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今野 力; 佐藤 聡; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1649 - 1652, 2016/11
被引用回数：8 パーセンタイル：54.33(Nuclear Science & Technology)今回、最新の核データJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, FENDL-3.0の公式のACEファイルにあるKERMA係数, DPA断面積を詳細に調べたところ、以下の問題点を見つけた。(1)核データの誤りやNJOYコードのバグにより、低エネギー中性子でエネルギーが小さくなるにつれてKERMA係数, DPA断面積が大きくならない。(2)低エネルギー領域で非常に大きなヘリウム生成断面積により非常に大きなKERMA係数, DPA断面積になる。(3)NJOYコードはFile12-15ではなくFile6に捕獲反応の
線データが入っていると正しく処理できないようである。(4)運動学的手法のKERMA係数は、2次粒子の詳細なデータがないと正しくない。本研究をもとにこれらの問題を解決すべきである。
星野 毅; 枝尾 祐希; 河村 繕範; 落合 謙太郎
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1114 - 1118, 2016/11
核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、エマルジョン法を用いた先進トリチウム増殖材料(Li添加型Li
TiO
)微小球の大量製造技術開発を行っている。試作したLi添加型LiTiO微小球は、結晶粒径が10
mより大きいため、トリチウム放出速度が極めて遅い課題を有していた。そこで、真空及び水素雰囲気中にて微小球を焼結する新たな試みにより、トリチウム放出特性に優れていると考えられる5m未満の結晶粒径を有する改良球の製造に成功した。この改良球のトリチウム放出特性を評価するため、核融合中性子源(FNS)にてトリチウム放出特性評価を行った結果、トリチウム放出速度は従来材のLiTiO同様に早いだけでなく、放出トリチウムの化学形のほとんどがHTガス成分と、トリチウム回収処理が容易なガス形態での放出であることを確認し、核融合原型炉ブランケット設計に必要なLi添加型LiTiO微小球製造に関する基盤技術を確立した。
伊尾木 公裕*; 平内 慎一; 森山 伸一; 田中 優*
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part A), p.951 - 955, 2016/11
電子サイクロトロン加熱(ECH)はITERやJT-60SAにおいて重要なプラズマ加熱の一方法である。そのために定常1MW級のジャイロトロンが開発されている。ダミーロードはその高周波エネルギーを吸収する機器で、ジャイロトロンやその伝送系の試験や調整に不可欠である。現行の大型のダミーロードにおける最も大きな問題は、回転式反射鏡メカニズムの真空及び冷却水バウンダリーの寿命と信頼性にある。ダミー・ロードの今回の設計では、反射鏡は直線運動とし、寿命と信頼性を高めている。また、エネルギー吸収用の容器内側のセラミック層の厚さの分布は最適値を解析し、選んでいる。設計に引き続き、ダミーロードのプロトタイプを製作する計画である。
岩井 保則; 久保 仁志*; 大嶋 優輔*; 野口 宏史*; 谷内 淳一*
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1447 - 1451, 2016/11
被引用回数：8 パーセンタイル：54.33(Nuclear Science & Technology)原子力機構は核融合DEMO炉の実現に向けてCECEプロセスによるトリチウム水処理技術の高度化に取り組んできた。高度化に向けた研究として、(1)高濃度トリチウム水を電解処理する電解槽に使用するイオン電解質膜の耐久性評価とさらなる耐久性を付与させる電解質膜の改良研究、(2)高濃度トリチウム水に接液するゴムシールへのトリチウム水の収着挙動、(3)新たな製造法による疎水性触媒の創製と水蒸気-水素間水素同位体交換反応を促進の実証、に取り組んできた成果を報告する。電解質膜の3年もの長期にわたる1.4TBq/kgの高濃度トリチウム水への連続接液による機械的強度およびイオン交換容量の低下は同線量の電子線または線照射時の変化と同等であった。ゴムシールへのトリチウム水の収着量変化のついては、1500kGyまで電子線照射した試料を8年以上にわたり接液させた結果として放射線により構造損傷により収着量が照射線量の増加に伴い増加する傾向を見出した。原子力機構と田中貴金属工業が共同開発した新規製造法による疎水性触媒は耐熱性や耐放射線性に優れ、いままで最も性能が良かった高分子系疎水性触媒の1.3倍の効率を示すことを明らかとした。
野口 悠人; 丸山 孝仁; 上野 健一; 小舞 正文; 武田 信和; 角舘 聡
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1291 - 1295, 2016/11
被引用回数：2 パーセンタイル：17.09(Nuclear Science & Technology)本論文ではITERブランケット遠隔保守機器のハンマー打撃試験について報告する。ITERではブランケット遠隔保守機器として軌道ビークル型を採用しており、円弧状の軌道を真空容器の赤道面に敷設し、数ヶ所のポートから強固に支持をとる構造となっている。ITER真空容器赤道ポートでの地震応答加速度スペクトルはピークが14Gに及ぶ過酷なものであり、ブランケット遠隔保守機器の構造健全性を示すためにはシステムの動的応答評価が不可欠である。今回、有限要素法による地震解析を検証するとともに実験的に減衰率を測定するため、ブランケット遠隔保守機器フルスケールモックアップのハンマー打撃試験による実験モーダル解析を実施した。打撃試験によりフルスケールモックアップの主要な垂直振動モードの固有周波数が7.5Hzであり減衰率が0.5%であることが得られた。大地震などの大振幅振動時にはより大きな構造減衰が予測されるものの、小振幅加振時の動的特性と有限要素法による弾性解析結果との一致を確認した。
山西 敏彦; 朝倉 伸幸; 飛田 健次; 大平 茂; Federici, G.*; Heidinger, R.*; Knaster, J.*; Clement, S.*; 中島 徳康*
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1272 - 1279, 2016/11
BAプログラムでは、国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)、国際材料照射施設技術確証設計活動(IFMIF/EVEDA)、サテライトトカマク活動が、核融合原型炉の早期実現を目指して、2007年より開始された。原型炉設計活動は、EUと日本間の合同活動として行われ、設計の基礎を固めた。原型炉R&Dに関しては、5つのタスク、低放射化フェライト鋼、シリコンカーバイド、トリチウム、中性子増倍材、トリチウム増殖材について行われた。IFMIF/EVEDA活動については、リチウム試験ループの実装試験が行われ、2014年10月をもって、長期試験を成功裏に終えた。また、線形加速器及び付属機器の製作、設置が、EUによって行われ、2014年11月に成功裏に終了した。
落合 謙太郎; 枝尾 祐希; 星野 毅; 河村 繕範; 太田 雅之; 権 セロム; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1143 - 1147, 2016/11
これまでに原子力機構核融合中性子源(JAEA/FNS)を用いた核融合炉ブランケットに関するトリチウム回収実験を実施しており、トリチウムの生成量と回収量との比較や回収されたトリチウムの化学形を明らかにしてきた。今回より詳細なトリチウム回収性能のデータを得るために、電離箱(IC)を用いた新しいトリチウム回収実験をJAEA/FNSの大型ターゲットを用いて実施した。またICによるトリチウムの適切な測定を行うため、照射容器の改善を行った。我々の新しい照射実験からの回収されたトリチウムの放射能を測定し、6%以内で計算と一致することが明らかになるとともに、IC方法によるトリチウム定量測定の更なる改善が必要であることを指摘した。
齋藤 真貴子; 安斉 克則; 丸山 孝仁; 野口 悠人; 上野 健一; 武田 信和; 角舘 聡
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1502 - 1506, 2016/11
ITER Blanket Remote Handling System (BRHS) is the equipment which is operated under a high radiation environment (250 Gy/h max.) and handles stably the blanket with large weight (4.5 ton) and large size (larger than 1.5 m) at a high position and posture accuracy. From view point of system reliability, raising the perfection of the system is also needed by reviewing the view for failure event of the system due to this high radiation. Failure modes were analyzed by FMEA and it was identified that lubricants, O ring, and electric insulation cables were dominant components in the radiation hardness point of view. From these results, we tried to optimize the materials of lubricant and cable into polyphenylether based grease and PEEK, respectively for AC servo motor. In the same way, in order to develop the radiation hardness resistance, materials including radical scavenger were selected for the sheath of cables and O ring. The ray irradiation tests were performed for these components. As the results, radiation hardness of 8 MGy for AC servo motor was achieved. On the other hand, to develop the radiation hardness and BRHS compatibility furthermore, the improvement of materials of cable and O ring were performed.
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; Gulden, W.*
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1417 - 1421, 2016/11
日本における核融合原型炉の安全性研究の進展について報告する。特に本論文では、事故のシナリオとその影響の解析、事故に対する安全方策の構築を論じる。様々な事故事象に対する原型炉の熱水力応答を解析し、その際の放射性物質閉じ込め障壁への荷重を評価した。解析評価の結果に基づき、放射性物質を閉じ込め、事故の影響を緩和するための安全方策を考察した。
河村 繕範; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 枝尾 祐希; 林 巧; 星野 毅; et al.
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1637 - 1643, 2016/11
水冷却セラミック増殖テストブランケットモジュール(WCCB-TBM)の開発は、日本の原型炉ブランケットに向けた最も重要なステップの1つである。TBM試験と原型炉ブランケット開発に向け、モジュール製作技術、トリチウム増殖材並びに中性子増倍材ペブルの製作技術、トリチウム生成率評価ならびに構造設計活動に関する研究開発が行われている。本報告は日本の水冷却セラミック増殖ブランケット開発の最近の成果の概要について記述したものである。
石川 正男; 竹田 恵吾; 伊丹 潔
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1399 - 1403, 2016/11
ITER用マイクロフィッションチェンバー計測システムはITERの真空容器内中性子束モニタとしてプラズマからの全中性子発生量を計測し、核融合出力を評価する重要な計測装置である。しかし、真空容器内機器は高温, 高放射線, ディスラプション時の強い電磁力等、厳しい環境にさらされるため、それらの環境に耐えられる機器を開発する必要がある。本研究では、想定される様々な厳しい環境に適用可能なマイクロフィッションチェンバー計測システムの真空容器内機器を設計し、その設計に基づいて試作した真空容器内機器に対して、熱サイクル試験, 振動試験, ノイズ耐性試験等の様々な試験を実施した。その結果、設計したマイクロフィッションチェンバー計測システムの真空容器内機器は20年間の運転期間に渡って交換なしにITER真空容器内の厳しい環境にも耐えられることを示した。
櫻井 武尊; 井口 将秀; 中平 昌隆; 稲垣 隆; 松井 邦浩; 小泉 徳潔
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1592 - 1597, 2016/11
被引用回数：7 パーセンタイル：49.37(Nuclear Science & Technology)原子力機構は、ITER計画において、9個のトロイダル磁場コイル(TFコイル)と19個のTFコイル構造物の調達を担当している(予備1個を含む)。TFコイル構造物は、D型形状の超伝導巻線を格納する高さ16.5m、幅9mの超大型で複雑な構造物本体と、TFコイル及び他の機器とを接続する付属品で構成される。TFコイル構造物の完成寸法には2mm以下というTFコイルの大きさに比して非常に厳しい公差が要求されている。その要求を達成するためには、溶接変形を見込んで完成寸法よりも大きい材料(余肉付きの材料)を調達し、溶接後にその余肉を機械加工して完成寸法に仕上げる必要がある。合理的な製造を実現するには、詳細な溶接変形を把握し、余肉量を適正化することで機械加工量の低減を図ることが重要である。原子力機構では、TFコイル構造物の一部、曲率3mを持つコの字型容器の試作試験を行った。コの字型容器の溶接変形で最も顕著に表れるのは、容器の側板が外板に対して倒れる変形である。過去に実施した形状が等しい試作体を対象とした試作試験では、治具による強拘束を採用し、側板の倒れ量は+6.5/+8.9mmであった。本試作ではバランス溶接と呼ばれる変形を随時モニタリングしながら溶接を行う方法を採用し、右側板の倒れ量は-3.0/+1.6mm、左側板の倒れ量は0.0/+2.4mmと、大幅に狙い値(0mm)近傍に変形を制御できた。本試作から得られた知見を踏まえ、2014年4月から実機製造を開始した。
中道 勝; 金 宰煥; 落合 謙太郎
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1719 - 1723, 2016/11
Advanced neutron multipliers with high stability at high temperatures are desirable for the DEMO blankets. Development of the advanced neutron multipliers has been started in the Broader Approach activities. Beryllides are the most promising material for this purpose. To fabricate Be
Ti beryllide pebbles, a new granulation process has been established that combines a plasma sintering method for beryllide synthesis with a rotating electrode method (REM) using the plasma-sintered electrode for granulation. However, in the case of BeTi pebble fabrication, an annealing treatment is necessary to homogenize the pebbles to a single BeTi phase. From the viewpoint of mass production of beryllide pebbles, other potential structural compositions of beryllides that are able to fabricate without the annealing treatment for homogenization were surveyed. Based on this survey, the structural composition of Be
Zr was selected because this composition not only has no peritectic reaction during the cooling process from the liquid phase, but also has low neutron absorption property. From the result of fabrication examination, prototypic beryllide pebbles 1 mm in diameter composed of single phase BeZr were successfully fabricated directly by granulation using the rotating electrode method without homogenization treatment. The present study reports on not only the granulation of BeZr beryllide, but also on basic characterization of prototypic BeZr pebbles.
権 セロム; 佐藤 聡; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1658 - 1662, 2016/11
JAEA/FNSのDT中性子源を用いて約20年前に行われた銅核データのベンチマーク実験で報告された低エネルギー中性子に係る実験データの過小評価の原因究明のため、我々は同施設のDT中性子源を用いて新たに銅の積分実験を実施した。実験体系は20年前と同じ半径315mm、深さ608mmの模擬円筒の銅体系で、バッググランド中性子を排除するため、その実験体系の前方とサイドに51mm、後方に153mmの酸化リチウムブロックで囲んだ。5種類の反応の反応率と
U, 
Uの核分裂率を測定し、MCNP5-1.40と最新の核データライブラリーENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, JENDL-4.0を用いて解析を行った。その結果、
Au(n,)
Au反応の反応率のC/Eが前回の実験結果より10%改善し、JEFF-3.2の
Cuデータ、JENDL-4.0の
Cuデータの組み合わせで更に10%程度過小評価が改善した。共鳴領域の弾性散乱断面積, 捕獲反応断面積を10%程度変えたところ、過小評価がほぼ解消した。銅の核データの共鳴領域のデータの再評価が必要である。
O assembly and DT neutron source at JAEA/FNS佐藤 聡; 権 セロム; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1728 - 1732, 2016/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)DT中性子及び14MeV以下のエネルギーの中性子に対して、新しいドジメトリー断面積のライブラリーIRDFF1.0を検証することを目的に、LiO体系及び原子力機構FNSのDT中性子源を用いた積分テストを行った。ドジメトリー反応率の測定のために、多くの放射化箔を体系の中心軸に沿って設置し、DT中性子照射後、高純度Ge検出器を用いて放射化箔からの崩壊線を測定し、様々なドシメトリー反応率を導出した。モンテカルロ輸送計算コードMCNP5-1.40及び核データライブラリーENDF/B-VII.1、ドジメトリー反応の断面積としてIRDFF-v.1.05を用いて反応率を計算した。計算結果は概ね測定値と良い一致を示し、DT中性子照射によるLiO体系での中性子場において、IRDFF-v.1.05の多くのデータが妥当であることを実証した。
金 宰煥; 中道 勝
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1764 - 1768, 2016/11
被引用回数：16 パーセンタイル：77.75(Nuclear Science & Technology)Beryllium intermetallic compounds (beryllides) are the most promising advanced neutron multipliers in demonstration fusion power reactors. Advanced neutron multipliers are being developed by Japan and the EU as part of their BA activities. Beryllides are too brittle to fabricate into pebble- or rod-like shapes using conventional methods such as arc melting and hot isostatic pressing. To overcome this issue, we developed a new combined plasma sintering and rotating electrode method for the fabrication of beryllide rods and pebbles. By using these methods, preliminary synthesis of the ternary beryllide pebbles with different chemical compositions, BeTi
V
(x=0.0-1.0) was successful. Scanning electron microscopic observation revealed that grain size on the surface decreased while area fraction of Be phase on cross-section decreased as V amount increased. These decreases may be contributed by the fact that the chemical composition of the pebble was closely varied to single-phase BeV with no peritectic reaction as V amount increased while Be, BeTi and Be
Ti phases were formed with large grain due to peritecic reaction in the BeTi. This feature influenced to variation of reactivity with 1% water vapor at high temperature. It was concluded that weight gain as well as H generation decreased due to decreases of grain size as well as Be phase on the surface as V amount increased in BeTiV.
白井 浩; Barabaschi, P.*; 鎌田 裕; JT-60SAチーム
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1701 - 1708, 2016/11
被引用回数：23 パーセンタイル：87.06(Nuclear Science & Technology)2019年の初プラズマを目指してJT-60SAプロジェクトが着実に進展している。JT-60SAは、最大電流が5.5MAで臨界プラズマ条件の下長パルス運転を行うよう設計されている超伝導トカマクである。日欧で分担するJT-60SA機器の設計及び製作は2007年に開始した。本体室での組立は2013年1月に開始し、真空容器セクターの溶接作業が現在クライオスタットベース上で行われている。TFコイル、PFコイル、電源、冷凍器システム、クライオスタット胴部、熱遮蔽等のその他の機器は据付、組立、調整運転のため那珂サイトに搬入されたかもしくは搬入される予定である。本論文ではトカマク機器及び付属システムの製作、据付、組立の技術的な進捗、並びに日欧の核融合コミュニティーが共同で策定するJT-60SA研究計画の進展について述べる。
酒瀬川 英雄; 谷川 博康
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1724 - 1727, 2016/11
核融合炉原型炉の建設のためには11,000トン以上の大量の低放射化フェライト鋼が必要となり、ブランケット構造部材として要求される適切な機械的特性をもった低放射化フェライト鋼の大量製造開発技術開発が重要である。本研究は低放射化フェライト鋼のひとつであるF82H鋼板の機械的性質の厚さ依存性を調査した。一般的に機械的性質は製造規模や部材の大きさに影響を受ける場合が多いからである。調査の結果、F82H鋼板の機械的性質の均質性や異方性に対する厚さの影響は認められなかったが、質量効果がシャルピー衝撃特性に認められ100mm厚さ鋼板には延性脆性遷移温度の上昇が認められた。しかしながら、遷移温度は0
C以下であり、従来鋼と比較しても遜色ないものであった。
加藤 太一朗; 大畑 充*; 野上 修平*; 谷川 博康
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1631 - 1636, 2016/11
一般的に材料は硬化や脆化することにより塑性変形能が低下する。また塑性拘束の評価パラメータである応力三軸度が高くなるにつれて、塑性変形能が低下する傾向がある。それゆえ、核融合炉原型炉ブランケット構造設計評価のために低放射化フェライト鋼の延性喪失限界を正確に理解しておくことは重要である。本研究では様々な試験片形状及び条件において低放射化フェライト鋼の塑性変形能に及ぼす応力三軸度の影響を評価した。その結果、破断定義としてマクロクラック発生時ではなく、ミクロクラック発生時として整理したところ、ミクロクラック発生前後で真歪速度が顕著に上昇することが確認された。また、フルサイズ試験片及びミニチュア試験片における破断延性と応力三軸度の関係は試験片サイズに関わらず1本の曲線で整理することが可能であった。
高橋 博樹; 成田 隆宏; 春日井 敦; 小島 敏行*; Marqueta, A.*; 西山 幸一*; 榊 泰直; Gobin, R.*
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1380 - 1385, 2016/11
To apply the radiation licensing for the LIPAc Injector commissioning, the entering/leaving to/from accelerator vault should be under control and entering into the accelerator vault has to be prohibited for any person during the beam operation. The Personnel Protection System (PPS) was developed to adapt the radiation licensing conditions. The licensing requests that PPS must manage the total of D
current. So, to manage the D beam accumulation during injector operation, Pulse Duty Management System (PDMS) was developed as one of the configuration devices of the PPS. The PDMS was tested during H beam operation, to confirm that it inhibits the beam from Injector before the beam accumulation is above the threshold value specified in the radiation licensing condition. The design and configuration of these systems and the result of the tests are presented.
