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論文

Function of water molecule for tritium behavior on the water-metal boundary

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:63.13(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.

論文

Progress of design and R&D of water cooled solid breeder test blanket module

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:48.67(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。

論文

Use of CAD generated geometry data in Monte Carlo transport calculations for ITER

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:12 パーセンタイル:65.67(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。

論文

Status of the BA-IFERC activities in Japan

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:10.95(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。

論文

ITER nuclear analysis strategy and requirements

Loughlin, M. J.*; Batistoni, P.*; 今野 力; Fischer, U.*; 飯田 浩正; Petrizzi, L.*; Polunovskiy, E.*; Sawan, M.*; Wilson, P.*; Wu, Y.*

Fusion Science and Technology, 56(2), p.566 - 572, 2009/08

 被引用回数:38 パーセンタイル:93.08(Nuclear Science & Technology)

ITERでは700MWもの核融合出力が予定されている。そのため、毎秒2.48$$times$$10$$^{20}$$個の14MeV中性子が発生し、第1壁に入射する中性子フラックスは非散乱中性子だけで約4$$times$$10$$^{13}$$n/cm$$^{2}$$/sで、散乱中性子も含めると数10$$^{14}$$n/cm$$^{2}$$/sにもなる。したがって、ITERは核施設として大掛かりなものであり、核解析に関する効率の良い、首尾一貫した戦略を立てることが不可欠である。この論文では、これまで用いられてきた手法をレビューし、ITERが採用すべき今後の戦略について述べる。具体的には、放射線輸送計算コード,計算モデル作成,情報工学の開発,管理ツールについて検討するとともに、新しいコード,技術を開発する必要がある分野についても提言する。

論文

Isotopic distribution coefficient of tritiated water adsorbed on faujasite-type zeolite

岩井 保則; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 56(1), p.158 - 162, 2009/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.23(Nuclear Science & Technology)

核融合プラントにおいて発生するトリチウム水の回収プロセスとしてゼオライトを吸着剤とする固定層吸着システムの研究を進めている。ゼオライトに吸着するトリチウム水の真の平衡分配係数を求めるにはH$$_{2}$$O-HTO二成分の吸着速度の差を考慮する必要がある。静的法は同位体平衡に達するまで十分な時間をかけることで吸着速度差の影響を排除した真の平衡分配係数を求める最も優れた方法であると考え、フォジャサイト型ゼオライトのシリカアルミナ比及びカチオン種がトリチウム水の同位体平衡係数に与える影響を静的法により精査した。カチオン種が同位体平衡係数に与える影響が大きいのに対し、シリカアルミナ比の変化が同位体平衡係数に与える影響は小さいことを明らかにした。

論文

Radiation-induced degradation in ion exchange resins for a water detritiation system

岩井 保則; 山西 敏彦; 廣木 章博; 玉田 正男

Fusion Science and Technology, 56(1), p.163 - 167, 2009/07

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.67(Nuclear Science & Technology)

ITERにおけるトリチウム水処理システムには液相化学交換+電解複合システムが用いられる。液相化学交換塔で濃縮されたトリチウム水に含まれるイオンを除去するため、電解システムの前段にイオン交換樹脂塔が設けられる。イオン交換塔にて扱うトリチウム水の濃度は1.09$$times$$10$$^{15}$$Bq/m$$^{3}$$に達するため、イオン交換樹脂の放射線劣化挙動を把握しておくことが重要である。本研究では電子線にて1500kGyまで照射したアンバーライトのイオン交換性能を精査した。イオン交換性能の評価手法はASTMのD2187-94に準じた。電子線にて1500kGyまで照射したカチオン型アンバーライトのトータル交換性能は未照射試料と比較して20%低下した。

論文

Status of IFMIF EVEDA, one year after its start-up

杉本 昌義; Garin, P.*; Vermare, C.*; 神藤 勝啓; Gr$"o$schel, F.*; 中村 和幸; Molla, J.*; Arnaud, J.*

Fusion Science and Technology, 56(1), p.259 - 266, 2009/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

日欧の核融合協力として進められている幅広いアプローチ協定の下、材料開発のための中性子照射施設建設を目指した工学設計及び重要技術の実証活動としてのIFMIF/EVEDA事業が開始されてから約1年間が経過した。活動全体を統括する事業チームが日本の六ヶ所に設立され、現在12名の規模で事業計画の策定と定期的見直し、年度ごとの作業計画の管理・調整活動を実施中である。この1年でWBSをはじめとする各種管理ツールが整備され、本格的な工学設計に着手する準備が整いつつある。目標達成のためには事業チームと日欧の各研究機関との密接な相互連携が必要であるため、ネットワーク通信を介した情報共有・共同作業を実現する手段の確立に努めている。本事業の関係者が一同に会して議論する場としてのワークショップも重要であり、9月上旬に開催された第一回会合では、特に、中性子発生部でのイオンビーム-液体リチウム-照射場条件の間のインターフェースを考慮した要求仕様が詳しく定められた。

論文

Measurement of reaction rate distribution in partial mockups for the ITER TBM with DT neutrons

佐藤 聡; 高倉 耕祐; 落合 謙太郎; 近藤 恵太郎; 立部 洋介; 大西 世紀; 和田 政行*; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; et al.

Fusion Science and Technology, 56(1), p.227 - 231, 2009/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.95(Nuclear Science & Technology)

これまでにFNSで行ってきたブランケット核特性実験において、FNSのDT中性子線源の周囲に反射体を設置した実験等で、トリチウム生成率の計算結果は、実験結果を10%以上過大評価していた。これらの過大評価の原因として、鉄やベリリウムでの後方散乱中性子の計算に問題がある可能性を指摘してきた。本研究では、この問題が他の実験データでも現れるかどうかを調べるために、放射化箔法を用いて、ITERテストブランケットモジュールを模擬したベリリウム体系とSUS体系の2つの模擬体系を用いて、各々、反射体あり及びなしの条件でDT中性子照射実験を行い、体系内の金とニオブの反応率分布を測定した。実験の解析は、モンテカルロ計算コードMCNP-4C,核データライブラリーFENDL-2.1で行った。金の反応率の計算結果は、ほとんどの位置で実験結果と7%以内で一致した。反射体ありの実験での計算結果と実験結果の比は、反射体なしの実験での比に比べて、高くなる傾向を示した。ニオブの反応率に関しては、反射体ありの実験での計算結果と実験結果の比と、反射体なしの実験での比との間で、有意な違いは見られなかった。詳細な結果を、本会議にて発表する。

論文

Adsorption capacity of tritium on mordenite at low temperature

河村 繕範; 岩井 保則; 林 巧; 山西 敏彦; 宗像 健三*

Fusion Science and Technology, 56(1), p.168 - 172, 2009/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.89(Nuclear Science & Technology)

合成ゼオライトは水素同位体分析用低温ガスクロマトグラフのカラム充填材候補である。モルデナイトはゼオライトの一種で、モルデナイトの分離カラムは200K付近で水素同位体を分離できると報告された。そこで筆者らはモルデナイトにおけるH$$_{2}$$及びD$$_{2}$$の吸着容量を調べ、平衡吸着量が2つのラングミュア式の和で表現できること、及びHD, HT, DT, T$$_{2}$$の吸着量の予測値を報告している。今回、77K及び87KでのモルデナイトにおけるT$$_{2}$$の平衡吸着量を定容法で求め、予測値と比較した。実測値は予測値とほぼ一致するが、77Kの低圧側ではT$$_{2}$$の吸着量が予想を下回った。T$$_{2}$$は実験ごとに金属ベッドから供給し実験後に金属ベッドに回収する。このとき、崩壊ヘリウムも放出されるが、崩壊ヘリウムは金属ベッドに再吸蔵されないので最終的には廃棄する。したがって、吸蔵放出を繰返すと試料ガス中の崩壊ヘリウムは減少していくことになる。77Kのデータは87Kのデータより先に取得したため、崩壊ヘリウムの影響が出た可能性がある。

論文

Procurement preparation of ITER key components by JADA

芳野 隆治

Fusion Science and Technology, 56(1), p.20 - 28, 2009/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

日本政府は、ITER機構が2007年10月24日に発足してすぐに、我が国の国内機関(JADA)としてJAEAを指名した。JADAでは、那珂サイトにて約80人が物納調達を担当しており、JAEAの管理部門は調達準備を支援している。調達分担についての共通理解によると、JADAは全体の16%の物納を担当する。超伝導トロイダル磁場コイルの約半分(導体の25%,TF構造物の100%,9ヶの巻線と組み立て),中心ソレノイドコイルの導体の100%,遮蔽ブランケットの遠隔保守機器,中性粒子加熱装置の高電圧部分(電源,ブッシングビーム加速器),8つのジャイロトロンと1つのランチャー,トリチウムプラントにおける空気除去系,外側のダイバータ,遮蔽ブランケットの第一壁パネルの100%,計測装置がある。最初の調達取り決めが、25%のTF導体(Nb$$_{3}$$Sn)について、2007年11月24日にITER機構と原子力機構の間で締結された。

口頭

Tungsten deposition distribution in divertor region in JT-60U

渡邊 淳*; 福本 正勝*; 曽我 之泰*; 大塚 裕介*; 上田 良夫*; 新井 貴; 朝倉 伸幸; 仲野 友英; 佐藤 正泰; 柳生 純一; et al.

no journal, , 

タングステンの損耗・発生及び再堆積などの特性を調べ、将来の核融合炉壁材としての適合性を判断するため、JT-60Uでは2003年にタングステンコートタイルを外側ダイバータ領域に設置した。2004年の実験終了後に、タングステンコートタイルと近傍のタイルを取り出しタングステンの堆積分布を調べた。内側ダイバータ領域ではタングステンは炭素との供堆積によって堆積し、その堆積層は深さ60マイクロンに達していた。他方、外側領域ではドームタイルの外側に厚さ数マイクロンで堆積していた。タングステンはタイルの設置場所に近い場所に堆積していたが、主プラズマ室第一壁にあるフェライトタイルに由来する鉄,ニッケル及びクロムは広く分布した再堆積分布であった。

口頭

Overview of recent Japanese activities and plans in fusion technology

清水 昭比古*; 林 巧; 相良 明男*

no journal, , 

In Rokkasho village in northeast Japan, the Broader Approach project has started based on the agreement protocol between EU and Japan. For ITER, performance tests on a Toroidal Field coil conductor of Japan has started in a EU test facility, SULTAN, and that on a Poloidal Field Insert Coil of EU has started in a test facility in JAEA. The development of 170 GHz ITER gyrotron has been progressed to achieve a 1 MW for 800 sec operation in JAEA. A negative ion source for ITER Neutral Beam system has achieved an extraction beam current density of 140 A/m$$^{2}$$ at an acceleration voltage of 800 keV. In LHD, the stable discharge with the central density reaching 1$$times$$10E21 m$$^{-3}$$ has been realized by formation of an Internal Diffusion Barrier. The high beta of 5 %, long-pulse operations near 1 hour with 1.6 GJ inputs with ICH and ECH, and sub-cooled operations of SC magnets to improve cryogenic stability have been achieved. In Test Blanket Modules project, Japan is leading the water-cooled ceramic breeder blanket concept, while other advanced concepts are also studied. A new Japan-US collaboration program, TITAN, has started in 2007, which major emphases are tritium and thermo-fluid control in fusion-relevant conditions.

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