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井口 将秀; 齊藤 徹; 河野 勝己; 千田 豊; 中嶋 秀夫; 小川 剛史*; 片山 義紀*; 小方 大成*; 峯村 敏幸*; 渡海 大輔*; et al.
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2520 - 2524, 2013/10
被引用回数：12 パーセンタイル：62.12(Nuclear Science & Technology)ITER TF構造物は高さ約17m,幅約9mのD型形状の大型溶接鋼構造物であり、その最大溶接深さは260mmとなる。TF構造物溶接時には、極低温における溶接継手強度を確保するために、溶接材料として、核融合炉設備規格 超伝導マグネット構造規格で規定されているFMYJJ1を、また、構造材料として4種類の窒素添加強化型ステンレス鋼を使用する計画である。原子力機構では、溶接深さと構造材料の組合が極低温における溶接継手の機械特性に与える影響を調査するために、FMYJJ1を使用した片側狭開先TIG溶接により、板厚40mmの4種類の構造材料の組合せ、及び板厚200mmの2種類の構造材料を組合せた溶接継手を製作し、これらの溶接継手から引張試験片を製作した。これらの試験片を用いて実施した4Kでの引張試験の結果、低い強度の構造材料を使用すると溶接継手の強度も低下するが、構造材料の強度を下回らないことがわかった。また、200mm厚さの溶接継手における引張試験結果では、継手強度は板厚方向にほぼ一定であり、極厚材の溶接においても実機TF構造物製作に十分な継手強度を確保できることを明らかにした。
山本 道好; Arbeiter, F.*; 横峯 健彦*; 若井 栄一; Theile, J.*; Garcia, A. S.*; Rapisarda, D. S.*; Casal, N. I.*; Mas, A. S.*; Gouat, P.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.746 - 750, 2013/10
被引用回数：16 パーセンタイル：69.41(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)はBA協定に基づき2007年半ばから実施されている。IFMIFは加速器, リチウムターゲット設備及び試験設備の3つの主要設備から構成される。現在のEVEDAフェーズではIFMIFの統合設計を目的にしており、その中間報告書は2013年半ばに完成が予定されている。IFMIFの主要な目標であるDEMO炉や将来炉用の設計用の材料データを整備するために、高照射試験モジュール(HFTM、起動時モニターモジュール)、中照射試験モジュール(クリープ疲労試験モジュール, トリチウム試験モジュール, 液体増殖モジュール)及び低照射試験モジュールを用いた照射試験を長期間安定して実施する必要がある。本報告はEVEDAフェーズにおいて複数の協力機関で実施中のこれら各試験のモジュールの工学設計の進捗状況を統合設計の観点で統合したものである。また、中間報告書以後のフェーズにおいて解決すべき技術課題についてまとめる。
吉田 清; 木津 要; 村上 陽之; 神谷 宏治; 本田 敦; 大西 祥広; 古川 真人; 淺川 修二; 倉持 勝也; 栗原 研一
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.1499 - 1504, 2013/10
被引用回数：8 パーセンタイル：48.82(Nuclear Science & Technology)JT-60SA装置はEUと日本の共同で、ITERのサテライト・トカマク(JT-60SA)を製作する計画である。JT-60SA用超伝導マグネットは、18個のトロイダル磁場コイルと4個の中心ソレノイド・モジュール、6個の平衡磁場コイルから構成される。超伝導コイルには、交流損失や核発熱で3.2kWの熱負荷が発生し、4.4Kの超伝導臨界ヘリウムで冷却する。そのために、冷凍機からの冷媒を、クライオスタットに取り付けたバルブボックスで分配する。また、コイル端子箱に取り付けた高温超伝導電流リードから、超伝導フィーダーを経由して各コイルに電流を供給する。クエンチ検出などの計測の設計を示す。JT-60SA用超伝導マグネット装置は、既存のJT-60U装置の改造するために、配置や空間的な制限が多く存在していた。それらの設計条件を満足する概念設計が完了したので報告する。
土屋 勝彦; 木津 要; 村上 陽之; 柏 好敏; 吉澤 憲生; 吉田 清; 長谷川 満*; 久野 和雄*; 野元 一宏*; 堀井 弘幸*
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.551 - 554, 2013/10
被引用回数：8 パーセンタイル：48.82(Nuclear Science & Technology)JT-60SA装置の超伝導平衡磁場(EF)コイルのうち、トロイダル磁場(TF)コイルの下側に設置されるEF4, 5, 6の3つのコイルは、TFコイル設置前に製作を完了する必要がある。EFコイルの一号機として、2011年よりEF4コイルの製作が開始され、2012年4月に巻線が完成した。プラズマを高い精度で制御するために本コイルに対して求められている製作・設置精度は、電流中心半径では、両者合わせて6mm以内である。EF4コイルについて、積層後に巻線全体の非円形度を計測すると0.6mm(+0.2から-0.4mm)であり、要求精度の十分の一を達成できたことがわかった。これは、非変形度の生じやすいジョイント部を、一つのセクションに集中させることなく、DPコイルごとに位置を散らす構造としたため、誤差が平均化されたことによるものが一因と考えられる。これにより、今後大口径(8ないし11m)のEFコイル製作について、高い精度で製作できる目処がたち、設置精度に十分な裕度を残せる結果となった。
金村 卓治; 近藤 浩夫; 帆足 英二*; 鈴木 幸子*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 平川 康; 井田 瑞穂; 松下 出*; et al.
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2547 - 2551, 2013/10
被引用回数：5 パーセンタイル：34.73(Nuclear Science & Technology)現在、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)プロジェクトが日欧協力で進められている。本プロジェクトの枠組みで大洗研究開発センターに製作されたEVEDA液体Li試験ループ(ELTL)にて実施する、Liターゲットを模擬した液体Li噴流の表面変動の計測に供する機器として、触針式液面計を製作した。本液面計は、触針と液面との接触を電圧降下として検知し、噴流の平均厚さや振幅の分布などの変動特性を取得するものである。本機器製作における開発上の留意点は、10
Paの真空下で触針を0.1mmの分解能、0.01mmの位置決め精度で動作させることである。この条件を満たすため、モーメント荷重とセンサーの自重荷重を計算し、その計算結果に基づいて、装置内外での1気圧の差圧に耐えて位置決めできる高トルクモータと摩擦を低減した精密ボールねじを使用する設計を採用した。製作後に実施した性能試験の結果、触針の動作分解能及び位置決め精度は、それぞれ0.1mm, 0.01mmであり、所期の性能を満たすことを確認した。これによりプロジェクトの一つの重要なマイルストーンをクリアすることができた。
金 宰煥; 中道 勝
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2215 - 2218, 2013/10
被引用回数：8 パーセンタイル：48.82(Nuclear Science & Technology)As a part of the Broader Approach (BA) activities by means of the International Fusion Energy Research Centre (IFERC) project with Japan and EU, we have investigated the plasma sintering method for synthesis of beryllides which is considerably simple and easy to control, compared to conventional methods. Using this method with different conditions, beryllides were successfully synthesized. In order to evaluate the stability at high temperature, in this study, using the samples with different sintering time in connection with different phase distribution, oxidation property at high temperature of 1273 K was investigated. With increasing the sintering time on plasma sintering process, oxidation resistance increased. However, it was confirmed that degradations in mechanical property and chemical stability at high temperature were induced by existence of Be
Ti phase. Accordingly, we have investigated the effect of annealing treatment on phase stability. As temperature increased at 1473 K, it was confirmed that BeTi phase which attributed to degradations as well as Be phase were eliminated but others did not show any variation while there was no variation of phase for the treatment at 1273 K for 1 hr. However, annealing treatment at 1673 K for 1 hr resulted in homogenizing to only Be
Ti phase. From this result, by controlling the annealing time after synthesis of beryllide, BeTi phase which is compositional target could be homogenized.
小島 有志; 花田 磨砂也; 吉田 雅史; 井上 多加志; 渡邊 和弘; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 梅田 尚孝; 戸張 博之; Grisham, L. R.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.918 - 921, 2013/10
被引用回数：7 パーセンタイル：44.65(Nuclear Science & Technology)JT-60SAに向けて、500keV, 22A負イオンビームを100秒間生成するために、JT-60負イオン源は電極熱負荷を低減するとともに、負イオンを長時間生成する研究開発を行っている。電極の熱負荷に関しては、1.2m
0.6mの面積を有するプラズマの不均一に起因した負イオン電流分布の非一様性による周辺ビームの発散角の増大が問題となっている。そこで、従来小型負イオン源で開発されたテント型磁気フィルターを有する軸対象磁場を、JT-60の大型負イオン源に適用する検討を行った。今回、フィラメントから生成される一次電子の軌道計算から磁場配位の最適化を行い、磁石の入れ替えのみで長手方向の一様性が従来の偏差30%から10%にまで改善できる可能性があることがわかった。また、負イオンを長時間生成するため、負イオン生成量がプラズマ電極の温度に依存することを利用した、高温冷媒による温度制御型プラズマ電極の検討を行った。開発した初期型プラズマ電極では、高温冷媒の物性値から見積もると10秒程度の時定数を持ち、プラズマ電極の最適温度である270
Cに維持できることがわかった。
河村 繕範; 枝尾 祐希; 山西 敏彦
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2255 - 2258, 2013/10
被引用回数：10 パーセンタイル：56.43(Nuclear Science & Technology)水素同位体分離分析用のガスクロマトグラフの分離カラムに適した吸着材を開発する目的で、合成ゼオライトであるモルデナイト型ゼオライトの交換カチオン(Na
)を別のイオンで交換した試料を作成し、水素同位体吸着挙動を調べている。Ca
で交換したモルデナイト型ゼオライトが大きな吸着容量を示したことを受け、Ca交換型モルデナイトにおけるH及びDの吸着破過曲線を194K及び175Kの温度で採取解析し、物質移動係数を推定することで吸着速度を定量した。水素同位体吸着の律速過程は多孔質粒子内の拡散であり、有効拡散係数の同位体差も原料物質より大きくなった。よって、Ca交換型モルデナイトは原料物質よりも同位体分離の性能向上が期待できる。
芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章; 大縄 登史男*; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.1916 - 1919, 2013/10
被引用回数：3 パーセンタイル：23.03(Nuclear Science & Technology)JT-60SA真空容器のポート接続に関する溶接技術のR&Dについて発表する。真空容器はポート開口により計測機器等が容器内へアクセスできるように、73の多様な開口が、それぞれの目的に対応して設計されている。ポート開口は、製作上、設置位置より上下の垂直、上下の斜め、水平に分類される。ポート開口は現地で真空容器のポート管台に真空容器の組立後に溶接される。実際の接続時では、真空容器の熱遮蔽板やトロイダル磁場コイル等と同時期に実施する必要から、ポート開口の接続作業は真空容器の中からのアクセスに制限される。このうち、上下の垂直開口ではコーナー部曲率が50mmと小さく、さらに作業空間は狭隘で接続を困難にしているため、溶接トーチヘッドの可動性や溶接接続の健全性を検証する必要がある。本発表では、ポートとポート管台のモックアップを準備し、実際に溶接性を試験した、これら一連のR&Dについて報告する。TIG溶接ロボットを準備し、作業環境との干渉を避けての、健全な溶接接続の達成について詳しく紹介する。
太田 雅之; 高倉 耕祐; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2160 - 2163, 2013/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)3次元モンテカルロ輸送計算コードは、放射線防護、遮蔽、臨界安全性、核分裂及び核融合炉設計や核計装など、広い分野で使われている。MCNPはその標準的な計算コードとして広く使われている。TRIPOLIはITER中性子工学計算コードの一つとして採用されているが、MCNPほど広く使われているわけではなく、特に日本における使用例は少ない。本研究では、TRIPOLIの基本性能を単純なモデル計算とJAEA/FNSにおけるDT中性子源を使用した鉄体系実験の解析を通して調べた。ほとんどの計算において、TRIPOLIによる計算結果はMCNPによる計算結果と良い一致を示した。しかしながら、一部の計算において、おもに非弾性散乱のデータの取り扱いによると見られる差異が生じることを示した。
-ray and neutron area monitoring system of linear IFMIF prototype accelerator building高橋 博樹; 小島 敏行; 成田 隆宏; 堤 和昌; 前原 直; 榊 泰直; 西山 幸一
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2736 - 2739, 2013/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)IFMIFプロトタイプ加速器の放射線安全のために、線と中性子線のエリアモニタリングシステムを設計した。これらの測定データは、システムの監視盤と加速器制御系の両方で監視とデータ収集が行われる。一方で、積算線量が閾値を越えた場合インターロック信号は加速器制御系の人員保護システム(PPS)と機器保護システム(MPS)に出力される。この信号受信後、PPSとMPSは素早くビームを停止して、放射線にかかる安全を確保する。このようにして本システムは、ハードワイヤのインターロック信号伝送による高い信頼性の確保と、エリアモニタリングシステムと加速器制御系間のデータ共有性能の両立を実現している。
柴沼 清; 新井 貴; 長谷川 浩一; 星 亮; 神谷 宏治; 川島 寿人; 久保 博孝; 正木 圭; 佐伯 寿; 櫻井 真治; et al.
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.705 - 710, 2013/10
被引用回数：12 パーセンタイル：62.12(Nuclear Science & Technology)The JT-60SA project is conducted under the BA satellite tokamak programme by EU and Japan, and the Japanese national programme. The project mission is to contribute to early realization of fusion energy by supporting ITER and by complementing ITER with resolving key physics and engineering issues for DEMO reactors. In this paper, the assembly of major tokamak components such as VV and TFC is mainly described. An assembly frame (with the dedicated cranes), which is located around the tokamak, is adopted to carry out the assembly of major tokamak components in the torus hall independently of the facility cranes for preparations such as pre-assembly in the assembly hall. The assembly frame also provides assembly tools and jigs to support temporarily the components as well as to adjust the components in final positions.
calibration of ITER in-vessel neutron flux monitor with microfission chamber石川 正男; 近藤 貴; 草間 義紀; Bertalot, L.*
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.1377 - 1381, 2013/10
被引用回数：1 パーセンタイル：9.45(Nuclear Science & Technology)ITERにおいては、プラズマからの総中性子発生量を、中性子モニタを用いて要求された10%の精度で計測するために、中性子モニタのその場較正試験を精度よく行う必要がある。本研究では、日本が調達する中性子モニタであるマイクロフィッションチェンバー(MFC)に対して、較正用線源の移動方法や線源の移動システムが試験に与える影響を中性子解析により調べた。線源の移動方法としてはトロイダル軸上を連続的に回転させる方法と離散的に移動させる方法があるが、離散的に移動させる方法では、各々の線源位置からのMFCの検出効率に対する寄与がわかる反面、時間がかかることがわかった。一方、連続的に回転させる方法では、中性子解析との比較は困難であるが、一定の時間でより精度の高い試験が行えることがわかった。これにより、試験時間内にそれぞれの特徴を活かした移動方法を採用することで、効率的にかつ正確に試験が行える見通しであることを示した。さらに、中性子散乱等の影響の低減が可能な線源移動システムの概念を提案し、その影響を中性子解析により評価した結果、移動システムによる散乱の検出効率への影響は、3%以内に抑えることができることがわかった。
Toigo, V.*; Zanotto, L.*; Bigi, M.*; Decamps, H.*; Ferro, A.*; Gaio, E.*; Guti
rrez, D.*; 土田 一輝; 渡邊 和弘
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.956 - 959, 2013/10
被引用回数：18 パーセンタイル：75.41(Nuclear Science & Technology)ITER NBIの加速電源の設計進捗を報告する。この電源は1MVで55MW、準定常の大パワー電源であり、挑戦的なシステムである。EU国内機関と日本国内機関とで分担して製作することから、特に共通のインターフェースとするために設計が複雑である。この二つのシステムの間での重要なインターフェースについての改訂について報告する。さらに、異なるパラメータの許容値を考慮した運転状態において要求を満足することを確認したことを報告する。
武田 信和; 油谷 篤志; 谷川 尚; 重松 宗一郎; 小坂 広; 村上 伸; 角舘 聡; 中平 昌隆; Tesini, A.*
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2186 - 2189, 2013/10
被引用回数：2 パーセンタイル：16.52(Nuclear Science & Technology)ITERブランケット遠隔保守システムのための軌道展開装置の研究開発を行った。自動運転に必要な目標トルクを調査した。結果として、定格トルクの20%が自動運転のトルク制限値として適切であった。2020年にITER機構に納入するという、ブランケット遠隔保守システムの調達スケジュールも示された。
中村 誠; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 坂本 宜照
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.1146 - 1149, 2013/10
被引用回数：2 パーセンタイル：16.52(Nuclear Science & Technology)トカマク型核融合原型炉の運転点について、従来型とインターリンク型中心ソレノイド配位を比較解析した。電磁誘導によるプラズマ電流立ち上げとギガワット級核融合出力の両方を得るには、従来型中心ソレノイド配位の場合では炉サイズが大きくなってしまうことを明らかにした。さらに、インターリンク型中心ソレノイド配位を用いることにより、電磁誘導によるプラズマ電流立ち上げとギガワット級核融合出力の両方を得つつ、プラズマ大半径と炉サイズを低減できることを明らかにした。
Gaio, E.*; Maistrello, A.*; Barp, M.*; Perna, M.*; Coffetti, A.*; Soso, F.*; Novello, L.*; 松川 誠; 山内 邦仁
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.563 - 567, 2013/10
被引用回数：19 パーセンタイル：75.41(Nuclear Science & Technology)This paper deals with the development, manufacturing and testing of the full scale prototype of the Quench Protection Circuit (QPC) for the superconducting magnets of the JT-60SA Satellite Tokamak, which will operate in Naka, Japan. After the completion of the system detailed design in summer 2011, the manufacture of the poloidal and toroidal prototypes was launched and completed at the beginning of 2012. Several factory type tests on the main components have been done at the manufacturers' premises and are described in this paper. Then, two main campaigns have been performed to test the operation of the overall poloidal and toroidal QPC prototypes; the main results are reported in the paper too.
中道 勝; 金 宰煥; 米原 和男
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.611 - 615, 2013/10
被引用回数：39 パーセンタイル：92.08(Nuclear Science & Technology)核融合原型炉の早期実現を目指した幅広いアプローチ(BA)活動において、高温下の安定性に優れたベリリウム金属間化合物(ベリライド)の製造技術開発の一環として、ベリライドの微小球製造プロセスを新たに開発した。ベリライド合成手法としては、従来法である熱間等方加圧法や鋳造法などでは、均質な材料が得られず、工程も複雑であり、ベリライドの合成すら困難であった。今回は、ベリライド合成にプラズマ焼結法を適用することにより、簡便に脆くないベリライドを合成することに成功した。プラズマ焼結法は、原料粉末にパルス電流を負荷することによって材料表面を活性化(清浄)し、焼結性を向上させる手法であり、これにより表面酸化層などの不純物を除去でき、脆くない焼結体を形成できる手法である。そして、プラズマ焼結製のベリライドを用いて、回転電極法により目標形状である直径1mmの微小球製造にも成功した。
岩井 保則; 佐藤 克美; 河村 繕範; 山西 敏彦
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2319 - 2322, 2013/10
被引用回数：6 パーセンタイル：39.83(Nuclear Science & Technology)核融合炉から発生する高濃度トリチウム水はトリチウム水処理システムにて同位体濃縮・電気分解を行ったのち、水素同位体分離システムにて燃料純度にまで高度同位体濃縮を行うことでトリチウムの閉じ込め・再利用を図る。トリチウム水処理システムでは濃縮トリチウム水の電気分解を高分子電解セルにて行う。高分子電解セルのイオン電解質膜は高濃度トリチウム水と長期間接する代表的高分子膜であり、その放射線耐久性は幅広いアプローチ活動における研究項目となっている。本報告ではイオン電解質膜であるナフィオン膜につき1.3810
Bq/kgの高濃度トリチウム水に浸漬させた場合の劣化挙動を調査し、同線量の線・電子線照射結果と比較することでトリチウム
線による劣化の特異性の有無を考察した。高濃度トリチウム水浸漬によるイオン電解質膜ナフィオンの劣化について機械的強度・イオン交換能とも線・電子線による同線量照射時の劣化度と同一であることを明確に示し、懸念されていたトリチウムに由来する特異的な劣化は生じないことを明らかとした。
森山 伸一; 小林 貴之; 諫山 明彦; 星野 克道; 鈴木 貞明; 平内 慎一; 横倉 賢治; 澤畠 正之; 寺門 正之; 日向 淳; et al.
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.935 - 939, 2013/10
被引用回数：4 パーセンタイル：28.98(Nuclear Science & Technology)JT-60SAの電子サイクロトロン周波数帯(ECRF)加熱電流駆動装置に用いるアンテナとして、冷却水リークの可能性を極めて小さくできるようにミラーを直線駆動する形式を提案している。駆動機構,ベロー等の主要構成要素の実施可能性については、既にモックアップを製作して確認した。今回、ミラー駆動シャフトの支持機構として固体潤滑剤を使用した金属滑り軸受けを利用する設計を行い、モックアップに組み込んだ。一般的なボールベアリングと比較して、シャフトの回転と直線運動を1つの軸受で実現できる利点がある。真空排気した状態での駆動試験を行って固体潤滑剤が真空性能に与える影響を質量分析によって調べた。一方、JT-60SAの典型的実験シナリオにおけるECRF加熱・電流駆動特性を計算で評価し、アンテナの準光学的な設計について確認した。
