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論文

Development of field estimation technique and improvement of environmental tritium behavior model

横山 須美*; 高橋 知之*; 太田 雅和; 柿内 秀樹*; 杉原 真司*; 平尾 茂一*; 百島 則幸*; 玉利 俊哉*; 島 長義*; 安藤 麻里子; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 14(Sp.2), p.3405099_1 - 3405099_4, 2019/06

核融合科学研究所は、2017年に大型ヘリカル装置を用いたD-D実験を開始した。施設の安全確保のためにはD-D反応で生成するトリチウムの環境中移行評価法の確立が重要となる。大気及び土壌中のトリチウム水(HTO)は植生に移行し、光合成を経て有機物トリチウム(OBT)が生成される。OBTは植生中に滞留し、経口摂取による被ばくを引き起こすため、トリチウム放出においてはOBT生成の予測が重要となる。本研究は、簡易なコンパートメントモデルと実用性の高いパラメータを使用して上述した環境中トリチウム移行を推定することを目的とする。これまでに、大気・土壌・植生系から成る簡易なコンパートメントモデルを提案し、精緻なモデルであるSOLVEGとの比較によりモデルの検証を図った。本研究では、簡易モデルへの湿性沈着過程の導入及び土壌の通気性や大気・土壌・植生中トリチウム濃度の測定によるパラメータの取得、更にはOBT分析時の簡便な前処理手法の確立を計画している。

論文

J-PARC Transmutation Experimental Facility Program

前川 藤夫; Transmutation Expeimental Facility Design Team

Plasma and Fusion Research (Internet), 13(Sp.1), p.2505045_1 - 2505045_4, 2018/05

分離変換技術は、高レベル放射性廃棄物の減容化及び有害度低減のための有望な可能性を有する。原子力機構では加速器駆動システム(ADS)による分離変換技術の開発を進めており、これを促進するためにJ-PARCの実験施設の1つとして核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、ADSターゲット試験施設(TEF-T)及び核変換物理実験施設(TEF-P)で構成される。本講演では、J-PARC TEF建設に向けた施設設計と研究開発に関する最近の進展について述べる。

論文

Current status of the high intensity pulsed spallation neutron source at J-PARC

高田 弘

Plasma and Fusion Research (Internet), 13(Sp.1), p.2505013_1 - 2505013_8, 2018/03

大強度陽子加速器施設(J-PARC)のパルス核破砕中性子源は、以下に示す独自の特長を有するモデレータを用いて高強度かつ幅の狭いパルス状の冷中性子を供給している。独自の特長とは、(1)100%比率のパラ水素を用いることでピークが高くテイル成分の低い中性子パルスをつくる、(2)直径14cm、高さ12cmの円筒形状とすることで、50.8$$^{circ}$$という広い取り出し角度範囲で高強度の中性子を利用できる、(3)銀-インジウム-カドミウム合金製の中性子吸収材を使用し、幅が狭く、テイル成分の低い中性子パルスをつくる、というものである。実際、低出力運転時の測定によって、1MWの運転時には、結合型モデレータで4.5$$times$$10$$^{12}$$n/cm$$^{2}$$/s/srの中性子束が得られ、ポイズン型モデレータを使用する中性子実験装置(BL08)では$$Delta$$d/d 0.035%の優れた分解能が得られることを確認した。ここで、dは結晶試料内のある方向の格子面と中性子の入射方向とのなす角度に垂直な方向の面間隔を意味する。1MWで年間5000時間の運転を行うという目標の達成に向けて、現在、微少気泡を水銀ターゲットに注入し、ターゲット容器に生じるキャビテーション損傷を抑制する技術開発やターゲット容器構造を溶接部やボルト接続をできるだけ減らす設計改良を行っている。

論文

Beam extraction by the laser charge exchange method using the 3-MeV LINAC in J-PARC

武井 早憲; 平野 耕一郎; 堤 和昌; 明午 伸一郎

Plasma and Fusion Research (Internet), 13(Sp.1), p.2406012_1 - 2406012_6, 2018/03

J-PARCで整備を目指している核変換物理実験施設(TEF-P)では、リニアックからの大強度負水素イオンビーム(エネルギー400MeV、出力250kW)から小出力の陽子ビーム(最大出力10W)を安定に取り出す必要がある。原子力機構では、レーザーを用いた荷電変換によるビーム取り出し法を提案し、開発を行っている。今回、3MeVの負水素イオンが加速できるリニアックにおいてレーザー荷電変換試験を実施したところ、出力約8W相当のビームを約2%の出力安定性で取り出すことに成功した。

論文

Development of neutron resonance transmission analysis as a non-destructive assay technique for nuclear nonproliferation

土屋 晴文; 北谷 文人; 前田 亮; 藤 暢輔; 呉田 昌俊

Plasma and Fusion Research (Internet), 13(Sp.1), p.2406004_1 - 2406004_4, 2018/02

近年、核セキュリティや核不拡散の分野において核燃料中の核物質を非破壊で測定する重要性が増している。その目的に叶う技術として、中性子共鳴透過分析法(NRTA)がある。NRTAは、パルス中性子ビームを測定試料に照射し、試料から透過してくる中性子を計測することにより、試料の分析を行う。NRTAの基となっている測定技術は、高い精度が要求される核データの測定に長年使われており、確立された技術である。しかし、現状のNRTA測定システムは、強力な中性子ビームを生み出すために規模の大きな電子線加速器を用いなければならず、核燃料の測定が必要とされる施設に組み込むことは容易ではない。この問題を解く一つの鍵は、NRTAシステムに組み込まれる中性子発生源をできるだけ小さくし、NRTAシステムを小型化することである。そこで我々は2つのタイプの小型中性子源を考えている。一つは、10$$mu$$secの中性子パルス幅を有するD-T中性子発生管を使うもので、もう一つは1$$mu$$secという短いパルス幅を持つ小型電子線加速器を用いるものである。本発表では、NRTA測定の原理や小型NRTAシステムの概要を紹介するとともに、DT中性子発生管と小型電子線加速器を用いた場合について、NRTA測定で得られる透過中性子スペクトルを数値計算により導出し、比較する。その比較を基に、核燃料中の核物質の測定に中性子ビームのパルス幅がどのように影響を与えるのかについて議論する。

論文

Nitrogen hot trap design and manufactures for lithium test loop in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11

BB2015-1982.pdf:2.03MB

The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600$$^{circ}$$C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.

論文

Evaluation of dark current profile for prediction of voltage holding capability on multi-aperture multi-grid accelerator for ITER

錦織 良; 小島 有志; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 渡邊 和弘; 梅田 尚孝; 戸張 博之; 吉田 雅史; 市川 雅浩; 平塚 淳一; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2401014_1 - 2401014_4, 2016/03

ITERやJT-60SAにおける中性粒子入射装置では、多孔多段(MAMuG)加速器による高エネルギー、大電流ビームの安定供給が要求されている。これらの加速器の設計に向けては、真空放電で決まる耐電圧の予測が重大な課題となっており、原子力機構では、MAMuG加速器をの耐電圧を物理理解に基づいて設計するために、真空放電の物理過程の研究を実施している。これまでの研究成果から、この真空放電は電界放出電子による暗電流が起点となっていると考えている。しかし、F-N理論によれば、暗電流は電界増倍係数$$beta$$によって決まるが、これまで$$beta$$は実験的にしか求めることができなかった。そこで、今回、$$beta$$の決定機構を調べるために、MAMuG加速器の大面積電極の電界の異なる3つの領域で独立に暗電流を測定した。その結果、$$beta$$は電極のコンディショニングと共に低下するが、絶縁破壊電界Eによって表される実効電界$$beta$$Eが一定で1MV/mmであることが分かった。これは、小型電極から求めた実効電界$$beta$$Eよりも1桁大きい値であり、面積の依存性を示唆していると考えている。この$$beta$$Eの値を利用することにより、絶縁破壊電界時における$$beta$$を求めることができ、暗電流の評価と耐電圧の予測を関連付けることができると考えている。

論文

Saturation mechanism of decaying ion temperature gradient driven turbulence with kinetic electrons

井戸村 泰宏

Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2403006_1 - 2403006_5, 2016/02

BB2015-1300.pdf:0.58MB

本研究ではイオン温度勾配駆動捕捉電子モードによって励起された減衰乱流の飽和機構を調べた。シミュレーションの非線形準定常状態において乱流輸送が抑制され、そこでは線形臨界温度勾配パラメータを上回る温度分布が形成される。このような非線形の臨界温度勾配は波状の密度分布がもたらす強いシアをもつ径電場によって維持される。この密度分布構造は通過電子の非断熱的応答が重要になる低次のモード有理面近傍の電子輸送と関係していることがわかった。

論文

High-accuracy numerical integration of charged particle motion - with application to ponderomotive force

古川 勝*; 松山 顕之; 大河 優志郎*

Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.1303003_1 - 1303003_4, 2016/02

A high-accuracy numerical integration algorithm for a charged particle motion is developed. The algorithm is based on the Hamiltonian mechanics and the operator decomposition. The algorithm is made to be time-reversal symmetric, and its order of accuracy can be increased to any order by using a recurrence formula. One of the advantages is that it is an explicit method. An effective way to decompose the time evolution operator is examined; the Poisson tensor is decomposed and non-canonical variables are adopted. The algorithm is extended to a time dependent fields' case by introducing the extended phase space. Numerical tests showing the performance of the algorithm are presented. One is the pure cyclotron motion for a long time period, and the other is a charged particle motion in a rapidly oscillating field.

論文

Hydrogen behavior in primary precipitate of F82H steel; Atomistic calculation based on the density functional theory

渡辺 淑之; 岩切 宏友*; 村吉 範彦*; 加藤 太治*; 谷川 博康

Plasma and Fusion Research (Internet), 10, p.1205086_1 - 1205086_2, 2015/12

材料中の水素は、格子欠陥(転位,欠陥集合体,析出物,粒界など)と強く相互作用して材料の特性・形状変化を促進させることが懸念されているが、そのメカニズムについてはいまだ十分に明らかになっていない。本発表の内容は、F82H鋼の主要析出物であるクロム炭化物(Cr$$_{23}$$C$$_{6}$$)を対象とし、同炭化物中の水素の存在状態を電子論的に評価した内容をまとめたものである。解析より、同炭化物中の水素原子の安定構造はCrに囲まれた三方両錐体中心位置であり、各原子の電荷に起因した構造であることを明らかにした。また、算出された水素の形成エネルギーは-0.48eV(発熱型反応)であった。ここで、純鉄中の水素原子の形成エネルギーが+0.25eV(吸熱型反応)であることから、F82H鋼中において水素原子は、Feベースの母相よりもCr$$_{23}$$C$$_{6}$$ベースの析出物に捕獲されている方がよりエネルギー的に有利である可能性が示唆された。これらの知見は、照射下材料の水素効果を予測するための要素技術開発に重要となる。

論文

Analysis of tungsten transport in JT-60U plasmas

清水 友介*; 藤田 隆明*; 有本 英樹*; 仲野 友英; 星野 一生; 林 伸彦

Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3403062_1 - 3403062_4, 2015/07

In JT-60U, it has been observed that accumulation of tungsten is enhanced with increasing the toroidal rotation in the opposite direction (CTR-rotation) to the plasma current in H-mode plasmas. Two models for convective transport, pinch due to the toroidal rotation (PHZ pinch) and the radial electric field (Er pinch) were proposed. We introduce these two pinch models into integrated transport code TOTAL, and study dependence of the tungsten accumulation on the toroidal rotation. In the high toroidal rotation velocity, we obtained the tungsten accumulation four times as large as in the low one. The model reproduces the trend observed in the experiment.

論文

Finite-orbit-width effects on energetic-particle-induced geodesic acoustic mode

三木 一弘; 井戸村 泰宏

Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3403068_1 - 3403068_4, 2015/07

ジャイロ運動論をもとにした固有値解析より高速粒子駆動測地線音響モード(EGAM)の線形特性を調べた。摂動ジャイロ運動論方程式に高速粒子の効果を加えて、EGAMの分散関係を導出した。根の特性はq値によって変化する。有限軌道幅効果を考慮に入れて、EGAMの成長率のビーム強度依存を調べた。解析より、実験装置に典型的なパラメータ領域においては有限軌道幅効果は高々数%と小さいことが分かった。

論文

Preparation for lower port integration engineering for ITER diagnostic systems in JADA

北澤 真一; 丸山 敏征; 小川 宏明; 伊丹 潔; Casal, N.*

Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3402044_1 - 3402044_4, 2015/04

In ITER, there are 18 ports in the upper, equatorial, and lower levels, which serve various purposes such as vacuum, heating, remote handling, and diagnostics. Several diagnostics will be integrated in Lower Port #2 (LP#02): divertor equilibrium sensors, divertor shunts, divertor Rogowski coils, divertor toroidal coils, divertor neutron flux monitors, divertor impurity monitor (DIM), pressure gauges, Langmuir probes, and divertor thermocouples. The engineering aspects of integrating the components in LP#02 are within the scope of Japan Domestic Agency (JADA) procurement. The components in the LP#02 procurement package are the port plug assembly, interspace assembly, port cell assembly and tooling. This integration requires the assemblies to be manufactured as fully integrated components and external interfaces. In the current phase, JADA identified technical issues, and implemented thermal and structural analysis on within the specified design conditions.

論文

Non-linear dependence of deflection angle on beam steering control grid displacement in accelerator for N-NBI

平塚 淳一; 花田 磨砂也; 梅田 尚孝; 小島 有志; 柏木 美恵子; 渡邊 和弘; 戸張 博之; 吉田 雅史

Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3405045_1 - 3405045_4, 2015/04

国際熱核融合実験炉(ITER)で必要な高電流密度($$>$$200A/m$$^{2}$$)、高エネルギー($$>$$1MeV)、長パルス時間(1時間)の負イオンビームを生成するために、電極孔位置の変位により偏向角を補正する技術を用いた負イオンと電極との直接衝突の抑制についての研究が注意深く行われてきた。偏向制御電極(SCG)の孔径$$>$$14mmにおいて偏向角の非線形な依存性が現れている。この依存性からSCGの孔径と位置の変位量をそれぞれ16mm、0.7mmと決定し、ITERの原型加速器において試験を実施した。複数の電極孔のそれぞれのビームに対し加速器内の残留磁場による偏向は適切に補正され、電極熱負荷は大きく減少した。これにより加速ビーム電流は10%増加した。

論文

Gyrokinetic analyses of core heat transport in JT-60U plasmas with different toroidal rotation direction

成田 絵美*; 本多 充; 林 伸彦; 浦野 創; 井手 俊介; 福田 武司*

Plasma and Fusion Research (Internet), 10, p.1403019_1 - 1403019_11, 2015/03

The internal transport barriers (ITBs) formed in the tokamak plasmas with the weak magnetic shear and the weak radial electric field shear are often observed and the pressure gradient at the ITB is not very steep. In such plasmas the electron temperature ITB is steeper for co toroidal rotation cases than that for counter rotation cases. Clarifying the relationship between the rotation direction and heat transport in the ITB region, dominant instabilities are examined by the flux-tube gyrokinetic code GS2 to show that the linear growth rates $$gamma$$ for the co and counter rotation cases are comparable in magnitude, but the counter case shows the more trapped electron mode like frequency. The ratio of the electron heat diffusivity to the ion's is higher for the counter-rotation case. The difference in the ratio between the two cases agrees with the experiment. Investigating the flow shear effect on $$gamma$$ reveals that its effect is not so large as to change the aforementioned tendency.

論文

Availability analysis of the ITER blanket remote handling system

丸山 孝仁; 野口 悠人; 武田 信和; 角舘 聡

Plasma and Fusion Research (Internet), 10(Sp.2), p.3405010_1 - 3405010_4, 2015/02

The ITER blanket remote handling system (BRHS), which handles blanket modules inside the vacuum vessel and will be procured by Japan Atomic Energy Agency, is required to replace 440 blanket first wall panels in two years. We employed an RBD approach in this analysis. The availability was calculated numerically by using a Monte Carlo method with the RBDs. The BRHS will replace 440 first wall panels in a 250 Gy/h $$gamma$$ radiation environment. Although radiation-hardened components are used in the BRHS, radiation is still the main cause of failures. The analysis considers two scenarios. One is called "initial scenario" in which spares or actions to improve availability were neither prepared nor implemented. The other is called "expected scenario" and has effective spares and actions. Availability was calculated as 41% in the initial scenario. In this case, the probability to replace all 440 first wall panels in two years was 65%. Based on these results, we applied three actions to the expected scenario to improve availability: preparing spares, optimising repair timing, and repairing cameras in the vacuum vessel. These actions shorten the time to repair. In the expected scenario, availability and completion probability improved to 49% and 99.5% respectively due to the three actions that shorten time to repair. Therefore, we concluded that the BRHS will have the availability to replace all 440 first wall panels in two years as required.

論文

Fokker-Planck simulation of runaway electron generation in tokamak disruptions

奴賀 秀男; 松山 顕之; 矢木 雅敏; 福山 淳*

Plasma and Fusion Research (Internet), 10, p.1203006_1 - 1203006_2, 2015/01

The runaway electron generation during tokamak disruptions is investigated by kinetic simulations. Three dimensional Fokker-Planck simulations (2D in momentum space and 1D in radial direction) are carried out with various values of $$tau_q$$ and the results are compared with the previous simulation results that use runaway generation rate derived by Conner and Hastie. From the simulation results, It is pointed out that the importance of the hot-tail effect for the description of the runaway electron generation mechanism with fast thermal quench.

論文

Effect of ion temperature gradient driven turbulence on the edge-core connection for transient edge temperature sink

宮戸 直亮

Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1203148_1 - 1203148_3, 2014/12

グローバルランダウ流体コードを用いて、プラズマ端領域のポロイダル面で局在化した過渡的な温度シンクを適用したイオン温度勾配(ITG)駆動乱流のシミュレーションを行った。プラズマ端のシンクにより入力される$$(m, n)$$=$$(pm 1, 0)$$の圧力揺動をITG乱流が散逸することを明らかにした。この$$(pm 1, 0)$$の圧力揺動は、簡約化磁気流体力学(RMHD)シミュレーションで発見された非局所輸送において、炉心領域とプラズマ端をつなぐ重要な働きしているため、ITG乱流はRMHDシミュレーションで観測される種類のプラズマの非局所応答/輸送を妨げる傾向にあるといえる。

論文

Studies on accelerator-driven system in JAEA

佐々 敏信; 大井川 宏之

Plasma and Fusion Research (Internet), 9(Sp.3), p.4401113_1 - 4401113_5, 2014/10

原子力機構における加速器駆動システム概念とその検討状況を、核変換技術の導入効果とともに紹介する。また、加速器駆動システムの実現に不可欠な核変換実験施設について、その役割や機能を紹介し、核破砕中性子の多目的利用の可能性についても説明する。

論文

Key aspects of the safety study of a water-cooled fusion DEMO reactor

中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10

水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。

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