Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
芝 清之; 谷川 博康; 廣瀬 貴規; 酒瀬川 英雄; 實川 資朗
Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2895 - 2899, 2011/12
被引用回数：45 パーセンタイル：94.28(Nuclear Science & Technology)低放射化フェライト/マルテンサイト鋼F82Hの熱時効特性を400
650
Cの温度範囲で、最長10万時間まで調べた。熱時効後のミクロ組織,析出物,引張特性,シャルピー衝撃特性等を調べた。Laves相は550650Cの温度範囲で、また、1万時間以上では550650Cの温度範囲でM
C炭化物が生成した。これらの析出物は特に550650Cの温度範囲で材料の靭性を大きく劣化させた。引張特性への時効の効果は大きくはなかったが、650Cでは1万時間以上の時効で大きな軟化を示した。析出物の増加は延性にも影響を及ぼしたが、深刻な劣化ではなかった。析出物の増加は材料の靭性を大きく劣化させ、特に、650Cでは結晶粒界への粗大なLaves相の析出によりDBTTが大きく上昇した。結晶粒界へのLaves相の析出は延性破壊時の吸収エネルギー(USE)も低下させ、シャルピー衝撃試験の結果から、F82H鋼の使用可能範囲は、550Cで3万時間程度であることが明らかとなった。
小河原 貴史; 若井 栄一; 菊地 孝行; 山本 道好; Molla, J.*
Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2904 - 2907, 2011/12
被引用回数：3 パーセンタイル：25.02(Nuclear Science & Technology)本研究は幅広いアプローチ(BA)協定の下、実施中の国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)におけるテストセル施設の一部である照射後試験(PIE)施設の工学設計に関するものである。IFMIF用PIE施設は、核融合原型炉の設計と許認可に必要となる材料照射データベースを取得するため、IFMIFで照射した材料の特性評価試験を実施する施設である。またPIE施設では、照射リグ容器の検査,解体、及び照射した試験片の再装荷作業等も同様に行われる。本研究では、予備的な工学設計の設計方針として、安全性に関するホットセル内作業の指針を作成するとともに、ホットセル設備や機器類の評価を実施し、コンクリートセルや鉄セルの設計評価を実施した。
千田 豊; 井口 将秀; 高野 克敏; 中嶋 秀夫; 大勢持 光一*; 新見 健一郎*; 渡海 大輔*; Gallix, R.*
Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2900 - 2903, 2011/12
被引用回数：10 パーセンタイル：59.13(Nuclear Science & Technology)ITER TFコイル構造物はコイルに発生する電磁力を極低温(約4K)で支持するために、極厚の高強度・高靱性ステンレス鋼製容器と支持構造物で構成されている。原子力機構は2008年より極厚のステンレス鋼に対する基礎的な溶接試験を開始し、TFコイル構造物の製造に関する技術的課題を検証するために、主要部材の実機大部分模型体の試作(インボード側及びアウトボード側各1体)を計画している。本論文では実機製作前に溶接技術を検証し、製造設計を行うために実施した、溶接試験の結果及び実機大部分模型体の試作状況を紹介する。
西谷 健夫; 山西 敏彦; 谷川 博康; 野澤 貴史; 中道 勝; 星野 毅; 香山 晃*; 木村 晃彦*; 檜木 達也*; 四竈 樹男*
Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2924 - 2927, 2011/12
被引用回数：7 パーセンタイル：47.24(Nuclear Science & Technology)日欧間協力である幅広いアプローチ活動(BA)の一環として、ブランケット材料開発を中心としてR&Dが新たに開始されている。それぞれの極における原型炉のための共通課題として、ブランケット構造材としての低放射化フェライト鋼,流路保護材及び先進構造材としてのSiC/SiC複合材、先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材及びトリチウム技術の5つの課題が進められている。日本において、これらのR&Dは、BAの実施機関である原子力機構が中心となり、多くの大学及び研究機関の協力を得て進められている。
染谷 洋二; 高瀬 治彦; 宇藤 裕康; 飛田 健次; Liu, C.; 朝倉 伸幸
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2269 - 2272, 2011/11
被引用回数：36 パーセンタイル：91.75(Nuclear Science & Technology)核融合出力2.95GWのSlimCSはセンターソレノイドコイルを小型化したアスペクト比が2.6で主半径が5.5mの原型炉概念である。プラズマのMHD安定性を確保するための導体シェルを備える必要があるが、その導体シェルを設置するためにブランケットを2分割し、交換型(プラズマ対向領域),固定型(遮蔽用)に分けている。特に交換型ブランケットは、なるべく径方向の厚さが薄いブランケットが要求され、他方高いトリチウム増殖比(TBR)を確保するためにF82Hで覆ったBe板を配置する構造となっている。しかしながらこれは構造が複雑であることから簡素化されたブランケット構造が要求されていた。そこで固体中性子増倍材と固体トリチウム増殖材の混合したペブルを充填しただけのブランケット構造を考案し、核熱解析を行った。解析の結果、目標のTBR(
1.05)を確保しつつ、最もブランケット厚さを薄くできるのは、トリチウム増殖材がLi
Oの場合で、この時のブランケット厚さが48cm以内で設計が可能であり、また混合ブランケットはプラズマ対向領域に溶接個所を必要としないことから、原型炉において有効なブランケット構造といえる。
星野 毅; 及川 史哲
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2172 - 2175, 2011/10
被引用回数：39 パーセンタイル：92.90(Nuclear Science & Technology)リチウム(Li)の含有量をあらかじめ高めることによって、Liの核的燃焼及び高温でのLi蒸発に対する結晶構造安定性の向上を図った先進トリチウム増殖材料であるLi添加型LiTiO
の粉末合成法に成功した。トリチウム増殖材料は微小球の形状にて核融合炉内に装荷されるため、Li添加型LiTiO粉末を用い、日本と欧州で核融合エネルギー開発の早期実現を図ることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、湿式造粒法による微小球の試作試験を行った。ボールミルにて粉砕した粉末を用いた場合では、スラリー製造時にスラリー層とバインダー層に分離が生じ、均一なスラリーが得られなかった。そこで、ジェットミル粉砕によりLi添加型LiTiO微粉末としてスラリー製造を行ったところ、分離層を形成することなく均一なLi添加型LiTiO粉末スラリーを得ることができた。このスラリーを用いて乾燥ゲル球を製造後、Ar雰囲気中にて焼結を行ったところ、白色で約1mmのLi添加型LiTiO微小球の試作に成功した。
星野 毅; 寺井 隆幸*
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2168 - 2171, 2011/10
被引用回数：62 パーセンタイル：96.77(Nuclear Science & Technology)核融合炉の燃料となるトリチウムは、6-リチウム(
Li)と中性子との核反応により生産するが、天然のリチウムにはLiが約7.6%しか存在せず、必要なトリチウム量を確保するためにはより高濃縮のLiが必要となる。これまで、既存のアマルガム法よりも高効率で環境性に適したLi濃縮技術の実用化を目指し、イオン液体を含浸した有機隔膜を用いてLiを濃縮する新技術の研究開発を行ったが、含浸させたイオン液体が溶脱する現象が観察された。そこで、イオン液体の溶脱を低減させるため、両端に保護膜を施した改良隔膜を用いて耐久性試験を行った。保護膜としてフィオンを使用した場合、有機隔膜中のイオン液体残存率は87%と保護膜なしの場合のイオン液体残存率63%を大きく上回る結果が得られた。よって、Liイオンを透過させ、かつイオン液体を透過させない保護膜をイオン液体含浸有機隔膜の両端に用いることで、高耐久性を有する隔膜の製作に見通しを得ることができた。
松井 邦浩; 小泉 徳潔; 辺見 努; 高野 克敏; 中嶋 秀夫; 大勢持 光一*; Savary, F.*
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1531 - 1536, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.74(Nuclear Science & Technology)原子力機構は、国内機関として9個のITER TFコイルの調達を担当している。TFコイルの製作では、熱処理によって長さが変化する超伝導導体を、800kN/mの電磁力を支持する役割をするラジアル・プレート(RP)の溝に挿入する。導体のRP溝への挿入を可能とするためには、寸法公差が0.01%程度の高精度なRP及び巻線の製作技術の確立が重要となる。この高精度な製作技術を確立するとともにTFコイルの調達に向けた製作手順の決定と最適化を目的として、原子力機構は、実規模のRP製作及び中規模巻線の試作を実施する。また、これらの試作に向けて、一次製造計画書を作成し、その実現性を実証するために小規模試作を実施する。小規模試作では、レーザ溶接によるカバー・プレート溶接,アクリル及び金属モデルを用いた含浸試験,TF導体の機械試験と曲げ試作等を実施している。本件では、小規模試作の結果と中規模及び実規模試作の進捗を報告する。
金村 卓治; 杉浦 寛和*; 山岡 信夫*; 鈴木 幸子*; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 松下 出*; 堀池 寛*
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2462 - 2465, 2011/10
被引用回数：5 パーセンタイル：37.18(Nuclear Science & Technology)高速液体リチウム噴流上に生ずる自由表面波の周期は、国際核融合材料照射施設(IFMIF)のリチウムターゲット実証のために、調査すべき重要な波の特性である。われわれは、これまで接触式の液面計を開発し、波の振幅や波長を計測してきた。本報告では周期特性の計測結果について発表する。実験は、大阪大学にあるリチウムループで行った。本リチウムループでは、IFMIFのリチウムターゲットを模擬した幅70mm厚さ10mmの平板上リチウム噴流を、最高流速15m/sまで、運転温度573Kにて生成できる。計測信号から、ゼロアップクロス法により自由表面上の不規則波を1波ずつ定義し、多数の波の周期を確率論的に整理した。その結果、波の周期の確率密度分布は、対数正規分布とほぼ等しくなった。一般的に、不規則な性質で知られる海洋波の周期が対数正規分布に従うことが指摘されている。本研究とこれまでのわれわれの成果から、海洋波に対し適用されてきた不規則波の性質が、水と表面張力が5倍異なるリチウムに対しても適用可能であることを示した。
中道 勝; 米原 和男; 若井 大介
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2262 - 2264, 2011/10
被引用回数：27 パーセンタイル：86.97(Nuclear Science & Technology)Advanced neutron multipliers with lower swelling and higher stability at high temperature are desired in pebble bed blankets, which will give big impact on the DEMO design such as the blanket operating temperature. Development of beryllium intermetallic compounds (beryllides) as advanced neutron multiplier has been started. In this study, it reports on the preliminary results of beryllides synthetic using a plasma sintering method. The plasma sintering results in starting powder particle surface activation that enhances powder particle sinterability and reduces high temperature exposure. In this report, trial synthetic results of beryllides such as Be
Ti, BeV, BeW, BeZr and other beryllides will be also present.
島田 勝弘; Baulaigue, O.*; Cara, P.*; Coletti, A.*; Coletti, R.*; 松川 誠; 寺門 恒久; 山内 邦仁
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1427 - 1431, 2011/10
被引用回数：11 パーセンタイル：62.16(Nuclear Science & Technology)In the initial research phase of JT-60SA, the plasma heating operation of 30MW-60s or 20MW-100s is planned for 5.5 MA single null divertor plasmas. To achieve this operation, AC power source of the medium voltage of 18 kV and 7 GJ has to be provided in total to the poloidal field coil power supplies and additional heating devices such as Neutral Beam Injection (NBI) and Electron Cyclotron Radio Frequency (ECRF). In this paper, the proposed AC power supply system in JT-60SA was estimated from the view point of available power, and harmonic currents based on the standard plasma operation scenario during the initial research phase. This AC power supply system consists of the reused JT-60 power supply facilities including motor generators with flywheel, AC breakers, and harmonic filters, etc. to make it cost effective. In addition, the conceptual design of the upgraded AC power supply system for the ultimate heating power of 41MW-100s in the extended research phase is also described.
渡辺 一慶; 井田 瑞穂; 近藤 浩夫; 中村 和幸; 若井 栄一
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2482 - 2486, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.74(Nuclear Science & Technology)本研究は幅広いアプローチ(BA)協定の下、実施中の国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)における液体リチウムターゲット背面壁の熱構造解析に関するものである。IFMIF実機ターゲット背面壁はF82H等の低放射化フェライト鋼を材料とし、形状については日本提案の流路一体型と欧州提案のスライド交換式バイオネットの2案が検討されている。本解析では一体型オプションのターゲットアセンブリをモデル化し、IFMIF定格運転を模擬した核発熱分布を与え、アセンブリ外壁面の一部に断熱材を設定した。計算パラメータはビームダクトとの機械的接合部の熱的境界条件とし、フランジ面の境界温度及び接触熱伝達率を変化させた。計算結果を比較すると背面壁内の温度分布の相違は小さく、熱応力に対するパラメータの影響は小さいことがわかった。最大応力はリチウム流路でもある背面壁中央部で発生しており、その値は204-218MPaで300CでのF82H降伏強度455MPaの1/2以下となることが確認できた。また、最大変位(約0.3mm)も同位置で発生しており、変位量はリチウム流動安定性解析の重要な入力パラメータとなる。
Coletti, A.*; Baulaigue, O.*; Cara, P.*; Coletti, R.*; Ferro, A.*; Gaio, E.*; 松川 誠; Novello, L.*; Santinelli, M.*; 島田 勝弘; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1373 - 1376, 2011/10
被引用回数：23 パーセンタイル：83.55(Nuclear Science & Technology)JT-60SA is a joint international research and development project involving Japan and Europe, in the frame of the "Broader Approach Agreement", for the construction and operation of a new tokamak intended to prepare and support ITER operation. JT-60SA is to be built in Naka, Japan, using existing infrastructures and subsystems of the former JT-60U experiment, as much as possible. SA, as "super advanced", refers to the use of Superconducting Coils Magnets (SCM) and to the study of advanced modes in plasma operation. The SCM system includes Toroidal and Poloidal Field Coils (TFC and PFC respectively). In addition the machine features a number of normal conducting coils: Fast Plasma Control Coils (FPCC), a Resistive Wall Mode Control Coils and the Error Field Correction Coils. The paper describes the main features of the JT-60SA SCM Power Supply System (SCMPS) with special regard to coil current regulation mode and SCM protection.
酒瀬川 英雄; 谷川 博康; 叶野 翔; 榎本 正人*
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2541 - 2544, 2011/10
被引用回数：16 パーセンタイル：74.37(Nuclear Science & Technology)低放射化フェライト鋼は原型炉ブランケットの構造材料候補である。日本でのBA活動を通じ原型炉ブランケットモジュールの製作技術が研究開発されつつあるが、この中でも複雑構造を実現するための接合技術は極めて重要である。とりわけ、熱間等方圧縮(HIP)は矩形冷却管の接合方法として採用されており、構造材料はそのHIP中やその後、さまざまな熱処理を施される。この熱処理中における組織変化はブランケットモジュールの性能を決定されるために注目されるべきものであり、とりわけ、高温熱処理で析出すると考えられるタンタルやバナジウムなどの微細析出物は、クリープ特性,靭性,耐照射得栄に大きな影響を与える。そこで本研究はブランケット製作にかかわる熱処理を模擬し、その熱処理下におけるF82H-BA07(8Cr-2W-V, Ta)鋼の微細析出物の安定性に注目した。
梶原 健; 小田 靖久; 春日井 敦; 高橋 幸司; 坂本 慶司; Darbos, C.*; Henderson, M. A.*
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.955 - 958, 2011/10
被引用回数：10 パーセンタイル：59.13(Nuclear Science & Technology)A repetitive operation corresponding to ITER is performed 8 successive days. The pulse width is 600 sec and the interval is 20-30 min. The output power is 800 kW. The electrical efficiency including depressed collector is 53-57%. The total shots are 88 shots. The successful 600 s shots are 72 shots. Therefore, the gyrotron reliability is measured as 82%. Shot by shot stability of the voltage, current, power and frequency is measured. The successful of the stable 72 shots shows that the present gyrotron system can be utilized for ITER operation.
木津 要; 柏 好敏; 村上 陽之; 尾花 哲浩*; 高畑 一也*; 土屋 勝彦; 吉田 清; 濱口 真司*; 松井 邦浩; 中村 一也*; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1432 - 1435, 2011/10
被引用回数：8 パーセンタイル：51.83(Nuclear Science & Technology)JT-60SA装置の超伝導マグネットのうち、中心ソレノイド(CS)とプラズマ平衡磁場(EF)コイルが日本で製作される。EFコイル導体はNbTi素線を用いたケーブル・イン・コンジット型導体である。これらの導体は、メーカより納入された超伝導撚線とジャケットを日本原子力研究開発機構・那珂核融合研究所内に建設された、全長約680mの導体複合化設備で複合化することで製作される。EFコイル実機に使用する444mの超伝導導体の量産製造が平成22年3月より開始された。また、量産に先立って、超伝導導体の分流開始温度(Tcs)などの超伝導特性の評価試験を行った。その結果、Tcsは素線からの予測値と一致し、導体製作過程による超伝導性能の劣化がないことを確認した。
高橋 幸司; 梶原 健; 岡崎 行男*; 小田 靖久; 坂本 慶司; 大森 俊道*; Henderson, M.*
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.982 - 986, 2011/10
被引用回数：7 パーセンタイル：47.24(Nuclear Science & Technology)ITERの物理性能最適化のために、水平ランチャーの3つのビーム束のうち一つを逆方向電流駆動を行うためにひっくり返す設計改良を行った。同時に、ランチャーからのビームパワーをプラズマ中心で効率よく結合する改良として、上下にあるビーム束の入射角度をそれぞれ5度ずつ傾ける設計とした。さらに、ランチャー先端の遮蔽ブランケットの開口サイズも遮蔽性能を維持するための最適化を行った。その結果、ビームパワーの伝送効率低下は0.3%程度であることが判明した。また、ランチャーの可動ミラーについては、設計信頼性,製作性,保守性を考慮し、遮蔽ブロックと一体化した設計とした。
佐藤 和義; 谷口 英二; Pitcher, C. S.*; Walker, C.*; Encheva, A.*; 河野 康則; 草間 義紀
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1264 - 1267, 2011/10
被引用回数：3 パーセンタイル：25.02(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。上部ポートプラグは長さ約6m,重量約20t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、ITER機構が提案している上部ポートプラグの共通部分の構造に対してディスラプション時における電磁力解析を実施し、その荷重をもとに構造解析を行った。その結果、電磁力,発生応力,変位量ともに大きく、改善が必要なことがわかった。これに対して原子力機構及びITER機構は、応力集中が発生している中間フランジの構造を見直し、その対策を図った。ポートプラグの中間フランジをボルト構造から溶接構造へ変更し、応力解析を行った。その結果、応力,変位量ともに15%低減することを明らかにし、構造健全性を満たす見通しを得た。また、ポートプラグ先端に取り付けられる遮へいブランケットのスリット深さについても着目し、電磁力の低減を図った。スリットの深さを約3倍に広げることで、電磁力を約30%低減できることを明らかにし、設計裕度を確保できる見通しを得た。
石川 正男; 河野 康則; 今澤 良太; 佐藤 聡; Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 近藤 貴; 草間 義紀
Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1286 - 1289, 2011/10
被引用回数：1 パーセンタイル：10.41(Nuclear Science & Technology)ITERにおいて日本が調達するポロイダル偏向計測装置の設計の一環として、中性子輸送モンテカルロコード(MCNP)を用いた中性子解析を行い、運転時における核発熱量を評価した。その結果、水平ポート内に設置される光学ミラーのうち、第2ミラーの核発熱量は、第1ミラーと同程度であることがわかった。これは、同一ポート内に周辺トムソン散乱計測システムやLIDARシステムが設置されることでポロイダル偏光計の光学系のスペースが制限されるために、十分な迷路構造をもった光路が確保できないことや、第2ミラーの設置位置がプラズマに近い場所に配置せざるを得ないことが原因と考えられる。一方で、水平ポート前面に設置されるブランケット遮蔽モジュールが十分な中性子遮蔽性能を有していれば、光学ミラーの核発熱量は効率的に低減できることがわかった。また、ポロイダル偏光計の光学ミラーが設置される上部ポートの上部に配置されるポロイダル磁場コイルの核発熱量を評価した。その結果、中性子遮蔽材が十分に設置された場合、コイルの核発熱量は上限値である1mW/ccに比べて2桁以上小さくなることがわかった。
中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10
被引用回数：10 パーセンタイル：59.13(Nuclear Science & Technology)IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。
