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島田 勝弘; 伊東 淳一*; 松川 誠; 栗原 研一
Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1513 - 1518, 2007/10
被引用回数：3 パーセンタイル：24.41(Nuclear Science & Technology)プラズマ不安定抑制のための電源の候補の一つとして次世代の変換器として期待されているマトリックスコンバータを考え、その制御手法に関してシミュレーションにより評価した。一般的なマトリックスコンバータとは異なる電源構成のマトリックスコンバータを提案し、波形歪みを低減できる3相スイッチング方式を、制御手法として採用した。PSCAD/EMTDCを用いて、提案するマトリックスコンバータモデルを作成し、シミュレーションを行った。その結果、電流整定時間が約100
sで制御できることを確認した。また、過渡応答に対しても、追従性よく制御でき、マトリックスコンバータをプラズマ制御電源に適用できる見通しを得ることができた。
林 孝夫; 笠田 竜太*; 飛田 健次; 西尾 敏; 沢井 友次; 谷川 博康; 實川 資朗
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2850 - 2855, 2007/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.90(Nuclear Science & Technology)核融合炉における浅地埋設可能な低レベル放射性廃棄物(LLM)の割合を増やすためのフェライト鋼中の窒素同位体濃縮の効果を調べた。おもに窒素から生成される炭素14は放射性廃棄物をLLMに分類するうえで重要な核種の一つである。今回の計算ではF82H(フェライト鋼)中の窒素の量は200ppmとした。窒素15の濃度は天然存在比の0.37%から95%に変更した。この濃縮によりアウトボード側の第一壁領域に設置したF82H中の
C濃度は7.8
10
から3.210Bq/gに減少し、Cの日本におけるLLM分類基準である3.710Bq/gを下回ることがわかった。常設ブランケットにおいては95%
Nを用いた場合の最大C濃度は1.010Bq/gであった。一方、インボード側のC濃度はアウトボード側より低く、C濃度についてはインボード及びアウトボード側に設置したすべてのブランケット中のF82Hが95% N濃縮によりLLMに分類できることがわかった。
鶴 大悟; 榎枝 幹男; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2274 - 2281, 2007/10
被引用回数：4 パーセンタイル：29.90(Nuclear Science & Technology)固体増殖増倍型増殖ブランケットにおいて、ブランケット内への冷却材漏洩事故時の対処のため、圧力逃がし機構を設ける必要がある。その設計のための基礎データ取得のため、事故時の流動を模擬した体系において、ペブルを充填した領域に高圧でガスを噴出した際の圧力損失を測定した。測定値と、一般的に知られている多孔体内の圧力損失評価式であるErgunの式による予測値との比較を実施し、相違があることを発見した。この相違は、全く変形のない多孔体と、局所的に多少動きうるペブル充てん領域との相違に起因すると考えられる。
下村 浩司*; 竹永 秀信; 筒井 広明*; 三又 秀行*; 飯尾 俊二*; 三浦 幸俊; 谷 啓二; 久保 博孝; 坂本 宜照; 平塚 一; et al.
Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.953 - 960, 2007/10
被引用回数：3 パーセンタイル：24.41(Nuclear Science & Technology)燃焼プラズマの制御性を明らかにするために、JT-60Uにおいて自己加熱模擬用と外部加熱模擬用の2つのNBグループを用いた燃焼制御模擬実験を行った。自己加熱模擬用では、中性子発生率に比例して加熱パワーを入射した。外部加熱模擬用では、蓄積エネルギー帰還制御を適用した。ELMy Hモード及び負磁気シアプラズマとも、自己加熱模擬用NBパワーが増加した場合には、外部加熱模擬用NBパワーが減少することにより蓄積エネルギーは一定に維持された。しかしながら、負磁気シアプラズマでは、ELMy Hモードプラズマと比べて外部加熱模擬用NBパワーの変動は大きく、制御裕度を大きくとる必要がある。両プラズマでの違いの原因を明らかにするために、非定常輸送解析コードTOPICSに燃焼制御模擬ロジックを組み込んだ。実験データから評価された実効的な粒子拡散係数と熱拡散係数を用いて計算を行った結果、負磁気シアプラズマで外部加熱模擬用NBパワーの振動が大きくなることは再現できなかった。また、熱拡散係数が温度依存性を持つと仮定した場合でも、外部加熱模擬用NBパワーの振動が大きくなることは観測されなかった。拡散係数の違い及びその温度依存性では両プラズマでの実験結果の違いを説明できないと考えられる。
Utin, Y.*; 伊尾木 公裕; Alekseev, A.*; Bachmann, C.*; Cho, S. Y.*; Chuyanov, V.*; Jones, L.*; Kuzmin, E.*; 森本 将明; 中平 昌隆; et al.
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2040 - 2046, 2007/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.90(Nuclear Science & Technology)ITER真空容器の最近の設計進捗を報告する。ITERが建設段階に移行するに伴い、真空容器の設計は、さらなる高性能化に加え、製作性向上とコスト低減に着目して進められている。真空容器の代表的なセクターである第一セクターの設計は、製作性検討の成果を取り込むことで、ほぼ完成に近づいている。他のセクターも、中性粒子入射装置との取り合いポートを有する第二,第三セクターを中心に設計を進めている。真空容器壁内遮蔽については、概念設計を改良し、より詳細な設計を進めている。真空容器設計と平行して、ポートの設計も進行中である。特に、中性粒子入射ポートは、中性粒子からの熱負荷を除去する高熱負荷機器の設計進捗が顕著である。これらの設計は、構造解析によって健全性が確認されている。
伊尾木 公裕; Elio, F.*; Barabash, V.*; Chuyanov, V.*; Rozov, V.*; Wang, X.*; Chen, J.*; Wang, L.*; Lorenzetto, P.*; Peacock, A.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.1774 - 1780, 2007/10
被引用回数：14 パーセンタイル：66.18(Nuclear Science & Technology)2005年12月にITER機器の調達分担がまとめられ、第一壁では性能評価試験の必要性が、規定された。これに基づいて、主要な内容とマイルストンを定めた「調達計画」が策定されている。中国,EU,日本,韓国,ロシア,USの6極による、1700枚の第一壁パネルの製作を考えると性能評価のための試験は不可欠である。性能評価のためのモックアップは8024081mm(3枚のBeタイル)の大きさで、EUとUSの試験設備を用いて熱負荷試験を行う。ITER第一壁の熱負荷条件は最大0.5MW/m
(定常)30,000回である。標準化された方法により機械強度試験も行う。試験結果が所定の条件を満足した極のみが、ITER第一壁の調達を行うこととなる。セミ・プロトタイプの製作もITER実機の製造前に行う予定である。
TiO
in hydrogen atmosphere星野 毅; 安本 勝*; 土谷 邦彦; 林 君夫; 西村 秀俊*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2269 - 2273, 2007/10
被引用回数：54 パーセンタイル：94.40(Nuclear Science & Technology)チタン酸リチウム(Li
TiO
)は、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。LiTiOは水素により還元されるため、トリチウムを回収する際のスイープガス中に含まれる水素により還元されにくいLiTiOの開発は重要である。本研究では、水素により還元されにくい増殖材料として期待できる、LiTiOを製作し、非化学量論性及び蒸発特性を調べた。定比のLiTiO(LiO/TiO=1.00)よりLi量を多くしたLiTiO(LiO/TiO=1.05)を製作した結果、水素還元による酸素欠損がほとんどなく、Liを含む蒸発蒸気種の平衡蒸気圧への影響も少ないことから、高温・長時間使用時における試料の結晶構造の変化が小さくなり、化学的に安定して使用できることがわかった。
O-SiO Including CrPO
中道 勝; Kulsartov, T. V.*; 林 君夫; Afanasyev, S. E.*; Shestakov, V. P.*; Chikhray, Y. V.*; Kenzhin, E. A.*; Kolbaenkov, A. N.*
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2246 - 2251, 2007/10
被引用回数：31 パーセンタイル：86.40(Nuclear Science & Technology)本件は、ISTC(国際科学技術センター)による国際協力として行った研究の成果である。核融合原型炉のトリチウム回収・処理システムの妥当な設計を実現するためには、トリチウムの透過低減機能を有する、ブランケット構造材料への皮膜の開発が必要である。原子力機構では、CrPOを含むCrO-SiOのセラミック材料を用いて、高性能の皮膜を開発した。以前に行った600
Cにおける炉外重水素透過実験においては、フェライト鋼(F82H)製の円筒状拡散セルの内面への皮膜について、約300という大きな透過低減係数(PRF)が得られた。本研究では、カザフスタンの試験炉IGV-1Mを用いて、同皮膜がある場合とない場合のF82鋼について、トリチウム透過に関する炉内実験を行った。液体のリチウム鉛(Pb
Li)をトリチウム源として用いた。照射時間は約4時間であり、高速中性子照射量は約210
n/m(E
1.1MeV)であった。皮膜がある場合とない場合のF82鋼製の拡散セルについて、トリチウムの透過曲線から透過低減係数を求めたところ、600C及び500Cについて、それぞれ292及び30であった。これらの値は、上記の炉外実験において、600C及び500Cについて得られた値である307及び45に近い値であった。
玉井 広史; 藤田 隆明; 菊池 満; 木津 要; 栗田 源一; 正木 圭; 松川 誠; 三浦 幸俊; 櫻井 真治; 助川 篤彦; et al.
Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.541 - 547, 2007/10
被引用回数：9 パーセンタイル：52.65(Nuclear Science & Technology)JT-60SAはITERサテライトトカマクとして位置づけられ、ITER支援研究とITER補完研究の二つの使命を併せ持ち、日本とEUとが共同で設計・建設・実験を実施する装置である。昨年度実施された基本的な装置仕様にかかわる検討を経て、ITERへの貢献を高める観点から加熱入力が41MW,100秒間に増強された。この加熱入力で実現可能なプラズマ性能を検討するために、プラズマ解析コードを用いて予測評価を行った。その結果、完全非誘導電流駆動の運転シナリオが高密度領域において拡張されるとともに、高い等価エネルギー増倍率と高い規格化ベータ値の同時達成の裕度が拡張されるなど、ITER及び原型炉を指向した研究を展開するにふさわしい装置性能を有することが示された。
近藤 恵太郎; 村田 勲*; 落合 謙太郎; 久保田 直義; 宮丸 広幸*; 高木 智史*; 志度 彰一*; 今野 力; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2786 - 2793, 2007/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.90(Nuclear Science & Technology)中性子入射による荷電粒子放出反応は発電炉を見据えた核融合炉開発において極めて重要である。核反応で放出された荷電粒子は材料中で直ちに停止するため局所的な核発熱を引き起こす。また材料の損傷や多量のガス放出の原因となる。これらの物理量を正確に評価するためには全反応断面積だけではなく、放出エネルギーと角度に対する微分情報、すなわち二重微分断面積が必要である。しかし、二次中性子に関する二重微分断面積に比べて二次荷電粒子に関する二重微分断面積は測定の困難さのために実験データの蓄積が進んでいない。筆者らは、特に核融合炉で多く用いられる軽元素について高精度で二重微分断面積を測定することを目指し、ビーム状中性子源を利用した荷電粒子測定手法を開発した。われわれはこれまでに十分な測定がなされていない軽元素に対する系統的な測定を進めている。特に提案されているブランケット及び第一壁の構成材料であるリチウム,ベリリウム,カーボン,酸素,フッ素,シリコンは重要度が高いと考えられる。われわれはこれまでにベリリウム,カーボン,フッ素についての測定を完了し、引き続きリチウム7のDDXc測定を計画中である。本会議では、われわれの測定データと3つの主要な評価済み核データ(JEF-3.1, ENDF-B/VI, JENDL-3.3)の現状と比較結果を示す。また、今後測定が必要と思われる元素についても評価済み核データの現状について簡単なレビューを述べる。
土屋 勝彦; 木津 要; 安藤 俊就*; 玉井 広史; 松川 誠
Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1519 - 1525, 2007/10
被引用回数：5 パーセンタイル：35.61(Nuclear Science & Technology)JT-60SAにおける超伝導コイルシステムには、18個のトロイダル磁場(TF)コイル,7個のプラズマ平衡磁場(EF)コイル,4つのソレノイドから成るセントラルソレノイド(CS)がある。TFコイルは、低コストのニオブチタン導体を採用して、本装置に要求される
t
=8.2Tmの起磁力が実現できる設計とした。EFコイルは、プラズマ電流5.5MAのダブルヌル配位や、ITER相似形のシングルヌル配位など、幅広い形状制御が可能な設計とした。CSは、長時間放電を実現するため、40Wbの磁束が供給できる設計としているが、TFコイルの設計変更に伴う空間制限により、最大経験磁場は10Tとなった。このような高い電磁力条件における、CSの導体などの構造物への影響を評価するため、現状のコイル配位に基づいてシミュレートしたプラズマ運転条件の中から、CSの鉛直方向非平衡力が最も高い条件において、ジャケット材(コンジット)が受ける応力に基づく疲労評価を行った。その結果、コンジット厚を現設計から0.4mm増加させることで、本装置の想定ショット数に対する疲労限界以下になることを明らかにした。
森山 伸一; 関 正美; 藤井 常幸
Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.785 - 790, 2007/10
被引用回数：8 パーセンタイル：49.22(Nuclear Science & Technology)ミリ波を用いる電子サイクロトロン加熱(ECH)装置には、局所的かつ効果的な電子加熱,電流駆動ができる長所があるが、実時間でのパワー計測が難しいという欠点がある。伝送路途中にセラミック板を挿入し、その誘電損失による発熱によってパワーを測定する手法の開発に着手した。板端部温度は0.2秒程度の時定数で変化することを計算で確かめたうえで、極細熱電対を用いたMW級測定試験を行い、1秒以下程度の応答速度を確認した。一方、特殊な反射面を有する反射鏡を直線駆動させ、電磁波ビームの反射面への入射位置変化によって反射角度を変化させる直線駆動アンテナにより、回転機構を排除し、かつビーム入射角度制御が可能なECHアンテナが実現できる。内部を冷却配管として兼用できる剛性の高い支持シャフトによって反射鏡の直線駆動を行うこのアンテナは、基本的に保守,交換の必要がなく、高放射線,高温,高真空環境に適する。反射曲面の形状を適切に設計して、ビームの質の変化を許容範囲に抑えながらコンパクトなアンテナが実現可能であることを計算により確証した。
芝間 祐介; 新井 貴; 三代 康彦; 沢井 友次; 櫻井 真治; 正木 圭; 鈴木 優; 實川 資朗; 宮 直之
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2462 - 2470, 2007/10
被引用回数：1 パーセンタイル：10.66(Nuclear Science & Technology)臨界プラズマ試験装置JT-60におけるトロイダル磁場のリップル低減に用いるフェライト鋼製タイルの構造設計と機械及び真空特性について報告する。8Cr-2W-0.2V系フェライト鋼板を製造し、機械特性,真空特性を評価することにより設計条件の妥当性を確認した。引張強度は、耐力,強度ともに室温において偏差の少ないことを確認した。また、運転温度である15C, 300Cにおいて十分な強度を有することを確認した。200Cに昇温後の真空特性を評価した。その結果、市販のステンレス鋼と同程度の真空特性を有するものの、JT-60の真空容器内材料の基準値をわずかに上回ることがわかった。しかし、実際の運転温度は300Cであること,残留放出ガスが燃料である水素であることを考慮すると、容器内への適用が可能であると判断した。
大島 貴幸; 清野 公広; 坂田 信也; 佐藤 稔; 戸塚 俊之; 射場 克幸*; 小関 隆久; 平山 俊雄
Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1210 - 1215, 2007/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.90(Nuclear Science & Technology)MSPをOSとするショット間処理計算機MSP-ISP(MSP OS-Inter Shot Processor)はJT-60U計測用データ処理設備の中心として約20年間運用されてきた。MSP-ISPは、放電時間の伸長(15秒から65秒へ)による計測データの増加,ネットワーク接続性が不十分,周辺機器と拡張が非合理,応用ソフトウェアが古く、周辺機器接続のための改造が容易ではない等の旧式化となった。約4年をかけて2005年に新しいUNIXをOSとするISP UNIX-ISP(UNIX OS-Inter Shot Processor)に完全に移行した。MSP-ISPでは各機能が一極に集中していたので、UNIX標準装備のネットワーク技術を使い、機能を分散化することで負荷軽減を図った。また、実際の実験シーケンスでの総合負荷試験や物理量変換プログラムで計算機の性能評価を行った。さらに、他の研究機関から核融合研究のエキスパートを結集し、JT-60Uを遠隔地から実験参加するシステム(RES)を安全に通信できるようITBL(IT-Based Laboratory)のセキュリティを用いて開発した。遠隔地の大学から、このたび開発した原子力機構那珂のRMVSVR(Remote Server)にアクセスし、放電条件設定,放電状態表示,実験放電結果データ表示等の検証を行った。
中村 博雄; 井田 瑞穂; 千田 輝夫; 古谷 一幸*; 杉本 昌義
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2671 - 2676, 2007/10
被引用回数：5 パーセンタイル：35.61(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合炉材料の開発のために、照射量150dpaまで照射可能な強力中性子束(50dpa/y)を発生可能な加速器型中性子源である。背面壁は、年間50dpaの中性子照射下で使用する必要があり、交換可能型背面壁の熱構造設計は重要課題の一つである。従来の熱構造解析結果では、熱応力の観点から、背面壁材料として、低放射化フェライト鋼(F82H)が推奨された。しかしながら、従来のモデルは、背面壁のみのモデルであったため、今回、ターゲットアセンブリの一部を含んだモデルにより、背面壁の熱構造解析を実施した。背面壁の中心部の熱応力が許容値(455MPa)を超えた。そのため、背面壁取り付け部のリップシールに、熱応力軽減用の構造を付加し、熱構造解析を実施した。その結果、背面壁の中心部の熱応力は、60-90MPa程度に軽減された。今後、低放射化フェライト鋼(F82H)とステンレス316L鋼の溶接が課題である。
井上 多加志; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 戸張 博之; 大楽 正幸; 梅田 尚孝; 渡邊 和弘; 坂本 慶司; 池田 佳隆
Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.813 - 818, 2007/10
被引用回数：8 パーセンタイル：49.22(Nuclear Science & Technology)ITER NBシステムは、1MeV,40A(電流密度200A/m)という従来の2倍以上の強度を持つ負イオンビームを要求する。さらに放射線誘起伝導を避けるため、高電圧絶縁にSF
等の絶縁ガスが使用できず、真空絶縁を用いる。本論文では、原子力機構におけるITER NBシステム用ビーム源(イオン源と加速器)並びにブッシングの開発の進展を報告する。イオン源開発においては要求性能を達成しているが、大型負イオン源の磁場配位を工夫して負イオン一様生成の問題を解決し、JT-60U負イオンNBIでの総合試験並びにRF負イオン源への適用を検討している。加速器開発でも、836keV,146A/mの負イオンビーム生成に成功している。また、ブッシング用大口径セラミックの製作技術開発を進め、実規模(直径1.56m)のセラミック製作試験に着手した。
清水 克祐*; 小野塚 正紀*; 碓井 志典*; 浦田 一宏*; 辻田 芳宏*; 中平 昌隆; 武田 信和; 角舘 聡; 大森 順次; 柴沼 清
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2081 - 2088, 2007/10
被引用回数：5 パーセンタイル：35.61(Nuclear Science & Technology)ITER真空容器の製作・組立手順を確認するため実施した以下の試験について紹介する。(1)実規模部分モデルにより、製作性を確認した。(2)現地組立作業を確認するため、試験スタンドを製作した。(3)現地溶接時の外壁外側のバックシールについて、3種類の構造について試験した。(4)UTの適用性について試験を実施した。(5)高真空環境機器への浸透探傷試験の適用性について確認した。
末岡 通治; 川俣 陽一; 栗原 研一; 関 暁之
Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1008 - 1014, 2007/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.90(Nuclear Science & Technology)トカマク型核融合実験装置JT-60では、プラズマ放電を撮影した可視テレビ映像とプラズマ最外殻磁気面の実時間可視化画像を1つの映像信号に合成し、これにプラズマ周辺磁場を計測している磁気プローブ信号を音声チャンネルに入力して実験運転時に大画面テレビに出力している。実験結果データ解析の効率を著しく高めるために、この映像データを放電ごとに蓄積・管理して迅速に提供する映像データベース・配信システムを新たに開発した。本報告では、これらの実現に向けて開発を行った映像データベースシステムの詳細について報告し、機能向上への課題と将来の遠隔実験に向けた利用の展望にも触れる。
落合 謙太郎; 佐藤 聡; 和田 政行*; 久保田 直義; 近藤 恵太郎; 山内 通則; 阿部 雄一; 西谷 健夫; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2794 - 2798, 2007/10
被引用回数：5 パーセンタイル：35.61(Nuclear Science & Technology)JAEA-FNSではITER/ITAタスク73-10に基づき、ITER計測ポート周辺のスリット領域を模擬した鉄体系によるDT中性子ストリーミング実験を行い、モンテカルロ計算コードMCNPによる計算結果と実験値との比較から中性子輸送計算精度の検証を行った。奥行き55cm,横幅100cm,縦幅30cmの鉄ブロック2つを用いて、スリット幅2cmのストリーミング体系を組み立て、FNS-DT中性子源(点線源)で照射した。U-238及びU-235マイクロフィッションチャンバーを用い、深さ方向に対するスリット中の核分裂率を測定した。輸送計算コードはMCNP-4cを用い、U-238, U-235による核分裂率を計算した。実験結果から以下のことが明らかとなった。(1)U-238フィッションチャンバーの結果から、距離の効果及び鉄遮蔽による減衰効果を反映し、高速中性子束は体系表面からスリット内深さ50cmで0.1%まで減衰することを明らかにした。(2)U-235フィッションチャンバーの結果から10keV以下の中性子束は深さ50cmで体系表面での10%程度であることを明らかにした。(3)計算結果と実験結果の比(C/E)はU-238の場合1.10-1.22, U-235の場合は1.10-1.23となり、わずかに過大評価する傾向を示した。
西谷 健夫; 山内 通則; 泉 幹雄*; 早川 敦郎*; 海老沢 克之*; 近藤 貴; 草間 義紀
Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1192 - 1197, 2007/10
被引用回数：5 パーセンタイル：35.61(Nuclear Science & Technology)ITERにおいてマイクロフィッションチェンバーは核融合出力を測定する重要な計測装置の一つである。マイクロフィッションチェンバーは真空容器内に取り付けられるため、高真空及び高温環境下で動作する必要がある。また核発熱とその除熱方法も考慮する必要がある。これまで、ITERの高出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計開発を行ってきたが、今回は低出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計を実施した。検出器は狭いギャップ内に取り付ける必要性から、全酸化ウラン量を0.75gになるようにマイクロフィッションチェンバーを並べて1つの検出器とする方式を提案した。径14mm,長さ400mmのマイクロフィッションチェンバーを基本要素とする、束型検出器を設計した。核発熱はMCNPコードによって評価した。有限要素法による熱輸送解析の結果、真空容器との熱伝達率を100W/mK以上確保できれば、検出器温度は250C以下にできることを明らかにした。
