少金属であるベリリウム等の再処理を検討した結果、総廃棄物量を20%まで低減できることを明らかにした。また、定期交換後のブランケットとダイバータにおける誘導放射能の減衰特性に基づく冷却期間の差違と廃棄物処理工程を考慮し、建屋構成を含めて放射性廃棄物管理シナリオ概念を構築した。
Kwon, S.*; 佐藤 聡; 笠田 竜太*; 小西 哲之*
Fusion Science and Technology, 64(3), p.599 - 603, 2013/09
被引用回数：2 パーセンタイル：18.55(Nuclear Science & Technology)リチウム鉛ブランケットモジュールのトリチウム生成及び増殖特性を、中性子輸送計算コードMCNP及び核融合評価済み核データライブラリーFENDL2.1を用いて評価した。計算結果から、炭化ケイ素及びリチウム鉛ブランケットコンセプトで、充分なトリチウム増殖比が得られることがわかった。また、遮蔽性能や核発熱率も評価した。
奥村 義和
Fusion Science and Technology, 64(2), p.86 - 95, 2013/08
被引用回数：3 パーセンタイル：25.59(Nuclear Science & Technology)日欧協定のもとで幅広いアプローチ(BA)活動が2007年に開始されてから5年が経過した。青森県六ヶ所村の国際核融合エネルギー研究センターの原型炉R&D棟では、トリチウム等の取り扱いのためのグローブボックスや電子顕微鏡などの機器が整備され、2012年3月にはトリチウムが運び込まれた。プラズマシミュレーションやBA活動のための高性能計算機は2012年1月から運用を開始し、LIPAC速度で1.2PFlopsを記録した。IFMIF/EVEDAのための、加速器機器については、欧州の研究所での製作が進捗している。入射器については既にCEAサクレー研究所での予備試験が開始されており、2013年初頭に六ヶ所に搬入される。IFMIF/EVEDAのためのリチウムループは日本の大洗で2011年に完成し、東日本大震災の損傷を修理した後、2012年5月に運転を再開した。日本の那珂では、JT-60が解体され、ITERのサテライトトカマクとして、超伝導トカマクJT-60SAに改造されつつある。PFコイルや真空容器などの製作が進捗しており、2012年には、JT-60の解体が完了し、クライオスタット基礎の据付が開始される。
Pitcher, C. S.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Encheva, A.*; Feder, R.*; Friconneau, J. P.*; Hu, Q.*; Levesy, B.*; Loesser, G. D.*; Lyublin, B.*; et al.
Fusion Science and Technology, 64(2), p.118 - 125, 2013/08
被引用回数：4 パーセンタイル：32.32(Nuclear Science & Technology)ITERにおいて計測装置を設置するための基盤構造である上部及び水平ポートプラグの共通部分に関する統合設計をまとめたものである。本設計は、ITER機構が組織した各国数名からなる設計タスクフォースにより実施され、ポートプラグの成立に必要なすべての作業を網羅したものである。検討の結果、一つのポートプラグに複数の計測装置が入る水平ポートプラグでは、計測器毎の干渉を避けると同時に保守を考慮した3から6のユニット構造を提案し、さらに発生する電磁力の低減をはかった。また、真空容器外のインタースペースやポートセルへの設置についても考慮し、ポートプラグ及び計測装置の一体化の検討を行った。会議では懸案となっている中性子遮蔽性能の改善策についても併せて報告する。
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：10.7(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：44.16(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：18.25(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：25.9(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。
林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 小柳津 誠; 山西 敏彦; 石川 寛匡*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*
Fusion Science and Technology, 56(2), p.836 - 840, 2009/08
被引用回数：11 パーセンタイル：59.65(Nuclear Science & Technology)How to confine tritium within high temperature breeding blanket is the key issue for safety and fuel economy of the fusion reactor. Specially, tritium permeation into cooling water is very important, however, there is little report of the systematic experiment comparing with that into gaseous coolant. In our recent report, a series of tritium transportation experiments into water was performed through pure iron piping samples, which contained more than 1 kPa of pure tritium gas and fixed inside the water jacket under controlled temperature and pressure. Chemical species of tritium in water were measured during the experiment until reaching enough stable permeation, and tritium distribution/situation on the metal surface layer was also measured using autoradiography etc. after the experiment. The results showed clearly that tritium permeated constantly even after growth of magnetite layer with more than 1 micro-meter, though chemical species drastically changed from HT to HTO. In order to discuss more detail of tritium behavior on the water-metal boundary, a series of tritium transportation experiments into humid atmosphere was performed through pure iron piping using same set of previous one for cooling water. In this paper, tritium behavior on the boundary surface and the function of water molecule for the tritium behavior are discussed.
鶴 大悟; 榎枝 幹男; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 大楽 正幸; 関 洋治; 鈴木 哲; 毛利 憲介*; et al.
Fusion Science and Technology, 56(2), p.875 - 882, 2009/08
被引用回数：7 パーセンタイル：45.16(Nuclear Science & Technology)日本が計画しているITERテストブランケット(TBM)の第一候補として、水冷却固体増殖方式のテストブランケットの開発を、原子力機構を中心として進めている。設計研究としては、TBMのITERへの組み込みを実現するために、TBMの構造設計を進めるだけでなく、ITER本体との構造上の整合性が得られるように、TBMのテストポートとの取り合い部の構造設計を進めた。さらに、構造設計やシステム設計に基づいた安全解析を実施し、予備的な安全評価を明らかにした。また、ITER運転の初日までにTBMの製作を完了し組み込むために、これまで開発してきた製作技術を適用して実規模の第一壁のプロトタイプの製作に成功し、さらに、実機と同条件の表面熱負荷試験を実施し、熱耐久性を実証した。本報告は、これらの水冷却固体増殖TBMの設計と開発の現状について報告をする。
Fischer, U.*; 飯田 浩正; Li, Y.*; Loughlin, M.*; 佐藤 聡; Serikov, A.*; Tsige-Tamirat, H.*; Tautges, T.*; Wilson, P. P.*; Wu, Y.*
Fusion Science and Technology, 56(2), p.702 - 709, 2009/08
被引用回数：13 パーセンタイル：64.65(Nuclear Science & Technology)CAD形状データからモンテカルロ計算コードMCNP入力データを作成するための研究開発が行われている。変換システムとして、中国によりMCAM、ドイツによりMcCAD、日本によりGEOMIT、米国によりDAG-MCNPXコードの開発が進められている。2005年から2007年におけるITERの活動において、各国が各々のコードを用いてITERのベンチマークCADデータをMCNP入力データに変換し、ITERのさまざまな核的応答を計算し、各国で開発したコード間の結果を比較,検証した。本論文では、各国で開発した変換システム,各コードでのITERベンチマーク計算の結果,CADデータへの要求事項等をレビューする。
奥村 義和
Fusion Science and Technology, 56(2), p.589 - 593, 2009/08
被引用回数：1 パーセンタイル：10.21(Nuclear Science & Technology)日欧の幅広いアプローチ協定のもとで、国際核融合エネルギーセンター(IFERC)事業が日本の青森県六ヶ所村で始まっている。IFERC事業は、3つのタスクから成る。すなわち、(1)原型炉設計と研究開発調整活動,(2)核融合計算シミュレーション,(3)ITER遠隔実験である。原型炉タスクは、将来の核融合による発電を目指して、原型炉の設計と材料開発,炉工学の研究開発を含む。核融合計算シミュレーションはJT-60SAやITERの燃焼プラズマの解析を行い、ITERの遠隔実験に資するとともに、炉設計や技術開発にも使用される。IFERC事業は青森県六ヶ所の新しい研究サイトで実施される。既に整地が終わっており、建屋の実施設計が2008年1月に完了した後、2008年3月には建屋の建設が開始されている。すべての建屋は2009年度中に竣工の予定であり、その後、原型炉研究開発のための実験施設を据え付ける予定である。
