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論文

Safety considerations for divertor of fusion experimental reactor

岡崎 隆司*; 西尾 敏; 渋井 正直*; 佐治 愿*; 高津 英幸; 多田 栄介; 青木 功; 関 泰

Fusion Technology 1992, p.1744 - 1748, 1993/00

核融合実験炉の各機器に対して安全上の見地からそれらの相対的重要度を定め、各機器に対して適切な要求を課すことは、多大なコストと製作工程を低減する上で重要な課題の一つである。本報では、その基本的考え方となる各機器に対する安全機能の重要度分類について提案する。その作成に当っては、判断の目安を明確にするために軽水炉との比較を行い、核融合実験炉の各機器の持つトリチウム量、リスクポテンシャルと事象の拡大性等を考慮する。各機器は安全機能の種類から異常発生防止系(PS)と異常影響緩和系(MS)に分け、それらは更に安全機能の重要度に応じてそれぞれ3つのクラスに分類する。この重要度分類の特徴は、(1)真空境界を形成する機器を最も重要度の高いPS-1に分類したこと、(2)トリチウムの閉じ込め障壁をMS-1に分類したこと、(3)核融合実験炉は軽水炉に比べて炉停止が容易なことからそれらの機器をMS-2,MS-3に分類したこと等である。

論文

Layered pebble bed concept for ITER breeding blanket

高津 英幸; 森 清治*; 吉田 浩; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 小泉 興一; 榎枝 幹男; 佐藤 聡; 黒田 敏公*; 鈴木 達志*; et al.

Fusion Technology 1992, p.1504 - 1508, 1993/00

ITERのドライバー・ブランケットの第一オプションとして、概念設計段階に3つの固体増殖体ブランケット概念が選択された。本報告は、その内の一つとして、日本が中心となって提唱している「層状ペブル・ベッド型」ブランケットの設計についてとりまとめたものである。概念設計以降、更に詳細な核熱・構造解析を実施し、構造の簡素化、最適化を実施すると共に、CADを用いた構造図の展開を図り、製作性の観点からもチェックを行うことにより、現実的でありかつ信頼性の高いブランケット概念がまとめられた。

論文

BEATRIX-II,Phase II: In situ tritium recovery from a thin-walled Li$$_{2}$$O ring irradiated in a fast neutron flux

倉沢 利昌; O.D.Slagle*; Hollenberg, G. W.*; Verrall, R. A.*

Fusion Technology 1992, p.1404 - 1408, 1993/00

このBEATRIX-IIはトリチウム増殖材の国際共同照射実験で日・米・加が参加して実施されている。この実験の目的は高速中性子照射下での酸化リチウムからのトリチウム放出特性と照射健全性を調べることである。$$^{6}$$Li富化度を変えた薄肉リング状酸化リチウム試料により、最大5%燃焼度までBEATRIX-IIをPhaseI,PhaseIIで照射した。トリチウム放出を照射下で測定し、スイープガス組成、照射温度の影響を調べた。そのトリチウム放出挙動は照射温度の上昇に伴って増加するがスイープガスの水素添加量を変えた場合ほどは大きく変化はしなかった。これらのことよりLi$$_{2}$$O中のトリチウムインベントリーは大きくないことがわかった。またPhaseI照射では照射期間が長くなるに従って放出水分量が低くなるがこれと連動してトリチウム放出量が下る現象がみられた。PhaseII照射ではスイープガス中の水素添加しない場合のトリチウム放出挙動を調べ、その挙動を解析している。

論文

Operation experiences with JT-60U plasma facing components and evaluation tests of B$$_{4}$$C-overlaid CFC/graphites

安東 俊郎; 山本 正弘; 新井 貴; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西堂 雅博; 神保 龍太郎*; 児玉 幸三; 清水 正亜; 秋場 真人; et al.

Fusion Technology 1992, p.161 - 165, 1993/00

JT-60Uダイバータ板を高精度で取付け調整し、さらにその場で微小テーパ加工を行うことによって、CFC材タイルの損耗を顕著に軽減することができた。またダイバータトレース部のタイル表面には光沢のあるカーボンの再付着層があり、オフトレース部には黒色の煤けた付着層が認められた。カーボンの再付着層に関するプラズマ表面相互作用研究が重要であることが判明した。CVR(気相化学反応)法、CVD法およびプラズマスプレー法により作製したB$$_{4}$$C表面改質CFC/黒鉛材の熱負荷特性、エロージョン収率、重水素リテンション特性およびJT-60U実機試験を行い、CVR-B$$_{4}$$C改質材が最も優れた特性を有すること、またJT-60Uでの使用に十分耐え得ることを確認した。

論文

Hydrogen retention and impurity deposition of JT-60 graphite divertor tiles

雨宮 進*; 増田 俊郎*; 甲村 巖根*; 釣田 幸雄*; 日野 友明*; 山科 俊郎*; 秋場 真人; 安東 俊郎; 関 昌弘

Fusion Technology 1992, p.156 - 160, 1993/00

JT-60下側ダイバータ運転で使用した黒鉛ダイバータタイルに吸蔵された水素の濃度を共鳴核反応(NRA)法で調べた。その結果表面から500$AA$までの深さでは水素濃度が20%程度であり、より深くなると5-10%に減少することがわかった。またPIXEにより不純物分析を行った結果、Ni,Cr,Ti,Fe,Mo,Nbなどの金属不純物が検出され、その中で最も多いNiの濃度は~10$$^{18}$$/cm$$^{2}$$、全金属不純物濃度は数%に達した。さらに表面近傍では酸素が数%認められた。これらの分析により水素インベントリーなどに関する評価ベースを得ることができた。

論文

Importance of self-shielding effect on shielding design of fusion devices

前川 藤夫; 今野 力; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 前川 洋

Fusion Technology 1992, p.1419 - 1423, 1993/00

ITER等の次期核融合装置の超伝導磁石の核発熱は重要な遮蔽設計パラメータである。遮蔽体背後の超伝導磁石近傍では低速中性子が中心となり、遮蔽材料の共鳴による自己遮蔽効果が重要となる。そこで原研FNSで行われたバルク遮蔽実験の解析より、この自己遮蔽効果の影響を検討した。解析には多群S$$_{N}$$コードDOT3.5を使用し、断面積ライブラリは自己遮蔽を考慮していないFUSION-J3と考慮したものを使用した。連続モンテカルロコードMCNPによる計算も行った。keV中性子スペクトル、$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)、$$^{235}$$U(n,f)反応率、$$gamma$$線スペクトルと核発熱について比較を行った。深さ0.91mの点で自己遮蔽を考慮したDOT3.5とMCNPの結果は実験値と$$pm$$30%で一致したのに対し、FUSION-J3を使用した結果は実験値に対し2~3倍の過少評価を示した。以上より多群コードによる核融合装置の遮蔽設計では自己遮蔽を考慮した断面積セットの使用が不可欠であると結論できる。

論文

Research and development on tritium technology at the tritium process laboratory of JAERI

奥野 健二; 松田 祐二; 小西 哲之; 山西 敏彦; 林 巧; 成瀬 雄二

Fusion Technology 1992, p.1196 - 1200, 1993/00

本報告は、トリチウムプロセス研究棟におけるトリチウム工学に関して実施された研究開発をレビューするものであり、(1)トリチウム精製・捕集・回収については電解セルを中心としたシステム開発、(2)水素同位体分解については深冷蒸留塔および深冷壁熱拡散塔の研究開発、(3)トリチウム分析測定については、レーザーラマン法による「その場」分析法の開発、(4)トリチウム安全取扱については、ポリイミドを用いたトリチウム分離膜の開発、等についてその成果を紹介する。

論文

Structural analysis of ion irradiated pure and Al-doped Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$

中沢 哲也; 野田 健治; 石井 慶信; 松井 尚之*; 井川 直樹; D.Vollath*; 大野 英雄; 渡辺 斉

Fusion Technology 1992, p.1444 - 1448, 1993/00

核融合炉トリチウム固体増殖材料の候補材料であるLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$やLi$$_{3.7}$$Al$$_{0.1}$$SiO$$_{4}$$は、核融合炉の稼働中著しい照射環境に曝される。このような環境下において、これら材料内に形成された欠陥は照射された材料の性質を支配する要因の一つとなる。従って、固体増殖材に及ぼす照射効果に関する基礎情報を得るため、これらリチウムセラミックスの照射損傷に関する基礎的な知見を得ることは重要である。本研究では、酸素イオンを照射したこれら試料のラマン分光、赤外分光測定及び電子顕微鏡観察を行い、新たに得られた照射損傷の知見について報告する。このうち、ラマン分光及び赤外分光測定では、原研タンデム加速器を用いて10$$^{20}$$個/m$$^{2}$$の酸素イオン(120MeV)を照射したLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$についていくつかの新しい相の出現が確認された。これらの新しい相はLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$を構成するSiO$$_{4}$$の分解生成物と考えられ、その内の一つはSiO$$_{2}$$であることが赤外スペクトルから診断された。

論文

First results of JT-60U ICRF heating system

森山 伸一; 藤井 常幸; 三枝 幹雄; 安納 勝人; 横倉 賢治; 五十嵐 浩一*; 寺門 正之; 木村 晴行; 山本 巧

Fusion Technology 1992, Vol.1, p.584 - 588, 1993/00

JT-60UICRF加熱装置は、92年1月に運転を開始した。結合特性、インピーダンス整合及びパワーアップに関して計算と比較して報告する。開口面積が旧アンテナの約3倍ある新2$$times$$2ループアンテナはJT-60で加熱効率の良かった($$pi$$,0)位相加熱に最適化を行って設計され、N$$_{11}$$=3である。新アンテナにより、セパラトリクス・第1壁距離約10cmと比較的距離大の場合でもne=1~2$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$のプラズマに対し5$$Omega$$程度の十分な結合抵抗が得られた。周波数帰還制御と1スタブ+位相器の新インピーダンス整合系との組み合わせで良好な整合が得られた。初期実験において1.5MW0.5秒(116MHz)の入射を達成した。アンテナでの発生電圧が1kV$$_{p}$$程度のパワー領域で入反射電力の振動を観測した。これはマルチパクタ放電に起因する電力一定帰還制御の振動と見られるが、400kWレベルまで瞬時にパワーを立ち上げることで、その影響は回避できた。

論文

Test results of the wedge structure model of toroidal coils to support out-of-plane load

佐々木 崇*; 杉本 誠; 吉田 清; 中嶋 秀夫; 池田 文構*; 津曲 一幸*; 田戸 茂*; 長谷川 満*

Fusion Technology 1992, Vol.1, p.917 - 921, 1993/00

トロイダルコイルのウェッジ支持構造の機械的な挙動を把握し、設計指針を得るために、ウェッジ部のモデルを製作し面外力をかける実験を行ない、その時の変位を解析結果と比較した。その結果、次の事が分かり、実機における設計指針が得られた。(1)ウェッジ支持構造の成立性が確認できた。(2)面外力を支えるために、ウェッジ間にキーが必要となる。ウェッジ間の摩擦係数は約0.1であり、剪断力がそれ以上になるので、キーが必要である。また、キーの応力は摩擦により軽減されている。多くのキーが必要であり配置によって、キーの応力や滑り出す時期が異なってくる。ウェッジの軸方向中央部に半径方向に打つキーが効果がある。

論文

Activities on neutral beam injectors at JAERI

栗山 正明; 小原 祥裕; 秋野 昇; 海老沢 昇; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 樫村 隆則*; 伊藤 優*; 伊藤 孝雄; 河合 視己人; et al.

Fusion Technology 1992, Vol.1, p.564 - 568, 1993/00

原研では、正イオン及び負イオンNBIシステムの研究開発が行なわれている。正イオンNBIは、準垂直入射用NBIと接線入射用NBIから構成されている。10基のビームラインから成る準垂直入射NBIは、ビームエネルギー120keVで29MWの重水素中性ビームを入射することを目標とするもので、現在までに90~95keVのビームエネルギーで23MWまでのパワーを入射している。4基のビームラインから成る接線入射NBIは、既設の準垂直NBIを改造したもので、新規に製作したのはビームラインタンク、漏洩磁場打消コイル等のみで、主要なコンポーネントであるイオン源、中性化セル、偏向磁石、ビームダンプ等は配置を変えるだけで再使用している。重イオンNBIに関しては、JT-60U用及びITER用のためにR&Dが進められている。これらのR&D結果を基に500keV/10MWの負イオンNBIシステムが建設される。

論文

Blanket Materials R & D from engineering aspects of lithium ceramic-beryllium-steel systems in ITER blanket

吉田 浩; 榎枝 幹男; 長倉 正昭*; 小林 重忠*; 小沢 義弘*

Fusion Technology 1992, Vol.2, p.1547 - 1551, 1993/00

核融合ブランケット材(リチウムセラミックス,ベリリウム)の物性に関するデータは比較的豊富に蓄積されている。しかし、炉寿命の全期間にわたってブランケットが健全であることを保証するには、長期信頼性に関するデータが必要となる。報告者らは、ITERブランケット日本案(ペブル充填型多層構造)の設計を進めると共に本ブランケット運転条件下で想定される種々の工学的課題につき基礎工学的R&Dを実施した。発表内容を大別すると;(1)高充填密度ペブル充填層実現のためのペブルサイズ制御技術(Li$$_{2}$$O,Li$$_{2}$$ZrO$$_{3}$$,Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$及びベリリウム)開発、(2)各種ペブルの熱機械的性質の安定性確証、(3)Be/増殖材、Be/構造材、増殖材/構造材の共存温度限界測定、(4)増殖材及びベリリウムの高温水蒸気反応とLOCA模擬試験、(5)増殖材質量移行量測定及び充填層熱伝導度への影響測定等である。

論文

Cryogenic helium pump system for the development of superconducting magnets in a Fusion Experimental Reactor

加藤 崇; 高橋 強*; 河野 勝己; 檜山 忠雄; 濱田 一弥; 岩本 収市*; 戎 秀樹*; 三宅 明洋*; 辻 博史

Fusion Technology 1992, p.887 - 891, 1992/00

核融合実験炉には大型で、超臨界圧ヘリウムを冷媒とする強制冷却型超電導磁石が必要とされる。このような磁石を効率良く冷却する方法として極低温ポンプを用いた循環ループ・システムが最も適している。日本原子力研究所はこの極低温ポンプを2台、設計・製作し、性能試験を行なった。その結果、目標としたポンプの特性を充分に得ることができ、特に、ポンプの断熱圧縮効率は、最高86%に達し、極低温ポンプを用いた強制冷却型超電導磁石の冷却方法の優位性を実証することができた。

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