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枝尾 裕希*; 深田 智*; 山口 翔*; Wu, Y.*; 中村 博雄
Fusion Engineering and Design, 85(1), p.53 - 57, 2010/01
被引用回数：19 パーセンタイル：75.78(Nuclear Science & Technology)In the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF), tritium of a by-product is removed by a Y hot trap placed in a by-path position of the flowing Li target. Since the T equilibrium pressure is extremely low, the removal rate of H isotopes is affected by coexisting other impurities such as N, C and O dissolved in Li. In the present study, the removal process of H isotopes is experimentally investigated under the three different conditions: (1) measuring gravimetrically in a static Li + Y system with the supply of low concentration hydrogen in Ar purge, (2) counting the change of T radioactivity in a static Li + Y system after neutron irradiation and (3) measuring the change of the hydrogen concentration in a stirred Li + Y system with the supply of low concentration hydrogen in Ar purge. There was no corrosive action in the Y-Li interface after 100 hr contact at 500
C. The present results are extended to design a Y hot trap for the EVEDA Li loop.
小泉 徳潔; 辺見 努; 松井 邦浩; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 久野 和雄*; 野元 一宏*
Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.210 - 214, 2009/09
被引用回数：16 パーセンタイル：69.86(Nuclear Science & Technology)ITER-TFコイルは高さ14m,幅9mのD型コイルであり、ITER工学設計で開発,試験されたTFモデル・コイルの約3倍の大きさとなっている。このため、その製作では新たな技術的課題が生じている。特に、導体長を0.05%の高精度で管理しながら巻線を実施する自動巻線技術、高さ14mのラジアル・プレート(RP)に導体を固定するカバー・プレート(CP)を約750mの長さにわたって溶接し、かつ、溶接による面外変形及び面内変形をそれぞれ2mm及び5mmに抑える技術では、これまでに経験したことがない高い技術が必要とされる。そこで、高精度自動巻線ヘッドを開発し、導体長を0.01%の高精度で測定しながら、1/3規模のD型巻線を試作して、高精度自動巻線が可能なことを示した。また、長さ1mのRP部分モデルを用いて、CP溶接試験を実施し、面外変形を0.8mmに抑えることができた。この結果から、固有歪法を用いて、実機RPのCP溶接による変形量を評価すると、面外変形が1mm、面内変形が5mmと評価され、要求値を満足できると期待できる。また、TFコイルの製作工程全般についても検討し、技術的にはその製作性に目処を立てることができた。
近藤 恵太郎; 村田 勲*; Klix, A.*; Seidel, K.*; Freiesleben, H.*
Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1076 - 1086, 2009/06
被引用回数：3 パーセンタイル：23.80(Nuclear Science & Technology)EUなど幾つかのITER参加極は液体のトリチウム増殖材であるリチウム鉛を用いたテストブランケットモジュールを提案している。昨年、LiAl合金とPbからなるブランケット模擬体系の14MeV中性子照射実験をドイツのドレスデン工科大学で行った。NE213検出器を用いて測定した体系内中性子スペクトルとMCNPによる計算値の比較を行ったところ、評価済み核データライブラリJENDL-3.3を用いた計算値は10MeV以上の中性子束を30%程度、0.5
5MeVの中性子束を15%程度過小評価することが明らかとなった。一方、JEFF-3.1を用いた計算値はこれらのエネルギー領域での実験値との一致は良いが、510MeVの中性子束を20%程度過大評価した。今回、これらの不一致の原因を明らかにするため、鉛の評価済み核データの問題点について、詳細な検討を行った。その結果、JENDL-3.3では弾性散乱断面積が過小評価されており、本実験の解析で見られたような、高エネルギー中性子束の著しい過小評価をもたらすことがわかった。また、
Pbの非弾性散乱については、JENDL-3.3が過去の二重微分断面積の測定値を最もよく再現したが、ほかの鉛同位体については、JENDL-3.3の非弾性散乱の評価値には何らかの問題があり、0.55MeVの中性子束の大きな過小評価の原因となることがわかった。JEFF-3.1が510MeVの中性子束を過大評価する原因は依然として明らかになっていない。
Zr(n,2n) reaction cross-section at 14 MeV村田 勲*; 四間 公章*; 近藤 恵太郎; 松中 允亨*; 太田 雅之*; 宮丸 広幸*; 落合 謙太郎; 今野 力; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1376 - 1379, 2009/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ジルコニウムは核融合炉ブランケットのトリチウム増殖材の候補の一つであるリチウムジルコネートLi
ZrO
の構成元素である。過去に日本原子力研究所,京都大学,大阪大学において個々に行われたジルコニウムの核データベンチマーク実験の結果は、いずれも中性子スペクトルの計算値が大きな過大評価を示すことを指摘していた。本研究では、核データの問題点を明らかにするために、天然ジルコニウムの(n,2n)反応によって放出される2個の中性子を直接測定して断面積を導出した。測定によって放出中性子のエネルギーが1MeV以上の断面積が得られたが、得られた値はJENDL-3.3の評価値より少し大きく、これはベンチマーク実験の結果と逆の傾向であった。しかし、測定されていない放出中性子のエネルギー1MeV以下のスペクトル部分を核温度1MeVの蒸発スペクトルで外挿すると、得られた(n,2n)反応断面積はJENDL-3.3よりもやや小さく、ENDF/B-VIの評価値とほぼ一致した。この結果は過去に京都大学のグループによって指摘された、JENDLの(n,2n)反応断面積が10%程度過大評価、(n,2n)反応による1MeV以下のスペクトル成分が20%程度過大評価という指摘とも整合性のある結果であった。これらの結果は過去に報告されたベンチマーク実験における不一致の原因が、核データ評価の際の不適切な核温度の採用によるものであることを示唆している。
Garin, P.*; 杉本 昌義
Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.259 - 264, 2009/06
被引用回数：63 パーセンタイル：96.55(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)工学実証工学設計活動(EVEDA)プロジェクトは幅広いアプローチ協定の下で2007年6月公式に開始され2013年6月までに施設の工学設計を完成させる予定である。工学実証では主要システムである加速器,リチウムターゲット,高中性子束照射モジュールそれぞれについて、9MeVまでのプロトタイプ加速器の製作・運転実証,1/3規模のリチウム・純化ループの製作・運転実証,実寸大照射リグによる熱水力性能及び原子炉による照射性能の実証等を中心に進める予定である。この1年間、概念設計を基本にして実証試験のための予備設計検討を進めた結果、加速器では主加速部の超伝導化,リチウムターゲットではターゲット背面部の曲率の最適化,照射モジュールでは温度制御のためのヘリウム冷却経路の見直しなどの設計改良がなされている。
梅田 尚孝; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 大楽 正幸; 花田 磨砂也; 戸張 博之; 渡邊 和弘; 坂本 慶司; 井上 多加志
Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1875 - 1880, 2009/06
被引用回数：14 パーセンタイル：65.70(Nuclear Science & Technology)原子力機構ではITER中性粒子入射装置の機器調達に向けて、1MeV加速器及び高電圧ブッシングの設計開発を進めている。1MeVの負イオンビーム加速を実証するために、MeV級加速器の開発をMeV級イオン源試験装置で行っているが、大電流ビーム加速後に電流が急減する課題に悩まされていた。正イオンが加速器を逆に加速され、イオン源に局所的に熱負荷をあたえ、空気リークが生じていたことが原因と判明した。イオン源への正イオンビームによる熱負荷を抑制することで、320mA (電流密度140mA/m
)の負イオンビームを796keVまで加速することに成功した。高電圧ブッシングの開発に関して、
800の1段分のハーフサイズのモックアップブッシングを製作し、耐電圧試験を実施したところ、定格200kVを越える220kVの保持に成功した。また、フルサイズのブッシングの電界解析や設計を実施しており、セラミック絶縁体表面の電界強度を下げる改善設計を提案している。
東島 智; 櫻井 真治; 鈴木 哲; 横山 堅二; 柏 好敏; 正木 圭; 芝間 祐介; 武智 学; 柴沼 清; 逆井 章; et al.
Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.949 - 952, 2009/06
被引用回数：9 パーセンタイル：52.03(Nuclear Science & Technology)JT-60Uは、幅広いアプローチ(BA)及び我が国の国内プロジェクトとして、超伝導装置JT-60SAへと改修される。JT-60SAダイバータ板の最大定常熱負荷は15MW/mに達すると評価され、強制水冷却のモノブロック型CFCダイバータアーマが有力候補である。JT-60SAダイバータアーマは、CFCブロック,CuCrZrスクリュウ管,無酸素銅の緩衝層から構成され、ロウ付け接合部がアーマにとって鍵となる。ロウ付け接合部の改善を目指してCFC内面をメタライズした結果、試験体がITER要求仕様を超える性能を有することを確認できた。製作方法の改善及び製作歩留りの把握を目的として、一度に製作する量に匹敵する試験体を試作したところ、約半数の試験体が15MW/mの除熱性能を有することがわかった。講演では、JT-60SAダイバータアーマの設計・試作の進展をまとめる。
佐藤 和義; 大森 順次; 近藤 貴; 波多江 仰紀; 梶田 信*; 石川 正男; 閨谷 譲; 海老沢 克之*; 草間 義紀
Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1713 - 1715, 2009/06
被引用回数：1 パーセンタイル：9.99(Nuclear Science & Technology)ITERの計測装置は、中性子遮蔽構造を兼ね備えたポートプラグと呼ばれる構造体に組み込まれる。日本が調達を予定している上部ポートプラグは長さ約6m,重量約22tの片持ち構造であるため、構造健全性を評価することは必須である。このため、ディスラプション時における電磁力解析結果をもとに三次元モデルを用いて変位及び応力を評価した。ポートプラグ先端に荷重を与え静/動解析により変位量を求めたところ、最大変位約9mm,動的拡大係数1.45が得られた。これはポートとの隙間20mmに対して製作・組立誤差を考慮すると設計裕度はほとんど見込めない。このため、ブランケット遮蔽モジュール先端にスリットを3本設け電磁力の低減を図ったところ、変位量は5mm以下に低減できることがわかった。一方応力については、局所的に高応力箇所は認められたものの、補強等で低減できる範囲であることがわかった。以上の結果から、ポートプラグは応力上の問題はなく、変位抑制対策を取ることで健全性を確保できる見通しを得た。また、ポートプラグの保守・組立時のシナリオについて検討し、内部フレーム及び把持機構を設けることにより、シナリオが成立する見通しを得た。
近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 杉浦 寛和*; 山岡 信夫*; 宮本 斉児*; 井田 瑞穂; 中村 博雄; 松下 出*; 室賀 健夫*; 堀池 寛*
Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1086 - 1090, 2009/06
被引用回数：9 パーセンタイル：52.03(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットはノズルにより平坦な自由表面流れとして形成され、約15m/sの高速で流れる。この液体Liターゲットの平坦度に焦点を当てて以下のように研究を実施した。IFMIFの1/2.5スケールの試験部を有する大阪大学LiループでのLi流実験では、本実験のために開発した接触方式でLi流の厚さを測定した。Kelvin航跡に関する解析的研究及び流路側壁近傍の航跡に関する数値計算もまた実施し、実験結果と比較した結果、実験及び接触角140度を仮定した数値計算での航跡の波頂は両方とも解析モデル上の等位相線と良い一致を示した。航跡の発生はLiと構造材(本研究では304SS)との間の濡れ性に依存するようである。
林 孝夫; 神永 敦嗣; 新井 貴; 佐藤 正泰
Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.908 - 910, 2009/06
被引用回数：4 パーセンタイル：29.54(Nuclear Science & Technology)高分解能質量分析装置を用いて、JT-60U残留ガスの質量分析を行い、ヘリウムグロー放電洗浄(He-GDC)の効果を調べた。質量分析の分解能が高くDとHeの弁別が可能な質量分析装置を今回新たに導入した。He-GDCの開始後、Dガスの分圧が上昇し、最大分圧(3.8
10
Pa)に到達した。これはHe-GDC開始前(3.510
Pa)の約十倍の圧力であった。7時間のHe-GDC中に放出されたDガスの量は、4Pa m
であった。He-GDC終了後、Dガスの分圧はHe-GDCの前よりも下がり、He-GDC(7時間)+約7時間経過後には5.710
Paに到達した。これらの結果からHe-GDCがプラズマ対向機器の重水素除去に有効であることがわかった。
中平 昌隆; 松本 泰弘; 角舘 聡; 武田 信和; 柴沼 清; Tesini, A.*
Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1394 - 1398, 2009/06
被引用回数：23 パーセンタイル：77.90(Nuclear Science & Technology)ITERの炉内機器の保守作業は、D-D運転後に真空容器内が高
線環境になるため、遠隔操作装置によって行われる必要がある。ブランケットの保守作業は、マニピュレータを搭載した台車が真空容器内に展開した軌道上を走行して行う。ITER建設に向け、ブランケット遠隔操作装置の改良と詳細設計を実施している。今回は、設計結果の概要を紹介する。ブランケット遠隔操作装置のレール展開システムは、占有スペースを最小にするため搬送キャスク内で軌道を連結する方式へと変更した。この目的のために、真空容器内におけるブランケット交換とキャスク接続を含め遠隔装置のレール展開の概念設計、手順の検討及び典型的なシミュレーションを行った。キャスク内における軌道接続の技術的な課題は、(1)ヒンジの回転軸に許容される誤差が小さい、(2)キャスク内の限られたスペースでの軌道接続の実施、(3)高い位置決め精度の確保である。本論文は、これらの課題に対する対策と設計結果について述べる。新しいケーブルハンドリング装置、軌道支持装置、及びブランケット/ツール搬送装置についても述べる。
武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; 松本 泰弘; 田口 浩; 小坂 広; 柴沼 清; Tesini, A.*
Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1813 - 1817, 2009/06
被引用回数：11 パーセンタイル：58.37(Nuclear Science & Technology)ブランケットやダイバータなどのITERの真空容器内機器の保守作業は、高線環境のため、遠隔機器によって行われる必要がある。工学設計活動(EDA)において、原子力機構はブランケット遠隔保守に用いるビークルマニピュレータシステムのプロトタイプを製作し、ブランケットの自動位置決めや多関節レールの展開動作等、このシステムの成立性を確認した。ITERに対する本システムの調達を円滑に行うため、その後も原子力機構は数々の研究開発を継続している。EDA後に残された課題としては、レール接続,ケーブルハンドリング,第一壁のその場交換が挙げられる。三番目の課題は最近提起され、現在まだ議論中である。本報告では、前二者の課題についての試験結果を中心に報告を行う。
小林 貴之; 森山 伸一; 藤井 常幸; 高橋 幸司; 梶原 健; 坂本 慶司
Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.1063 - 1067, 2009/06
被引用回数：10 パーセンタイル：55.42(Nuclear Science & Technology)JT-60SA電子サイクロトロンアンテナの設計検討が進行中である。直線駆動平面鏡と固定曲面鏡を持つアンテナ概念について、計算コードにより評価を行った。このアンテナは平面鏡の直線的な動作のみによりミリ波の入射角度を広く駆動可能であり、真空容器内にフレキシブルな冷却水配管や駆動のためのリンク機構を必要としない特徴を持つ。本研究により、アンテナから放射されたミリ波ビーム径が、ガウス光学により求めたビーム径と比較して広がることが明らかになった。そこで、共鳴層におけるビーム径を狭くするため、直線駆動鏡と固定曲面鏡の面形状の改良を行った。その結果、固定曲面鏡の曲率を大きくする、又は、直線駆動鏡を平面鏡から発散鏡とすることで、共鳴層でのビーム径を効果的に小さくする設計が可能であることを明らかにした。
今野 力; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 高倉 耕祐; 佐藤 聡
Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1095 - 1098, 2009/06
被引用回数：3 パーセンタイル：23.80(Nuclear Science & Technology)鉄は核融合炉の放射線遮へいの重要な物質の一つであり、将来の核融合炉ではより厚い遮へい体が使われるため、特に精度の高い核データが要求されている。そこで、最新の鉄の核データの精度評価を行うために、原子力機構FNSで実施した核融合中性子工学鉄ベンチマーク実験の詳細解析を実施した。この解析には、モンテカルロコードMCNP-4Cと最新の核データライブラリFENDL-2.1, JENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VII.0を用いた。解析の結果、ENDF/B-VII.0を用いた計算が最もよく実験と一致した。また、JENDL-3.3を用いた計算だけが鉄実験の10keV以下の中性子スペクトルを過大評価することもわかった。この過大評価の原因をENDF/B-VII.0との比較を通して調べ、JENDL-3.3の
Feの第1励起非弾性散乱断面積のデータに問題があることをつきとめた。
木津 要; 土屋 勝彦; 尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 星 亮; 濱口 真司*; 布谷 嘉彦; 吉田 清; 松川 誠; 柳 長門*; et al.
Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.1058 - 1062, 2009/06
被引用回数：12 パーセンタイル：61.05(Nuclear Science & Technology)JT-60SA装置のEFコイルの最大運転電流と最大経験磁場は、20kA, 6.2Tである。EFコイル導体はSS316LジャケットのNbTiケーブル・イン・コンジット型導体である。導体の性能を確認するために、サンプル導体を製作し、コイルの運転条件における分流開始温度(
)の測定を行った。その結果、20kAにおける、導体のの劣化は0.010.08K程度であり、導体構造と製作方法による性能の大きな劣化は観測されず、実機導体設計の妥当性を確認できた。また、標準運転シナリオにおける運転電流・運転温度と試験結果との比較を行い、1K以上の温度マージンがあることを確認した。
坂田 信也; 清野 公広; 佐藤 稔; 小湊 俊治; 末岡 通治; 細山 博己; 川俣 陽一
Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1680 - 1683, 2009/06
被引用回数：1 パーセンタイル：9.99(Nuclear Science & Technology)JT-60データ処理設備実時間処理計算機(RTP)は、JT-60における実時間帰還制御系ループの一部であり、1997年のシステム運用開始移行、JT-60実験放電で生成されるプラズマの高性能化に対応するため、実時間帰還制御時のパラメータとなる計測データ収集項目の追加や演算処理の高速化等、システム改良,機能拡張を継続的に実施してきた。しかし、現システムでは、CPUの処理能力、及びシステムの老朽化等の問題から、さらなる改良が困難な状況になりつつある。本報告では、これまでのシステム開発,改良,機能拡張に得られた知見、及び現システムにおける課題から得られたシステム要件を基盤とした次期システム設計案、及びプロトタイプシステムの開発による現システムの改良について報告する。
宮下 誠; 古谷 一幸*; 井田 瑞穂; 中村 博雄
Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1333 - 1338, 2009/06
被引用回数：1 パーセンタイル：9.99(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)のターゲット背面壁は、最大で年間約50dpaの中性子照射下で発生する核発熱による熱応力に耐えられる材料・構造を選定する必要があり、少なくとも毎年、交換する必要がある。背面壁の交換は接続部のリップシール部をレーザ溶接装置によって遠隔操作により切断・溶接される。本報告は交換可能な背面壁のリップシール部溶接材の材料特性評価と、背面壁及びターゲットアセンブリの遠隔交換技術についてまとめたもので、SUS316Lリップシール溶接継手の室温による材質試験結果では、重要な劣化は見られず、また、遠隔交換技術はレーザ切断/溶接装置と遠隔操作手順の概念設計の検討結果を示す。
杉浦 寛和*; 近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 丹羽 勇太*; 山岡 信夫*; 宮本 斉児*; 井田 瑞穂; 中村 博雄; 松下 出*; 室賀 健夫*; et al.
Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1803 - 1807, 2009/06
被引用回数：3 パーセンタイル：23.80(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットへ適用できる計測系を開発するため、IFMIFの1/2.5スケールのノズルを有し、幅70mm,厚さ10mmの平坦な噴流を発生する大阪大学Liループで、Li流の流速測定を実施した。PIV法を応用して、流れ上の表面波の輝度パターンを追跡することで、局所的なLi流速分布を測定した。得られた流速は以前の水実験でのものと良い一致を示した。また、局所的な表面流速低下はIFMIFターゲットの重陽子照射域に相当する領域では緩和され、無視できるほど小さいことが明らかとなった。
DeEsch, H. P. L.*; Svensson, L.*; 井上 多加志; 谷口 正樹; 梅田 尚孝; 柏木 美恵子; Fubiani, G.*
Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.669 - 675, 2009/06
被引用回数：13 パーセンタイル：63.49(Nuclear Science & Technology)CEA Cadarache and JAEA Naka have entered into a collaboration under the ITER task agreement in order to test a SINGAP accelerator at the JAEA Megavolt Test Facility (MTF) at Naka, Japan. Whereas at the CEA testbed the acceleration current was limited to 0.1 A, at JAEA 0.5 A is available. This allows the acceleration of 15 beamlets in SINGAP to be tested and a direct comparison between SINGAP and MAMuG to be made. High-voltage conditioning in the SINGAP configuration has been quite slow, with 581 kV in vacuum achieved after 140 hours of conditioning. With 0.1 Pa of H gas present in the accelerator 787 kV could be achieved. SINGAP accelerates electrons to a higher energy than MAMuG. Measurements of the power intercepted on one of the electron dumps have been compared with EAMCC code calculations. Based on the experiments described here, electron production by a SINGAP accelerator scaled up to ITER size was estimated to be too high for comfort.
尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 濱口 真司*; 柳 長門*; 三戸 利行*; 今川 信作*; 木津 要; 土屋 勝彦; 星 亮; 吉田 清
Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1442 - 1445, 2009/06
被引用回数：18 パーセンタイル：73.58(Nuclear Science & Technology)JT-60SAの平衡磁場(EF)コイルのケーブル・イン・コンジット(CIC)導体の試験のために、核融合科学研究所(NIFS)の超伝導試験装置を改良した。試験装置には、超臨界圧ヘリウム(SHe)のトランスファーチューブと熱交換器を新規に組み込んだ。また、CIC導体は大気圧のヘリウムガスを満たした熱絶縁容器に入れる構造とした。さらに、導体の温度は、冷媒入口配管に取り付けたフィルムヒータで変化させることにした。そして、本装置を用いて、プロトタイプ導体の臨界電流と分流開始温度測定に成功した。測定では、導体の温度を正確にコントロールできることを確認した。
