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論文

Mechanical properties of full austenitic welding joint at cryogenic temperature for the ITER toroidal field coil structure

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:5 パーセンタイル:46.51(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。

論文

Current status of the engineering design of the test modules for the IFMIF

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:10 パーセンタイル:22.62(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。

論文

Novel granulation process of beryllide as advanced neutron multipliers

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:28 パーセンタイル:3.12(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。

論文

Demonstration on endurance of ion exchange membrane immersed in high-concentration tritiated water under the Broader Approach activities

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:3 パーセンタイル:62.81(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$$times$$10$$^{12}$$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$$gamma$$線・電子線照射結果と比較することでトリチウム$$beta$$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$$gamma$$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。

論文

Feeder components and instrumentation for the JT-60SA magnet system

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:5 パーセンタイル:46.51(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。

論文

Fabrication and installation of equilibrium field coils for the JT-60SA

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:7 パーセンタイル:34.56(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。

論文

Development of a high power diplexer with short-slotted metal half mirrors for electron cyclotron current drive

三枝 幹雄*; 渥美 幸平*; 山口 智輝*; 小田 靖久; 坂本 慶司

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.964 - 969, 2013/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.96(Nuclear Science & Technology)

A neoclassical tearing mode (NTM) which is a resistive MHD instability driven by plasma pressure gradient in tokamak plasma is one of the key issues giving the upper limitation of plasma performance. It can be controlled by the local current drive in a magnetic island with electron cyclotron current drive (ECCD). Up to now, ECCD with pulse modulated gyrotron operation at duty of 50% have been done to drive current into only O-point. For improving a stabilizing efficiency of NTM, the fast directional switch had been developed. It makes the duty of ECCD system to 100% by switching beam direction for tracking the rotating O-point of a magnetic island of NTM. The new type diplexer as a fast switching device of high power millimeter wave was proposed and had been simulated with finite difference time domain (FDTD) method. A proposed diplexer consists of a ring corrugated circular waveguide, a pair of mitre-bends, and a pair of half mirrors. The low power switching operation of the mock-up diplexer with long-slotted metal half mirrors at the two frequency bands (137 GHz and 170 GHz) was veried. In this paper, the low power test results of the diplexer with new short-slotted metal half mirrors at a frequency band of 170 GHz is reported.

論文

Corrosion of austenitic steel in leakage lithium

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:4 パーセンタイル:62.81(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$$^{circ}$$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。

論文

Development of a linear motion antenna for the JT-60SA ECRF system

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:3 パーセンタイル:62.81(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。

論文

Fabrication and performance test of contact-type liquid level sensor for measuring thickness variation of liquid lithium jet in the IFMIF/EVEDA lithium test loop

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:3 パーセンタイル:62.81(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$$^{-3}$$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。

論文

Oxidation property and homogenization treatment of plasma sintered beryllides

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:34.56(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$$_{2}$$Ti phase. Accordingly, we have investigated the effect of annealing treatment on phase stability. As temperature increased at 1473 K, it was confirmed that Be$$_{2}$$Ti 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$$_{12}$$Ti phase. From this result, by controlling the annealing time after synthesis of beryllide, Be$$_{12}$$Ti phase which is compositional target could be homogenized.

論文

Structural analyses of HV bushing for ITER heating NB system

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:84.29(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$$geq$$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。

論文

Development of fabrication technologies for advanced tritium breeder pebbles by the sol-gel method

星野 毅

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2264 - 2267, 2013/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:25.82(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$$_{2}$$TiO$$_{3}$$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$$mu$$m以下を目標値とするが、通常の製造条件では、約10$$mu$$m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Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の製造に成功した。

論文

Trial synthesis of Li$$_{2}$$Be$$_{2}$$O$$_{3}$$ 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:1 パーセンタイル:84.29(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Li$$_{2}$$Be$$_{2}$$O$$_{3}$$合成法の探索を行った。LiOH・H$$_{2}$$OとBe(OH) $$_{2}$$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・H$$_{2}$$OとBeOに変えたところ、ほぼ単一相のLi$$_{2}$$Be$$_{2}$$O$$_{3}$$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Li$$_{2}$$Be$$_{2}$$O$$_{3}$$合成に成功した。

論文

Assembly study for JT-60SA tokamak

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:8 パーセンタイル:29.95(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.

論文

Long-pulse production of the negative ion beams for JT-60SA

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:4 パーセンタイル:62.81(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$$times$$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$$^{circ}$$Cに維持できることがわかった。

論文

Re-defining failure envelopes for silicon carbide composites based on damage process analysis by acoustic emission

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:11 パーセンタイル:19.82(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。

論文

Recent results on tritium technology in JAEA under BA program

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:72.96(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、$$beta$$, $$gamma$$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$$gamma$$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。

論文

Adsorption rate of hydrogen isotopes on Ca-mordenite

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:5 パーセンタイル:46.51(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$$^{2+}$$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$$_{2}$$及びD$$_{2}$$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。

論文

Welding technology R&D on port joint of JT-60SA vacuum vessel

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:2 パーセンタイル:72.96(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。

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