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Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; Ho, H. Q.; 坂本 直樹*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*
Fusion Engineering and Design, 164, p.112181_1 - 112181_5, 2021/03
JMTRとJRR-3Mの運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、ベリリウム中性子反射体の二段核反応による
Li(n
,
)
Hで生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。この結果から、一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためには、ベリリウム中性子反射体の表面積を小さくするか、他の材料で反跳トリチウムを遮蔽する必要がある。本報告では、ベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材の概念検討として、Al, Ti, V, Ni, Zr等の多様な材料を候補材として、障壁厚み、長期運転後の放射能、反応度への影響を評価した。この結果、Alがベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材として適した候補材になり得るとの結果を得た。
Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.1 - 8, 2021/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ベリリウム反射体を有するJMTRとJRR-3の一次冷却水へのトリチウム放出源と放出機構について評価した。この結果、トリチウム放出は
Beの二段核反応によるものがほとんどであり、計算結果は一次冷却水のトリチウム測定の誤差範囲で良く一致した。また、ベリリウム反射体からの反跳放出を用いた簡易計算法は、ベリリウム反射体を有する試験研究炉の一次冷却水へのトリチウム放出量を予測する上で有用であることが明らかとなった。
石塚 悦男; 坂本 直樹*
Physical Sciences and Technology, 6(2), p.60 - 63, 2019/12
試験研究炉運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、Beの二段反応で生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためのベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止膜の概念検討として、PHITSで多様な材料のトリチウム反跳を計算した。この結果、3桁低下させるために必要なトリチウム反跳防止厚みは、材料によって依存するが20
40
m必要であることが明らかとなった。
渡辺 真朗; 野尻 浩之*; 伊藤 晋一*; 河村 聖子; 木原 工*; 益田 隆嗣*; 佐原 拓郎*; 左右田 稔*; 高橋 竜太
JPS Conference Proceedings (Internet), 25, p.011024_1 - 011024_5, 2019/03
近年、中性子や放射光をプローブとした数10T以上の強磁場下で行う実験・研究への要望が増えてきている。強磁場装置を用いた中性子散乱実験は、例えば、磁場誘起超伝導体などにおける強磁場中磁気相関の研究やマルチフェロイック物質などの新しい凝縮系の研究などが挙げられる。J-PARC MLFでは、強磁場パルスマグネットシステムの開発をおこなった。一般的に数10テスラ以上の強磁場装置は大規模になるが、開発する装置はMLFの既存のビームラインに対して設置可能な小型な装置でなければならない。そこで数ミリ秒程度磁場を発生させるパルスマグネットシステムを開発した。パルス磁場にすることで、強磁場を達成しつつエネルギー・パワーを抑えることで装置の小型化が可能である。30テスラを発生可能なパルスマグネットシステムを実現するためには、高電圧・大電流パルス電源および、強磁場に耐えられるコイルと試料スティックが必要である。本発表では、開発したパルスマグネットシステムの詳細およびMLFビームライン(HRC)にて行なった中性子ビーム利用実験でのパルスマグネットシステムの状況について報告する。
石塚 悦男; Kenzhina, I.*; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*
JAEA-Technology 2018-010, 33 Pages, 2018/11
JAEA-Technology-2018-010.pdf:2.58MB
試験研究炉の一次冷却材へのトリチウム放出機構解明の一環として、PHITSを用いてベリリウム、アルミニウム及び黒鉛製中性子反射体中のLi及びU不純物から反跳放出するトリチウムについて計算した。また、この結果を用いて、具体的にJMTR及びJRR-3Mのベリリウム中性子反射体を想定し、MCNP6及びORIGEN2でLi及びU不純物から生成するトリチウム量を計算してトリチウムの反跳放出量を評価した結果、Li及びU不純物から反跳放出するトリチウムは、ベリリウムから反跳放出するトリチウムに対して無視できる程度であり、それぞれ2桁及び5桁程度小さいことが明らかとなった。
石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*
JAEA-Technology 2016-022, 35 Pages, 2016/10
JAEA-Technology-2016-022.pdf:3.73MB
試験研究炉の一次冷却水中へのトリチウム放出機構解明の一環として、ベリリウム炉心構成材からの反跳トリチウム放出率を評価するためPHITSコードを用いた場合の計算方法について検討した。この結果、線源に中性子またはトリトンを用いた場合、両者とも反跳トリチウム放出率は同程となったが、トリトン線源の計算速度が2桁程度速いことが明らかとなった。また、トリトン線源を用いて反跳トリチウム放出率を有効数字2桁の精度で求めるためには、単位体積あたりのヒストリー数が2
10
(cm
)程度になるまで計算すれば良いことが明らかとなった。更に、トリトン線源を用いてベリリウム炉心構成材の形状と反跳トリチウム放出率の関係を調べたところ、反跳トリチウム放出率はベリリウムの体積当たりの表面積に対して線形となったが、従来の式を使って求めた値の約半分となった。
Novello, L.*; Cara, P.*; Coletti, A.*; Gaio, E.*; Maistrello, A.*; 松川 誠; Philipps, G.*; Tomarchio, V.*; 山内 邦仁
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 26(2), p.4700507_1 - 4700507_7, 2016/03
被引用回数：7 パーセンタイル：39.7(Engineering, Electrical & Electronic)The voltage transient appearing across and inside the toroidal field (TF) coils of JT-60SA in case of fast voltage variation, such as a safety discharge operated by the quench protection circuit (QPC), can be significantly high. In fact, the voltage distribution between coils and inside the winding can be not uniform during fast transient, being influenced by the presence of parasitic capacitances. A simplified electrical model of the TF coils has been developed to investigate this aspect. The obtained model has been used in conjunction with an electrical model of the TF circuit elements, including a simplified model of the QPC. The worst case in terms of transient voltage applied to the winding has been identified, corresponding to a fault to ground occurring just after QPC operation. It has been verified that the resulting voltage is largely inside the coil insulation capability defined by performed insulation voltage tests.
助川 篤彦; 村上 陽之; 松永 剛; 櫻井 真治; 武智 学; 吉田 清; 池田 佳隆
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2076 - 2079, 2015/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.57(Nuclear Science & Technology)JT-60SA計画は、ITER計画の幅広いアプローチ計画の日欧協力で進められている。JT-60SA容器内コイルは日本で設計・製作を行う。容器内コイル用の樹脂絶縁材には、真空容器のベーキング温度条件(200
C, 40000時間)に沿った耐熱性能が要求される。今回、容器内コイル設計に向け、耐熱耐久性の調査を実施し、220C環境で、エポキシ樹脂、シアネートエステル樹脂を母材とする7種類の候補樹脂絶縁材の寿命評価を実施した。高温環境下における化学反応速度はアレニウス法で評価する。耐熱耐久試験では、180C, 200C, 220Cの恒温槽で一定期間保持し、その後、絶縁材の重量減少を測定する。樹脂絶縁材の重量減少率の結果を入力にワイブル解析を実施し、その後、アレニウスプロットにより候補樹脂絶縁材の寿命評価を初めて実施した。この結果、容器内コイルの適用温度は169Cであることが分かった。
Zito, P.*; Lampasi, A.*; Novello, L.*; 松川 誠; 島田 勝弘; Portesine, M.*; Fasce, F.*; Cinarelli, D.*; Dorronsoro, A.*; Vian, D.*
Proceedings of IEEE 15th International Conference on Environment and Electrical Engineering (IEEE-EEEIC 2015), p.156 - 160, 2015/06
In JT-60SA, Fast Plasma Position Control Coils (FPPCC) PSs allow controlling the vertical position of the plasma during a plasma shot, against Vertical Displacements Event (VDE). An open loop feed forward voltage control is adopted in order to achieve a fast control of FPPCC PSs. The characteristics of the PS are: 4-quadrant AC/DC converter 12-pulse, DC load voltage 
1000 V and DC load current 5 kA. The design of the FPPCC converters has been validated by a simulation model, finalizing the performances and dynamic behavior of voltage response. After the completion of the realization phase, the testing phase has been carried out in accordance to the IEC60146 Standards and this is the focus of the paper. The tests performed have pointed out a good dynamic behavior of the FPPCC converter in open loop feed forward voltage control, for a reference voltage step of 1kV, the rise time of output voltage is 2.88 ms, confirming outcomes achieved by simulations.
奥野 清; 中嶋 秀夫; 小泉 徳潔
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.880 - 885, 2006/06
被引用回数：11 パーセンタイル：51.53(Engineering, Electrical & Electronic)ITER超伝導マグネットの製作に必要な技術開発として、日本,米国,EU,ロシアの国際協力の下で中心ソレノイド・コイル及びトロイダル磁場コイルの開発を実施し、それぞれのモデル・コイルで開発目標を達成するとともに、ITER超伝導マグネットの設計・製作手法を実証した。これらの成果に基づき、設計合理化と製作時のリスク低減を目的として、マグネット要素機器のさらなる性能の向上や、実規模での試作を行っている。超伝導素線では新たな技術仕様を策定し、既にこの仕様を満たす素線が試作された。さらにトロイダル磁場コイル容器では、数十トンの試作を行い、大型製品製造技術を確立しつつある。これらにより、ITER超伝導マグネットの調達準備を進めるとともに、核融合以外の超伝導マグネットにも応用できる普遍的な技術を確立する。
阿部 加奈子*; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 奥野 清; 角井 日出雄*; 山岡 弘人*; 丸山 直行*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.807 - 810, 2006/06
被引用回数：11 パーセンタイル：51.53(Engineering, Electrical & Electronic)ITERのTFコイルは68kA, 11.8Tで運転されるため、巨大な電磁力が発生する。この電磁力を支持するために、TFコイル導体はTFコイルケース内のラジアルプレート(RP)と呼ばれるD型構造体(13.8m8.7m,幅610mm,厚み112mm)に加工された溝に埋め込まれる。RPは大型のため、複数の圧延板を既存加工機が使用できる大きさに溶接接合して、溝を機械加工し、最終的に溶接で一体化する製作方法が考えられる。原研は、実現可能なRP製作方法を検討するとともに、RPの加工方法及び加工時間を評価するために、実機RP素材である316LNを用いて、加工条件や工具寿命を測定した。また、高溶着TIG溶接と、溶接部の収縮を最小にするレーザー溶接の適用性を検討し、実際に316LNで溶接を行い溶接性や変形,溶接速度等を実測した。これらのR&Dに基づき、実機と同じ溝寸法を持つ小規模RP(750mmW1000mmL,11溝)を試作し、製作方法を検証した。完成したRP試作体の平面度は1mm以下であることを確認した。以上の結果、RPの現実的な製作方法についての見通しを得た。
礒野 高明; 小泉 徳潔; 奥野 清; 栗原 良一; 西尾 敏; 飛田 健次
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1257 - 1261, 2006/02
被引用回数：6 パーセンタイル：36.38(Nuclear Science & Technology)ITER工学設計活動において13Tを発生できる大型超伝導コイルが開発された。しかし、より経済競争力を持つ核融合発電システムを実現するためには、より高磁場が要求されている。原研で概念検討が行われている発電実証プラントには、大きさはITERと変わらないが、16から20Tの磁場を発生できるトロイダル磁場(TF)コイルが要求されている。この磁場を実現させるには、先進的超伝導材料であるNb
Alや高温超伝導材(HTS)を使用することが考えられている。HTSについては、4K, 20Tにおいて十分な性能があり、銀シース型Bi-2212を用いた強制冷凍導体を提案し、必要な構成比を算出した。しかし、酸素中における精度の高い熱処理方法など、技術的な課題は多い。一方、NbAlについては、大型コイルは原研において開発されており、16Tを発生させる技術は開発されている。さらに、巻線部をグレーディングすることで、17Tの発生可能性を検討した。
星野 克道; 山本 巧; 玉井 広史; 大麻 和美; 川島 寿人; 三浦 幸俊; 小川 俊英; 荘司 昭朗*; 柴田 孝俊; 菊池 一夫; et al.
Fusion Science and Technology, 49(2), p.139 - 167, 2006/02
被引用回数：2 パーセンタイル：17.18(Nuclear Science & Technology)JFT-2Mで開発されたさまざまな加熱電流駆動装置や外部コイルやダイバーターバイアス装置により得られた成果を先進能動的トカマクプラズマ制御の観点からレビューする。各装置の設計などについても特徴を述べる。この分野でのJFT-2Mの貢献についてまとめる。
中平 昌隆; 武田 信和
保全学, 4(4), p.47 - 52, 2006/01
ITER(国際熱核融合実験炉)の構造技術基準は、ITERが核分裂炉と比較して全く異なる安全上の特徴と構造機器を有し、製作及び検査の観点から新しい技術を導入する必要があるため、革新的なものが必要である。この核融合構造技術基準は国際性が重要であることを勘案し、日本とASMEとで共同開発を開始した。本論文は、ITERの特徴を安全性,設計及び製作の観点から抽出し、核融合構造技術基準を開発する考え方を提案するものである。
濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 高野 克敏*; 工藤 祐介; 堤 史明*; 奥野 清; Jong, C.*
Fusion Engineering and Design, 75-79, p.87 - 91, 2005/11
被引用回数：8 パーセンタイル：49.16(Nuclear Science & Technology)ITER TFコイル・ケースのインボード側(D形状の直線部及び上下コーナー部)材料は、4Kで、0.2%耐力が1000MPa以上,破壊靱性値200MPam
以上が要求される。原研が、鉄鋼メーカーと共同で開発したJJ1は、これらの要求を満足するステンレス鋼であり、インボード材料の候補となっている。TFコイル・ケースには繰り返し荷重が加わるが、これまで、ケース材料の母材及び溶接部の疲労寿命(S-N)特性については、十分なデータがなく、この面からの疲労解析はほとんど行われてこなかった。今回、JJ1について、母材及び溶接部の疲労寿命を、1万から200万サイクルまで、4.5Kで詳細に測定し、S-N曲線を得た。そして、原研が策定に協力しているITER構造技術基準(案)に則り、破断回数に対して20倍、応力強さ振幅に対して2倍の安全率を考慮した設計S-N曲線を導き、TFコイル・ケースの繰り返し荷重に関する疲労評価を実施した。その結果、TFコイルの仕様である6万回の繰り返し荷重に対して、疲労設計が技術基準案を満たすことを示した。
test results of a D-shaped Nb
Al CICC coil fabricated with a react-and-wind process for the National Centralized Tokamak安藤 俊就*; 木津 要; 三浦 友史*; 土屋 勝彦; 松川 誠; 玉井 広史; 石田 真一; 小泉 徳潔; 奥野 清
Fusion Engineering and Design, 75-79, p.99 - 103, 2005/11
被引用回数：1 パーセンタイル：10.45(Nuclear Science & Technology)トカマク国内重点化装置のTFコイルはNbAl導体を用い、リアクト・アンド・ワインド法で製作することが検討されている。その製作方法の妥当性を実証するために、実機サイズの導体に0.4%の曲げ歪みを加えて巻き線したコイルサンプルを試作し、試験した結果、その臨界電流値は曲げ歪みを加えていない導体サンプルの臨界電流値とほとんど同じであった。このことは、コイル製作時の曲げ歪みによって臨界電流値が約10%低下するとの予想に反し、実機コイルの製作には朗報である。この現象について解析を行った結果、導体のケーブル部を構成するNbAl線が曲げ加工中に互いに滑ったことが予想された。その考察、解析について議論する。
飯田 浩正; Petrizzi, L.*; Khripunov, V.*; Federici, G.*; Polunovskiy, E.*
Fusion Engineering and Design, 75(1-4), p.133 - 139, 2005/11
ITER装置の設計は2001年に報告され、最善のコードと核データを用いた核解析が行われた。建設段階が近づくに伴い、装置の主要な機器設計の最適化/固定化とともに、設計の部分的変更が行われた。この設計変更により、確認のための核解析が必要である。設計変更のうちの幾つかは、核特性上クリテイカルな部分を緩和するために提案されているものである。本論文はブランケットや真空容器の設計変更に伴いTFコイルの装置中心側直線部の核特性がいかに緩和されるかに重点を置き、最近の核特性解析の結果について述べるものである。
森岡 篤彦; 櫻井 真治; 奥野 功一*; 玉井 広史
プラズマ・核融合学会誌, 81(9), p.645 - 646, 2005/09
フェノール樹脂を母材に、ホウ素を5重量%を混練して成形した300Cの耐熱性能を有する中性子遮へい樹脂材を新たに開発した。開発した中性子遮へい樹脂材の
Cf中性子源を使用した中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい材であるポリエチレンの中性子遮へい性能とほぼ同じであった。この中性子遮へい樹脂材は、重水素放電時に超伝導コイルの核発熱を低減するための中性子遮へい材、並びに真空容器のポート部の漏洩中性子の遮へい材として適用可能である。
高橋 良和; 吉田 清; Mitchell, N.*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 15(2), p.1395 - 1398, 2005/06
被引用回数：8 パーセンタイル：43.7(Engineering, Electrical & Electronic)超伝導コイルのクエンチ検出はコイルを保護するために重要かつ不可欠である。ITER中心ソレノイド(CS)においては電圧タップ法と冷媒の流量計法が検討されている。電圧タップ法は応答速度が速いので、クエンチ検出の主たる方法と考えられている。ITER-CSは6個のそれぞれ独立の電流パターンで運転されるパンケーキ巻きモジュールで構成される。パルス運転中の常伝導転移による抵抗性の電圧(常伝導電圧)を検出するため、巻き線部の誘導電圧を打ち消す必要がある。まず打ち消すためのピックアップコイルの形状の最適化を行った。その結果、打ち消された電圧は誘導電圧に比べて非常に小さく(70mV)、十分なクエンチ検出感度が得られた。次に、運転中のCS巻き線部のホットスポット温度(導体の最高温度)を打ち消し電圧の解析とCSモデルコイル(CSMC)のクエンチ実験結果より算出した。得られたホットスポット温度は約144Kで、ITERの設計基準(150K以下)を満足した。これより、コイルはクエンチしても、保護回路により壊れないと考えられる。これらの検討により、十分な検出感度を有するピップアップコイルを用いたITER-CSのクエンチ検出システムを設計することができた。
核融合工学部
JAERI-Review 2005-011, 139 Pages, 2005/03
JAERI-Review-2005-011.pdf:11.95MB
我が国の核融合工学研究開発は原子力委員会策定の「第三段階核融合研究開発本計画」に基づき、国際熱核融合実験炉(ITER)に必要な主要構成機器の開発・高性能化を図ること、及び核融合炉開発に必要な炉工学技術の基盤を構築すること、の2項目の実現を目標とする。原研は、これらにかかわる研究開発の中心的機関として、ITER工学技術開発及び建設・運転に向けた研究開発,ITERでの工学試験及び発電実証プラントに向けた研究開発、及び核融合工学基盤研究を実施している。本報告は、ITERでの工学試験及び発電実証プラントに向けた研究開発の現状と今後の展開を、核融合工学基盤研究を含めて取り纏めるものであり、これまでの核融合炉工学研究開発の進捗をレビューするとともに、発電実証プラントに向けた研究開発中核である発電ブランケット開発,材料開発,IFMIF計画について、その計画目標,技術課題及び研究開発計画について述べる。また各種炉工学機器の高度化及び核融合基盤研究に関する展開を紹介する。
