Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.
Proceedings of Plasma Conference 2011 (PLASMA 2011) (CD-ROM), 2 Pages, 2011/11
ITER-BA活動の一つであるIFMIF/EVEDAの枠組みでEVEDAリチウム試験ループ(以下、ELTL)の設計,建設活動を進めてきた。ELTLは、リチウム保有量約5000l (2.5トン),最大流量3000l/min (試験部: 20m/s)であり、リチウムターゲットの安定性やリチウム純化に関する実証試験に用いられる計画である。ELTLの建設は、2009年11月より開始され、2010年11月に完成となった。引き続き行われた試運転(性能確認試験)では、所期の性能を満足することを確認し、最終的にはターゲットアッセンブリにおいて最高流速のおよそ1/4である5m/sのリチウムターゲット流を安定に流すことに成功した。
辻本 和文
Proceedings of Plasma Conference 2011 (PLASMA 2011) (CD-ROM), 2 Pages, 2011/11
中性子ビームは、材料科学や生命科学等の科学分野や工業分野で広く使われている。代表的な中性子源には、(1)RI,(2)原子炉、及び(3)加速器を用いたものがある。大強度の中性子源としては研究用原子炉が長く用いられてきたが、近年、高エネルギー陽子加速器を用いた大強度核破砕中性子源が実用化されてきている。日本では、日本原子力研究開発機構と高エネルギー加速器研究機構が共同で進めているJ-PARCの物質・生命科学実験施設に水銀をターゲットとした核破砕中性子源が建設され、2008年から供用を始めている。さらに、核破砕中性子の将来的な利用方法として、加速器駆動核変換システムの研究開発が進められている。
宮戸 直亮; Scott, B. D.*; 矢木 雅敏
Proceedings of Plasma Conference 2011 (PLASMA 2011) (CD-ROM), 2 Pages, 2011/11
The standard gyrokinetic model, which is originally formulated for perturbations with short wavelength and small amplitude, is not always valid in the long wavelength regime. The reduced (gyrokinetic) Poisson equation or the gyrokinetic quasi-neutrality condition in the standard model is no longer sufficient to obtain electrostatic potential in the long wavelength regime. Since the polarization term including the electrostatic potential goes to higher order, the other higher order terms which are not considered in the standard model are needed to obtain the electrostatic potential. Taking into account a higher order displacement vector associated with the guiding-center transformation, we find additional higher order terms coming from nonuniformity of magnetic field in the gyrokinetic Poisson equation and the quasi-neutrality condition.
関 洋治; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 榎枝 幹男
Proceedings of Plasma Conference 2011 (PLASMA 2011) (CD-ROM), 2 Pages, 2011/11
ITERに実装されるテストブランケットモジュールでは、核融合環境下において総合的な機械試験が実施される。固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールが日本の主要な選択肢とされ、研究開発が進展している。ITERにおいて機械試験を実施する前に、テストブランケットモジュール内の機能を予測する解析ツールを開発し、発展させることが必要である。特に、トリチウムの生成と回収の予測手法の確立と解析ツールの開発は、最重要課題である。さらに、増殖材充填体内を通過するヘリウムパージガスの予測手法を確立し構築することは、テストブランケットモジュールや同方式を採用した原型炉のパージガス補器系統の設計において重要である。そこで、本研究では、増殖材微小球充填体内のヘリウムパージガスにより輸送されるトリチウムの流動挙動の把握を目的として、数値シミュレーションを実施した。数値シミュレーションの結果では、増殖材充填体内の流路位置にトリチウム濃度分布が依存し、特に出口の壁近傍でトリチウム濃度が最大であることを定量的に示した。