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論文

Effects of irradiation on mechanical properties of HIP-bonded reduced-activation ferritic/martensitic steel F82H first wall

古谷 一幸; 若井 栄一; 宮本 賢治*; 秋場 真人; 杉本 昌義

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.494 - 499, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.011
 被引用回数：1 パーセンタイル：10.66(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究は、F82H鋼による増殖ブランケット構造体部分モックアップのHIP接合部の微細組織観察,元素分析、及び中性子照射後の機械特性に関するものである。非照射段階において、HIP接合部のTEM観察及びTEM-EDX分析などを行った結果、HIP境界には母相の結晶粒界と同等のM$$_{23}$$C$$_{6}$$が多数認められた。JMTRにて約523Kで約2dpaまでの中性子照射の後、295Kと523Kにて引張り試験を行った結果、照射後引張り特性はIEA材と比較しやや低下したものの、破断部の金相観察の結果、HIP境界での破断は生じていないことを明らかにした。

論文

Mechanical properties of weldments using irradiated stainless steel welded by the laser method for ITER blanket replacement

山田 弘一*; 河村 弘; 長尾 美春; 高田 文樹; 河野 渉*

Journal of Nuclear Materials, 355(1-3), p.119 - 123, 2006/09

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2006.04.010
 被引用回数：5 パーセンタイル：34.85(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERの冷却配管材料候補材であるSU316LN-IGを用いて、照射材と未照射材のレーザ溶接による接合材の曲げ特性を調べた。材料は曲げは未照射材を使用している接合材では未照射材部で発生し、照射材同志の接合材では溶融金属部及び熱影響部で発生する。しかしながら、曲げ発生か所が異なっても、溶接材の曲げ特性はほぼ同じような特性を示す。また、照射材と未照射材の組合せパターンや、溶接時の入熱方向と曲げ負荷方向の関係によって、曲げ特性が変化しないことが確認された。

論文

Thermal and thermal-stress analyses of IFMIF liquid lithium target assembly

井田 瑞穂*; 中村 博雄; 清水 克祐*; 山村 外志夫*

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.847 - 851, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.228
 被引用回数：3 パーセンタイル：23.13(Nuclear Science & Technology)

IFMIF条件下でのターゲットアセンブリ構造の熱的健全性を評価するため熱応力解析を実施した。強力中性子束の核発熱により、アセンブリ/背面壁間の熱伝達が15.8W/m$$^{2}$$Kと小さい場合は背面壁に局所的に440$$^{circ}$$Cの高温部が生じ、回転拘束の背面壁でも熱応力は最大で約500MPaとなり、リチウム流れに接する部分が2mm変位し、安定なリチウム流形成が困難となることを示した。熱伝達を150W/m$$^{2}$$Kとすれば最大熱応力は約260MPaに軽減され、背面壁変位が0.3mmとなることを示した。これにより、現設計に対し、背面壁の拘束方法や冷却方法の考慮を加えることとした。次に、ターゲットアセンブリ全体の温度維持の成立性を評価するため温度解析を実施した。定常運転時に相当するテストセル真空条件0.1Paではアセンブリ,背面壁ともに温度がLi融点180$$^{circ}$$C以上であるが、メンテナンス時の1気圧Ar雰囲気では180$$^{circ}$$C以下となることを示した。同時に得られた必要なヒーター容量は15kW、熱遮蔽は0.2mm厚さのステンレス鋼で16層であり、これらの知見はターゲットアセンブリの設計見直しに反映される。

論文

Fatigue assessment of the ITER TF coil case based on JJ1 fatigue tests

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 高野 克敏*; 工藤 祐介; 堤 史明*; 奥野 清; Jong, C.*

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.87 - 91, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.077
 被引用回数：10 パーセンタイル：55.01(Nuclear Science & Technology)

ITER TFコイル・ケースのインボード側(D形状の直線部及び上下コーナー部)材料は、4Kで、0.2%耐力が1000MPa以上,破壊靱性値200MPam$$^{0.5}$$以上が要求される。原研が、鉄鋼メーカーと共同で開発したJJ1は、これらの要求を満足するステンレス鋼であり、インボード材料の候補となっている。TFコイル・ケースには繰り返し荷重が加わるが、これまで、ケース材料の母材及び溶接部の疲労寿命(S-N)特性については、十分なデータがなく、この面からの疲労解析はほとんど行われてこなかった。今回、JJ1について、母材及び溶接部の疲労寿命を、1万から200万サイクルまで、4.5Kで詳細に測定し、S-N曲線を得た。そして、原研が策定に協力しているITER構造技術基準(案)に則り、破断回数に対して20倍、応力強さ振幅に対して2倍の安全率を考慮した設計S-N曲線を導き、TFコイル・ケースの繰り返し荷重に関する疲労評価を実施した。その結果、TFコイルの仕様である6万回の繰り返し荷重に対して、疲労設計が技術基準案を満たすことを示した。

論文

Development of reliable diamond window for EC launcher on fusion reactors

高橋 幸司; Illy, S.*; Heidinger, R.*; 春日井 敦; 南 龍太郎; 坂本 慶司; Thumm, M.*; 今井 剛

Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.305 - 310, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.234
 被引用回数：14 パーセンタイル：65.95(Nuclear Science & Technology)

核融合炉におけるECランチャー用銅コーティングダイヤモンド窓を開発した。ダイヤモンド窓は周辺冷却で設計するが、そのディスクエッジに銅コーティングを施し、エッジが破損したとしても冷却水が伝送系内に浸透しないという機能を持つ。また、冷却構造を付加するためにディスクエッジにアルミロウ付けでインコネル製筒を接合するが、銅コーティングはそのロウ付け部の腐食防止にも効果的である。この窓の冷却性能を調べるため、170GHz、大電力伝送実験を行った。高周波パワーは55kW、パルス幅は3.0秒である。この時の温度上昇は45度程度となり、tan$$delta$$=4.4$$times$$10$$^{-4}$$,熱伝導率1.9kW/m/Kでの計算結果とよく一致する。実験で使用したダイヤモンドは誘電損が通常より20倍程高く(4.4$$times$$10$$^{-4}$$)、今回の実験で得られた温度上昇(誘電損失)は、実際使用する高品質ダイヤモンドにおける1MW伝送と同レベルである。本実験結果から、銅コーティングは冷却性能を阻害しないことを実証した。また、窓エッジ破損によるトラブルも回避できるという観点から、銅コーティングによりダイヤモンド窓の信頼性が向上したと言える。

論文

Effects of gelation and sintering conditions on granulation of Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebbles from Li-Ti complex solution

土谷 邦彦; 河村 弘; Casadio, S.*; Alvani, C.*

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.877 - 880, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.063
 被引用回数：27 パーセンタイル：83.59(Nuclear Science & Technology)

チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球が、日本及び欧州の核融合炉用ブランケット設計に提案されている。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の製造に関して、低コスト大量製造,リチウムの再利用の観点から湿式法やゾルゲル法が有望である。これまで、直接湿式法によるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の予備製造試験を行い、微小球の焼結密度は80-85%T.D.に達したものの、結晶粒径及び真球度は満足したものではなかった。このため、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の溶解や凝固剤中への滴下効果及びゲル球の乾燥や焼結の効果を調べた。溶解試験では、2種類の30%-H$$_{2}$$O$$_{2}$$及び30%-H$$_{2}$$O$$_{2}$$+C$$_{6}$$H$$_{8}$$O$$_{7}$$とも、溶解温度を60-100$$^{circ}$$Cにすることにより、溶解率は97%以上であった。これらの溶解液を濃縮し、凝固剤として用いたアセトン中に滴下した結果、30%-H$$_{2}$$O$$_{2}$$+C$$_{6}$$H$$_{8}$$O$$_{7}$$で溶解した溶液を用い、25$$^{circ}$$Cのアセトン中に滴下した時、ゲル球が生成することがわかった。TG-DTA分析及びX線回折の結果、600$$^{circ}$$Cまでに4つのピークが観察されるとともに、得られた物質はLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$であることが明らかになった。

論文

Behavior on Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ under varied surface condition

Olivares, R.*; 小田 卓司*; 大矢 恭久*; 田中 知*; 土谷 邦彦

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.765 - 768, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.041
 被引用回数：9 パーセンタイル：51.09(Nuclear Science & Technology)

チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は、核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材の第1候補材として有望視されている。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$からのトリチウム放出挙動を把握するため、表面における水素同位体の状態や水分の吸脱着特性を明らかにする必要がある。このため、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$表面での水分吸脱着特性,水素同位体の化学状態及び表面の酸化還元状態を調べた。その結果、前処理を施していない試料に対してArスパッタリングを行ったLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$表面は、LiとOが選択的にスパッタされ、Li組成比の減少,Ti$$^{4+}$$のTi$$^{3+}$$への還元が観察された。その後の加熱実験では、473K以上の温度からTiの酸化及びLi空孔の回復が起こり、673Kで完全になる。一方、加熱後の水蒸気曝露により、水は解離吸着した。以上より、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$表面のLi及びOの空孔は、H$$_{2}$$Oの吸着を起こすこと、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$表面はTiO$$_{2}$$に近い状態であることがわかった。

論文

Performance of the LH antenna with carbon grill in JT-60U

関 正美; 森山 伸一; 篠崎 信一; 長谷川 浩一; 平内 慎一; 横倉 賢治; 下野 貢; 寺門 正之; 藤井 常幸

Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.273 - 277, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.002
 被引用回数：3 パーセンタイル：23.13(Nuclear Science & Technology)

LHアンテナはJT-60Uでの電流駆動実験等に対して貢献してきたが、LHアンテナ開口部は熱負荷でダメージを受け、入射パワーは年々低下してきた。入射パワーを回復するために、世界的にも初めての試みとなるLHアンテナ開口部に炭素製グリルを取付ける改造をした。炭素材は高耐熱性を持ち、かつプラズマの閉じ込め性能劣化させない低Z材である。炭素製グリルは、ベースフレームと高周波接触子それに炭素製先端部から成る。ベースフレームは既設のLHアンテナ開口部へ溶接され、高周波接触子はベースフレームと炭素製先端部の間の電気接触を改善する。先端部はグラファイトあるいは炭素繊維材から作られ、交換可能とするためボルトでベースフレームに取付けられるように工夫した。また実験実施後にグラファイトと炭素繊維材からできた先端部の性能を比較することができる。取付け工事の後、コンディショニングが順調に進捗し、プラズマの位置を制御することで良好な結合特性を実現し、高周波エネルギー最大約5MJのプラズマへの入射を達成した。さらに予想通りプラズマ電流を駆動していることを観測し、炭素製グリル付きLHアンテナの基本性能を確認した。

論文

Non-stoichiometry of Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ under hydrogen atmosphere condition

星野 毅; 土谷 邦彦; 林 君夫; 寺井 隆幸*; 田中 知*; 高橋 洋一*

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.939 - 943, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.232
 被引用回数：13 パーセンタイル：63.65(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材料の第1候補材料であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)は、良好なトリチウム放出特性を維持するために高温使用時における結晶粒の成長を抑制すること,水素雰囲気で使用されることに伴う構造変化への影響が少ないことが必要とされている。本研究では、結晶粒成長抑制材としての効果を示した酸化物(ZrO$$_{2}$$, CaO, Sc$$_{2}$$O$$_{3}$$)を添加したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の結晶構造をエックス線回折測定にて解析するとともに、熱天秤を用い、水素雰囲気中におけるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の非化学量論性を調べた。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$に酸化物を添加することにより、CaO添加はLi$$_{2}$$Ti$$_{1-x}$$O$$_{3}$$+CaTiO、ZrO$$_{2}$$添加はLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$+ZrO$$_{2}$$の二相混合物となり、Sc$$_{2}$$O$$_{3}$$添加はLi$$_{2-x}$$Ti$$_{1-y}$$Sc$$_{y}$$O$$_{3-z}$$の単一相となることを明らかにした。さらに、これらの試料は水素雰囲気中では還元され、酸素欠陥による重量減少がみられた。各試料の1mol あたりの酸素欠損量はCaO添加$$<$$無添加$$<$$ZrO$$_{2}$$添加$$<$$Sc$$_{2}$$O$$_{3}$$添加の順となり、酸化物の添加はLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の結晶粒成長を抑制するだけでなく、水素雰囲気中における酸素の欠損量にも大きな影響を与えることを解明した。

論文

ITER towards the construction

下村 安夫

Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.9 - 16, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.004
 被引用回数：22 パーセンタイル：78.73(Nuclear Science & Technology)

ITERの建設の技術的準備は整い、建設開始に向けて、日本,欧州,ロシア,中国,米国,韓国の参加を得て、政府間協議が進められている。2004年には、ITER計画の建設母体である国際機関が設立され、2014年の運転開始が見込まれている。ITERは人類最初の核融合実験炉である。この装置を用いて、炉心プラズマを開発し、50万キロワットの核融合反応出力を得て、安全に信頼性高く運転することを通して、核融合炉の実用化の見通しを得る。またこの装置において、トリチウム生産兼発電用エネルギーの取り出し用のブランケットの試験なども行われる。

論文

Accessibility evaluation of the IFMIF liquid lithium loop considering activated erosion/corrosion materials deposition

中村 博雄; 竹村 守雄*; 山内 通則*; Fischer, U.*; 井田 瑞穂*; 森 清治*; 西谷 健夫; Simakov, S.*; 杉本 昌義

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.1169 - 1172, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.127
 被引用回数：6 パーセンタイル：39.08(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合材料照射用の中性子源である。IFMIFの液体リチウムターゲットでは、ターゲットアセンブリが中性子照射により放射化する。特に、背面壁の放射化損耗腐食生成物は、Liループに分布するため、装置保守作業時の近接性に影響を与えることが予想される。本論文では、ACT-4コードを用いて、放射化腐食生成物の機器への分布付着に伴う近接性について評価した。背面壁材料は316ステンレス鋼、損耗腐食面積は100平方cm、ループ内表面積は33平方m、損耗腐食速度は1年あたり1ミクロンとし、核データはIEAF-2001を使用し、1年間運転後の放射化レベルを評価した。その結果、1時間あたり10microSvを、近接性の基準値とすれば、放射化腐食性生成物のループへの付着を1%程度に低減すれば、1週間後に8cmまでの近接作業が可能であり、1か月後には、直接手で触れる保守作業が可能であることを示した。

論文

Selection of design solutions and fabrication methods and supporting R&D for procurement of ITER vessel and FW/blanket

伊尾木 公裕*; Elio, F.*; 丸山 創; 森本 将明*; Rozov, V.*; Tivey, R.*; Utin, Y.*

Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.185 - 190, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.274
 被引用回数：5 パーセンタイル：34.38(Nuclear Science & Technology)

ITERでは真空容器の発注仕様書の準備が進行している。また、真空容器及び第一壁・ブランケット設計についても進展があった。例えば、インボードの上部及び下部においては、えび管に代わり3次元プレスの採用があり、これにより、製造方法や非破壊検査を簡略化できる。第一壁のプラズマ対向面はリーディング・エッジ問題を回避するために形状最適化を行った。第一壁パネルの中央支持ビームにはレース・トラック形状を選択することにより、より強固な構造強度と、遮蔽ブロックにおいて簡潔な冷却流路設計が可能となり、圧損は$$sim$$0.05MPaまで下げることができた。R&D開発については、溶接部での20度あるいは30度の浅い入射角の超音波検査において良好なSN比を得るための試験が進行中である。また、非定常時における自然循環冷却を実証するために試験が実施された。

論文

Effective bending strain estimated from $$I$$$$_{c}$$ test results of a D-shaped Nb$$_{3}$$Al CICC coil fabricated with a react-and-wind process for the National Centralized Tokamak

安藤 俊就*; 木津 要; 三浦 友史*; 土屋 勝彦; 松川 誠; 玉井 広史; 石田 真一; 小泉 徳潔; 奥野 清

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.99 - 103, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.264
 被引用回数：1 パーセンタイル：9.92(Nuclear Science & Technology)

トカマク国内重点化装置のTFコイルはNb$$_{3}$$Al導体を用い、リアクト・アンド・ワインド法で製作することが検討されている。その製作方法の妥当性を実証するために、実機サイズの導体に0.4%の曲げ歪みを加えて巻き線したコイルサンプルを試作し、試験した結果、その臨界電流値は曲げ歪みを加えていない導体サンプルの臨界電流値とほとんど同じであった。このことは、コイル製作時の曲げ歪みによって臨界電流値が約10%低下するとの予想に反し、実機コイルの製作には朗報である。この現象について解析を行った結果、導体のケーブル部を構成するNb$$_{3}$$Al線が曲げ加工中に互いに滑ったことが予想された。その考察、解析について議論する。

論文

The Basic methods for understanding of plasma equilibrium toward advanced control

栗原 研一; 川俣 陽一; 末岡 通治; 細山 博己*; 米川 出; 鈴木 隆博; 及川 聡洋; 井手 俊介; JT-60チーム

Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.527 - 536, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.103
 被引用回数：17 パーセンタイル：71.84(Nuclear Science & Technology)

トカマク型核融合研究は、実験炉ITERを国際協力で製作する段階へと一歩踏み出そうとしている中で、JT-60を含む既存のトカマク装置は、さらなる先進的運転シナリオを求めて実験探究することが期待されている。そのようなシナリオをJT-60のプラズマ実験で検証するために、プラズマ平衡状態を把握する基本的な方法群を、ITERへの応用も視野にいれつつ開発して来ている。一部は既に完成しているが、以下の課題も残っている。すなわち、(1)実時間かつ高精度でプラズマ断面全体像を再構築する機能(プラズマ全電流や磁気軸なども含む)。(2)構造物に流れる渦電流も考慮する機能。(3)断面内のプラズマ電流分布も実時間で制度よく再構築する機能。(4)DT燃焼時には、プラズマ近傍には耐放射線性に優れたピックアップコイルセンサーを設置し信号積分して磁場に変換する。同時に遠方には耐放射線性に劣る絶対磁場計測センサーを配置し、遠方定常センサーで近傍センサー用積分器を時折補正することになるが、その補正演算機能。以上4項目である。シンポジウムでは、これらの方法をJT-60における実験結果やITER体系での計算とともに示す。また、それらの議論に基づき、ITERや核融合発電実証プラントにおけるプラズマ平衡制御の未来像についての予想を試みる。

論文

Updating the design of the feeder components for the ITER magnet system

吉田 清; 高橋 良和; 礒野 高明; Mitchell, N.*

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.241 - 247, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.112
 被引用回数：10 パーセンタイル：55.01(Nuclear Science & Technology)

約50GJの磁気エネルギーを蓄積するITER用超伝導コイル・システムは、核発熱や交流損失などで約23kWの熱が発生する。30本のフィーダーはその発熱を除去するための冷媒と、コイルに電流を供給する。フィーダーは、電源や冷凍機との取合を行うコイル端子箱(CTB),コイルの熱収縮を緩和するS字曲げ導体を収納するクライオスタット貫通部,クライオスタット内のフィーダーなどから構成される。またCTB内には、極低温装置へ電流を供給する電流リードが配置される。電流リードは、冷媒流量制御が容易で、狭い場所での水平配置が可能なガス冷却型電流リードに超臨界圧ヘリウムを供給する方式とした。本報告は、機器配置を最適化するとともに部品構造の改良を行った最新のフィーダー設計を示す。

論文

Critical heat flux testing on screw cooling tube made of RAFM-steel F82H for divertor application

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.313 - 318, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.113
 被引用回数：10 パーセンタイル：55.01(Nuclear Science & Technology)

発電実証プラント用ダイバータへの適用性を調べるため、冷却面にねじ加工を施したF82H製スクリュウ管の入射限界熱流束(ICHF)実験を実施した。F82Hは低放射化フェライト鋼の1種であり、設計が進められている発電実証プラントにおける構造材候補となっている。本スクリュウ管のねじ形状はM10ピッチ1.5mmであり、F82H製円管,純銅製円管の内表面に加工されている。F82H製スクリュウ管のICHFは、純銅製管の値と比較して40-50%に低減した。例えば、冷却水条件1MPa・室温・4m/sにおいて、純銅製管では25MW/m$$^{2}$$であるのに対し、F82H製管のICHFは13MW/m$$^{2}$$であった。しかしながら、このICHF値は発電実証プラントダイバータの設計値(13MW/m$$^{2}$$)を上回るものであり、F28Hスクリュウ管がダイバータ冷却への適用できる可能性があることを示す。ICHF減少の原因を調べるため壁面の熱伝導解析を行ったところ、F82H製スクリュウ管ではその低熱伝導率のため入射した熱流束が伝熱面において集中していることがわかった。これらのことから、実機適用の場合高熱伝導材であるタングステンなどで被覆させ入射熱流束の集中を緩和させることが有効であると考えられる。

論文

Recent progress of negative ion based neutral beam injector for JT-60U

梅田 尚孝; 山本 巧; 花田 磨砂也; Grisham, L. R.*; 河合 視己人; 大賀 徳道; 秋野 昇; 井上 多加志; 椛澤 稔; 菊池 勝美*; et al.

Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.385 - 390, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.013
 被引用回数：9 パーセンタイル：51.09(Nuclear Science & Technology)

JT-60U用負イオン中性粒子入射装置において、パルス幅を設計の10秒から30秒に伸ばす改造が行われた。パルス幅の延伸を妨げていたのは、イオン源接地電極とビームラインリミタへの過大な熱負荷であった。熱負荷を下げるために、イオン源のビーム引出領域を長パルス化に最適化するとともに、ビームリミタを熱容量が約2倍のものに変更した。これらにより、接地電極を冷却している水温上昇を定常運転に必要な40$$^{circ}$$C以下に抑えることができ、リミタの温度上昇も60%に抑えた。これにより、パルス幅を伸ばすことができ、これまでエネルギー336keV,パワー1.6MWで17秒間のビームをプラズマに入射することができており、今後30秒まで入射パルスを伸ばす予定である。

論文

Hydrogen isotope distributions and retentions in the inner divertor tile of JT-60U

大矢 恭久*; 廣畑 優子*; 田辺 哲朗*; 柴原 孝宏*; 木村 宏美*; 小柳津 誠*; 新井 貴; 正木 圭; 後藤 純孝*; 奥野 健二*; et al.

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.945 - 949, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.074
 被引用回数：9 パーセンタイル：51.09(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uの内側ダイバータ中の水素と重水素の分布及び滞留量を二次イオン質量分析法(SIMS)及び昇温脱離法(TDS)、また再堆積層の有無及び厚みを走査電子顕微鏡(SEM)を用いて評価した。その結果、ほとんどの水素及び重水素は再堆積層(HH再堆積層またはDD再堆積層)に滞留していた。重水素放電時に高い熱出力があったため、DD再堆積層中の重水素はHH再堆積層中の水素よりもかなり少なかった。再堆積層が存在しない排気ポート近くでは表面近傍に重水素がおもに存在し、これが主要な水素のプロファイルとなっていた。これらの結果から推定されるトリチウムの滞留挙動は放電履歴及び温度に強く影響されることが明らかとなった。グラファイトタイルや再堆積層中のトリチウム滞留量は、核融合炉運転中の温度を上げることによって大幅に低減することが可能であると言える。

論文

Nuclear analyses of some key aspects of the ITER design with Monte Carlo codes

飯田 浩正; Petrizzi, L.*; Khripunov, V.*; Federici, G.*; Polunovskiy, E.*

Fusion Engineering and Design, 75(1-4), p.133 - 139, 2005/11

ITER装置の設計は2001年に報告され、最善のコードと核データを用いた核解析が行われた。建設段階が近づくに伴い、装置の主要な機器設計の最適化/固定化とともに、設計の部分的変更が行われた。この設計変更により、確認のための核解析が必要である。設計変更のうちの幾つかは、核特性上クリテイカルな部分を緩和するために提案されているものである。本論文はブランケットや真空容器の設計変更に伴いTFコイルの装置中心側直線部の核特性がいかに緩和されるかに重点を置き、最近の核特性解析の結果について述べるものである。

論文

Surface wave on high speed liquid lithium flow for IFMIF

近藤 浩夫*; 藤里 敦史*; 山岡 信夫*; 井上 正二*; 宮本 斉児*; 飯田 敏行*; 中村 博雄; 井田 瑞穂*; 松下 出*; 室賀 健夫*; et al.

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.865 - 869, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.086
 被引用回数：22 パーセンタイル：78.73(Nuclear Science & Technology)

高速リチウム流の自由表面挙動を解明するため、大阪大学リチウムループにてIFMIFの約1/2.5のサイズの絞りノズルを用いて流速2.5$$sim$$14.0m/sの水平流れを生成し、CCDカメラと高速ビデオカメラにて自由表面を記録した。通常、実験は0.15MPaのAr雰囲気で実施され、ノズル出口付近では、流速5$$sim$$7m/sで波長1$$sim$$2mmの2次元波が現れ、流速の増加とともに短波長となった。このときのリチウム流表面の輝度の時間変化の主たる周波数成分は2000$$sim$$3000Hzであった。今回リチウム表面に現れた2次元波は水実験で報告されたものに似ていたが、波長は約1/2であった。さらに、本研究ではリチウムと水の表面張力や密度の違いによる表面波挙動への影響を理論に基づき論じ、IFMIFターゲットでの表面波挙動と照射領域への影響を予測した。

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