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論文

Packing experiment of breeder pebbles into water cooled solid breeder test blanket module for ITER

廣瀬 貴規; 関 洋治; 谷川 尚; 谷川 博康; 鶴 大悟; 榎枝 幹男; 芹沢 久*; 山岡 弘人*

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1426 - 1429, 2010/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:50.21(Nuclear Science & Technology)

固体増殖水冷却方式のITERテストブランケットモジュール開発の一環として、低放射化フェライト鋼を用いた実規模トリチウム増殖層を試作した。トリチウム増殖層は、中性子効率の観点から、薄肉の部材で製作することが必要であり、1.5$$times$$4$$times$$990mm$$^{3}$$の薄板と$$Phi$$11$$times$$1$$times$$990mm$$^{3}$$の円管をファイバーレーザ溶接法により接合し、74$$times$$112$$times$$990mm$$^{3}$$のトリチウム増殖層を試作した。この方法により、強度低下が問題となる溶接熱影響部を最小化し、構造材料が冷却水に接する部分への溶接熱影響を排除することに成功した。さらに試作した増殖層へLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ペブルを充填し、X線CT検査によりその充填率が増殖層に渡ってほぼ均質であることを確認した。

論文

Non-destructive examination with infrared thermography system for ITER divertor components

関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 榎枝 幹男; 森 清治

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1451 - 1454, 2010/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:19.57(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、ITER機構との協力により、ITERダイバータ外側ターゲットの調達を実施する予定である。調達開始の準備として、原子力機構は調達実施能力をITER機構に示す必要がある。この評価試験は、品質評価試験体を製作し試験に合格することによって達成される。この評価試験の中に、赤外サーモグラフィを用いた非破壊検査(NDE)が適用されている。この検査では、CFCモノブロック内部の欠陥や冷却管との接合欠陥を調査することを目的としている。温水によりCFCモノブロックを95度に定常加熱し、冷水により5度に急冷する。熱過渡応答における試験体の温度変化と、欠陥なしの試験体の温度変化の差を取ることにより、欠陥を検査する。この研究開発で、赤外サーモグラフィNDE試験装置(FIND)を原子力機構内に製作した。FINDにより、CFC内部や冷却管接合の欠陥位置や欠陥度合いを精度よく予測することに成功した。高熱負荷試験結果との相関も高く、ITERダイバータだけでなくJT60SAのダイバータの品質維持に貢献可能な非破壊検査手法を確立した。

論文

Recent R&D results on polymeric materials for a SPE-type high-level tritiated water electrolyzer system

岩井 保則; 佐藤 克美; 廣木 章博; 玉田 正男; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1421 - 1425, 2010/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.77(Nuclear Science & Technology)

固体高分子電解型高濃度トリチウム水電解システムに使用する高分子材につき耐酸性や耐放射線性を精査した。バイトン,アフラス,変性PPE樹脂,カプトンポリイミドを二年間にわたり高濃度硫酸に浸漬した結果、伸び率等の機械的特性に大きな変化が生じないことを明らかとした。また、1500kGyまで電子線で照射したナフィオン電解膜の室温水蒸気飽和条件におけるイオン伝導度では1000kGyを超える試料で若干の低下が見られた。Oリングシールに使用するゴム材のデュロメータ硬度の放射線影響については1500kGyまで照射したバイトン,アフラス等は若干硬度が上昇することを明らかとしたが、Oリングシールとして十分に使用可能な柔軟性は維持をしていた。放射線照射に伴う架橋や分解の進展により、一般に照射量の上昇とともに大きく増加するゴム材中のトリチウム水滞留量について、バイトンは1500kGyまでトリチウム水滞留量がほぼ一定値に安定することを見いだした。

論文

Heat transfer characteristics of the first wall with graphite sheet interlayer

正木 圭; 三代 康彦; 櫻井 真治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.1732 - 1735, 2010/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.11(Nuclear Science & Technology)

$$sim$$MW/m$$^{2}$$クラスの熱負荷に対して、十分な除熱性能が得られるボルト締結第一壁構造の開発を目的として、カーボンタイルとヒートシンク間に数種類の黒鉛シートを挿入した第一壁構造に対してJEBISを用いた熱負荷試験を実施し、その除熱特性を評価した。冷却水条件を1MPa, 5m/s固定とし、1MW/m$$^{2}$$$$times$$60sの熱負荷において黒鉛シートの厚みによる除熱特性の比較を行った結果、最も熱伝導率の高いパナソニックグラファイトシート(PGS)0.1mm厚3枚を使用した場合、他の黒鉛シート(PERMA FOIL 0.2$$sim$$0.6mm)より接触熱伝達係数を大きく改善できることがわかった。さらに、PGSを用いた試験体で除熱実証試験を実施した結果、1MW/m$$^{2}$$$$times$$100sにおいてはタイル表面温度500$$^{circ}$$C(IRTV)でほぼ定常に達し、3MW/m$$^{2}$$$$times$$20sにおいても800$$^{circ}$$C程度と運転可能な範囲であることを確認した。

論文

Evaluation of deuterium permeation reduction factor of various coatings deposited on ferritic/martensitic steels for development of tritium permeation barrier

中村 博文; 磯部 兼嗣; 中道 勝; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1531 - 1536, 2010/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:26.04(Nuclear Science & Technology)

各種トリチウム透過防止膜の性能を評価した結果を報告する。母材にはフェライト/マルテンサイト鋼を使用し、外側表面に5種の透過防止膜(リン酸クロム系ガラス系防止膜(MS-ZAC),SS316中間層+MS-ZAC(SS+MS-ZAC),アモルファス系リン酸クロム膜,ジルコニア溶射(ZrO$$_{2}$$),金メッキ)を施工した試験体に対して重水素透過試験を行い、その透過抑制性能を調べた。試験の結果、フェライト鋼に施工した透過防止膜のうち、透過抑制効果が期待できるのはZrO$$_{2}$$とAuであることがわかった。それ以外の透過防止膜は550Kの温度では透過抑制が期待できない結果であった。試験体の表面観察と応力解析の結果、MS-ZACを中心とした被膜表面には、亀裂が生じており、応力解析の結果からも低温領域で引張応力の存在が予測され亀裂発生を裏付ける結果であった。なお、ZrO$$_{2}$$に働く応力はMS-ZACに比べ小さいことが確認できた。本結果より、フェライト鋼からのトリチウム透過防止膜には現在のところZrO$$_{2}$$等のフェライト鋼と熱膨張係数が近い材料や金属のような延性に富み熱膨張分を許容可能な材料が好ましいことが確認された。

論文

Measurement of TPR distribution in natural Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$/Be assembly with DT neutrons

近藤 恵太郎; 立部 洋介; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 高倉 耕祐; 大西 世紀; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1229 - 1233, 2010/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.06(Nuclear Science & Technology)

原子力機構FNS施設で過去に実施したブランケット核特性実験で、以下のような実験と解析の不一致が指摘されている。(1)$$^{6}$$Li濃縮Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とベリリウムを用いた体系で、SS316製の中性子反射体でDT中性子源を囲むと、トリチウム生成率(TPR)が10%程度過大評価になる。(2)天然Li$$_{2}$$Oペブルをベリリウムで挟んだ体系で、後ろのベリリウム境界付近でTPRが10%程度過大評価になる。これらの問題点をよりはっきり調べるため、本研究では天然Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とベリリウムを用いた体系を構築し、リチウム層でのTPRを測定して計算値と比較を行った。Li$$_{2}$$CO$$_{3}$$ペレット検出器を用い、リチウム層中でのTPR分布を詳細に測定し、反射体を使用した場合と使用しなかった場合の影響を調べた。その結果、TPRの測定値と計算値は6%の測定誤差の範囲内でよく一致し、過去の実験で見られた反射体による計算の過大評価、及び後ろのベリリウム層との境界付近での計算の過大評価は認められなかった。

論文

Progress of IFERC project in the Broader Approach activities

荒木 政則; 坂本 宜照; 林 君夫; 西谷 健夫; 大内 玲*

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.2196 - 2202, 2010/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:32.4(Nuclear Science & Technology)

国際核融合実験炉ITER計画に貢献し、原型炉早期実現を推進することを目的に、国際核融合エネルギー研究センター事業(IFERC事業)として、(1)原型炉設計研究開発調整活動,(2)計算シミュレーションセンター活動、及び(3)ITER遠隔実験センター活動を実施する。原型炉設計活動では、原型炉の特徴,原型炉の共通概念,原型炉のロードマップ等を含む原型炉設計のための共通基盤の構築を目指す。また、原型炉実現に向けた日欧の共通認識に基づいて、原型炉工学R&D活動では、ブランケット開発に関連した5つの研究分野,(1)SiC/SiC複合材料,(2)トリチウム技術,(3)ブランケット構造材料,(4)先進中性子増倍材,(5)先進トリチウム増殖材に関する開発研究を実施している。計算シミュレーションセンター活動においては、核融合プラズマに関する実験データを解析して、ITERの運転手順を作成するとともに、ITER施設の性能を予測し、原型炉設計に貢献することを目的とする。初期段階では、特別作業グループ活動を通して、核融合研究における高レベルベンチマークコードの選定を行った。

論文

Progress of conversion system from CAD data to MCNP geometry data in Japan

佐藤 聡; Nashif, H.*; 益田 福三*; 諸田 秀嗣*; 飯田 浩正*; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1546 - 1550, 2010/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.14(Nuclear Science & Technology)

核融合炉のような非常に複雑なCAD図面データから正確なMCNP形状入力データを自動的に作成するシステムの開発を行っている。2007年に開発したGEOMIT-1では、複雑な形状を変換させるのに、CADデータに対して、手動の形状スプリッティングによる多くの修正が必要であった。2008年に開発したARCMCPでは、MCNP形状入力データの曖昧面関数の自動作成アルゴリズムを大幅に改良し、CADデータに対する手動修正を大幅に低減できた。現在、開発を進めているGEOMIT-2では、自動形状スプリッティング機能を追加し、CADデータに対する手動修正は不要になった。またGEOMIT-2は、微小な形状エラーを自動的に修正するCADデータヒーリング機能も含んでいる。GEOMIT-1及びARCMCPでは、商用ソフト(CADシステム, CADデータヒーリング,データベース)が必要であったが、GEOMIT-2では、商用ソフトは不要となった。GEOMIT-2は、核融合炉の核解析に非常に有用なツールとなるであろう。

論文

Development of measurement technique for surface waves on high-speed liquid lithium jet for IFMIF target

近藤 浩夫; 金村 卓治*; 杉浦 寛和*; 山岡 信夫*; 井田 瑞穂; 中村 博雄; 松下 出*; 室賀 健夫*; 堀池 寛*

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1102 - 1105, 2010/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:32.4(Nuclear Science & Technology)

本報告は幅広い取組協定の下で実施中の国際核融合照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)におけるリチウム(Li)ターゲットの研究開発に関するものである。Liターゲットは流速15m/sほどの平板状のジェット流であり、その表面には微細な波が発生する。本報告では新たに開発した接触式の液面検出器とそのデータ解析手法により、その表面波の性質を実験的に明らかにした。実験はIFMIFの1/2.5スケールのLi流動試験装置を用いて、Liジェット流の平均流速をパラメータとしジェット流表面に発生する波の波高分布を計測した。得られた波高分布を無次元規格化し整理し、1から15m/sの流速範囲において、不規則な水面波の波高分布のモデルであるレイリー分布と非常に良い一致を示すことが明らかにした。

論文

Recent activities on tritium technologies of BA DEMO-R&D program in JAEA

山西 敏彦; 林 巧; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 鈴木 卓美; 山田 正行

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1002 - 1006, 2010/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原型炉に向けたトリチウム技術の研究開発を、日本において、BA計画の下、大学の協力を得て、原子力機構により行われることが計画されている。(1)トリチウム分析技術,(2)トリチウム安全にかかわる基礎研究,(3)トリチウム耐久性試験である。EUは、研究開発成果の議論と評価に加わる。上記研究開発課題を行うために、青森県六カ所村に、多目的RI設備の建設が進められている。BA計画の最近の成果として、この多目的RI設備の詳細設計が行われた。設備の予備的安全研究,環境に排出しうるトリチウム量,作業従事者の被曝等も行われた。トリチウム分析技術の主たる研究開発課題は、マイクロGC,カロリメーター等、水素同位体,気体,液体,固体の実時間測定技術開発である。注目する材料としては、F82H, SiC, ZrCo, 液体あるいは固体のブランケット増殖,増倍材である。トリチウム耐久性試験においては、原型炉で採用が考えられる金属,有機物の放射線損傷,腐食が研究される。上記課題についての、一連の予備的研究が開始された。

論文

Status and prospect of the JT-60SA project

石田 真一; Barabaschi, P.*; 鎌田 裕; JT-60SAチーム

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.2070 - 2079, 2010/12

 被引用回数:47 パーセンタイル:2.56(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、ITERへの支援研究と原型炉に向けた補完研究を行い、ITERと原型炉のための物理課題の解決に取り組むことにより、核融合エネルギーの早期実現に貢献することを目標とする。JT-60SAの建設と運転は、幅広いアプローチ活動における日欧協力によるサテライトトカマク計画と日本の国内計画の下に行われる。2007年から約1年かけてプロジェクトの再設定を完了させ、装置の本格的な建設段階に入った。2007年から日欧実施機関間による調達取決めが順次締結され、日本の調達分担であるポロイダル磁場コイル,真空容器及び真空容器内機器等の部品調達は既に始まっており、今年からは欧州の調達分担であるトロイダル磁場コイル等の部品調達が開始される。本講演では、新設計の概要と調達活動の現状及び運転計画等への展望について講演する。

論文

Neutronics experiments on HCPB and HCLL TBM mock-ups in preparation of nuclear measurements in ITER

Batistoni, P.*; Angelone, M.*; Carconi, P.*; Fischer, U.*; Fleischer, K.*; 近藤 恵太郎; Klix, A.*; Kodeli, I.*; Leichtle, D.*; Petrizzi, L.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1675 - 1680, 2010/12

 被引用回数:19 パーセンタイル:14.24(Nuclear Science & Technology)

EUが開発を進めているITERで試験をする2つのテストブランケットモジュール(TBM)のうち、ヘリウム冷却リチウム鉛型TBMのモックアップ体系を用いた中性子工学実験を行った。種々の測定手法を用いて体系内のトリチウム生成率分布を詳細に測定した。また、TBM実機での中性子モニタとして開発されたリチウムダイアモンド検出器によるトリチウム測定も試みた。さらに、体系内の放射化反応率分布も測定した。これらの実験データはMCNP, FENDL-2.1を用いた計算と10%程度で一致し、計算の予測精度が高いことがわかった。感度,不確定解析も行い、核データの不確かさによるトリチウム生成率の不確かさはおおむね2%以下と小さかった。

論文

Hydraulic analysis of the water-cooled blanket based on the sub-critical water condition

Liu, C.; 飛田 健次

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.979 - 982, 2010/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:35.9(Nuclear Science & Technology)

This study focused on the thermal transfer and the pressure drop under the subcritical water condition. The temperature field distribution is discussed with the solid zones (breeder, multiplier and F82H material) and the coolants. The peak temperature of beryllium zones reaches about 600 $$^{circ}$$C and most of the breeder zones (Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$, Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$ and Be$$_{12}$$Ti) would be nearly 900 $$^{circ}$$C, which meets the thermal design requirements of the blanket material. For the pressure drop, the piping circuit assumes most of the pressure drop (72.68) comparing to the other two, the FW (first wall) channel (23.96) and the header (3.36), and the total value of blanket cooling system would be under 0.5MPa which could be satisfied with the design guideline. In addition, by comparing on pressure drop between the simulation and the empirical results, it is confirmed the empirical rules of pressure drop could be applied to estimate the preliminary values on relevant cooling structure.

論文

Detail analysis of fusion neutronics benchmark experiment on beryllium

今野 力; 落合 謙太郎; 高倉 耕祐; 大西 世紀; 近藤 恵太郎; 和田 政行*; 佐藤 聡

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.2054 - 2058, 2010/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.11(Nuclear Science & Technology)

前回のISFNTで、原子力機構FNSで実施したベリリウム積分実験の再解析を発表し、JENDL-3.3, FENDL-2.1, JEFF-3.1とENDF/B-VII.0を用いたすべての計算が、低エネルギー中性子に関する実験値を過大評価すること、JEFF-3.1を用いた計算で得られた漏洩中性子スペクトルの12MeV付近に奇妙なピークがあらわれることを報告した。今回、この2つの問題の原因を詳細に調べた。その結果、JEFF-3.1の公式ACEファイルMCJEFF3.1がJEFF-3.1と整合性がとれておらず、そのため、12MeV付近に奇妙なピークがあらわれることがわかった。また、計算で得られた熱中性子ピークが大きすぎたために低エネルギー中性子に関する実験値を過大評価したと推察し、計算結果をもとに熱中性子散乱則データの干渉弾性散乱断面積が大きすぎるせいである可能性を指摘した。

論文

R&D of atmosphere detritiation system for ITER in JAEA

林 巧; 岩井 保則; 小林 和容; 中村 博文; 山西 敏彦; Perevezentsev, A.*

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1386 - 1390, 2010/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.14(Nuclear Science & Technology)

ITERのトリチウム除去設備は安全の要の設備であり、日本がその5割を調達分担する予定である。この間、より効果的なトリチウム除去設備の確立を目指し、種々の異常事象条件での性能や機能劣化について試験するとともに、ITERの設計評価活動を通して概念設計の最終化を支援してきた。現在の安全上重要な機器であるトリチウム除去設備は、主として触媒酸化反応器と交流型水-水蒸気交換塔及び排風機で構成する。今回、その設備としての故障確率を、個別の弁や制御機器等の故障率データから評価し、従来の触媒酸化-水分吸着方式の評価結果と比較したところ、約1桁から2桁改善されたことが判明した。主たる改善の要因は、(1)交換塔を使用することにより吸着塔の定期的な再生による弁切り替え時の故障の回避と、(2)標準化による複数系統配置による。さらに、本評価上の観点からは、系統数を低減しても、大きな影響は出ないことが判明し、今後の合理化が計れる可能性があることがわかった。

論文

Tritium permeation behavior in SiC/SiC composites

磯部 兼嗣; 山西 敏彦; 小西 哲之*

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1012 - 1015, 2010/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.14(Nuclear Science & Technology)

SiC/SiC複合材料の一つであるNITE-SiC/SiCのトリチウム透過について、低水素分圧及び軽水素で希釈された場合の透過挙動を調べた。トリチウムを用いることで、0.6Paの低水素分圧における水素透過を測定することに成功し、その定常透過フラックスが9.5$$times$$10$$^{-12}$$[mol/m$$^{2}$$sec]であることを明らかにした。トリチウムを軽水素で希釈した場合、同一のトリチウム分圧(0.6Pa)であっても、希釈度が増加するに伴い透過フラックスが減少することが明らかになった。

論文

R&D on major components of control system for ITER blanket maintenance equipment

武田 信和; 角舘 聡; 松本 泰弘; 小坂 広; 油谷 篤志; 根岸 祐介; 中平 昌隆*; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1190 - 1195, 2010/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.11(Nuclear Science & Technology)

ITERブランケット遠隔保守システムについての研究開発は、工学設計活動の時期以来現在まで続けられており、制御システムに関する若干の技術的課題を残すのみとなっている。技術的課題の例としては、スリップリングによるノイズ,ケーブル取扱装置の制御,超長距離ケーブルを通じた信号伝送,耐放射線性アンプ等である。本研究ではこれらの課題に着目している。結論として、制御システムに関する主な課題は解決され、ITERブランケット遠隔保守システムの実現性がより高まった。

論文

Overview of the TBM R&D activities in Japan

秋場 真人; 榎枝 幹男; 田中 知*

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.1766 - 1771, 2010/12

 被引用回数:11 パーセンタイル:29.27(Nuclear Science & Technology)

日本が計画しているITERテストブランケット(TBM)の第一候補として、水冷却固体増殖方式のテストブランケットの開発を、原子力機構を中心として進めている。また、液体増殖ブランケットに関しては、大学,核融合科学研究所が中心となって、先進的なデモブランケットを目標として開発研究を進めている。固体増殖方式のTBMお開発に関しては、ITER運転の初日までにTBMの製作を完了し組み込むために、これまで開発してきた製作技術を適用して実規模の第一壁のプロトタイプの製作に成功し、さらに、実機と同条件の表面熱負荷試験を実施し、熱耐久性を実証した。また、増殖材増倍材の開発,中性子工学的に関する研究など、必要な項目を網羅して開発を進めている。液体増殖ブランケットに関しては、実際に液体増殖材を使った試験ループによる、腐食防止膜の試験や熱交換器の開発試験まで、実用的な開発を実施するところまで発展している。本報告は、これらのTBMの開発の現状について報告をする。

論文

Thermo-hydraulic testing and integrity of ITER test blanket module (TBM) first wall mock-up in JAEA

江里 幸一郎; 関 洋治; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鶴 大悟; 西 宏; 大楽 正幸; 横山 堅二; 鈴木 哲; 榎枝 幹男

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1255 - 1260, 2010/12

 被引用回数:11 パーセンタイル:29.27(Nuclear Science & Technology)

ITER機構が建設を進めている国際熱核融合実験炉ITERにおいて、核融合発電炉に向けたブランケットモジュールの工学試験を実施する予定である。本報告では原子力機構で実施している試験用ブランケットモジュール(TBM)に関する熱・流動に関する研究開発、特に低放射化フェライトF82H製実機長第一壁の製作や流動試験,加熱試験に関する成果を報告する。TBM第一壁はF82H製矩形冷却管(15本)と平板を熱間等方加圧(HIP)法により製作した。流動試験により第一壁内並列流路冷却管内の平均流速がほぼ一定になることを示すとともに、数値解析結果と良い一致を示した。加熱試験では15MPa$$cdot$$280$$^{circ}$$C以上の高温高圧水を第一壁内部の矩形冷却管に流動させ、実機熱負荷に近い0.5MW/m$$^{2}$$以上の熱負荷を繰り返し与えることにより、その接合部の健全性や除熱性能を確認した。平行して熱機械解析を実施し、実機運転時において第一壁冷却管に発生する応力がF82Hの許容応力内であることを示した。

論文

Search for reality of solid breeder blanket for DEMO

飛田 健次; 宇藤 裕康; Liu, C.; 谷川 尚; 鶴 大悟; 榎枝 幹男; 吉田 徹; 朝倉 伸幸

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1342 - 1347, 2010/12

 被引用回数:22 パーセンタイル:11.23(Nuclear Science & Technology)

出力2.95GWの核融合原型炉における実現可能性の高いブランケット概念を明確にするため核熱解析による設計検討を行った。ITER-TBMの日本案との連続性を考慮し、水冷却固体増殖ブランケット概念とし、トリチウム増殖材及び中性子増倍材の使用温度を満足するよう内部構造を決定した。また、冷却材領域比を低減し必要なトリチウム増殖比を確保するため、冷却水条件は23MPa, 290$$sim$$360$$^{circ}$$Cとした。ピーク中性子負荷($$P$$$$_{n}$$=5MW/m$$^{2}$$)となる外側赤道面付近のブランケットではトリチウム自給条件には達しないが、低$$P$$$$_{n}$$領域のブランケットではトリチウム増殖に余剰があり、全体で見るとトリチウム自給を何とか満足できることを示した。本研究に基づく将来の研究の方向性を併せて提示する。

論文

Design of lower divertor for JT-60SA

櫻井 真治; 東島 智; 林 孝夫; 芝間 祐介; 増尾 大慈*; 尾崎 豪嗣; 逆井 章; 柴沼 清

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.2187 - 2191, 2010/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.14(Nuclear Science & Technology)

「幅広いアプローチ活動」におけるサテライトトカマクと国内計画の共同計画として臨界プラズマ試験装置JT-60SAの主要機器の製作が開始された。高加熱パワーでの長パルス放電に対応するため、すべてのプラズマ対向機器は水冷されるとともに、将来の高放射化時には遠隔保守装置での修理点検が必要となる。JT-60SAの下側ダイバータはITERと同様に垂直ダイバータターゲットとプライベートドームを有し、トロイダル方向に10度の幅を持つ36個のカセットから構成される。熱負荷が2MWm$$^{-2}$$以下の領域には水冷ヒートシンクに炭素アーマタイルをボルト固定する。10-15MWm$$^{-2}$$の高熱負荷領域には、ITERと同様のCFCモノブロックターゲットを試験的に導入する。ダイバータカセットの基本設計及び電磁力及び構造解析結果等について報告する。

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