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高津 英幸; 河村 弘; 田中 知*
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.645 - 650, 1998/09
被引用回数：17 パーセンタイル：77.03(Nuclear Science & Technology)日本における固体増殖ブランケットの開発の現状に関するレビュー報告を招待論文として報告する。内容は、(1)原形炉用ブランケットの設計,(2)原形炉用ブランケットの開発計画,(3)材料開発の現状,(4)工学R&Dの現状,(5)大学における基礎研究の現状である。
荒木 政則; 喜多村 和憲*; 浦田 一広*; 鈴木 哲
Fusion Engineering and Design, 42(1-4), p.381 - 387, 1998/09
被引用回数：1 パーセンタイル：14.63(Nuclear Science & Technology)ITER炉内機器のうち、ダイバータの熱及び電磁負荷荷重下における構造解析を実施した。この結果、標準設計として考えている構造を多少改良することにより、許容応力内におさまることが明らかとなった。本論文では、従来、単独でしか行われていなかった熱及び電磁負荷を総合的に評価したものである。
有田 忠昭; 山西 敏彦; 奥野 健二; 山本 一良*
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.1021 - 1026, 1998/09
被引用回数：17 パーセンタイル：77.03(Nuclear Science & Technology)熱拡散法による水素同位体の分離は、インベントリが少ない,構造が簡単,運転が容易などの点で優れており、核融合炉におけるトリチウム製造システム等での同位体分離法として有望視されている。従来熱拡散法では水で冷却していたが、液体窒素を用いて冷却するとより高い分離が得られることが指摘された。それに基づきH-D系で実験が行われ、水冷却方式よりより高い分離が行われることが確認された。今回、運転圧,流量,ヒータ温度を変数とした実験をH-D系,H-T系について実施した。流量が増えると分離係数は小さくなり、最適圧力は高い領域へ移行することがわかった。最大の分離係数は流量25cm
/minの条件でH-D系では16.4,H-T系では26.0が得られた。また、最大分離係数を示す圧力はH-T系がH-D系よりわずかに高いことがわかった。
関 泰; 栗原 良一; 西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦
Fusion Engineering and Design, 42(1-4), p.37 - 44, 1998/09
被引用回数：2 パーセンタイル：24.03(Nuclear Science & Technology)核融合炉の真空容器には、大量のトリチウムと放射化ダストが存在すると想定される。そこで、これらの放射性物質が、異常時にどの程度の割合で可動化し、真空容器外に放出され、環境中に放出されるかを評価する必要がある。異常事象として、真空容器内の冷却材浸入事象(ICE)と真空破断事象(LOVA)が想定されており、これらに関しては、ITER工学R&Dとして個別に予備試験がなされており、事象解明と評価モデルの構築を進めている。今後は、さらにICEからLOVAへの事象進展の可能性、進展した場合の影響を評価するとともに、評価モデルの妥当性を示すために、真空容器内伝熱流動安全総合試験を計画している。本報告は、真空容器内の熱流動事象の検討結果から導出された総合試験装置の概要と試験計画を紹介する。
中村 博雄; Ladd, P.*; Federici, G.*; Janeschitz, G.*; Schaubel, K. M.*; 杉原 正芳; Busigin, A.*; Gierszewski, P.*; 廣木 成治; Hurztmeirer, H. S.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.883 - 891, 1998/09
被引用回数：6 パーセンタイル：48.48(Nuclear Science & Technology)本講演は、ITERの燃料供給、排気システムの設計の現状及び、燃料サイクルシステムの過渡応答解析について述べる。燃料供給システムは、ガス供給方式とペレット方式から構成されている。ガス供給場所は、ポロイダル断面で真空容器上部とダイバータ部の2か所で、トロイダル方向には5か所である。ペレット方式の燃料供給は、2台の遠心加速方式入射装置で行う。これらは、1個の容器(長さ6m,幅3m,高さ4.5m)に納められている。排気システムは、高英空用ポンプと粗引きポンプから構成されている。前者は、16台のクライオポンプ(排気速度200cm/s),後者は、2セットの機械式粗引きポンプである。トリチウムプラントを含んだ燃料サイクル系のトリチウムインベントリの最適化のために、過渡応答コードを開発中である。
岸本 浩; 永見 正幸; 菊池 満
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.73 - 81, 1998/09
被引用回数：5 パーセンタイル：43.53(Nuclear Science & Technology)JT-60は、現在、ITER・EDAへの貢献と定常トカマク炉の基礎の形成を目指して研究を進めている。負磁気シアと高ベータモードが主たる運転の形式である。負磁気シアでQ
=1.05,高ベータモードで核融合積1.5
10
m
skeVを最近実現した。負磁気シアでは、高リサイクリング・高放射冷却ダイバータプラズマとの並存ができた。定常トカマク炉の諸条件をほぼ満たす高性能プラズマの長時間維持も実証した。JT-60は1985年に運転を開始し、1989
90年には大改造を行った。最も頻度の高いトラブルは、制御ソフトのバグ,真空容器のエアリーク,電気絶縁不良等である。予想外の事象としては、改造前容器の脱振動,TFコイル冷却管水もれ,ハロー電流によるダイバータタイル損傷,高速粒子侵入によるダイバータ冷却管損傷等があった。これらは今後の核融合研究にも大切な技術課題である。
常松 俊秀; 難波 治之*; 圷 陽一; 大川 慶直; 薬研地 彰; 武田 正紀*; 矢島 健作*; 新田 義雄*; 小林 健一*; 前田 郁生*; et al.
Fusion Engineering and Design, 41(1-4), p.415 - 420, 1998/09
被引用回数：4 パーセンタイル：38.17(Nuclear Science & Technology)ITERトカマクは運転時の熱応力と重力支持並びに耐ディスラプション支持のために従来の大型機器に比べて柔構造になっており、現在の設計は0.2Gの地震力に対する設計がなされている。この設計をさらに大きな地震が想定されるサイトに建設した場合のオプションとして免震の採用が提案されており、本論文では建屋、トカマクを含めた振動解析モデルを使い免震を導入した時のトカマクへの地震力の影響を解析し、その結果から免震採用時の技術的課題を摘出している。
Sn conductor and central solenoid model coils for ITER高橋 良和; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 杉本 誠; 礒野 高明; 押切 雅幸*; 河野 勝己; 小泉 徳潔; et al.
Fusion Engineering and Design, 41(1-4), p.271 - 275, 1998/09
被引用回数：4 パーセンタイル：38.17(Nuclear Science & Technology)原研において、ITER-EDAのもと、中心ソレノイド(CS)モデル・コイルを開発している。本コイル閉導体は、NbSnが用いられ、ほぼ完成しつつある。導体接続部、熱処理及び巻線技術のR&Dが行われ、それぞれの技術が確立された。これを踏まえて、外層モジュール(8層)の最初の1層の巻線が完成した。本コイルは、1998年に完成し、原研の試験装置において実験が行われる予定である。
O sintered pellets谷藤 隆昭; 八巻 大樹; 野田 健治
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.723 - 729, 1998/00
原子炉照射後のLiO焼結体から核変換Heガス放出挙動の相対密度依存性及び中性子照射量依存性について調べた。2K/minの等速昇温加熱によるHe放出温度は、(1)850~1050K,(2)900~1150K,(3)~1300K,(4)~1350Kであり、4つの放出ステージが観察された。相対密度が85%及び88%T.D.焼結体からの放出ピークでは(1)(2)ステージのほかに(3)及び(4)ステージが顕著となる。一方71%T.D.及び80%T.D.焼結体ではおもに(1)及び(2)ステージが観察された。また210
n/cm
から210
n/cmの熱中性子照射量依存性では,(1),(2)ステージは照射量の増大とともに約150KHe放出ピークは高温側に移行するが、(3)(4)ステージの放出ピークはあまり変動しなかった。さらにHe放出ピーク温度の昇温速度依存性を調べ各放出ステージの律速過程について解析を行った。
角田 恒巳; 四竃 樹男*; 鳴井 実*; 佐川 勉
Fusion Engineering and Design, 41, p.201 - 205, 1998/00
被引用回数：51 パーセンタイル：95.15(Nuclear Science & Technology)核融合炉のプラズマ診断等に不可欠な光学的計測要素として、光ファイバの重照射下における振る舞いを調べた。数次にわたる照射試験はJMTRの炉心環境で、照射温度30K~700K,中性子照射量210
n/m,
線ドーズ510
Gyのもとで行った。この間「その場計測」により、光ファイバの透光性や発光現像を計測した。試験には、線照射試験などにより得られた向上策により試作した光ファイバを用いた。その結果、中性子を含む重照射下では、線照射と比較し、より短波長側に吸収を生じるが、蒸気照射量に対し十分な耐性を持つことが確認できた。
滝沢 真之; 木内 清; 石塚 秀俊*; 岡本 眞實*; 藤井 靖彦*
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.923 - 928, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)同様な表面状態に前処理された厚さ20
m,50m,及び200mのニッケル薄膜を使用して、水素透過実験を実施した。ECR加熱により水素プラズマを生成し、523Kに保ったニッケル薄膜に対するプラズマ誘起透過現象(PDP)を調べた。上流側および下流側表面の再結合係数については、ガス圧による透過(GDP)実験データにより評価した。下流測表面再結合係数が最大となる条件における上流側及び下流側表面結合係数はそれぞれ3.410
m
/sec,2.910m/secであった。上流側表面再結合係数をパラメータとして変化させることで透過量及び透過確率を評価した。1.33Paの低エネルギー(~eV)トリチウムプラズマにおいて、上流側表面再結合係数を2桁低下させるように前処理した523K,10mのニッケル薄膜では、入射流量に対する透過流量の比を示す透過確率が約20%となるトリチウム透過(約2Ci/msecに相当)が期待される。
伊藤 孝雄; NBIグループ
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.123 - 128, 1998/00
被引用回数：4 パーセンタイル：38.17(Nuclear Science & Technology)JT-60高密度プラズマにおける電流駆動実験及び中心加熱実験のため500keV負イオンNBI装置を1996年4月に完成した。それ以来、負イオンNBIの入射実験を行ってきた。その入射実験で重要な課題の1つは、残留イオンビーム用偏向磁場の制御方法である。JT-60N-NBIにおいて、残留イオンの偏向にJT-60からの漏洩磁場を積極的に使っている。即ち、残留イオンビームによるビームダンプ表面の熱負荷の位置が一定となるようにJT-60からの漏洩磁場と偏向コイルの磁場との組合わせを制御する。イオンダンプ上の正及び負イオンビームによる熱負荷分布はイオンダンプ表面上に銀ロー付けした熱電対で測定する。ここでは、偏向磁場の性能及びイオンビーム熱負荷について、入射実験結果を報告する。
栗山 正明; 秋野 昇; 磯崎 信光*; 伊藤 孝雄; 井上 多加志; 薄井 勝富; 海老沢 昇; 大島 克己*; 小原 祥裕; 大原 比呂志; et al.
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.115 - 121, 1998/00
被引用回数：36 パーセンタイル：91.14(Nuclear Science & Technology)JT-60用負イオンNBI装置によるプラズマへのビーム入射が1996年3月から開始された。本NBIによる最初のビーム入射(180keV,0.1MW/0.4秒)が1996年3月に成功して以来、負イオン源及び加速電源の運転パラメータを最適化することによりビーム出力の増大を図ってきた。同年9月には、重水素ビームにより、2.5MW/350keV/0.9秒/2台イオン源の中性ビーム入射を行った。同時に負イオンビームの中性化効率が250~370keVの範囲で60%であることを確認した。更に1997年1月~2月の運転では、イオン源1台により水素ビームで3.2MW/350keVのビーム入射を達成した。
佐藤 聡; 黒田 敏公*; 秦野 歳久; 古谷 一幸; 戸上 郁英*; 高津 英幸
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.609 - 614, 1998/00
被引用回数：10 パーセンタイル：62.67(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉(ITER)の基本性能段階(BPP)において設置される遮蔽ブランケットは、高熱負荷を受ける第一壁と熱シンクである銅合金の中にステンレス鋼製冷却管を配する構成とし、これらをステンレス鋼製の遮蔽ブロックに接合する構造となっている。原研では、この遮蔽ブランケットの製作方法として、高温静水圧(HIP)法を用いて銅合金/銅合金及び銅合金/ステンレス鋼、ステンレス鋼/ステンレス鋼の接合を同時に行う手法を提案しR&Dを進めてきた。本稿では、ブランケット構造体開発の一環として行ってきた製作技術開発に関し、HIP条件の最適化及びHIP継手の機械強度試験、小規模及び中規模モックアップの製作・熱負荷試験等をまとめて報告する。
小西 哲之; 丸山 智義*; 奥野 健二*; 井上 雅彦*; 山下 晃弘*
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.1033 - 1039, 1998/00
被引用回数：7 パーセンタイル：53.04(Nuclear Science & Technology)核融合燃料サイクルへの適用を目的としたプラズマ排ガスの処理プロセスにおいて、トリチウム水蒸気とトリチウム化炭化水素の水素ガス形のトリチウムへの転換を行う単一の装置、電解反応器を開発した。開放端ジルコニア焼結体の内外面に多孔質の電極を形成し、反応ガスを外側、ついで内側に流して酸化・還元を連続して行うことによって水蒸気中の酸素によって炭化水素を分解する一方、水素ガスと二酸化炭素を得る。酸素は循環使用するが、過不足及び変動への対応のために閉口端ジルコニア管によって酸素濃度を測定するとともにその値を帰還制御して透過により酸素の供給・抜き出しをし、酸素収支を制御して常に反応を完了する。広範な混合比のガスを用いた実験で、99.9%以上の転換率が得られ、核融合炉燃料系への適用可能性が確認された。
秦野 歳久; 鈴木 哲; 横山 堅二; 鈴木 隆之*; 戸上 郁英*; 喜多村 和憲*; 黒田 敏公*; 秋場 真人; 高津 英幸
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.363 - 370, 1998/00
被引用回数：20 パーセンタイル：80.64(Nuclear Science & Technology)本研究は、ITER遮蔽ブランケット第一壁部分を模擬して製作した高熱負荷試験用試験体を用いて熱サイクル試験を実施し、構造体の熱応力による疲労強度を評価することを目的とした。試験は平均熱流束5.0MW/mと7.0MW/mでそれぞれ1000サイクルと1500サイクルで実施した。試験を通して除熱性能に大きな変化は見られず、試験体外観も正常であった。この試験結果より構造体の熱応力による疲労寿命はステンレス母材の設計疲労寿命より長寿命であることが確認された。
稲辺 輝雄; 関 昌弘; 常松 俊秀
Fusion Engineering and Design, 42, p.7 - 12, 1998/00
被引用回数：5 パーセンタイル：43.53(Nuclear Science & Technology)核融合炉の認許可に耐え得る安全性を確保する観点から、測定される安全原則、安全要件、信頼性確保のための問題点及び必要なR&Dを述べる。安全確保のための基本原則としては、深層防護とALARAの原則が核融合炉の場合にも不可欠と考えられ、特に深層防護の概念に基づく核融合炉のための具体策を例示する。また、同概念に基づく設計の妥当性を確認するための安全解析上の留意点を示す。さらに、使用する材料の信頼性と実証性のあるデータベース、適切な構造設計基準、供用中検査への設計上の配慮、安全解析で仮定する機器の性能や被ばく評価にかかわるソースタームの担保、解析コードの検証等の重要性を指摘し、核融合実験炉ITERの工学設計活動を中心として国際的に進展中のR&D活動に言及する。また、低放射化材料の廃棄物にもたらす優位性を概説し、今後の展望を示す。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰
Fusion Engineering and Design, 42, p.83 - 88, 1998/00
被引用回数：13 パーセンタイル：70.08(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究のうち、真空境界破断事象時に真空容器の破断口部に生じる置換流挙動を定量化するために真空境界破断事象予備実験を行っている。筆者らはすでに常温下における実験の結果から、真空容器に設けられた破断口数及び破断口位置が真空容器内の置換量に与える影響を明らかにした。今回は、真空容器を200
Cに加熱した条件の基で真空境界が破断した場合の真空容器内の温度分布を定量的に調べ、その結果をもとに真空容器内の流動挙動を評価した。本研究の結果、破断口が1つの場合は破断口位置に応じて破断口部に対向流または成層流が形成され、破断口が2つの場合は同様に破断口位置に応じて一方向流または二方向流が形成されることが真空容器内温度分布の測定結果から明らかになった。
前川 藤夫; 池田 裕二郎; E.T.Cheng*
Fusion Engineering and Design, 42, p.229 - 233, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：31.26(Nuclear Science & Technology)ITER/EDAのR&Dタスクの一環として、D-T中性子照射した核融合炉材料からの崩壊熱測定実験を行った。崩壊熱の源となる照射試料から放出される
線と線の全エネルギーを測定するため、1対の大型BGOシミュレータからなる全エネルギー吸収スペクトロメータを開発した。アルミ、銅、304型ステンレス鋼の試料を原研FNSのD-T中性子源で照射し、このスペクトロメータにより冷却時間1分~3日の範囲における各試料の崩壊熱を10~25%の実験誤差で測定した。測定値を誘導放射能計算コードREAC3による計算値と比較した結果、計算に使用した崩壊データライブラリには
崩壊に伴う消滅線が含まれていないことが判明した。消滅線まで考慮した結果、計算値は実験誤差内で測定値と一致した。
櫻井 真治; 細金 延幸; 正木 圭; 児玉 幸三; 笹島 唯之; 岸谷 和廣*; 高橋 昇竜*; 清水 勝宏; 秋野 昇; 三代 康彦; et al.
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.371 - 376, 1998/00
被引用回数：5 パーセンタイル：43.53(Nuclear Science & Technology)現在、改造工事が進められている、JT-60Uのダイバータ改造の設計及び工事の概要について発表する。既存の真空容器、ポロイダルコイルを利用し、各種の実験配位へ対応可能なこと、放射冷却ダイバータプラズマの形成と制御及び主プラズマへの中性粒子逆流の低減により高閉じ込め性能とダイバータへの熱流低減を両立することを目標として、コンパクトなW型構造を採用した。既設のNBIクライオポンプに排気速度可変機構を付加した排気系とガス供給系の増力、配置最適化により粒子制御機能を実現する。真空容器内での作業性、保守性、拡張性及び熱応力低減の観点から、分割式の基本構造を採用した。バックル板の隙間を絶縁スライド式のガスシールで塞ぎ中性粒子の漏れを低減する。ハロー電流を含めた電磁力、構造解析により全体の健全性を確認している。据付前に真空容器変形量の精密測定を行い、要求される設置精度を確保している。
