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林 巧; 小林 和容; 岩井 保則; 山田 正行; 鈴木 卓美; 大平 茂; 中村 博文; 舒 衛民; 山西 敏彦; 河村 繕範; et al.
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.543 - 548, 2000/11
被引用回数：19 パーセンタイル：73.71(Nuclear Science & Technology)DT核融合炉におけるトリチウムの閉じ込め性能を確証するため、原研・TPL地下にケーソンと呼ぶ12m
のステンレス鋼製気密容器(炉室空間等の模擬)を設置し、その容器内への計画的トリチウム放出実験を開始した。初期の実験では、トリチウム除去設備による50m/hの定常循環換気条件下(dry N
)に260MBqの純トリチウムガスを計画放出し、その空間拡散混合挙動、除染及び残留表面汚染等を調べた。ケーソン内に放出されたトリチウムは、換気流れにより約3分で均一になり、約2時間でモニターの検出限界以下の濃度に除去された。表面汚染はスミア法でその後も検出されたが、約1日で消失した。実験結果は、十分な再現性があり、三次元流体解析コード(FLOW3D)の適用・改良によりほぼ表現できるに至った。
鈴木 哲; 江里 幸一郎; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.343 - 348, 2000/11
被引用回数：5 パーセンタイル：36.75(Nuclear Science & Technology)サドル型及び平板型断面をもつダイバータ試験体の熱疲労実験について報告する。試験体の冷却管はアルミナ分散強化銅(DSCu)を使用しており、従来の無酸素銅製冷却管に比べ、強度に優れている。実験はITERダイバータ板の熱負荷条件を模擬して、熱負荷5MW/m
の下でくり返し加熱を実施した。この結果、試験体の冷却管は約400サイクルの加熱で一部が破損し、冷却水の漏洩が認められた。SEMによる観察では、冷却管内外層にクラッドした無酸素銅皮膜には疲労破面に特有のストライエーションが認められたが、DSCu層には顕著な疲労の痕跡は観察されなかった。DSCu層の破面は無特徴であり、脆性的な破壊の様相が認められたため、冷却水バウンダリを構成する部材としてDSCuを使用するには、特に応力集中部の寿命評価に十分な注意を払う必要があることがわかった。
藤田 充苗*; 衣川 純一*; 辻 宏和; 加治 芳行; 舘 義昭*; 斉藤 淳一*; 志村 和樹*; 中島 律子*; 岩田 修一*
Fusion Engineering and Design, 51-52, p.769 - 774, 2000/11
被引用回数：1 パーセンタイル：11.70(Nuclear Science & Technology)金材技研、原研、サイクル機構及び科学技術振興事業団の4機関が共同して各々の得意分野の材料データを提供し、高速電送回線を介してインターネット上で相互利用が可能な分散型材料データベースシステム(データフリーウェイシステム)の開発を進めてきた。本報告では、このシステムの概要を紹介するとともに、データフリーウェイに収録されている316ステンレス鋼の照射関連のデータを用いて実施した引張延性、疲労特性等に関する定量的知見の抽出例等を紹介する。
西 正孝; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 鈴木 卓美; et al.
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.879 - 883, 2000/11
被引用回数：4 パーセンタイル：31.80(Nuclear Science & Technology)原研では、トリチウムプロセス研究棟(TPL)において核融合炉燃料プロセスの研究開発を主要な研究課題の一つとして進めている。最近はITER燃料系の模擬試験に重点を置いており、世界で唯一の模擬ループの試験を開始している。ループは、ZrCoトリチウム貯蔵ベット,プラズマ排ガス処理系,深冷蒸留による同位体分離系、及びマイクロガスクロマトグラフと、光ファイバーによるレーザーラマン分析系より構成される。プラズマ排ガスを模擬したDTとHe,メタンなどの混合ガスは連続的に循環処理され、不純物元素の排出と純DTガスの再循環が模擬される。実験では、リアルタイム分析の特徴を生かして、総合システムとしての挙動の測定,動特性の解析と、運転制御法の開発を行っている。また、実験をサポートするトリチウム安全設備の運転結果についても言及する。
岩井 保則; 吉田 浩; 山西 敏彦; 泉類 詩郎*; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.847 - 853, 2000/11
被引用回数：19 パーセンタイル：73.71(Nuclear Science & Technology)低コスト化ITERでは主冷却系に透過するトリチウムが極めて小さい(
10
g/日)ため、トリチウム廃液発生量は
5kg/日に低下した。このため、我が国の重水炉(ふげん)で採用されているCECEプロセスと呼ばれる廃液処理法の適用が可能となった。本研究では、低コスト化ITERで想定される廃液(流量,トリチウム濃度)を国内法規制に従って処理できるCECEプラントの予備設計を行い、合わせて、廃液から回収したトリチウムを濃縮する同位体分離カスケードプラントの検討を行った。本研究により、ITER-FDR用に設計した廃液処理プラントの高性能化,小型化の見通しを得、コストの大幅低減化を目指した詳細設計のベースを固めた。我が国で実積のあるプラント技術を応用した設計例として発表し、海外専門家の技術コメントを広く集めることにより、今後の設計をより確実なものとしたい。
佐藤 正泰; 川島 寿人; 三浦 幸俊; 都筑 和泰; 木村 晴行; 上原 和也; 小川 俊英; 伊世井 宣明; 谷 孝志; 秋山 隆*; et al.
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.1071 - 1076, 2000/11
被引用回数：15 パーセンタイル：67.55(Nuclear Science & Technology)JFT-2Mでは、低放射化フェライト鋼(FS)にかかわる先進材料プラズマ試験を段階的に進めている。この計画の第一期として、FSを用いて、リップルの少ないトロイダル磁場を生成し、高エネルギーイオンの損失を低減するリップル低減試験があり、その設計指針と初期結果について述べる。フェライト鋼板(FB)を全トロイダルセクションに渡って、真空容器(VV)とトロイダル磁場コイル(TFC)の間に装着した。フェライト鋼装着により、プラズマ周辺でトロイダル磁場リップルは2.2%から1.1%に減少した。赤外TV測定によれば、接線方向NBI加熱時のリップル捕捉粒子による壁の温度上昇領域はFB装着することにより、外側へ縮小し、温度上昇は60度から25度へ減少した。バナナドリフト粒子による温度上昇は150度から115度へ減少した。フェライト鋼装着によるプラズマ生成や制御に悪い影響は観測されていない。
高瀬 和之
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.631 - 639, 2000/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉の真空境界破断(LOVA)時に起こる熱流動挙動、例えば容器内への空気侵入、放射化ダストの飛散、温度差に起因する置換流等を高精度で予測するための数値解析コードの開発を行っている。本コードの基礎方程式群は圧縮性流体の式、状態方程式、微小粒子の運動方程式、置換質量計算式等から構成される。本報は、開発中のLOVA事象解析コードを用いて行った解析結果を示す。破断位置及び破断面積をパラメータとして行ったLOVA発生後の真空容器内の平均圧力計算値と時間の関係は、LOVA予備試験結果と10%以内の誤差で良く一致し、本コードが核融合実験炉の安全設計上十分な予測精度を有していることを確認した。また、本研究によって減圧下におけるダストの飛散挙動や置換流によるダストの移行挙動の予測が初めて可能になった。現在は真球状のダスト形状を仮定しているが、今後はダスト条件(密度、サイズ等)をパラメータとした解析が行えるようにコードを改良する考えである。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Fusion Engineering and Design, 51-52, p.623 - 630, 2000/11
被引用回数：2 パーセンタイル：18.75(Nuclear Science & Technology)核融合炉真空容器内冷却材侵入事象(ICE)下における2相流挙動を定量的に把握し、核融合実験炉(ITER)建設のための安全性データベースに資することを目的としたICE統合試験装置を計画している。本報はICE統合試験装置を設計するに当たって行った予備解析の結果をまとめたものである。軽水炉の安全性評価で実績のあるTRAC-PF1コードを使って数値予測を行い、ICE事象下における統合試験装置内の圧力上昇特性に関して次の結論を得た。(1)圧力上昇は水注入ノズルのサイズや個数に依存する、(2)圧力上昇は真空容器及びプラズマチェンバーの容積に依存する、(3)容器表面温度が低い場合には凝縮効果により圧力上昇は抑制される、(4)圧力上昇はダイバータ部に設けられたオリフィス状のダイバータギャップのサイズやピッチに依存する、(5)サプレッションタンク使用により圧力上昇は抑制されるが、圧力上昇抑制の度合いはリリーフ配管の直径や数量に依存する。今後は本報で示した解析体系を核融合実験炉の体系に拡張し、実機条件下でのICE事象解析を行う考えである。
高瀬 和之
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.349 - 354, 2000/11
被引用回数：6 パーセンタイル：41.57(Nuclear Science & Technology)核融合動力炉設計では、定常運転時の第一壁ブランケット部の表面熱流束は1MW/m程度を考えており、この程度の熱流束域では原子炉の環境安全性及び経済性の面からガス冷却が有望である。しかしながら、ガスは水や液体金属などに比べて熱容量が小さいので熱伝達率を向上させるための工夫が必要である。そこで筆者は、高温ガス炉用突起付き燃料棒の伝熱促進に関する研究成果をもとに、ヘリウムガス冷却式核融合動力炉の冷却材流路に粗面流路を適用することを考えた。従来の矩形突起付き流路の熱伝達実験の結果から、突起ピッチと高さの比が10でレイノルズ数が約50000以上の条件のときに約1MW/mの除熱量を得られることがわかった。また、突起による流路摩擦損失の増加以上に伝熱が促進される条件(突起サイズ、レイノルズ数等)を定量的に明らかにした。本研究は、ガス冷却式核融合動力炉の第一壁ブランケット部用冷却材流路として突起付き流路が十分な適用性を有していることを示した。
松田 慎三郎
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.27 - 32, 2000/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原研における核融合工学の現状の紹介を行う招待講演である。とくに将来の核融合定常炉に結び付く、炉工学技術の進展についていくつかのR&Dの例を挙げて紹介し、我が国の核融合開発が着実に進んでいることを報告する。
小野塚 正紀*; 伊尾木 公裕*; Johnson, G.*; 児玉 徹彦*; Sonnazzaro, G.*; Utin, Y.*
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.249 - 255, 2000/11
被引用回数：5 パーセンタイル：36.75(Nuclear Science & Technology)低技術目標/低コスト化ITER向け真空容器の設計は進展を続けている。低コスト化ITERの真空容器は高真空と放射化材との境界を形成し、崩壊熱等の除去に寄与する。低コスト化ITERの真空容器は、基本的には以前の容器と同じである。しかし、バックプレートを削除するオプションでは2つの基本設計変更がなされる。すなわちブランケットモジュールは容器に直接支持されるとともに、ブランケット冷却水路は構造上容器の一部とした。さらに、プラズマの上下安定性の向上、モジュール第一壁の位置設定のために「tight fitting」形状を採用し、各種電磁力及び応力の推定を行うために真空容器の3次元モデルを作り解析を実施した。VDE、冷却水圧力等により最大応力は容器下部の支持部分に見受けられたが、部分補強にてその低減が図られる。モジュールが直接支持される容器部分の応力評価のために局部モデルも作られた。さらに容器及びブランケットへの冷却水条件の差、及び核発熱に起因する熱応力の評価も実施した。真空容器の構造設計及び応力評価を完結させるには一層の解析が必要とされるが、現状までの評価では容器の構造は成立性があると思える。
伊藤 孝雄; 秋野 昇; 海老沢 昇; Grisham, L. R.*; 本田 敦; Hu, L.*; 河合 視己人; 椛澤 稔; 栗山 正明; 日下 誠*; et al.
Fusion Engineering and Design, 51-52, p.1039 - 1047, 2000/11
被引用回数：15 パーセンタイル：67.55(Nuclear Science & Technology)JT-60用負イオンNBI装置では高エネルギーの中性粒子ビーム入射運転を出力上昇運転と並行して行っている。ここでは、ビーム特性の評価がビームパワー増加及び最適化のために重要である。この評価のため、ビームラインからの中性子発生量、ビーム発散、ビームラインの熱負荷及び対向面上ビーム分布を使用した。中性子発生量は重水素ビームパワーに比例するので、重水素負イオン電流の状況を簡単に把握できる。NBIのドリフトダクトとイオンダンプで見積もられたビーム発散及び機器の熱負荷はイオン源の運転パラメータ最適化及び入射ビームパワー評価のため使った。ドリフトダクトで測定したビーム発散は設計値の5ミリラジアンにほぼ一致していた。対向面の熱負荷分布はビーム軸を求めるために使われる一方中性粒子ビームの分布を監視するうえでも有効であった。
Gulden, W.*; Cook, I.*; Marbach, G.*; Raeder, J.*; Petti, D.*; 関 泰
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.419 - 427, 2000/11
被引用回数：5 パーセンタイル：36.75(Nuclear Science & Technology)欧州核融合計画の中で核融合動力炉の環境・安全性を定量化するSEAFP及びSEALと呼ばれる検討評価が、トカマク炉を対象としてなされた。その最新の成果を米国のARIES-RS炉と日本のDREAM炉の検討結果と比較する。またITER-EDAから得られた貴重な教訓についても報告する。二つの主な成功要件である「いかなるプラント内事故によっても公衆避難を要しないこと」及び「将来世代に放射性廃棄物の負担を残さない」を核融合炉が満たすこと、及びこれらの要件が欧州電力事業の軽水炉プラントに対する基本的安全目標に適合することを示す。
西谷 健夫; 四竈 樹男*; 深尾 正之*; 松尾 廣伸*; Snider, R.*; Broesch, J.*; 佐川 尚司; 河村 弘; 河西 敏
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.153 - 158, 2000/11
被引用回数：10 パーセンタイル：55.95(Nuclear Science & Technology)無機絶縁(MI)ケーブルを用いた磁気プローブの照射試験をJMTRで行った。MIケーブルは中心導体と外部導体間に無機物(ここではMgO)を充填したもので、機械的、熱的に信頼性が高い。MIケーブルは外部導体を有するため、MIケーブルを用いた磁気プローブでは、この外部導体が外部磁場に対し遮蔽効果を持つ。そこで、外部導体を中心導体に対する2次巻線とした回路モデルを作成し、照射中の磁気プローブ特性の解析を行った。その結果、原子炉出力0
40MWに対し、0.17%のインダクタンス増加を観測したが、
発熱に伴う、プローブ径の熱膨張で説明できることを明らかにした。また6
10
n/cmまでの照射においてインダクタンスの変化は見られなかった。また中心導体の抵抗は温度とともに上昇するが、照射による影響は見られなかった。
河村 繕範; 岩井 保則; 山西 敏彦; 小西 哲之; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.855 - 861, 2000/11
被引用回数：29 パーセンタイル：84.13(Nuclear Science & Technology)核融合炉燃料サイクル及びその研究開発において、水素同位体の分離分析は必要不可欠である。有効な分析手段の一つとして低温ガスクロマトグラフの使用が挙げられるが、試料の保持時間が長いため、急激な組成変化を追跡する場合や、分析結果をプロセス制御に使用する場合に適していないという欠点がある。そこで、市販の小型高速ガスクロマトグラフを水素同位体分離用に改造し、保持時間短縮が可能であるか試験を行った。試験の結果、保持時間の大幅な短縮が確認され、分解能も実用レベルであったが、検出限界濃度が若干高く、さらなる改良が必要と思われる。
二宮 博正; JT-60チーム
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.1015 - 1023, 2000/11
被引用回数：1 パーセンタイル：11.70(Nuclear Science & Technology)トカマク炉の定常運転のためには、高い閉じ込め性能、高
、高密度、高ブートストラップ電流割合での完全非誘導電流駆動、及びダイバータでの粒子・熱制御の同時達成が必要である。この実現のためにJT-60Uで進められている機器整備及びそれを用いた実験結果について述べる。閉じ込めに関しては、磁気シアの最適化と中性子や磁気エネルギーのフィードバック制御の導入により、核融合エネルギー増倍率Q=1.25を達成するとともに、Q~0.5のプラズマを約1秒間持続することに成功した。また、高い閉じ込め性能、高及び高ブートストラップ電流割合での完全非誘導電流駆動の同時達成に成功した。負イオン源中性粒子入射を用いた電流駆動では、~1.310A/W/mというトカマク炉で必要とする電流駆動効率に近い結果を得た。また、W型ダイバータ実験、ディスラプションの実験でもトカマク炉に向けた重要な成果を得た。
TiO
pebbles土谷 邦彦; 中道 勝; 長尾 美春; 藤田 淳哉*; 佐川 尚司; 田中 知*; 河村 弘
Fusion Engineering and Design, 51-52, p.887 - 892, 2000/11
被引用回数：18 パーセンタイル：72.51(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケット設計において、トリチウム増殖材としてリチウムタイタネイト(LiTiO)微小球が候補材の1つとして挙げられている。そのため、JMTRを用いて中性子照射下におけるLiTiO微小球充填層からのトリチウム放出試験を実施し、トリチウム放出特性に対するスイープガス流量、水素添加量及び照射温度の影響を調べた。この結果、トリチウムの放出は、LiTiO微小球充填層の中心温度が約140
Cで始まることが明らかになった。また、スイープガス流量及び水素添加量を変更しても、一時的にトリチウム放出量が変化するが、数時間後、変更以前のトリチウム放出量に戻ることから、これらのパラメータがLiTiO微小球表面のトリチウムインベントリーに影響することが明らかになった。
石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*
Fusion Engineering and Design, 51-52, p.123 - 126, 2000/11
被引用回数：4 パーセンタイル：31.80(Nuclear Science & Technology)ベリリウム微小球は、核融合炉ブランケットの中性子増倍材として検討されているが、これまでに中性子照射データがほとんど取得されていない。このため、回転電極法及びMg還元法で製造した2種類のベリリウム微小球を中性子照射し、機械的特性を調べた。照射条件は、ヘリウム生成量が約500appm、dpaが約8、照射温度が400,500,600Cである。この結果、2種類のベリリウム微小球の強度はほとんど変わらないことが明らかになった。また、回転電極法で製造したベリリウム微小球に関して、これまでのデータと比較したところ、ヘリウム生成量が約500appmの場合、dpaが4から8になると強度が約7割に低下することが明らかになった。
長尾 美春; 中道 勝; 土谷 邦彦; 石塚 悦男; 河村 弘
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.829 - 835, 2000/11
被引用回数：2 パーセンタイル：18.75(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケット炉内試験において、照射試験体内に装荷したトリチウム増殖材領域のトリチウム生成量評価のため、モンテカルロ(MCNP)コードを用いた評価手法の検証を行った。本検証のため、予備照射試験として、リチウム-アルミニウム合金を用いたトリチウムモニタ及び中性子フルエンスモニタを3次元的に複数個装荷した照射試験体を製作し、JMTRにおいて照射し、各々のモニタの測定結果とMCNPによる計算結果との比較評価を行った。中性子フルエンスモニタによる高速中性子束の測定値とMCNP計算値を比較した結果、誤差は
10%以内と比較的良く一致した結果が得られ、トリチウム生成量評価の技術的な見通しを得ることができた。本国際会議では、トリチウムモニタによる測定値とMCNP計算値との比較結果についても報告する。
Von-Moellendorff, U.*; 前川 藤夫; Giese, H.*; Wilson, P. P. H.*
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.919 - 924, 2000/11
被引用回数：4 パーセンタイル：31.80(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)ではリチウムターゲットに40MeV重陽子を入射することによりD-T中性子源とは異なる中性子場が形成され、その中で15MeV以上の高エネルギー中性子は全体の15%に及ぶと予想されている。これにより、D-T中性子場では起こり得なかった多数の反応チャンネルが新たに開く。一方、現在ロシアでは150MeVまでの高エネルギー放射化断面積ファイル(IEAF)の評価が行われている。IEAFの断面積の精度を調べるために、ドイツ・カールスルーエ研究所のd-Li中性子源を用いて放射化実験を行った。核融合炉の構造材であるステンレス鋼316、F82H、純バナジウム及びバナジウム合金をd-Li中性子場において照射し、誘導放射能を測定した。解析をALARA放射化計算コードとIEAFを用いて行い、実験及び解析結果の比較からIEAFに含まれている放射化断面積の精度を実験的にテストした。
