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論文

Estimation and control of beryllium-7 behavior in liquid lithium loop of IFMIF

井田 瑞穂; 中村 博雄; 杉本 昌義

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2490 - 2496, 2007/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:70.24(Nuclear Science & Technology)

IFMIFターゲット系のリチウムループ中の放射性核種のうち、作業員被曝への影響が最も大きなベリリウム-7の挙動を評価した。IFMIFターゲット系でのベリリウム-7生成量,ループ内温度分布とそれに対応した溶解度等をもとに評価した結果、ベリリウム-7のほとんどが熱交換機の最下流部分にBe$$_{3}$$N$$_{2}$$として堆積することを明らかにした。この局在化がある場合の線量評価をQAD-CGGP2Rコードで実施し、以前評価した均一堆積の場合に比べ熱交換機近傍での線量は約1桁大きくなり、必要な鉛遮蔽体の厚さも6.5cmから8.0cmへと増加するが、鉛遮蔽体重量は約40tから約10tへと減少することを明らかにした。

論文

Development of optimum manufacturing technologies of radial plates for the ITER toroidal field coils

中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 奥野 清; 阿部 加奈子*; 清水 辰也; 角井 日出雄*; 山岡 弘人*; 丸山 直行*; 高柳 貞敏*

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1473 - 1480, 2007/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.65(Nuclear Science & Technology)

ITERのトロイダル磁場コイルでは、コイルに作用する大電磁力を支えるため、外径約14m$$times$$9m,幅約611mm,厚さ約112mmのラジアル・プレートと呼ばれる両側に溝を加工したD型の大型ステンレス構造物が使用される。このような大型のステンレス構造物の製作経験はこれまでにないことに加え、ラジアル・プレートには平面度2mm以内という厳しい製作精度が要求される。さらに、9コイル分のラジアル・プレート63個を約4年という短期間で製作する必要があり、ラジアル・プレートの製作方法の最適化がITER実現には必須となる。そこで、原子力機構では、ラジアル・プレートの製作方法を検討するとともに、必要となる製作技術の開発を行い、最適製作方法を考案した。本発表では、製作技術開発のために実施した試験の結果とこの結果に基づいて考案した最適製作方法について発表する。

論文

Demonstration of full scale JJ1 and 316LN fabrication for ITER TF coil structure

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1481 - 1486, 2007/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:41.7(Nuclear Science & Technology)

国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル磁場(TF)コイル構造物は、コイル容器,コイル間支持構造物及びラジアル・プレートから構成される。これらの構造物は溶接構造物であり、極厚のJJ1及び強化型316LN鋼(ST316LN)が使用される。コイル構造物の応力の高い部分に使用される材料に対するITERの4Kでの機械的要求値は、0.2%耐力に関してはJJ1鋼が1000MPa以上、ST316LN鋼は850MPa以上、破壊靱性値については両者とも200MPam$$^{0.5}$$以上である。日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、これらの材料の製作性と機械的特性を確認するために、実機規模での材料製作を実施した。実機と同じ製造設備とプロセスを用いて、11tonの鍛造JJ1ブロック,26tonの鍛造316LN鋼,200mm及び140mm厚さのST316LN熱間圧延板(合計17ton)を試作し、これらの材料から機械試験片を切り出し、4Kでの試験を実施した。測定された破壊靱性値は200MPam$$^{0.5}$$以上、0.2%耐力の平均値は、JJ1, ST316LN鍛造材,ST316LN熱間圧延板についてそれぞれ、1,126MPa, 1,078MPa, 1,066MPaであった。以上の結果により、ITERの機械的要求値を満たす、JJ1及びST316LN鋼を実機規模で製作できることを確認し、ITER調達準備が大きく進展した。

論文

Basic analysis of weldability and machinability of structural materials for ITER toroidal field coils

小野塚 正紀*; 清水 克祐*; 浦田 一宏*; 木村 政宏*; 門脇 宏和*; 岡本 護*; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 奥野 清

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1431 - 1436, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.08(Nuclear Science & Technology)

ITERトロイダル磁場コイル容器で使用される新しい構造材料である原子力機構が開発したJJ1鋼及び既存の高窒素316LN鋼の加工性及び溶接性を把握するための要素試験を実施した。JJ1の溶接時間の短縮を目指した電子ビーム溶接及び高効率TIG溶接の試験によれば、板厚40mmまでの電子ビーム溶接施工及び26g/minの溶着速度のTIG溶接施工が可能であることを確認した。また、切削加工試験の結果から、極低温用高強度ステンレス鋼の切削は304L, 316L等、従来のステンレス鋼に比べ難しく、製作精度確保のためには、切削条件の最適化を計る必要のあることがわかった。本発表では、これら要素試験の結果について発表する。

論文

Non-stoichiometory and vaporization characteristic of Li$$_{2.1}$$TiO$$_{3.05}$$ 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:35 パーセンタイル:6.37(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料の第1候補材料である。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$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Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$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、Li$$_{2.1}$$TiO$$_{3.05}$$を製作し、非化学量論性及び蒸発特性を調べた。定比のLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$(Li$$_{2}$$O/TiO$$_{2}$$=1.00)よりLi量を多くしたLi$$_{2.1}$$TiO$$_{3.05}$$(Li$$_{2}$$O/TiO$$_{2}$$=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。

論文

In-pile tritium permeation through F82H steel with and without a ceramic coating of Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$-SiO$$_{2}$$ Including CrPO$$_{4}$$

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:16 パーセンタイル:22.69(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$$_{4}$$を含むCr$$_{2}$$O$$_{3}$$-SiO$$_{2}$$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$$^{circ}$$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$$_{17}$$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2$$times$$10$$^{21}$$n/m$$^{2}$$(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、600$$^{circ}$$C及び500$$^{circ}$$C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、600$$^{circ}$$C及び500$$^{circ}$$Cについて得られた値である307及び45に近い値であった。

論文

Design of a lip seal-replaceable backwall for IFMIF liquid lithium target

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:56.65(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。

論文

Development of beam source and bushing for ITER NB system

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:6 パーセンタイル:50.49(Nuclear Science & Technology)

ITER NBシステムは、1MeV,40A(電流密度200A/m$$^{2}$$)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$$_{6}$$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$$^{2}$$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。

論文

Demonstration tests for manufacturing the ITER vacuum vessel

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:4 パーセンタイル:63.21(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。

論文

Prospective performances in JT-60SA towards the ITER and DEMO relevant plasmas

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:37.95(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。

論文

Verification of nuclear data for DT neutron induced charged-particle emission reaction of light nuclei

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:78.08(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。

論文

Six-party qualification program of FW fabrication methods for ITER blanket module procurement

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:9 パーセンタイル:37.95(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80$$times$$240$$times$$81mm(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$$^{2}$$(定常)$$times$$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。

論文

Improvement of data processing system for advanced diagnostics in JT-60U

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:78.08(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。

論文

Design of the superconducting coil system in JT-60SA

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:4 パーセンタイル:63.21(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${it B}$t${it R}$=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。

論文

The Plasma movie database system for JT-60

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:78.08(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。

論文

Thin slit streaming experiment for ITER by using D-T neutron source

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:4 パーセンタイル:63.21(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。

論文

Engineering design of the ITER invessel neutron monitor using micro-fission chambers

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:3 パーセンタイル:70.24(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/m$$^{2}$$K以上確保できれば、検出器温度は250$$^{circ}$$C以下にできることを明らかにした。

論文

Evaluation of bending strain dependence of critical current of Nb$$_{3}$$Al conductor for coils with react-and-wind method

木津 要; 土屋 勝彦; 島田 勝弘; 安藤 俊就*; 菱沼 良光*; 小泉 徳潔; 松川 誠; 三浦 友史*; 西村 新*; 奥野 清; et al.

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1493 - 1499, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.08(Nuclear Science & Technology)

大型超伝導コイルでは、大きな電磁力が発生するので、電磁力支持,電気絶縁の観点から、超伝導素線を数百本撚り合わせたケーブルを、金属製の鞘(コンジット)に納めたケーブル・イン・コンジット(CIC)型の超伝導導体を使用している。CIC型導体では冷却によるコンジットとケーブルとの熱収縮差に起因する熱歪,導体の曲げによる曲げ歪の影響が問題となる。しかしながら、超伝導コイルでは熱歪や曲げ歪を変化させることはできないので、コイル試験では、超伝導工学上重要な、臨界電流値と熱歪・曲げ歪の関係を幅広い領域で評価することは困難であった。そこで、本研究では、液体ヘリウムにより冷却されたCIC導体サンプルに、クライオスタット外部からシャフトを介してねじりを加えることを可能にする試験装置を開発した。この新しい試験装置に、ねじりばね状のNb$$_{3}$$Al CIC導体サンプルを取り付け、ねじることにより、サンプルに引張り・圧縮歪、及び曲げ歪を連続的に印加し、臨界電流と歪の関係を測定することに成功した。また、本研究の結果より、CIC型導体中の撚り線の歪緩和機構が存在することが明らかとなった。

論文

Measurement of thermal expansion of Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed

谷川 尚; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2259 - 2263, 2007/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:37.95(Nuclear Science & Technology)

増殖ブランケットにおけるLi$$_2$$TiO$$_3$$ペブル充填層の熱機械挙動を評価するため、解析に必要な物性の一つである熱膨張量を計測し、実機に想定される充填率の範囲において、熱膨張量が充填率に依存しないことを明らかにした。

論文

Technical design of NBI system for JT-60SA

池田 佳隆; 秋野 昇; 海老沢 昇; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 本田 敦; 鎌田 正輝; 河合 視己人; 椛澤 稔; 菊池 勝美; et al.

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.791 - 797, 2007/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:22.69(Nuclear Science & Technology)

ITERや原型炉に向けた研究を強化するため、JT-60Uを超伝導化するJT-60SA計画が進められている。この計画におけるNBI加熱装置は、入射パワーは1基あたりの入射パワー2MW(85keV)の正イオンNBI加熱装置が12基、入射パワー10MW(500keV)の負イオンNBI加熱装置が1基から構成され、総計34MW,100秒のビーム入射を行う予定である。一方、これまでにJT-60Uにおいては、正イオンNBIで2MW(85keV),30秒、負イオンNBIで3.2MW(320keV),20秒入射を既に達成している。これらの運転において両イオン源の加速電極の冷却水温度上昇は約20秒以内で飽和していることから、改修計画に向けては、電源の容量強化や負イオンNBIの加速エネルギー向上が鍵となると考えられる。本論文では、JT-60SA計画における、NBI加熱装置の増力に関する工学設計を報告する。

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