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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：17.48(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。
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：5 パーセンタイル：36.31(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1.38
10
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。
戸張 博之; 井上 多加志; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 梅田 尚孝; 大楽 正幸; 山中 晴彦; 渡邊 和弘; 坂本 慶司; 栗山 正明*; et al.
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.975 - 979, 2013/10
被引用回数：1 パーセンタイル：10.00(Nuclear Science & Technology)日本が調達するITER NB機器の1つであるHVブッシングは、コバールをロウ付け接合したセラミックリングとFRPリングからなる2重絶縁管を、5段積み重ねた多芯絶縁フィードスルーである。0.6MPaの絶縁ガス領域と真空の隔壁となるHVブッシングでは、差圧によって生じる圧力荷重や地震荷重並びに自重をFRPリングで支持することが求められる。また、セラミックロウ付け接合部が真空境界となり、ここでは外部に充填する0.6MPaの空気圧に耐える機械強度が求められる。これらの荷重に耐え、安全係数
3.5となる設計案を構築するために、機械構造解析を実施した。FRPについては、発生するせん断力に対する機械強度を増すために繊維を直交させたガラスクロスを周方向に巻いた2次元等方性FRPリングを用いるべきことを明らかにし、またロウ付け接合部については、コバールの形状、固定方法を工夫して応力を低減した。その結果、ITERの要求を満たす構造案を構築できた。
星野 毅
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2264 - 2267, 2013/10
被引用回数：17 パーセンタイル：75.76(Nuclear Science & Technology)日本と欧州で核融合エネルギー開発の早期実現をはか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、先進トリチウム増殖材料の微小球製造を行った。核融合炉はトリチウム(T)を燃料とするが、Tは自然界には存在しない。このため核融合炉のブランケットに充填したリチウムセラミックス(トリチウム増殖材料)の微小球に中性子を照射し、Tを人工的に生産する。近年、トリチウム増殖材料のリチウム(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Li
TiO
の粉末合成に成功した。そこで、本粉末を用い、湿式造粒法による微小球の製造試験を行った。微小球の結晶粒径は、良好なトリチウム放出特性が得られる5
m以下を目標値とするが、通常の製造条件では、約10mと目標よりも大きな値となった。さまざまな検討の結果、微小球を真空雰囲気にて高温で焼結させることにより、目標値を満足する結晶粒径を有するLi添加型LiTiO微小球の製造に成功した。
BeO for high-functional tritium breeders星野 毅; 及川 史哲; 名取 ゆり*; 加藤 剣一*; 目 智子*; 中村 和*; 蓼沼 克嘉*
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2268 - 2271, 2013/10
被引用回数：3 パーセンタイル：17.48(Nuclear Science & Technology)核融合エネルギー開発の早期実現をはか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、新たな先進トリチウム増殖材料の合成試験を行った。核融合原型炉では高いトリチウム増殖比を有する発電ブランケットが必要なため、トリチウム増殖材料(Liセラミックス)と中性子増倍材料(Be等)をブランケット内に混合して充填する設計も検討されている。しかしながら、高温・長時間使用時におけるLiとBeの反応が懸念されるため、混合充填時も化学的に安定なLiBeO合成法の探索を行った。LiOH・HOとBe(OH) を始発粉末とし、1073K・2hの焼成条件にて合成を行ったところ、セラミックス中に微量の不純物を検出した。そこで、さまざまな検討の結果、始発粉末をLiOH・HOとBeOに変えたところ、ほぼ単一相のLiBeO合成に成功し、LiとBeの混合充填時においても化学的安定性が高いと考えられる、新たなトリチウム増殖材料としての可能性を有するLiBeO合成に成功した。
山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2272 - 2275, 2013/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.48(Nuclear Science & Technology)多目的RI設備を六ヶ所サイトにおける原型炉R&D棟に2011年までに建設した。本施設は、, 各種とトリチウム及びベリリウムを同時に扱うことができる日本では貴重な施設である。トリチウムの使用及び貯蔵許可量は、それぞれ、3.7TBq/日, 7.4TBqである。水素同位体をリアルタイムで分析するマイクロガスクロ充填剤の基礎研究を行った。トリチウム崩壊熱を測定してトリチウム量を測定する手法についても研究を行った。トリチウムと材料の相互作用に関しては、多様な金属を対象に、一連のデータを取得した。特に純鉄中のトリチウム挙動について、典型的な課題として研究を行った。ブランケット材料におけるトリチウム挙動については、中性子照射後のトリチウム放出挙動について研究を行った。トリチウム耐久性に関しては、高濃度トリチウム水を用いて、イオン交換膜等の性能劣化について試験を行った。1000kGyまでの線照射により、膜強度に影響がないことが観測されているが、今回のトリチウム水によるデータは、このデータとよく一致した。
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：64.49(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：14 パーセンタイル：69.55(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：6 パーセンタイル：41.67(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：50.64(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。
古川 智弘; 平川 康; 加藤 章一
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2502 - 2505, 2013/10
被引用回数：7 パーセンタイル：46.57(Nuclear Science & Technology)IFMIFで使用されるリチウムはが大気中の酸素,窒素及び湿分と反応した場合、酸化物や水酸化物及び窒化物を形成することが知られている。本研究では、これらリチウム漏えいにより形成する種々のリチウム化合物中でのオーステナイト系ステンレス鋼の腐食挙動を調べた。実験では、アルミナタンマン管にリチウム化合物とステンレス試料を充てんし、850
Cまで加熱処理を行った。その後、アルコールによる洗浄を行い、ステンレス試料の重量変化と近相観察を実施した。その結果、リチウム過酸化物を含有する環境下においてステンレス試料の激しい腐食が観察された。リチウム酸化物中では、熱力学考察のとおり、腐食は確認されなかった。リチウム水酸化物や窒化物中では、ステンレス試料はわずかに腐食を生じていた。
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：4 パーセンタイル：30.59(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：7 パーセンタイル：46.57(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 BeTi 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.
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：11 パーセンタイル：61.61(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.
野澤 貴史; 小沢 和巳; 谷川 博康
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2543 - 2546, 2013/10
被引用回数：15 パーセンタイル：71.45(Nuclear Science & Technology)SiC/SiC複合材料は核融合DEMOブランケットの有力な候補材である。潜在的な擬延性破壊のため、このクラスの複合材料の破損シナリオを特定することは実用化に向けた設計コードの開発において重要であることは疑う余地はない。本研究は、擬延性SiC/SiC複合材料の破損挙動を明らかにし、強度マップを得ることである。そのため、引張,圧縮及び面内剪断モードによる破損過程の詳細をアコースティックエミッション(AE)法により明らかにし、特に、AE試験の結果にウェーブレット解析を適用することにより、損傷蓄積過程を分類した。特筆すべきは、引張及び圧縮試験ともに、マトリックスクラックが比例限度応力以下で生じている点であり、これはSiC繊維の表面粗さに起因して強い繊維/マトリックス界面摩擦力が得られたことによるものと結論づけられた。本論文では、より現実的かつ合理的な破損クライテリアとして、実際のマトリックスクラック応力を参照し、破損包括線を改定したものを示す。
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：58.58(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。
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。
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：15 パーセンタイル：71.45(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.
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：0.00(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。
