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森本 泰臣*; 佐々木 政義*; 木村 宏美*; 坂本 慶司; 今井 剛; 奥野 健二*
Fusion Engineering and Design, 66-68, p.651 - 656, 2003/09
被引用回数：3 パーセンタイル：25.70(Nuclear Science & Technology)核融合炉の高周波加熱・電流駆動装置では、高周波(電磁波)をトーラスに入射するための窓が不可欠で、その真空封止窓の材料として人工ダイヤモンドが注目されている。この人工ダイヤモンドのイオン照射や加熱による化学状態変化を、X線光電子分光法(XPS)により調べた。加熱前後のC 1sの結合エネルギーの変化から、高温加熱により、ダイヤモンド構造が、グラファイト化することが、明らかとなった。さらに、Ar
照射により、化学状態が複雑な挙動を示すことがわかった。
高橋 幸司; 石塚 悦男; Moeller, C. P.*; 林田 一徳*; 春日井 敦; 坂本 慶司; 林 健一*; 今井 剛
Fusion Engineering and Design, 66-68, p.473 - 479, 2003/09
被引用回数：11 パーセンタイル：59.22(Nuclear Science & Technology)核融合装置用ランチャーの健全性確認のために、ランチャー前方に可動ミラーを設置する先端可動型ランチャーモックアップを製作し、可動ミラー用冷却配管の動作試験及びベアリングの中性子照射効果を調べる試験を行った。何れもITERと同等の条件下で行い、冷却配管の応力は最大で60MPaで許容応力より十分低いことを実証し、また計算結果と合うことも確認した。ベアリング性能に中性子照射の影響もなく、先端可動型の有効性を実証した。後方に可動ミラーを設置する遠隔駆動型ランチャーのモックアップの大電力放射試験を行い、角度0-10
において0.5MW-3sec and 0.2MW-10secの放射に成功した。実験中及び実験後に放電や性能劣化は見られず。こちらも有効性を確認した。この結果を基に、実機と同等レベルのランチャーを設計し製作した。
井上 多加志; 花田 磨砂也; 伊賀 尚*; 今井 剛; 柏木 美恵子; 河合 視己人; 森下 卓俊; 谷口 正樹; 梅田 尚孝; 渡邊 和弘; et al.
Fusion Engineering and Design, 66-68, p.597 - 602, 2003/09
被引用回数：21 パーセンタイル：78.32(Nuclear Science & Technology)中性粒子ビーム(NB)入射は、トカマク型核融合装置において、最も有力なプラズマ加熱・電流駆動手段の一つである。原研ではJT-60UとITER用NB入射装置のために、大電流静電加速器の開発を進めてきた。この開発において最近、以下の進展があったので報告する; (1)JT-60U負イオンNB入射装置において、加速器内の電界の歪みによりビームの一部が偏向され、NB入射ポートにあるリミタに熱負荷を与えていた。不整電界の原因である電極下面の段差を埋めたところ熱負荷は従来の半分以下となって、2.6MWのH
ビームを355 keVで10秒間連続入射することに成功した。(2)加速器耐電圧性能の向上を目指して、3重点(FRP製絶縁管,金属フランジ,真空の接点)の電界を緩和する電界緩和リングを設計し、JT-60U負イオン源加速器とITER用R&Dで使用している1MeV加速器に取り付けた。ビーム加速無しでの耐電圧試験において、良好な耐電圧性能を確認した。
吉田 茂生*; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 金子 純一*; 堀 順一; 佐藤 聡; 山内 通則*; 田中 良平*; 中尾 誠*; 和田 政行*; et al.
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.637 - 641, 2003/09
被引用回数：9 パーセンタイル：53.15(Nuclear Science & Technology)核融合炉からのスカイシャインは炉の安全の評価上重要であるが、これまでD-T中性子に対するスカイシャインの実験的評価はほとんどなかった。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャイン実験を実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m
1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次
線の分布を線源から 550mまでの範囲で測定した。中性子に対しては、He-3レムカウンタ,BF-3比例計数管,線に対しては、大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器を使用した。測定された線量は中性子がほとんどを占め、1.710
n/sの発生率に対し、線源から150m及び400mでそれぞれ0.1
Sv/h,0.01Sv/hであった。またJENDL-3.2を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4B)と比較した結果、150mまでは、実験値とよく一致することがわかった。また空中に打ち上げられた中性子を線上中性子源とみなす解析モデルは非常によく実験値を再現することがわかった。2次線に関しては6MeVの高エネルギー線が主になっており、スカイシャイン中性子が地中で起こすSi(n,)反応によると考えられる。
森本 裕一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 堀 順一; 山内 通則*; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.643 - 648, 2003/09
被引用回数：4 パーセンタイル：31.58(Nuclear Science & Technology)ITERでは、運転停止後にクライオスタット内で人間による直接保守作業を実現することが重要な課題であり、停止後の線量を精度よく評価する必要がある。しかしながら停止後線量評価手法の精度は実験的に確認されていなかった。原研FNS(Fusion Neutronics Source)では、線量評価手法の精度評価を目的としたベンチマーク実験を実施した。実験は、線源領域と直管ダクトでつながれたキャビティー(作業空間)を模擬した体系で実施し、14MeV中性子を合計60時間照射後、冷却期間をITERで想定されている10
秒(11.6日)として線量を測定した。ITER JCTで開発されたモンテカルロ法に基づく線量評価手法を用いて、照射10秒後における1cm線量当量率を評価した結果、この手法は実験値を10%以内の精度で再現可能であることがわかった。
山田 弘一*; 長尾 美春; 河村 弘; 中尾 誠*; 内田 宗範*; 伊藤 治彦
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.269 - 273, 2003/09
被引用回数：14 パーセンタイル：66.77(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケットの中性子増倍材として、ベリリウム金属(Be)を用いた場合と高温特性に優れたベリリウム金属間化合物(Be
Ti, BeWまたはBeV)を用いた場合とで、中性子1あたりのトリチウム生成量で定義されるトリチウム増殖比(TBR)にどのような違いがあるかを、2次元輸送コードDOT3.5により計算したTBR値の比較により検討した。その結果、BeTiではTBR目標値である1.3に近いTBR(1.26)が得られ、またそれはBeを用いた場合のTBR(1.29)相当であることから、中性子増倍材として使用できることを明らかにした。併せて、充填方法について、トリチウム増殖材と中性子増倍材を混合充填した場合の方が両者を分離充填した場合よりTBRが大きくなることを明らかにした。
古谷 一幸; 若井 栄一; 安堂 正巳; 沢井 友次; 岩渕 明*; 中村 和幸; 竹内 浩
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.385 - 389, 2003/09
被引用回数：23 パーセンタイル：80.59(Nuclear Science & Technology)原研では、発電実証プラントに水冷却型固体増殖ブランケットの装荷を予定しており、その構造材には低放射化材F82H鋼を提案している。前研究にて、ブランケット構造体モックアップをHIP接合法により製作し、その製作性に問題がないことを明らかにしたが、HIP接合部周辺に結晶粒の粗大化が見られた。これは接合強度を劣化させる懸念があるため、モックアップ健全性評価の一環として粗大化を伴うHIP接合部の引張り試験、及び硬さ測定を行った。引張り試験は室温から773Kまでの温度範囲で行った。HIP接合部の強度は、IEA標準材と比較して約50MPa増加し、延性は約4%低下した。粗大化領域及び非粗大化領域間での硬さは同等であったが、両領域の硬さは、標準材と比較して約5%増加した。このことから、引張り特性の変化は全体的な硬化によるものと思われる。一方で、結晶粒粗大化を伴わない母材部の引張り及び衝撃試験を行った結果、母材部の引張り特性は接合部と同様の傾向であったが、延性脆性遷移温度(DBTT)は標準材に比べ高温側に約40K移動していた。これはモックアップ製作行程中の熱処理が原因と思われる。これらの結果より、粗大化をともなうHIP接合部のDBTTの高温側への移動が推測される。
Ti and Li
TiO
中道 勝; 河村 弘; 内田 宗範*
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.257 - 261, 2003/09
被引用回数：9 パーセンタイル：53.15(Nuclear Science & Technology)ベリリウム金属間化合物は、高温下における機械的特性,高温水との両立性等の観点から、核融合原型炉での中性子増倍材料として有望視されている。原型炉ブランケットの設計では、トリチウム増殖比向上の観点から、中性子増倍材料とトリチウム増殖材料の微小球を混合充填することが考えられているが、この場合、中性子増倍材料とトリチウム増殖材が互いに接触するため、これらの両立性を評価することが必要不可欠である。そこでベリリウム金属間化合物(BeTi)とトリチウム増殖材料(LiTiO)との両立性試験とあわせて、比較のため金属ベリリウム(Be)とLiTiOとの両立性試験を実施した。その結果、Beの場合にはLiTiOからBe中へのLiの拡散が認められたが、BeTiではLiの拡散が認められなかった。本結果から、BeTiはBeよりもLiTiOとの両立性に優れていることを明らかにした。
Ti内田 宗範*; 石塚 悦男; 河村 弘
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.499 - 503, 2003/09
被引用回数：26 パーセンタイル：83.68(Nuclear Science & Technology)原型炉用中性子増倍材として期待されているBeTiについて、ブランケット内での熱的特性を評価するために、未照射及び中性子照射したBeTiの熱伝導率を測定した。ベリリウム及びチタンの粉末からHIP法で製作したBeTiサンプル(
8 mm
2mm) をJMTRで高速中性子フルエンス(E
1MeV) 410
n/cm
の条件で330,400 and 500Cにおいて照射した。熱拡散率と比熱をレーザーフラッシュ法にて1000Cまで測定し、熱伝導率を計算した。中性子照射したBeTiは、照射による熱伝導率の低下が見られたが、充填層の有効熱伝導率を計算モデルにより推測したところ、十分に設計可能な範囲内であった。
内田 宗範*; 河村 弘; 宇田 実*; 伊藤 義夫*
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.491 - 498, 2003/09
被引用回数：15 パーセンタイル：68.93(Nuclear Science & Technology)微小球製造法である回転電極法によるアーク加熱で破損しない十分な延性を持ったベリリウム金属間化合物製回転電極棒を製造するため、ベリリウム金属間化合物の製造性についての要素技術開発を実施した。候補材料のひとつであるBe Tiについて真空アーク溶解炉を用いて溶解法による試作を行った結果、HIP(高温等方加圧法)に比べて気孔の少ない材料が得られたが、脆性を改善するに至らなかった。金相組織と延性の関係を調べるために、5at%,7.7at%(化学量論値),9at%及び15at%の組成を持つ試料を製作して、硬度測定と組織観察を実施した結果、室温における硬度はそれぞれ650,1100,1160及び1230であった。また、Be-5at%Tiが最も微細な金相組織であり、Be Tiと
Beからなることがわかった。この試料から電極棒を製作して、回転電極法を実施したところ、電極棒は割れることなくBe TiとBeの組織を持つ微小球が得られた。Beを利用することによって、延性を与えることが可能であった。
小野塚 正紀*; 武田 信和; 中平 昌隆; 清水 克祐*; 中村 友道*
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.757 - 762, 2003/09
被引用回数：2 パーセンタイル：18.89(Nuclear Science & Technology)ITERトカマクの動的挙動について検討した。動的な事象、おもに地震時の数値解析手法検証のために、3種類の試験モデルが考えられている。振動試験のため、1998年時ITER設計ベースにて1/8サイズのトカマクモデルが製作されている。このモデルでは、静的荷重に対するトカマクの剛性,固有振動数、及び地震力に対する振動及び応答特性を把握する。減衰などの非線形の振動特性は、実寸大のモデルでしか把握できない。したがって、実寸大のコイル重力支持構造が設計されており、試験を予定している。またトカマクモデルでは真空容器が剛と仮定されている。この仮定は1/20モデルにて実証されるとしている。上述の試験モデルと試験条件は、解析及び数値計算にて評価された。例えば、静的解析及び固有値解析にて得られた静的及び動的ばね定数はよく一致した。
TiO
pebble bed under neutron irradiation河村 弘; 菊川 明広*; 土谷 邦彦; 山田 弘一*; 中道 勝; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 伊藤 治彦
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.263 - 267, 2003/09
被引用回数：3 パーセンタイル：25.70(Nuclear Science & Technology)JMTRにて中性子パルス運転模擬照射試験体の照射試験を行い、ITERブランケットテストモジュールを設計するうえで必要不可欠な中性子照射下のチタン酸リチウム(LiTiO)微小球充填層中の見かけの熱拡散率を調べた。定速昇温法により測定した結果、LiTiO微小球充填層の見かけの熱拡散率は、照射温度と中性子照射量の増加とともに減少することがわかった。一方、スイープガス流量の影響は、0
600cm
/minの間では見られなかった。
on the reduction of lithium titanate induced by H in the sweep gas土谷 邦彦; Alvani, C.*; 河村 弘; 山田 弘一*; Casado, S.*; Contini, V.*
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.443 - 447, 2003/09
被引用回数：4 パーセンタイル：31.58(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケットのトリチウム増殖材であるチタン酸リチウム(LiTiO)微小球の湿式法による製造に際しては、微細な結晶粒径を得るために酸化物(TiO等)の添加が不可欠である。しかしながら、TiOを添加したLiTiOの化学的特性については明らかにされていない。そのため、スイープガス中の水素によるLiTiOのTiO添加量に対する還元効果を調べた。この結果、500-800
の温度範囲では、TiOを添加したLiTiOの還元反応率は、TiOを添加しない場合より減少することが分かった。また、LiTiOにTiOを添加したものは、水分及び不純物ガスの吸着量がTiOを添加しない場合より小さく、ブランケット初期装荷時におけるスイープガス中への不純物ガスの放出が低減できた。
TiO pebbles fabricated by direct-wet process土谷 邦彦; 河村 弘; 内田 宗範*; Casado, S.*; Alvani, C.*; 伊藤 義夫*
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.449 - 453, 2003/09
被引用回数：19 パーセンタイル：75.66(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケットで用いられるトリチウム増殖材として、低温でのトリチウム放出性、化学的安定性等の観点から、チタン酸リチウム(LiTiO)微小球が注目されている。これまで、LiTiO溶液からLiTiO微小球を製造できる直接湿式法を提案し、LiTiO微小球の予備製造試験を行ったが、目標焼結密度(80~85%T.D.)の微小球を得ることが出来なかった。そのため、LiTiOの溶解、ゲル球の生成及び焼結の各プロセスについて技術開発を行った。各種の溶媒を用いた溶解試験の結果、LiTiOは30%過酸化水素水で室温でも完全に溶解できた。この溶解液の粘性を調整し、アセトン中に滴下することにより、割れの少ないゲル球を製造できるとともに、こうして得られたゲル球を焼結することにより結晶粒径5m以下で目標焼結密度を満足した微小球を製造できることを明らかにした。
山本 巧; JT-60チーム
Fusion Engineering and Design, 66-68, p.39 - 48, 2003/09
被引用回数：3 パーセンタイル：25.70(Nuclear Science & Technology)JT-60Uにおける技術開発の成果とそれによるプラズマ性能の進展を発表する。JT-60Uの主目的は、ITERや定常核融合炉における物理及び技術基盤の確立に寄与するプラズマや装置機器性能を実証することである。そのため、JT-60Uでは、プラズマ加熱・電流駆動装置として、500keVの負イオン源中性粒子ビーム入射装置と110GHzの電子サイクロトロン加熱装置を新たに開発した。さらに、効果的な燃料補給装置としての遠心型ペレット入射装置を開発・整備した。これらの装置を使用して、プラズマ実験研究を進め、プラズマ性能の向上を達成した。
小西 哲之; 岡野 邦彦*; 時松 宏治*; 伊東 慶四郎*; 小川 雄一*
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.523 - 529, 2003/09
被引用回数：4 パーセンタイル：31.58(Nuclear Science & Technology)最近、将来の地球規模でのエネルギー供給構成の観点での核融合エネルギーの評価が重視されており、IEA国際協力等で世界的に検討が進められている。我が国では原研を中心とした協力研究で、核融合のエネルギー源としてのさまざまな側面が定常トカマク炉をモデルに社会経済的に研究されている。炉本体やプラント概念の設計としては、初期装荷トリチウムの自給,放射性廃棄物の低減化検討,初期世代では超臨界水冷却,長期的には高温ガス冷却の高効率発電と熱利用、特に水素製造が検討されている。社会経済的には将来のエネルギー供給シナリオの検討,核融合のライフサイクル分析などを行っている。欧州のExtyern-Eをモデルにした外部性検討が開始され、核融合の環境影響,社会影響が評価されている。こうした多角的な社会経済的検討は核融合実用化への方向を探り、現在の設計,開発に反映される一方、社会に対する核融合研究開発の意義の説明にも有用と考えられる。
松川 誠; 石田 真一; 逆井 章; 浦田 一宏*; 仙田 郁夫*; 栗田 源一; 玉井 広史; 櫻井 真治; 三浦 友史; 正木 圭; et al.
Fusion Engineering and Design, 66-68(1-4), p.703 - 708, 2003/09
被引用回数：2 パーセンタイル：18.89(Nuclear Science & Technology)本論文は、完全超伝導コイル化したJT-60装置(JT-60SC)における、プラズマ断面位置形状制御について述べるものである。基本的には、トロイダル磁場コイルの周辺に設置した超伝導ポロイダル磁場コイル(EFコイル)に低速なプラズマ断面形状位置制御を、また真空容器内に設置した常伝導コイルに高速な垂直・水平位置の制御を分担させるハイブリッド制御である。EFコイルの制御電圧は、いずれのコイルでも周回電圧で数V以下と非常に小さく、容器内コイルでさえ高々数10Vである。しかしながら、これにより十分な制御応答性の確保と電源容量の最小化が実現できることが、線形化グラッドシャフラノフ方程式を用いた数値シミュレーションにより示された。
安藤 俊就*; 菊池 満
Fusion Engineering and Design, 66-68, p.1097 - 1102, 2003/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合炉用超伝導コイルの導体の高電流密度化とコイルが常伝導状態に転移した時にコイルに蓄積した磁気エネルギーを消費する外部抵抗器を縮小するために、導体の常伝導状態に転移の際に電流のバイパスとして導体内に備えてある純銅線を導体から取り除き、その代わりに常伝導コイルを超伝導コイルの内側に配置した超伝導コイル・システムを考案し、その実現性を検討した。その結果、導体の断面積で約35%に縮小が可能であること、また、外部抵抗を約40%に縮小できることが示された。
Laesser, R.*; Gruenhagen, S.*; 河村 繕範
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.813 - 817, 2003/09
被引用回数：15 パーセンタイル：68.93(Nuclear Science & Technology)核融合炉ではさまざまなガスの分析を必要とし、ガスクロマトグラフは、その有力な測定・分析手段である。従来のガスクロマトグラフの欠点は、水素同位体組成の分析に約30分以上と長い時間を要することである。近年開発を進めた低温マイクロガスクロマトグラフはそれをほぼ3分に短縮した。本論文では、核融合炉燃料サイクルにおける水素同位体と不純物のガス分析について、マイクロガスクロマトグラフの有効性を示し、利点と問題点を議論する。
中村 博雄; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; 井田 瑞穂*; 角井 日出雄*; Loginov, N.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.2), p.1675 - 1679, 2002/12
被引用回数：4 パーセンタイル：29.00(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末までの予定で実施中である。本報告では、KEPの結果を反映させた液体Liターゲットの最近の結果と今後の展望について述べる。連続運転に対応したLiループ構造を定めるため、Liループ配管の熱応力解析を行い、過大な熱応力が発生しない配置を定めた。また、ビーム緊急停止時の過渡解析を実施し、Li固化防止に必要な有機冷媒1次冷却系及び水の2次冷却系温度制御条件を定めた。Li純化系では、KEPの結果をもとに、材料の腐食に影響するLi中の窒素不純物制御用として、新たにCrホットトラップの検討を行うとともに、トリチウム制御用のイットリウムホットトラップの仕様を定めた。さらに、放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計を行い、基本構造を定めた。KEPに続いて、Liターゲットの長時間運転を実証するため、2003年の移行期間を経て2004年からLi試験ループを中心とした技術実証を開始する予定である。
