Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
林 孝夫; 櫻井 真治; 逆井 章; 柴沼 清; 河野 渉*; 大縄 登史男*; 松陰 武士*
Fusion Engineering and Design, 101, p.180 - 185, 2015/12
被引用回数：5 パーセンタイル：38.15(Nuclear Science & Technology)JT-60SAはITERへの支援研究および原型炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAではプラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換および修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表ではJT-60SAのRHシステムの一部として開発した、下部ダイバータカセット内の冷却水配管接続に用いる溶接装置について述べる。ダイバータカセットの配管と真空容器外から入ってくる配管を溶接するために、冷却水配管(SUS316L製、内径
54.2mm、肉厚2.8mm)の内部から円周溶接が可能な溶接ヘッドを開発し、溶接試験を行った。配管溶接の技術的課題を解決するため配管突合せ部のギャップと芯ずれがどの程度まで許容できるかを調べた。溶接対象の配管は実機と同様に鉛直方向に配置し、その先端を突合せ溶接した。上管先端の内径側に突起部を設けることにより、最大ギャップ0.7mm、最大芯ずれ0.5mmまでの溶接裕度を確保することができた。
Lampasi, A.*; Zito, P.*; Coletti, A.*; Novello, L.*; 松川 誠; 島田 勝弘; Burini, F.*; Kuate-Fone, Y.*; Taddia, G.*; Tenconi, S.*
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1098 - 1102, 2015/10
被引用回数：11 パーセンタイル：65.51(Nuclear Science & Technology)In JT-60SA, the first SNU (prototype), consisting of six cubicles, was assembled in 2013. The factory tests on this system, including tests at full current and voltage, are being performed throughout 2014. The manufacturing of the remaining three SNUs will proceed after the success of such tests. The main characteristics of the developed SNU are; (1) Snchronized use of an electronic static circuit breaker (SCB) in parallel with an electromechanical bypass switch (BPS), (2) Nominal voltage of 5 kV, with a specific circuit to limit the transient voltage to 5.5 kV, (3) DC current interruption up to 20 kA, (4) Light BPS with opening and closing times shorter than 15 ms and 65 ms, respectively, (5) Breakdown resistance adaptable from 0.25 
to 3.75 by four selectors, (7) Fully electronic making switch (MS) and (8) Breakdown resistors that could dissipate much more than 90 MJ.
Zito, P.*; Lampasi, A.*; Coletti, A.*; Novello, L.*; 松川 誠; 島田 勝弘; Cinarelli, D.*; Portesine, M.*; Dorronsoro, A.*; Vian, D.*
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1191 - 1196, 2015/10
被引用回数：13 パーセンタイル：71.17(Nuclear Science & Technology)In JT-60SA, Fast Plasma Position Control Coils Power Supplies (FPPCC PSs) control vertical position of the plasma during a plasma shot, against Vertical Displacements Event (VDE). For this task, the FPPCC PSs have to be as fast as possible and provide as much voltage as possible. Further, these will be open loop feed forward voltage controlled. The main characteristics are: 4-quadrant AC/DC converter 12-pulse with circulating current, DC load voltage 
1000 V and DC load current 5 kA. The induced overvoltage in FPPC coil during a plasma disruption can reach 10 kV and it is bounded by a nonlinear resistor in parallel to the crowbar. All these technical characteristics have strongly influenced the design of the FPPC converter and of the FPPC transformers, that have been validated by simulation model of FPPCC PS. The outcomes of the simulation have allowed to finalize the performances and dynamic behavior of voltage response.
Novello, L.*; Baulaigue, O.*; Coletti, A.*; Dumas, N.*; Ferro, A.*; Gaio, E.*; Lampasi, A.*; Maistrello, A.*; 松川 誠; 島田 勝弘; et al.
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1122 - 1126, 2015/10
被引用回数：16 パーセンタイル：77.59(Nuclear Science & Technology)JT-60SA, the superconducting tokamak under construction in Japan, will be equipped with a mix of new and reused Power Supplies (PS). Most of the new PS are procured by European Voluntary Contributors under the framework of Broader Approach agreement between F4E and JAEA. For the toroidal circuit, the 6 pulses ac/dc converter will be procured by CEA. It is rated 25.7 kA and 80 V dc, and will work in steady state condition. For the poloidal circuits the procurement of ten ac/dc converters, rated 20 kA and about 1 kV is shared between CEA and ENEA. They are 24 pulses four quadrant converters, with back to back thyristor bridges. Plasma initiation requires a fast variation of current in the Central Solenoids, obtained with the insertion of a settable resistor in series to the coils. This is achieved with the operation of four Switching Network Units procured by ENEA, producing up to 5 kV at the nominal 20 kA. The protection of superconducting magnets, both toroidal and poloidal, is assured by 13 Quench Protection Circuits procured by Consorzio RFX, rated 20 kA and 3.8 kV for poloidal QPCs and 25.7 kA and 2.8 kV for toroidal ones. The present status of the aforementioned PS is described in the paper: their detailed design has been completed and some systems have been already manufactured and tested.
木津 要; 村上 陽之; 夏目 恭平; 土屋 勝彦; 小出 芳彦; 吉田 清; 尾花 哲浩*; 濱口 真司*; 高畑 一也*
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1094 - 1097, 2015/10
被引用回数：6 パーセンタイル：43.95(Nuclear Science & Technology)JT-60SAの超伝導コイル用電流フィーダとコイル端子箱(CTB)が設計された。電源からの銅ブスバーが、CTBと呼ばれる真空容器に設置された高温超伝導電流リード(HTS CL)に接続される。超伝導電流フィーダがHTS CLの低温端部に接続され、コイルが納められたメインのクライオスタットに導かれる。熱応力を低減するためのクランク型のフィーダの試作が行われた。垂直方向でフィーダをはんだ接続するためのコンパクトなツールが開発された。フィーダの絶縁材は十分なせん断応力を示した。懸念されていた製作工程の試作が完了したので、電流フィーダとCTBの実機製作が開始可能となった。
江里 幸一郎; 鈴木 哲; 関 洋治; 毛利 憲介; 横山 堅二; Escourbiac, F.*; 平井 武志*; Kuznetsov, V.*
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1281 - 1284, 2015/10
被引用回数：43 パーセンタイル：96.17(Nuclear Science & Technology)原子力機構において、現在進められているフル・タングステンITER用垂直ターゲット、特に20MW/m
の繰り返し高熱負荷に耐える必要があるプラズマ対向機器の開発を進め、フル・タングステンITERダイバータに十分な接合技術の健全性を実証することに成功した。接合技術の開発において、Wモノブロックとその支持構造体への取り付け支持脚の接合部の引張荷重試験を実施し、ITERダイバータの要求値の3倍以上である20kNの荷重に耐えることを確認した。また、6体の小型試験体を製作し、Wタイル接合部および冷却管の耐久性を確認するため、10および20MW/mにおける繰り返し熱負荷条件で試験を行った結果、全ての試験体がWタイルの剥離や冷却管からの水漏れを生ずることなく10MW/m・5000サイクルおよび20MW/m・1000サイクルに耐えた。この20MW/mのサイクル数はITERダイバータへの要求値の3倍以上である。
岩井 保則
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1796 - 1799, 2015/10
被引用回数：5 パーセンタイル：38.15(Nuclear Science & Technology)疎水性白金触媒は水蒸気-水素間水素同位体交換反応やトリチウム酸化の用途にて核融合分野で広く使用されている。疎水性触媒の触媒活性は空気中の水蒸気や水ミストのほかに燃焼反応により生成する水にもほとんど影響されない特徴を持つ。一般的に疎水性触媒は多孔性の疎水性高分子に白金を担持することで作成される。日本はスチレンジビニルベンゼンを疎水性高分子とした疎水性白金触媒をトリチウム水処理システムに採用してきた実績を有する。システム規模低減のためには触媒活性の可能な限りの向上が必要である。二種類の疎水性白金触媒を電子線で照射した場合のトリチウム酸化性能の変化を精査した。両方の触媒とも線量の増加とともに疎水性触媒の触媒活性は向上し、500から1000kGyにて総括反応速度係数はピーク値を示し、それ以降の線量では徐々に低下することを見出した。総括反応速度係数のピーク値は未照射の6倍の値を示した。スチレンジビニルベンゼンは放射線に対する耐久性が強く、この程度の線量では機械的強度に影響はなく、簡易に触媒活性を向上可能な有力な方法であることを見出した。
磯部 兼嗣; 河村 繕範; 岩井 保則; 小柳津 誠; 中村 博文; 鈴木 卓美; 山田 正行; 枝尾 祐希; 倉田 理江; 林 巧; et al.
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1792 - 1795, 2015/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)幅広いアプローチ活動は、2007年の日本と欧州との合意により開始され、第1期と第2-1期(2010-2011)、第2-2期(2012-2013)、第2-3期(2014-2016)に分けることのできる第2期からなる。トリチウム技術の研究開発は、原型炉に向けた重要な課題の1つであり、タスク1の施設の準備、タスク2の計量管理技術、タスク3のトリチウム安全基礎研究、タスク4のトリチウム耐久性試験の4つのタスクからなる。第1期から原子力機構と大学との共同研究が開始され、これまでに多くの成果をあげてきた。トリチウム技術研究開発の第2-2期も成功裏に進捗して終了した。
芝間 祐介; 岡野 文範; 柳生 純一; 神永 敦嗣; 三代 康彦; 早川 敦郎*; 佐川 敬一*; 持田 務*; 森本 保*; 濱田 崇史*; et al.
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1614 - 1619, 2015/10
被引用回数：4 パーセンタイル：31.62(Nuclear Science & Technology)現在、建設中のJT-60SA装置では、高さ6.6m、大半径5mの二重壁トーラス構造で真空容器(150tons)を製作する。容器を10個のセクターに分割して製作し、これら分割セクターの製作が2014年に完了した。製作したセクターを現地で接続する段階にあり、この接続の初期では、セクターを直接突き合わせて溶接接続する。二つのセクター間を溶接接続するためには、溶接に必要な目違いやギャップの許容量を把握するという課題がある。他方、現地の組み立てでは、これらの許容量を満足するように管理されなければならない。本報告では、真空容器の最終セクターを含む組立方法の詳細について報告する。更に、分割製作されたセクターを直接接続する溶接技術、最終セクターの部分モックアップ溶接試験の結果を議論するとともに、現地製作の現状も報告する。
吉田 雅史; 花田 磨砂也; 小島 有志; 柏木 美恵子; Grisham, L. R.*; 畑山 明聖*; 柴田 崇統*; 山本 崇史*; 秋野 昇; 遠藤 安栄; et al.
Fusion Engineering and Design, 96-97, p.616 - 619, 2015/10
被引用回数：13 パーセンタイル：71.17(Nuclear Science & Technology)JT-60SAのプラズマ加熱および電流駆動装置として利用する世界最大の負イオン源では、要求値となる22Aの大電流負イオンビームの100秒生成を目指している。そのためには、40cm
110cm(全1000穴)のビーム引出面積から生成されるビームの一様性を改善する必要がある。そこで、負イオンビームの親粒子である水素原子および水素イオンをより一様に生成するために、磁場分布・高速電子分布計算結果および実験結果に基づいて、従来の横磁場構造からテント型磁場構造を基にした新たな磁場構造に改良した。これにより、全プラズマ電極に対する一様な領域は、従来よりも1.5倍まで改良し、この一様な領域からJT-60SAの要求値を満たす22Aのビーム生成を可能にした。このときのビーム電流密度は210A/mであり、これはITERの負イオン源にて要求される200A/mをも満たすビーム生成に成功した。
星野 毅
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1788 - 1791, 2015/10
被引用回数：23 パーセンタイル：86.86(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、エマルジョン法を用いた先進トリチウム増殖材料(Li添加型Li
TiO
)微小球の大量製造技術開発を行っている。先進トリチウム増殖材料として、化学的安定性の高いLi添加型LiTiOを発案した後、トリチウム放出特性に優れていると考えられる、直径が約1mmで、結晶粒径が5
m以下の微小球製造条件を探索した。試作球では結晶粒径が大きくなり、その原因は、微小球焼結時に発生する炭酸ガスが材料の一部と反応し、溶融炭酸リチウムになるためと考えた。そこで、より効率的な炭酸ガス除去を行うため、大気中にて873Kで仮焼した微小球を、真空中にて1073K及び1%水素添加ヘリウムガスにて1323Kで焼結することで、直径が1.07mmで、結晶粒径が5m以下の目標値を満たす微小球製造に成功し、製造条件最適化を達成した。
谷川 博康; 小沢 和巳; 森貞 好昭*; Noh, S.*; 藤井 英俊*
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2080 - 2084, 2015/10
被引用回数：12 パーセンタイル：65.51(Nuclear Science & Technology)核融合炉内機器のプラズマ対向壁材料として有力視されているタングステン(W)皮膜形成法として真空プラズマ溶射(VPS)法が現実的手法として期待されている。しかし、VPS-Wでは空孔率が高いことから、バルクWに比べて熱伝導率が著しく引く、強度も低くなる、といった課題を示している。そこで本研究では、VPS-W皮膜の摩擦撹拌処理(FSP)による強化を試みた。その結果、FSP処理により空孔率が低く、バルクW並の強度と熱伝導率を有する細粒Wに強化することに成功した。
Maistrello, A.*; Gaio, E.*; Novello, L.*; 松川 誠; 山内 邦仁
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1109 - 1112, 2015/10
被引用回数：9 パーセンタイル：58.41(Nuclear Science & Technology)The interruption of high direct currents, required in fusion experiments, is a challenging task. Depending on the technology of the circuit breakers the resulting current derivative may be high, leading to dangerous transient overvoltages. This aspect has been analyzed for JT-60SA Quench Protection Circuits (QPC) devoted to the protection of superconducting coils. The QPC adopts edge technology solutions: a Hybrid mechanical-static Circuit Breaker (HCB) as main circuit breaker in series with a PyroBreaker (PB) as backup protection. Snubbers or clamp networks can be provided in parallel to the breakers to smooth the voltage waveform. Dedicated clamp networks for the HCB have been designed and tested during the qualification of the QPC prototypes. On the contrary, it was preferred not to apply any component in parallel to the PB, the ultimate protection, to avoid reducing its reliability. For PB a different approach has been worked out, based on the optimization of the layout of the QPC connections. Analyses have been performed to highlight the impact of different busbar routes on the transient voltage across the toroidal field coils at the PB intervention. The results indeed showed a variation of the peak voltage in between 30% of the maximum allowed value. The paper will present the analyses and will discuss the results.
古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 若井 栄一
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2138 - 2141, 2015/10
被引用回数：13 パーセンタイル：65.51(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)では、ターゲットアッセンブリのバックプレートは、供用期間中に交換される予定である。この交換作業において、バックプレート等のリチウム機器は、周辺の大気成分と化学反応を生じることが想定される。そこで本研究では、当該交換作業期間中における化学反応挙動を評価するために、リチウムと大気、および大気中の主要元素である酸素および窒素の室温における化学反応挙動について、気中の湿度の影響も加味しながら実験的に調べた。
三枝 幹雄*; 小山 岳*; 松原 史明*; 滝井 啓太*; 佐井 拓真*; 小林 貴之; 森山 伸一
Fusion Engineering and Design, 96-97, p.577 - 582, 2015/10
被引用回数：6 パーセンタイル：43.95(Nuclear Science & Technology)JT-60SA用電子サイクロトロン加熱電流駆動装置で採用が期待される2周波数ジャイロトロン用に110GHzと138GHzで使用可能な大電力広帯域マイターベンド型偏波器の開発を行った。マイターベンドに組み込んだ2種類(偏波面回転用と楕円偏波の軸比制御用)の回折格子の溝の深さは、2周波数に対して数値計算により最適化を行った。低電力試験の結果から、偏波面回転用と楕円偏波の軸比制御用の偏波器を組み合わせて、2周波数で全偏波が発生できる事を確認した。また熱応力の評価は有限要素法で行った。偏波面回転用マイターベンド型偏波器の大電力試験を110GHzで0.24MW、3秒まで行い、偏波器のジュール損失の回転角依存性が理論と矛盾しないことを確認した。
鶴 大悟; 櫻井 真治; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 関 洋治; 横山 堅二; 鈴木 哲
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1403 - 1406, 2015/10
被引用回数：4 パーセンタイル：31.62(Nuclear Science & Technology)Carbon Fibre-reinforced Carbon (CFC) monoblock target for JT-60SA divertor is under development toward mass-production. A CFC monoblock, a CuCrZr cooling tube at the centre of the monoblock and a interlayer were bonded by vacuum brazing in a high temperature, into a target. After the bonding, strong tensile stress was generated in the CFC monoblock around the CuCrZr cooling tube in a room temperature condition due to difference of thermal expansions between CFC and CuCrZr. In the previous trial productions, only half targets passed the acceptance test. In this research, a new structure of the targets was proposed, to reduce residual thermal stress and to depress the degradation of heat removal capacity of the targets, toward the mass-production. Some measures were implemented on the proposed. The effectiveness of the measures were evaluated by numerical simulations. Thermal performance of target mock-ups with the proposed were evaluated.
若井 栄一; 菊地 孝行; Kim, B.*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 長谷川 晃*; 西村 新*; Soldaini, M.*; 山本 道好*; Knaster, J.*
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2089 - 2093, 2015/10
被引用回数：17 パーセンタイル：79.42(Nuclear Science & Technology)The main objective of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation facility) is to obtain the material data base obtained from a series of tests using small specimens mainly irradiated in the IFMIF for the design and licensing of fusion DEMO and power reactors. In this study, we present the contents of (1) recent evaluation of SSTT such as fracture toughness developed in IFMIF/EVEDA project, (2) the evaluation of structural integrity of RAF/M steels for the Fusion DEMO reactors, and (3) engineering design of the Post Irradiation Examination (PIE) facility of IFMIF. The analysis of the fracture behavior of brittle-ductile transition region of RAF/M steels is very important to evaluate the structural integrity of RAF/M steels for the Fusion DEMO reactors, and it should be applied by new methods such as random-inhomegeneity method of K. Wallin and M. Sokolov and the modified master curve method of ASTM E1921 of P. Spatig, and one of objectives of this study is focused on the further developed analysis to generalize the methods for SSTT and structural integrity of RAF/M steels.
Ferro, A.*; Gaio, E.*; Novello, L.*; 松川 誠; 島田 勝弘; 川俣 陽一; 武智 学
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1053 - 1057, 2015/10
被引用回数：3 パーセンタイル：24.66(Nuclear Science & Technology)JT-60SA is the satellite tokamak under construction in Naka, Japan, in the framework of the EU - JA "Broader Approach" Agreement. In JT-60SA, to attain steady-state high-beta plasmas, suppression of Resistive Wall Modes (RWM) is necessary. At this purpose, a passive stabilizing plate (SP) and an active control system based on 18 in-vessel sector coils (SC) are foreseen. This paper firstly reports the main requirements for the RWM control system. Then, the reference design of the RWM-PS is described. It includes an ac/dc conversion system, dc-link capacitor banks and a set of 18 fast inverters. The advantages of the proposed scheme are discussed and the main electrical parameters are shown in detail. The main requirements of the control section are given, with details on possible implementation and interfaces with JT-60SA central control.
武智 学; 松永 剛; 櫻井 真治; 笹島 唯之; 柳生 純一; 星 亨*; 川俣 陽一; 栗原 研一; JT-60SAチーム; Nishikawa, T.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 96-97, p.985 - 988, 2015/10
被引用回数：12 パーセンタイル：65.51(Nuclear Science & Technology)JT-60SA, which has fully super conducting coils, is under construction in order to demonstrate and develop steady-state high beta operation for supplement ITER toward DEMO. Three types of coils will be installed in the vacuum vessel for resistive wall mode (RWM) control, error field correction and also for edge localized mode (ELM) control. Biaxial magnetic sensors have been developed, because 3D information of magnetic configuration is necessary for these controls. Also, redesigned magnetic sensors for basic information of JT-60SA plasma, e.g. one-turn loop, Rogowski coils, diamagnetic loop and saddle coils have been developed, because manufacture and installation of these sensors are much more difficult for JT-60SA than those for JT-60U. The design and the specification of the magnetic sensors for JT-60SA will be reported from engineering and physics aspects.
山本 剛史; 橋本 慰登*; 北澤 真一; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 杉江 達夫; 小川 宏明; 竹内 正樹; 河野 康則; 伊丹 潔
Fusion Engineering and Design, 96-97, p.1012 - 1016, 2015/10
被引用回数：4 パーセンタイル：31.62(Nuclear Science & Technology)日本国内機関では、ITER計画において6種類のプラズマ計測装置の調達を担当している。原子力機構では、ITER標準ソフトウェアを用いて、統括制御機能、シーケンス制御管理機能及びデータ収集機能を含むITER計測装置用計装制御システムを開発した。統括制御機能は、センサーの健全性検査、計測条件の設定及び計測条件間の一貫性検査といった計測のための内部処理を管理する。我々は、Python言語を用いてフローチャートからEPICS(Experimental Physics and Industrial Control System)のコードを生成するツール及びシーケンス制御管理機能を開発した。EPICSは、運転手順のトリガー及び進行を示すために使用される。シーケンス制御管理機能は、EPICSを用いてプラント状態の変化を監視することにより、運転手順の進行を管理する。EPICSと運転手順の関連付けは、上記ツールにより自動的に行われる。我々は、熱電対計測システムに関して、上記の計装制御システムの性能を検証した。また、さらに複雑な計測装置向けに本設計を適用していく予定である。
