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後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 稲葉 良知; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*
Fusion Engineering and Design, 136(Part A), p.357 - 361, 2018/11
被引用回数：8 パーセンタイル：56.25(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉にリチウム化合物を装荷し、
Li(n,
)反応を用いて核融合炉用燃料であるトリチウムを製造する方法が提案されている。一般的な高温ガス炉の設計においては、過剰反応度を抑制するために、可燃性毒物としてホウ素が炉心に装荷される。本研究では、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するために、リチウムをホウ素の代わりに炉心に装荷することとした。リチウムを装荷した高温ガス炉の成立性を確認するために、核特性値及び燃料温度を計算した。これらの計算結果は設計要求を満たし、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するリチウム装荷高温ガス炉の成立性を確認した。
近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 平川 康; 古川 智弘
Fusion Engineering and Design, 136(Part A), p.24 - 28, 2018/11
被引用回数：2 パーセンタイル：18.04(Nuclear Science & Technology)核融合中性子源では重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(Liターゲット)を採用し、Liターゲットは真空中(10E-3Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、Liターゲットの診断技術の開発を目的とし、機械強度試験技術課が開発したレーザープローブ法の長距離測距を目指したレーザー可干渉性の検証試験を行った。測定距離10mの位置から静止拡散反射物体、静止液体金属面、高速流体表面を測定し、計測精度を評価した。結果として、要求を満足する計測精度を得た。
野口 悠人; 丸山 孝仁; 上野 健一; 小舞 正文; 武田 信和; 角舘 聡
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1291 - 1295, 2016/11
被引用回数：2 パーセンタイル：17.75(Nuclear Science & Technology)本論文ではITERブランケット遠隔保守機器のハンマー打撃試験について報告する。ITERではブランケット遠隔保守機器として軌道ビークル型を採用しており、円弧状の軌道を真空容器の赤道面に敷設し、数ヶ所のポートから強固に支持をとる構造となっている。ITER真空容器赤道ポートでの地震応答加速度スペクトルはピークが14Gに及ぶ過酷なものであり、ブランケット遠隔保守機器の構造健全性を示すためにはシステムの動的応答評価が不可欠である。今回、有限要素法による地震解析を検証するとともに実験的に減衰率を測定するため、ブランケット遠隔保守機器フルスケールモックアップのハンマー打撃試験による実験モーダル解析を実施した。打撃試験によりフルスケールモックアップの主要な垂直振動モードの固有周波数が7.5Hzであり減衰率が0.5%であることが得られた。大地震などの大振幅振動時にはより大きな構造減衰が予測されるものの、小振幅加振時の動的特性と有限要素法による弾性解析結果との一致を確認した。
今野 力; 佐藤 聡; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1649 - 1652, 2016/11
被引用回数：8 パーセンタイル：55.65(Nuclear Science & Technology)今回、最新の核データJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, FENDL-3.0の公式のACEファイルにあるKERMA係数, DPA断面積を詳細に調べたところ、以下の問題点を見つけた。(1)核データの誤りやNJOYコードのバグにより、低エネギー中性子でエネルギーが小さくなるにつれてKERMA係数, DPA断面積が大きくならない。(2)低エネルギー領域で非常に大きなヘリウム生成断面積により非常に大きなKERMA係数, DPA断面積になる。(3)NJOYコードはFile12-15ではなくFile6に捕獲反応の
線データが入っていると正しく処理できないようである。(4)運動学的手法のKERMA係数は、2次粒子の詳細なデータがないと正しくない。本研究をもとにこれらの問題を解決すべきである。
白井 浩; Barabaschi, P.*; 鎌田 裕; JT-60SAチーム
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1701 - 1708, 2016/11
被引用回数：23 パーセンタイル：87.82(Nuclear Science & Technology)2019年の初プラズマを目指してJT-60SAプロジェクトが着実に進展している。JT-60SAは、最大電流が5.5MAで臨界プラズマ条件の下長パルス運転を行うよう設計されている超伝導トカマクである。日欧で分担するJT-60SA機器の設計及び製作は2007年に開始した。本体室での組立は2013年1月に開始し、真空容器セクターの溶接作業が現在クライオスタットベース上で行われている。TFコイル、PFコイル、電源、冷凍器システム、クライオスタット胴部、熱遮蔽等のその他の機器は据付、組立、調整運転のため那珂サイトに搬入されたかもしくは搬入される予定である。本論文ではトカマク機器及び付属システムの製作、据付、組立の技術的な進捗、並びに日欧の核融合コミュニティーが共同で策定するJT-60SA研究計画の進展について述べる。
金 宰煥; 中道 勝
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1764 - 1768, 2016/11
被引用回数：16 パーセンタイル：77.12(Nuclear Science & Technology)Beryllium intermetallic compounds (beryllides) are the most promising advanced neutron multipliers in demonstration fusion power reactors. Advanced neutron multipliers are being developed by Japan and the EU as part of their BA activities. Beryllides are too brittle to fabricate into pebble- or rod-like shapes using conventional methods such as arc melting and hot isostatic pressing. To overcome this issue, we developed a new combined plasma sintering and rotating electrode method for the fabrication of beryllide rods and pebbles. By using these methods, preliminary synthesis of the ternary beryllide pebbles with different chemical compositions, Be
Ti
V
(x=0.0-1.0) was successful. Scanning electron microscopic observation revealed that grain size on the surface decreased while area fraction of Be phase on cross-section decreased as V amount increased. These decreases may be contributed by the fact that the chemical composition of the pebble was closely varied to single-phase BeV with no peritectic reaction as V amount increased while Be, BeTi and Be
Ti
phases were formed with large grain due to peritecic reaction in the BeTi. This feature influenced to variation of reactivity with 1% water vapor at high temperature. It was concluded that weight gain as well as H generation decreased due to decreases of grain size as well as Be phase on the surface as V amount increased in BeTiV.
宇藤 裕康; 高瀬 治彦; 坂本 宜照; 飛田 健次; 森 一雄; 工藤 辰哉; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; et al.
Fusion Engineering and Design, 103, p.93 - 97, 2016/02
被引用回数：8 パーセンタイル：55.65(Nuclear Science & Technology)BA原型炉設計においてプラズマ垂直位置安定性とブランケットや保守などの炉構造との観点から導体シェルを含む炉内機器の概念設計を行った。プラズマ垂直位置安定化のための導体シェルはトリチウム生産のため増殖ブランケットモジュールの背面に設置されるが、プラズマ安定化の観点からは可能な限りプラズマ表面近傍に設置しなければならず、炉内機器設計ではこれらを合した設計検討が必須である。そこで、BA原型炉設計では3次元渦電流解析コード(EDDYCAL)を用いて、3次元の炉構造モデルにおいて数種類の導体壁構造に対して位置安定性を評価した。これらの検討により、楕円度1.65の原型炉プラズマでは、トリチウム増殖率(TBR)1.05以上が得られるブランケット領域を確保した場合(導体壁位置rw/ap=1.35)、ダブルループ型などの導体シェル構造で銅合金厚さ0.01m以上が必要であることがわかった。一方、ディスラプション時に導体シェルに誘起される渦電流によりブランケットモジュールにかかる電磁力が数倍になり、発表ではこれらの検討結果を踏まえた導体シェルと炉内機器の概念設計と課題について報告する。
丸山 孝仁; 油谷 篤志; 武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; Tesini, A.*
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2404 - 2408, 2014/10
被引用回数：8 パーセンタイル：49.93(Nuclear Science & Technology)For maintenance of ITER, a system to remotely handle the shield blanket modules is necessary because of high -ray field. Blanket handling will be carried out by robotic devices such as power manipulators. The manipulator should have a non-contact sensing system to install and grasp a module, and the manipulator is required to be accurate within 5 mm in translational motion and 1 degree in rotational motion. The Robot Vision System (RV) was adopted as the non-contact sensing system. To satisfy the requirements, three widely used methods of RV were adopted: Stereo Vision, Visual Feedback and Visual Servoing. Stereo Vision is a RV method using two cameras. In Visual Feedback, the manipulator moves to the target position in many sequential steps. In Visual Servoing, the manipulator moves in order to fit the current picture with the target picture. Also, note that it is completely dark in the vacuum vessel and lighting is needed. Tests for grasping a module using those three methods were carried out and the measuring error of the RV system was studied. The results of these tests were that the accuracy of the manipulator's movements was within 1 mm and 0.3 degrees using RV. This satisfies the requirements; therefore, it is concluded that RV is suitable as the non-contact sensing system for the ITER BRHS.
落合 謙太郎; 河村 繕範; 星野 毅; 枝尾 祐希; 高倉 耕祐; 太田 雅之; 佐藤 聡; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1464 - 1468, 2014/10
被引用回数：9 パーセンタイル：53.95(Nuclear Science & Technology)原子力機構核融合中性子源FNSを用いて、核融合炉ブランケットに関するトリチウム回収実験を実施している。今回、水冷却セラミック増殖ブランケット模擬体系中に、候補増殖材であるチタン酸リチウムを70g設置し、照射を行った。水素ガスあるいは水蒸気を1%含むヘリウムガスを流し、チタン酸リチウムペブル中から放出されたトリチウムを照射中に水バブラーで捕集した。またチタン酸リチウムペブルは照射中、573K, 873Kと1073Kの温度に保持した。トリチウム測定はガス成分と水成分の分離測定が可能なよう機器の調整を行った。実験の結果、トリチウム回収総量は計算による値と測定誤差範囲内でよく一致し、回収されたトリチウムのガス成分と水成分の比は回収ガスの種類とペブルの温度に依存することが明らかになった。
河村 繕範; 枝尾 祐希; 岩井 保則; 林 巧; 山西 敏彦
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1539 - 1543, 2014/10
被引用回数：9 パーセンタイル：49.93(Nuclear Science & Technology)吸着や同位体交換反応プロセスを用いたトリチウム回収システムが、固体増殖ブランケットのトリチウム回収システムとして提案されている。ゼオライトは吸着材や交換反応触媒の担体として用いられるが、カチオンを交換することで容易に性質を変えることができる。本研究では、モルデナイト型ゼオライトのカチオンを遷移金属イオンで交換した試料について、77Kでの水素同位体吸着量、298Kでの水蒸気吸着量について調べた。Ag-モルデナイトが低圧部においてかなり大きな水素同位体の吸着容量を持つこと、水蒸気吸着容量はカチオン交換の影響が水素同位体吸着ほど大きくないことがわかった。Ag-モルデナイトを用いると、トリチウム回収システムの低温吸着カラムの容量を大幅に低減できる可能性がある。
古川 智弘; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 山岡 信夫*; 帆足 英二*; 鈴木 幸子*; 堀池 寛*
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1674 - 1678, 2014/10
被引用回数：2 パーセンタイル：15.09(Nuclear Science & Technology)IFMIFの実現に向けた課題の一つに、リチウム機器のエロージョン・コロージョンがあげられる。大阪大学では、IFMIFターゲットの設計に資することを目的としたリチウム自由表面流に関する研究が実施され、そのテストアッセンブリは、300
Cの高流速リチウム環境下で1200時間使用された。このテストアッセンブリは、実証実験データとしてのエロージョン・コロージョン挙動を把握するうえで貴重であることから、金属組織観察を実施した。その結果、ノズル先端部において、高流速リチウム流の痕跡と考えられるわずかな凹凸が観察された。また、当該部に比較して流速比が0.1-0.4となるノズル入口部には、まだら模様が観察されるとともに数ミクロン深さの多数のき裂が観察された。詳細な分析により、これらの現象は、リチウムからの浸炭によるものと推察された。本研究により、IFMIF機器のエロージョン・コロージョンを防止するには、リチウム中に溶存する炭素のコントロールも必要であることが新たにわかった。
太田 雅之; 高倉 耕祐; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2164 - 2168, 2014/10
被引用回数：6 パーセンタイル：40.00(Nuclear Science & Technology)チタンは、核融合炉のトリチウム増殖候補材であるチタン酸リチウムの主成分であり、精度の高い核データが求められている。しかし、チタンの核データベンチマーク実験例は少ない。そこで、JAEA/FNSのDT中性子を用いてチタンの積分実験を行った。実験体系は、45cm
45cm40cmのチタンの周りを厚さ5から10cmの酸化リチウムで囲んだもので、体系内に設置したニオブ,アルミニウム,インジウム,金,タングステンの箔の放射化から、ドシメトリー反応の反応率を測定した。また、マイクロフィッションチェンバーを用いて、
U及び
Uの核分裂率を測定した。この実験をENDF/B-VII.0, ENDF/B-VII.1, FENDL-2.1, JEFF-3.1.2, JENDL-3.3, JENDL-4.0, JENDL-4.0uの核データファイルを用いてモンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP5-1.40で解析し、実験データとの比較からチタンの核データの妥当性を調べた。
齋藤 真貴子; 上野 健一; 丸山 孝仁; 村上 伸; 武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆*; Tesini, A.*
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2352 - 2356, 2014/10
被引用回数：8 パーセンタイル：49.93(Nuclear Science & Technology)ITERプラズマ運転終了後、真空容器内には放射化ダストが堆積する。ブランケット遠隔保守装置(IVT)は、真空容器内に展開されブランケットの交換を行う。その後IVTはホットセル建屋(HCF)に戻り、IVT自身もメンテナンスが必要となる。その際、IVT表面に付着した放射化ダストによりメンテナンス作業員が被ばくすると想定される。本研究では、HCFでのメンテナンス作業中の被ばく量を評価するため、IVTのダスト汚染量の見積を行った。ITERではIVT汚染シナリオが想定されている。また、プラズマ運転終了後からIVTのメンテナンスが行われるまでの時間を345日と仮定している。これらのシナリオから、汚染源を無限平板と仮定して放射化ダストからの実効線量率を計算した。その結果、W-181とTa-182が支配的な核種であることがわかった。ダストがすべてW-181又はTa-182であると仮定すると、それぞれ実効線量率は400
Sv/hと100Sv/hであった。また、ITERで決められている線量規制値と想定されている年間最大作業時間から、実効線量率制限値を算出し、これは4.18Sv/hという値であった。この値を満たすために、除染プロセスを仮定し、除染後の実効線量率を算出した。
中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10
被引用回数：15 パーセンタイル：71.40(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。
中道 勝; 金 宰煥
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1304 - 1308, 2014/10
被引用回数：17 パーセンタイル：75.30(Nuclear Science & Technology)Beryllides are one of the most promising candidates as advanced materials. We suggested a new beryllide granulation process, which was combinational process with a plasma sintering method and a rotating electrode method (REM). The prototype pebbles were successfully fabricated by the REM using the plasma-sintered beryllide electrode. The beryllide electrode fabrication process was investigated in light of the mass production. From the optimization results, it was revealed that beryllide pebbles with the identical phase composition could be fabricated regardless of the difference of the phase compositions in the beryllide electrodes sintered for different temperature and time. Furthermore, the optimization result could lead to expectation of the time reduction because this result can reduce the time of electrode fabrication by 40%.
佐藤 聡; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 落合 謙太郎; 今野 力
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.1984 - 1988, 2014/10
被引用回数：2 パーセンタイル：15.09(Nuclear Science & Technology)原子力機構ではITERに設置し試験するための水冷却個体増殖材テストブランケットモジュール(WCCB-TBM)の開発を進めている。モンテカルロコードMCNP5.14, 放射化コードACT-4, 核融合評価済み核データライブラリーFENDL-2.1を用いて、このWCCB-TBMの核解析を行った。TBMのMCNP形状入力データは、CADデータをMCNP形状入力データへ変換するプログラムGEOMITを用いて、TBMのCADデータから作成した。この形状入力データに、TBM以外の遮蔽体, フレーム, フランジ, ポート, 生体遮蔽体, 真空容器, 冷却水配管, ヘリウムガス配管等の形状をマニュアルで追加し、最終的なMCNP形状入力データとした。運転停止後の崩壊線による線量率を精度よく評価するために、運転中の中性子輸送計算と崩壊線輸送計算を直接1回のMCNPで計算するプログラムD1S(Direct 1 Step) MCNPを用いた。ポートとTBMの間のギャップストリーミングを低減させる工夫をすることにより、運転停止1日後の生体遮蔽体背後の実効線量率は約0.2microSv/hで、緊急時アクセスの上限値10microSv/hより約2桁低く、運転停止12日後のフランジ背後の実効線量率は50-80microSv/hで、ハンズオンメンテナンスのための上限値の100microSv/hを下回ることがわかった。
金 宰煥; 中道 勝
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1440 - 1443, 2014/10
被引用回数：8 パーセンタイル：49.93(Nuclear Science & Technology)Beryllide is a promising candidate as advanced neutron multiplier owing to higher stability and lower reactivity at high temperature. It was clarified in the previous studies on synthesis of beryllide that plasma sintering as non-conventional consolidation process could easily and rapidly synthesize the beryllide. In this study, to evaluate the effect of the plasma sintering consolidation of the material on fundamental property, the reactivity with oxygen at high temperature was examined using beryllium metals. The plasma-sintered beryllium was prepared for comparison of commercial grades of berylliums, that is, S65C and S65E, because it is well-known that the plasma sintering can facilitate to not only eliminate impurities but activate the powder surface due to applying a pulse current. The weight gain and optical surface observation result obviously clarified that the Be-PS and S65E exhibited the higher oxidation resistance than S65C which has larger grain size. Accordingly, it was obvious that the smaller grain size the beryllium has, the better oxidation resistance it has. In addition, the electron probe micro-analysis clearly proved that impurity was apt to be intensively located near grain boundary as an oxide type and the Be-PS contained less impurity than others. Therefore not only grain size but also impurity seems to have a close correlation on reactivity at the high temperature.
金村 卓治; 近藤 浩夫; 帆足 英二*; 鈴木 幸子*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1642 - 1647, 2014/10
被引用回数：15 パーセンタイル：71.40(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)で実施している液体リチウム(Li)ターゲットの開発では、厚さ25mmの流れの安定性評価が重要であるため、その厚みを0.1mmの精度で計測することが必要である。この精度を満たす有望な計測器として、レーザー入射光とその反射光との干渉効果を用いて距離を計測する手法の適用可能性を調べた。通常計測対象とする拡散体とは異なり、液体Li表面は鏡面体でかつ湾曲した面であるため、実測に基づく評価を実施した。実験は、厚み10mmのLi噴流を生成可能な大阪大学Liループにて、流速10
15m/s、雰囲気圧力0.12MPa(Ar)、Li温度300C、サンプリング周波数500kHzの条件で実施した。本計測器が適用可能か否かは、Li液面計測の精度結果から評価した。液面変位を正弦波と仮定した場合、流速1015m/sの条件ではサンプリング周期2sの間に液面の変位量は1mにも満たず平面と仮定できる。したがって計測精度は、2sごとの厚み変位量を統計処理して得たヒストグラムの標準偏差として定義した。実験の結果、精度は9mであり、本機器は高精度で液体Li表面の測定に適用可能だとわかった。
近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; Groeschel, F.*; 若井 栄一
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1688 - 1693, 2014/10
被引用回数：11 パーセンタイル：61.00(Nuclear Science & Technology)幅広いアプローチ活動の一つである国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)の枠組みの中で、EVEDAリチウム試験ループ(以下ELTLと略す)の試験が進められている。ELTLでは、IFMIFのリチウムターゲットの流動条件が模擬でき、実験的にリチウムターゲットの安定性が評価される計画である。本研究では、正圧(0.117MPa)及び低真空(373Pa)の圧力条件下で、流速20m/sまでのリチウムターゲットの流動を画像観察した。その際のリチウム温度は300Cに設定した。観察対象としては、(1)デジタルスティルカメラの長時間露光による平均形状の観察、(2)高速度ビデオカメラによる時間変動現象の観察、の2種類を実施した。その結果、流路側壁部分から発生する波を除き、ターゲットの時間平均形状はほぼ平滑であることがわかった。その際、圧力による違いは観察されなかった。また、高速度カメラによる観察の結果、ターゲット表面には進行波が発生し、進行波の代表的な波長は流れ方向に変化していくことが明らかになった。これらの画像観察の結果をもとに、今後実施するターゲット厚み及び発生する波の光学計測の結果を評価する計画である。
星野 毅
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1431 - 1435, 2014/10
被引用回数：22 パーセンタイル：82.64(Nuclear Science & Technology)日本と欧州で核融合エネルギー開発の早期実現を図ることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、エマルジョン法を用いた先進トリチウム増殖材料(Li添加型LiTiO
)微小球の製造試験を実施している。これまでの製造プロセスは、まず固相反応プロセスでリチウム(Li)やチタン(Ti)を含む原料よりリチウムセラミックス粉末を合成し、その粉末を液状化(スラリー化)してエマルジョン法により造粒するという「粉末合成」と「造粒」の2つのプロセスで構成されている。そこで、量産化に向けた最適化検討の一環として、まず無添加LiTiOの粉末合成と造粒を同時に行い、プロセスの簡略化を図る検討を行った。その結果、直径約1.0mmのLiTiO微小球をLiとTiの原料から直接造粒することに成功した。この直接造粒技術の成功は、先進トリチウム増殖材料の更なる量産化技術の確立に向けた大きな進展を示すものである。
