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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：68.70(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。
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：33.15(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：42.60(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。
落合 謙太郎; 佐藤 聡; 和田 政行*; 飯田 浩正; 高倉 耕祐; 沓掛 忠三; 田中 滋; 阿部 雄一; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1725 - 1728, 2008/12
被引用回数：1 パーセンタイル：9.45(Nuclear Science & Technology)ITER/ITAタスクにおいて、ITER真空容器壁と水平ポートプラグの境界にあるギャップ構造を模擬した体系によるDT中性子ストリーミング実験を実施した。ギャップ空間の高速及び低速中性子を測定するためにマイクロフィッションチェンバーと放射化箔による核分裂率及び反応率測定を行った。実験解析にはモンテカルロ計算コードMCNP4C並びにSn計算コードTORT, Attilaを用いた。核データライブラリはFENDL-2.1を採用した。実験結果から以下のことが明らかになった。(1)MCNP, TORT及びAttilaによる高速中性子輸送計算は深さ約100cmまで精度よく評価できる。(2)Sn計算コードTORT及びAttilaではupward biasedあるいはlast collided線源計算手法が不可欠である。
鶴 大悟; 榎枝 幹男; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1238 - 1243, 2008/12
被引用回数：6 パーセンタイル：38.13(Nuclear Science & Technology)本報では、水冷却固体増殖テストブランケットモジュール(WCSB TBM)の加熱事象に対する安全評価、及び特にBe-水化学反応に対する安全確保の方策について述べる。3つの代表事象シーケンスに対して、一次元伝熱解析を実施した。プラズマ運転中のTBM冷却喪失事象では、TBMの温度が全体的に上昇し、第一壁温度の上昇により、ディスラプションが発生しプラズマが停止する。この際に化学反応が活性化しないように、予想される最高温度条件でも冷却管が破断しないような設計が求められる。プラズマ運転中のTBM内冷却材浸入事象では、Be-水化学反応の熱負荷がTBMに加えられる。冷却材浸入により冷却材の一部が冷却系から失われるが、冷却系は稼動を継続することが求められる。冷却材浸入後の外部電源喪失事象では、事象が収束することを確認した。
鶴 大悟; 榎枝 幹男; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1747 - 1752, 2008/12
被引用回数：12 パーセンタイル：62.07(Nuclear Science & Technology)本報では、日本の水冷却固体増殖テストブランケットモジュール(WCSB TBM)の安全評価活動の現状を報告する。核発熱及び放射能生成のソースターム見積りのために、中性子束,トリチウム生成率,核発熱,崩壊熱及び廃棄物の放射能を算出した。従事者被爆(ORE)評価のために、ペブルベッド内トリチウム,パージガス内トリチウム,冷却系内に透過したトリチウム,冷却系内放射化腐食生成物(ACP)といったRIインベントリーを算出した。FMEAを実施し、安全評価を必要とする事象を選定し、さらにその中から他の事象を包絡する代表事象(PIE)を選定した。選定されたPIEは、RI放出,加圧,加熱の3つのグループに分類される。RI放出に関しては、真空容器内RI(トリチウム及び放射化ダスト),パージガス内RI(トリチウム),冷却系内RI(トリチウム及びACP)といった3つのインベントリーごとに、最大放出量を見積った。加圧に関しては、冷却系配管の破断による隣接区画の加圧事象の数値解析を行った。
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：9.45(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。
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：17 パーセンタイル：72.23(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。
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：40 パーセンタイル：89.89(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。
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：33 パーセンタイル：86.53(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：50.62(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。
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：27.99(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。
El-Guebaly, L. A.*; Massaut, V.*; 飛田 健次; Cadwallader, L.*
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.928 - 935, 2008/12
被引用回数：26 パーセンタイル：81.82(Nuclear Science & Technology)本研究は、世界中で進められている核融合及び核分裂の研究、米国,ヨーロッパ及び日本における環境や政策の現状を考慮して、核融合の放射性廃棄物管理に関する基本的考え方を整理したものである。この研究の結果、将来的には環境規制のため地中埋設処分が今より厳しい制約を受けると考えられるので、核融合炉設計の初期段階からバックエンドを考慮する必要があるという点が明確になった。新規に埋設処分場を建設することが政治的な困難という状況を考慮すると、環境に優しい方法で埋設処分するという80年代から現在まで続いてきた考え方を改め、今後はリサイクリングとクリアランスに留意した核融合炉設計や材料研究を目指す必要がある。
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：66.86(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。
中道 勝; 石塚 悦男; 島川 聡司; 菅 智史*
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1321 - 1325, 2008/12
被引用回数：2 パーセンタイル：16.14(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉(ITER)では、原型炉用ブランケット開発のため、テストブランケットモジュール(TBM)を取付けトリチウム生成・回収特性などを評価する。このTBM開発のため、材料試験炉(JMTR)を用いて、ITERパルス運転を模擬した照射試験(ブランケット照射試験)が計画されており、その照射試験体開発のため、耐放射線性を有する小型モータの開発を実施した。本モータ開発においては、構成部材を耐放射線性の高い材料に変更することに加えて、有機系潤滑剤を使用しない構造にすることによって、耐放射線性を格段に向上させることに成功した。照射試験の結果、本モータは、市販モータの仕様限度の約700倍の線照射量まで照射しても健全であることが明らかになった。
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：75.46(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：48 パーセンタイル：92.84(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。
伊尾木 公裕*; Barabash, V.*; Cordier, J.*; 榎枝 幹男; Federici, G.*; Kim, B. C.*; Mazul, I.*; Merola, M.*; 森本 将明*; 中平 昌隆*; et al.
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.787 - 794, 2008/12
被引用回数：20 パーセンタイル：75.46(Nuclear Science & Technology)本論文はITER真空容器,ブランケット・リミタなど炉内機器、及びダイバータに関する活動状況について報告する。主な成果は以下の通りである。(1)真空容器の設計は製作性,組立工程,コストを考慮してより詳細な設計を実施した。参加極の協力のもと実施された製作性研究の結果、通常の真空容器セクター設計がほぼ完了した。(2)6極のブランケットモジュール調達分担が決まり、ブランケットモジュール設計は参加極の協力により進展した。事前評価試験のためのモックアップの製作が進んでおり、2007年から2008年にかけて試験される予定である。(3)ダイバータに関する活動もITERプロジェクトスケジュールに従い、調達に向けて進展した。
今野 力; 落合 謙太郎; 和田 政行*; 佐藤 聡
Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1774 - 1781, 2008/12
被引用回数：14 パーセンタイル：64.50(Nuclear Science & Technology)原子力機構FNSではこれまでにDT中性子による数多くの核データ検証積分ベンチマーク実験(単純組成・単純形状実験,飛行時間法実験,増殖ブランケット実験)を行ってきた。ここ数年で、新たに核データライブラリーJENDL-3.3, FENDL-2.1, JEFF-3.1及びENDF/B-VII.0が公開されているが、積分ベンチマーク実験の解析を通して、これらの核データライブラリーの妥当性検証を行うことが不可欠である。そこで、われわれは原子力機構FNSで実施した種々のベンチマーク実験の解析をFENDL-2.1及び他の最新の核データライブラリーを用いて行った。この解析にはモンテカルロコードMCNP-4Cを用いた。得られた計算結果を実験結果と比較するとともに、計算結果どうしの比較も行った。一部の実験を除いてJENDL-3.3, FENDL-2.1, JEFF-3.1及びENDF/B-VII.0の計算結果はほとんど一致し、実験結果をよく再現した。
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：16 パーセンタイル：68.70(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。
