検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 9 件中 1件目~9件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Impact hammer test of ITER blanket remote handling system

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:1 パーセンタイル:76.09(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。

論文

Synthesis and characteristics of ternary Be-Ti-V beryllide pebbles as advanced neutron multipliers

金 宰煥; 中道 勝

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part.B), p.1764 - 1768, 2016/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(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, Be$$_{12}$$Ti$$_{1-x}$$V$$_{x}$$ (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 Be$$_{12}$$V with no peritectic reaction as V amount increased while Be, Be$$_{12}$$Ti and Be$$_{17}$$Ti$$_{2}$$ phases were formed with large grain due to peritecic reaction in the Be$$_{12}$$Ti. This feature influenced to variation of reactivity with 1% water vapor at high temperature. It was concluded that weight gain as well as H$$_{2}$$ generation decreased due to decreases of grain size as well as Be phase on the surface as V amount increased in Be$$_{12}$$Ti$$_{1-x}$$V$$_{x}$$.

論文

Progress of JT-60SA Project; EU-JA joint efforts for assembly and fabrication of superconducting tokamak facilities and its research planning

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:14 パーセンタイル:2.74(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。

論文

New remarks on KERMA factors and DPA cross section data in ACE files

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

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$$gamma$$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。

論文

Design concept of conducting shell and in-vessel components suitable for plasma vertical stability and remote maintenance scheme in DEMO reactor

宇藤 裕康; 高瀬 治彦; 坂本 宜照; 飛田 健次; 森 一雄; 工藤 辰哉; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; et al.

Fusion Engineering and Design, 103, p.93 - 97, 2016/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:17.95(Nuclear Science & Technology)

BA原型炉設計においてプラズマ垂直位置安定性とブランケットや保守などの炉構造との観点から導体シェルを含む炉内機器の概念設計を行った。プラズマ垂直位置安定化のための導体シェルはトリチウム生産のため増殖ブランケットモジュールの背面に設置されるが、プラズマ安定化の観点からは可能な限りプラズマ表面近傍に設置しなければならず、炉内機器設計ではこれらを合した設計検討が必須である。そこで、BA原型炉設計では3次元渦電流解析コード(EDDYCAL)を用いて、3次元の炉構造モデルにおいて数種類の導体壁構造に対して位置安定性を評価した。これらの検討により、楕円度1.65の原型炉プラズマでは、トリチウム増殖率(TBR)1.05以上が得られるブランケット領域を確保した場合(導体壁位置rw/ap=1.35)、ダブルループ型などの導体シェル構造で銅合金厚さ0.01m以上が必要であることがわかった。一方、ディスラプション時に導体シェルに誘起される渦電流によりブランケットモジュールにかかる電磁力が数倍になり、発表ではこれらの検討結果を踏まえた導体シェルと炉内機器の概念設計と課題について報告する。

口頭

Safety studies of plasma-wall events with AINA code for Japanese DEMO

Rivas, J. C.*; 中村 誠; 染谷 洋二; 高瀬 治彦; 飛田 健次; Dies, J.*; Blas, A. de*; Fabbri, M.*; Riego, A.*

no journal, , 

日欧幅広いアプローチ活動における国際協力研究の1つとして、プラズマ-炉内機器の過渡応答を解析するAINAコードを日本の原型炉案(水冷却ペブルベッドブランケット)向けに改造・適用した。2014年には日本案のブランケットが適用できるように炉内機器モデルを、2015年にはプラズマの物理モデルを改良して冷却材喪失や過出力事象を解析したところ、予備的な検討では安全機器の追加が必要である結果が得られたので、本会議で報告する。

口頭

Analysis of plasma position control for DEMO reactor

高瀬 治彦; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 森 一雄; 工藤 辰哉; 飛田 健次

no journal, , 

幅広いアプローチ活動で設計されている原型炉のプラズマ位置制御解析に関して、数値シミュレーションコードを開発し、原型炉特有の問題について検討した。その結果、増殖ブランケットによる安定化効果は、その渦電流の時定数が10msと短く、ほとんど安定化効果には寄与しないこと、保守シナリオにより保守用ポートの配置で安定化効果が減少する等の結果を得たので、本会議で報告する。

口頭

Efficient camera calibration and edge detection of robot vision system for ITER blanket remote handling system

丸山 孝仁; 野口 悠人; 上野 健一; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

ITER真空容器内に設置されるブランケットモジュールは、真空容器内に展開されるブランケット遠隔保守システムによって遠隔操作で交換される。当該システムの位置決め計測法は、カメラ画像を利用するロボットビジョンを採用している。ロボットビジョンが要求計測精度を満足する事はこれまでの試験で実証できているが、カメラ座標を定義するカメラキャリブレーションやカメラ座標と把持対象(ブランケット)の3次元相対位置を特定するカメラ画像のエッジ検出に時間がかかることが技術課題である。これを解決するためにカメラキャリブレーションに対しては、カメラ取り付け精度の影響を受けずに、任意の取り付け設置においてもカメラ座標を定義可能なキャリブレーション方法を開発し、調整時間を大幅に短縮した。エッジ検出に対しては、二値化しきい値調整の時間短縮化のために、被写体深度を広くとっても照度の影響を受けない手法の確立が必要である。照度低下によるエッジ情報の部分的欠落とエッジ部のノイズ増加改善のために、エッジ膨張処理によるエッジの補間、ゾーベル演算子によるエッジ部輪郭線のノイズ低減を行う画像処理手法を開発した。これら2つの時間効率化手法の妥当性を確認するため、実規模プロトタイプによる実証試験を実施し、妥当性を確認した。

口頭

A Study of plasma facing tungsten components with electrical discharge machined surface exposed to cyclic thermal loads

関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 山田 弘一; 平山 智之

no journal, , 

ITERダイバータの研究開発の一環として、タングステン(W)タイルをプラズマ対向材料として用いた際の表面輪郭度の精度向上のため、プラズマ対向面を放電加工により成形する研究開発を実施し、繰り返し高熱負荷試験により性能実証に成功した。Wの溶融を避けるために、プラズマ対向機器の表面輪郭度は高い要求値で設計されており、プラズマ対向機器の製作において、高精度な表面輪郭度を実現可能な製作技術の確立が最も重要な要素である。そこで原子力機構は、放電加工を用いることによって$$pm$$0.25mmの公差内に制御することが可能であることを実証した。本成果は、ITERダイバータのプラズマ対向機器でも要求されている表面輪郭度の達成に寄与するものである。さらに本研究開発により製作された小型試験体に対して、20MW/m$$^{2}$$の高熱流束を1000回繰り返し照射した結果、放電加工済みのWタイルの熱負荷表面に大きな亀裂が発生することなく、Wダイバータの除熱性能と耐久性能の実証に成功した。

9 件中 1件目~9件目を表示
  • 1