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小川 宏明; 杉江 達夫; 河西 敏*; 勝沼 淳*; 原 玲丞*; 武山 芸英*; 草間 義紀
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1405 - 1409, 2008/12
被引用回数：16 パーセンタイル：68.31(Nuclear Science & Technology)ダイバータ不純物モニターは、ITERのダイバータ部から発光する不純物イオン,重水素及びトリチウムのスペクトル線の強度分布を測定し、不純物制御及びダイバータ制御に使用するデータを提供するための計測装置である。これまで進めてきた光学設計をもとに、シャッターを含めた先端部光学系の機械設計を行い、ITERで想定される核発熱を仮定した熱解析を行った。その結果、十分な冷却流路を確保し、ミラーホルダーを熱伝導率の高い銅合金で製作することにより、ミラーを熱伝導のみで冷却できることを明らかにした。本モニターでは、広い波長範囲(200
1000nm)で色収差を補正したカセグレン型集光光学系やマイクロ光学素子(マイクロレトローリフレクターアレイ,マイクロレンズアレイ)等の新しい光学機器を使用する光学設計を採用した。そこで、これらの機器の試作・試験を行った。試作したマイクロレトローリフレクターアレイの反射率は17%(波長:400nm)27%(波長:850nm)であり、感度較正に必要な反射光強度が得られる見通しであることを確認した。また、試作したカセグレン型望集光光学系の焦点距離は設計値と2%以内で一致しており、良好な結像特性が得られた。
武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; 柴沼 清; Tesini, A.*
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1837 - 1840, 2008/12
被引用回数：14 パーセンタイル：64.14(Nuclear Science & Technology)ITERでは、DT反応によって生じる中性子が構造物を放射化するため、真空容器内機器の保守は遠隔装置によって実施する必要がある。遠隔装置を運用する際、保守対象機器あるいは真空容器との衝突回避は最重要課題である。このため、これらの機器の配置状況を把握することは必要不可欠であり、真空容器内における視覚情報を取得することが最も望ましい。しかし、高放射線環境下であることを考慮すると、カメラを設置することは難しく、また、保守対象機器と真空容器とのインターフェイスは対象機器自身あるいはほかの機器によって視線を遮られることが多いため、視覚情報のみによってこれらの接触状況を把握することは困難である。以上の理由から、真空容器内における各機器の位置情報等を把握するためのシミュレータは核融合における遠隔保守システムにおいて必要不可欠である。著者らは一般的な3Dロボットシミュレーションソフトウエアである"ENVISION"を用いて、ITERブランケット遠隔保守システム用シミュレータを構築した。シミュレータはITER工学設計活動期間中にブランケット保守システムの一部として開発されたマニピュレータの制御装置に接続されており、LANを通じて得られるモータの位置データを用いてマニピュレータとブランケットモジュールの位置を再現できる。さらにシミュレータは、ブランケットモジュールをスクリーン上で半透明にすることによりその背後で行われる接続操作を示す等、仮想的な視覚情報を提供することも可能である。また、実際の運転前に保守手順を確認することにも用いられる。
廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 荻原 寛之; 谷川 博康; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1176 - 1180, 2008/12
被引用回数：17 パーセンタイル：70.14(Nuclear Science & Technology)熱間等方圧加圧(HIP)法を用いて、低放射化フェライト鋼(F82H)製の実規模ITERテストブランケット構造物第一壁を試作し、工業的に実施可能な方法で第一壁構造物を製作する見通しを得た。本研究では、HIP接合に影響を及ぼす組み立て時の部品間の隙間を極小化する加工方法を明らかにした。さらに構造材料F82Hの材料特性を損なわないHIP処理条件を確立した。これにより、優れた寸法精度と材料特性を両立させるブランケット構造物を製作することに成功した。
林 巧; 鈴木 卓美; 山田 正行; 洲 亘; 山西 敏彦
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1429 - 1432, 2008/12
被引用回数：34 パーセンタイル：86.96(Nuclear Science & Technology)ITER施設では、その標準設計にて約3kgのトリチウムを30以上のZrCo水素化物ベッドに保管する。トリチウム貯蔵ベッドの安全設計・安全運転は施設の総合的な安全性の向上のための最も重要なポイントの1つである。原子力機構・トリチウム工学研究Grでは多くのZrCoトリチウムベッドを使用してきており、約20年に渡りトリチウム安全取扱経験を蓄積しつつある。これらの経験から、安全設計上考慮すべき事項は、通常の過温,過圧及びトリチウムリークの防止とともに、崩壊熱の伝達や
Heの挙動などトリチウムの崩壊の効果である。安全運転に関しては、水素化-脱水素化サイクルと、急速回収や冷却能力の低下などの非常事態での性能である。本報告は、これらにかかわる経験をまとめ、将来の核融合炉の安全の向上に資する。
近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 村田 勲*; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1674 - 1677, 2008/12
被引用回数：9 パーセンタイル：50.23(Nuclear Science & Technology)過去に行われたDT中性子入射によるベリリウムの核発熱の直接測定実験で、JENDL-3.2を用いた計算値が測定値を25%も過小評価することが指摘されていたが、この大きな不一致の原因は明らかにされていなかった。この原因を明らかにするために、本研究では核発熱を計算する基本データであるKERMAファクターを調べた。中性子エネルギー14.2MeVでの値を比較した結果、部分KERMAファクターが最も大きい
Be(n,2n+2
)反応で、JENDL-3.3から導出した部分KERMAファクターがENDF/B-VII.0, JEFF-3.1から導出したものと比べ大きく異なることがわかった。さらに、Be(n,2n+2)反応チャンネルについて、われわれの粒子放出二重微分断面積の測定データから構築した実験モデルを用いて部分KERMAファクターを計算し、これらのライブラリから導出した部分KERMAファクターと比較した。その結果、JENDL-3.3から導出した部分KERMAファクターは、われわれの実験モデルによるものを20%程度過小評価することが明らかになった。過去の核発熱測定実験におけるJENDL-3.2を用いた計算値の過小評価は、このBe(n,2n+2)反応チャンネルの部分KERMAファクターの過小評価に由来するもので、粒子放出二重微分断面積の高エネルギー成分が前方の放出角で過小評価されているためであると結論した。
河村 繕範; 大西 祥広*; 奥野 健二*; 山西 敏彦
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1384 - 1387, 2008/12
被引用回数：15 パーセンタイル：66.49(Nuclear Science & Technology)低温分離カラムを擁するガスクロマトグラフは水素同位体分析手段の一つである。しかし、液体窒素でカラムを冷却するため分析時間が長く取り回しにも難がある。比較的高い温度で十分な水素同位体分離性能を示すカラムの開発は、この弱点を解決する方法の一つである。モルデナイトは合成ゼオライトの一種で、比較的高い温度で水素同位体を分離できることが報告されているが、水素同位体吸脱着特性は明らかではない。そこで、水素同位体吸脱着特性把握の一環として、本研究ではモルデナイトの分離カラムを作成して水素同位体の分離性能を調べ、クロマトグラフから物質移動係数を求めた。本研究で作成したカラムは144KではH
とDをほぼ完全に分離できたが195Kでは分離できなかった。本実験結果は水素同位体を比較的高い温度で分離できる合成ゼオライトの存在の可能性を示すものである。また、カラム材の開発においては水素同位体分離に影響をする要因の特定が重要である。
松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12
被引用回数：19 パーセンタイル：73.43(Nuclear Science & Technology)JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。
角舘 聡; 武田 信和; 中平 昌隆; 松本 泰弘; 柴沼 清; Tesini, A.*
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1850 - 1855, 2008/12
被引用回数：14 パーセンタイル：64.14(Nuclear Science & Technology)本報では、ITERブランケット遠隔保守機器(保守ロボット)について以下に示す最新の設計及びR&D成果について報告する。(1)ブランケット分割形状の変更により他機器との干渉を回避するため保守ロボットの小型化設計を実施し、軌道回り回転機構歯車にダブルヘリカルギヤの採用等により重量30%減の小型化設計を実現した。(2)ブランケット交換時の視覚情報として3Dシミュレーションモデルを利用した操作系を全体制御系に組込み、真空容器内の周辺状況を把握するためのヒューマンインタフェースを改善し、保守ロボットの操作系を向上させた。(3)保守ロボットで使用される露出した歯車部の潤滑剤(グリース)が真空容器内の機器を汚すことを避ける必要がある。このため、グリースなしのドライ潤滑として耐摩耗特性に優れたDLC(Diamond Like Carbon)膜技術に着目し、歯車への応用を目的にDLC膜の潤滑特性要素試験を実施した。この結果、軟DLCとNi-Cr-Mo材で浸炭処理を施した基材との組合せが最も耐摩耗特性に優れていることが判明した。
中平 昌隆; 武田 信和; 角舘 聡; 小野塚 正紀*
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1578 - 1582, 2008/12
被引用回数：5 パーセンタイル：33.00(Nuclear Science & Technology)ITER真空容器の構造と製作法は国際チームで検討されてきたが、製作上の課題を有し、コスト削減が望まれる。本論文では、日本の提案する製作法と現設計の差異を示し、実規模部分モデルにおける一連の製作方法を紹介する。また、実規模部分モデルの製作試験から得られた結果として、非破壊試験,溶接変形,製作上明らかとなった課題などを提示する。
岩井 保則; 廣木 章博; 八木 敏明*; 玉田 正男; 山西 敏彦
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1410 - 1413, 2008/12
被引用回数：7 パーセンタイル：42.26(Nuclear Science & Technology)核融合炉プラントのトリチウム水処理システムを構成する固体高分子電解槽の放射線耐久性を精査した。固体高分子電解槽の水電解機能を担うナフィオンN117イオン交換膜について、浸漬条件下にて国際熱核融合実験炉における使用時の線量上限値530kGyを越える線量の
線や電子線を照射した結果、1600kGyにおいても機械的強度やイオン交換能について設計要求値以上の放射線耐久性を有することを確認した。使用時の線量上限値530kGyまで固体高分子電解槽の電解性能を維持するためには、商用電解槽において電気絶縁に使用されているテフロンを1500kGyにおいても放射線耐久性を有するポリイミド材に交換することを提案した。Oリングに用いられるゴム材については、1500kGyにおいても機械的強度が変化せず、放射線劣化に伴う有機物の溶出も小さいバイトンが最適であることを明らかとした。
中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; Cevolani, S.*; 千田 輝夫*; Ciotti, M.*; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1007 - 1014, 2008/12
被引用回数：20 パーセンタイル：75.10(Nuclear Science & Technology)本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの最近の設計について述べる。IFMIFは、核融合材料照射のための加速器型中性子源である。中性子は、重陽子ビームを液体Li流に照射して発生させる。ターゲット系の主な設計要求は、1GW/m
の熱負荷除熱のための流速10m/sから20m/sで安定なLi流を実現することである。そのため、2段絞りのノズル及び曲面流が採用され、流動特性は水とLi流実験で確証された。純化系は、コールドトラップ及び2種類のホットトラップから構成されており、トリチウム,ベリリウム7,酸素,窒素,炭素等を、許容量以下に制御する。窒素は10ppm以下に、トリチウムは1ppm以下である。また、信頼性のある長期運転のため、自由表面計測など種々の計測器が設置される。ターゲットアセンブリの背面壁は、50dpa/yの中性子照射を受けるため、遠隔操作で交換可能な構造が不可欠であり、2つの方式が検討中である。
洲 亘; 磯部 兼嗣; 山西 敏彦
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1044 - 1048, 2008/12
被引用回数：51 パーセンタイル：93.00(Nuclear Science & Technology)タングステンでのブリスタリング挙動と滞留挙動の解明が炉心プラズマへの不純物制御やトリチウム滞留量の制御にとって重要である。本研究では、高フラックス・低エネルギーの重水素プラズマ照射によるタングステンのブリスタリングと重水素滞留の温度依存性を調べた。315Kにおいては、入射フルエンスが10
D/mになっても、まれな低ドームのブリスタしか観測されなかった。温度の上昇とともにブリスタの数も増えるし、そのドームも高くなった。500K付近になると、2種類のブリスタが現れた。大きいブリスタ(数十ミクロンまで)と微細なブリスタ(数ミクロン以下)は、両方ともそのドーム高さと外径との比率が従来報告値の一桁以上であった。600K以上になるとブリスタの数が減るが、1000Kにおいてはブリスタが観測されなかった。また、高フルエンス照射後昇温脱離実験により、重水素滞留量が500K付近に最大値を持っていることを確認した。タングステンの温度を制御することで水素同位体プラズマによるブリスタリングと水素滞留を抑制できることを明らかにした。
佐藤 聡; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 今野 力; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1304 - 1308, 2008/12
被引用回数：1 パーセンタイル：9.34(Nuclear Science & Technology)これまでに行われてきたFNSでのDT中性子照射ブランケット核特性実験において、線源の周囲に反射体を設置した実験及びベリリウムと接している増殖材層の後側境界面付近でのトリチウム生成率の計算値は、測定値を10%以上過大評価した。これらの過大評価の原因として、鉄やベリリウムの後方散乱中性子に問題がある可能性を指摘した。本研究では、核データライブラリーFENDL-2.1の鉄及びベリリウムの後方散乱断面積に関する角度分布を変更して、これまで行ったブランケット核特性実験の再評価を行い、過大評価が改善されるかどうかを調べた。0.11MeV以下の入射中性子に対する
Feの弾性散乱の角度分布の後方部分を一様に50%減らした結果、反射体付き実験における過大評価が約5%改善した。また0.6214.94MeVの入射中性子に対するBeの弾性散乱の角度分布の後方部分を一様に20%及び30%減らした結果、ベリリウムと接している増殖材層の後側境界面付近での過大評価が36%改善した。これらの結果、弾性散乱の角度分布を変更することにより、トリチウム生成率予測精度を改善させることができることがわかった。
谷川 博康; 廣瀬 貴規; 芝 清之; 笠田 竜太*; 若井 栄一; 芹澤 久*; 川人 洋介*; 實川 資朗; 木村 晃彦*; 幸野 豊*; et al.
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1471 - 1476, 2008/12
被引用回数：82 パーセンタイル：97.33(Nuclear Science & Technology)低放射化フェライト鋼は、核融合ブランケットシステムに用いられる構造材料の第一候補材として知られている。日本で開発が進められている低放射化フェライト鋼F82Hは、高温強度と溶接性を重視して成分調整が計られた鋼である。そのデータベースは、存在する低放射化フェライト鋼のうちで最も充実している。本論文は、F82Hの開発状況をレビューし、近年の日本における研究開発から示されたITER-TBM製作に向けた技術的課題を整理し示すことを目的とする。
江里 幸一郎; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1097 - 1101, 2008/12
被引用回数：18 パーセンタイル：71.96(Nuclear Science & Technology)核融合炉用プラズマ対向機器(PFC)開発の一環として、原子力機構では加圧水冷却による高性能冷却管の開発を進めている。その中で冷却管内面にネジ状フィンにより除熱性能を高めた冷却管を核融合原型炉DEMOへの適用を提案している。この冷却管のフィンは単純なネジ切り加工により形成するため、スクリュウ管と呼んでいる。原子力機構におけるDEMO設計ではダイバータ冷却条件は、プラントの発電効率向上に寄与するため、圧力4MPaで出口温度200
Cを想定している。本研究ではスクリュウ管の限界熱流束(CHF)に対するサブクール度の影響をDEMO冷却条件に相当する実験条件において実験的に調べた結果を報告する。冷却管はDEMOダイバータでの構造材候補のF82Hの代わりに純銅製を使用した。入口温度を室温(出口サブクール度200K)から180C(出口サブクール度60K)まで上昇させることによりスクリュウ管のCHFは半減するものの、入口温度180C(出口サブクール度60K)でも以前として、平滑円管の2倍以上の限界熱流束を有していることを明らかにした。
栗原 研一; Lister, J. B.*; Humphreys, D. A.*; Ferron, J. R.*; Treutterer, W.*; Sartori, F.*; Felton, R.*; Br
mond, S.*; Moreau, P.*; JET-EFDA Contributors*
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.959 - 970, 2008/12
被引用回数：28 パーセンタイル：83.17(Nuclear Science & Technology)ITER建設が開始され将来の核融合発電炉に向けて一歩前進した現在、既存の大型中型トカマク装置は、残された重大な課題である「高性能プラズマ(高圧力,高自発電流割合)の生成と定常維持及び不安定性の完全回避」の方策を見いだすことが求められている。さらにその方策をITERにおける燃焼プラズマ実験で検証されることが必要である。これらの課題が発電炉への主たる障害であることはいわば共通認識であるので、ITERにおけるプラズマ制御システムは、既存のトカマク実験で得られた経験を外挿できる機能と、将来の新たな知見に柔軟に適応できる構造(制御システムの進化)という重要な2面を合わせ持たなければならない。このような趣旨から、まず現在稼働している装置におけるプラズマ制御システムの特徴や機能をソフト/ハード両面からレビューする。次にITERのCODAC設計から要求事項をサーベイする。さらに、プラズマ制御システムにおける柔軟構造の意味を、将来の要求を想定しながら議論する。最後に、将来のプラズマ制御システム像を描き出す。
四竈 樹男*; Knitter, R.*; Konys, J.*; 室賀 健夫*; 土谷 邦彦; M
slang, A.*; 河村 弘; 永田 晋二*
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.976 - 982, 2008/12
被引用回数：41 パーセンタイル：90.03(Nuclear Science & Technology)将来の核融合炉がより簡単な構造でかつ予備システムから解放されることが主張されたとしても、機能材料はITERだけでなくITERよりも先の核融合装置に重要な役割を持つ。ITER用テストブランケットモジュール(TBM)の研究は、機能材料の重要性を示している。本論文は、DEMO炉のような発電用核融合炉に適合するための機能性セラミックスの研究開発の現状についてまとめたものである。
芝間 祐介; 櫻井 真治; 正木 圭; 助川 篤彦; 神永 敦嗣; 逆井 章; 松川 誠
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1605 - 1609, 2008/12
被引用回数：7 パーセンタイル：42.26(Nuclear Science & Technology)JT-60SAクライオスタットの概念設計について報告する。JT-60SAは、重水素運転を想定し、真空容器内コイルを除くすべてのプラズマ閉じ込め磁場コイルを超伝導化する。このため、トカマク装置を設置する本体室内の空間放射化の低減及び超伝導コイルの熱遮蔽の機能を有するクライオスタットを設置する。クライオスタットはこれらの機能に加えて、トカマク装置全体の支持構造であることが要求される。したがって、クライオスタットの構造は、胴体部及び支持架台から成り、付属設備である80K熱遮蔽板,真空排気設備を有する。胴体部及び支持架台は、超伝導コイルに対し真空断熱層を与えるため、高さ15m,半径7mの空間を真空に保つ必要がある。プラズマ計測装置及び加熱装置,各設備の冷却系配管等のアクセスを可能とするため、胴体部の開口率は高く、剛性確保の観点から二重壁構造を採用する。二重壁構造の壁間には、遮蔽材としてボロン添加コンクリートが充填される。支持架台は、トカマク機器の総重量2550トンを支持するため、運転及び地震に対する健全性が要求される。JT-60SAは、既存のプラズマ加熱装置等の周辺設備を再利用するため、クライオスタットは空間的な制限を満足する必要があり、これらに関するJT-60SAの設計概念を明確に示す。
田中 知*; 高津 英幸
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.865 - 869, 2008/12
被引用回数：14 パーセンタイル：64.14(Nuclear Science & Technology)ITER計画が建設段階に入ろうとしており、また、並行して、日欧協力の下、幅広いアプローチ活動が開始されており、世界の核融合計画は新たな段階に移ろうとしている。我が国の原子力委員会では、このような動きを受けて、第三段階基本計画のレビューを行い、同基本計画設定後の10年間の研究開発活動を評価するとともに、今後の研究開発活動の進め方を検討した。その中で、ITERの運転開始後7, 8年後にはITERの技術目標が達成しうるであろうとの判断の下、核融合エネルギー利用の早期実現を目指して、ITERの次の段階である原型炉に対して必要となる研究開発のポルトフォリオとロードマップを提示した。本論文では、このような我が国の核融合政策の下に、おもに核融合炉工学の観点から、原型炉に向けて必要となる最小限の研究開発項目とロードマップを示し、その中で、ITER計画や幅広いアプローチ活動の役割を論じる。
山西 敏彦; 林 巧; 洲 亘; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 有田 忠昭; 星 州一; et al.
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1359 - 1363, 2008/12
被引用回数：4 パーセンタイル：27.69(Nuclear Science & Technology)JAEAのTPLでは、ITERに関連したトリチウム技術開発を行っており、特に、建家雰囲気トリチウム除去設備の設計研究を、ITERへの日本の貢献として行っている。トリチウムプロセス技術開発に関しては、ITERテストブランケットモジュールにおけるトリチウム回収技術開発に集中しており、セラミックプロトン導電体を、先進ブランケットシステムの有望な候補として研究している。また、一連のトリチウム安全技術にかかわる基礎研究を、ITERのみならず、原型炉に向けて、TPLで行っている。主たる課題は、トリチウム閉じ込め空間及び閉じ込めの物理的障壁材料中でのトリチウム挙動,トリチウムモニタリング・計量管理,トリチウム除去・除染である。加えて、タングステン表面での水素保持挙動を、低エネルギー高フラックス重水素プラズマ照射により研究している。本報告は、これらTPLにおける最近の成果を、ITER及び原型炉に向けて必要な研究課題という観点からまとめたものである。
