Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
井上 多加志; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 西尾 敏; 坂本 慶司; 佐藤 正泰; 谷口 正樹; 飛田 健次; 渡邊 和弘; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1291 - 1297, 2006/02
被引用回数：11 パーセンタイル：60.11(Nuclear Science & Technology)核融合発電実証プラント用中性粒子入射装置(NBI)について、発電実証炉で要求される性能を議論し、その実現への技術課題を検討した。大型プラズマの加熱・電流駆動を担う発電実証プラントのNBIは、これまで以上の高効率,高エネルギー,高信頼性・長寿命化が要求される。加速器には、高効率・高エネルギーの点から、静電加速方式の選択が現実的である。放射線環境での運転を考慮すると真空絶縁が不可欠であり、その設計ガイドラインから、ビームエネルギー1.5
2MeVが可能であることを示した。負イオン源の信頼性向上,長寿命化ためには、従来の大電流・高電流密度負イオン生成技術に立脚した、フィラメントレス・セシウムフリー負イオン源の開発が必要である。さらに、NBIシステムの効率を決める中性化方式については、従来のガス中性化(効率60%)では要求性能を満足し得ず、中性化効率80%以上のプラズマ中性化等が必要となる。最近、高効率・連続運転の可能な高出力半導体レーザーが製品化されており、これを用いて中性化効率90%以上を実現するレーザー中性化セルの概念を提案する。
那珂研究所
JAERI-Review 2005-046, 113 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-046.pdf:24.35MB
原研那珂研究所における平成16年度(2004年4月-2005年3月)の研究活動について、原研内の他研究所,所外の研究機関及び大学との協力により実施した研究開発を含めて報告する。原研那珂研究所の主な活動として、JT-60とJFT-2Mによるプラズマ実験研究,プラズマ理論研究,ITER及び発電実証プラントに向けた核融合炉工学の研究開発、及びITERの設計と建設を支援する活動が行われた。
大野 富生*; Subekti, M.*; 工藤 和彦*; 高松 邦吉; 中川 繁昭; 鍋島 邦彦
日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.115 - 126, 2005/06
日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)では高温ガス炉の安全性実証を目的とした制御棒引き抜き試験が行われている。試験の実施には事前解析が必要で、本報ではニューラルネットワークを用いた原子炉出力及び反応度変化の予測手法について報告する。本研究で提案するのはリカレントネットワーク(RNN)を基本とし、時系列データの処理性能を向上させるため時間同期信号(TSS)を加えたモデルである。ネットワークの入力とするのは中央制御棒位置変化と他の重要な炉心情報で、原子炉出力及び反応度変化を出力とする。学習後、今後の試験における原子炉出力及び反応度変化の予測が可能となる。
Al superconductors for a fusion demo plant小泉 徳潔; 竹内 孝夫*; 奥野 清
Nuclear Fusion, 45(6), p.431 - 438, 2005/06
被引用回数：32 パーセンタイル：69.35(Physics, Fluids & Plasmas)原研では、約750
Cで熱処理を行えるNbAl導体を開発した。しかし、NbAl本来の性能を発揮し、約16Tの高磁場を発生するためには、約1900Cの高温で熱処理を行う必要がある。他方、約1900Cでの熱処理を行った場合、核融合炉用超伝導導体で従来採用している安定化銅を内部に含有するNbAl線を使用することができなくなる。そこで、約1900Cの高温で一次熱処理を行った後に、NbAl線の外部に銅線を配置し、これにより安定化する構造を考案した。従来、このような外部安定化の構造では、常伝導転移時の銅線への電流転流に時間を要し、安定化が困難であると予想されていた。そこで、電流転流挙動と熱的挙動を数値的に解くコードを開発し、NbAl導体の外部安定化の可否について定量的に評価した。その結果、NbAl線と銅線の熱的,電気的接触を良好に保つことで、外部安定化が可能なことを示した。これにより、高性能NbAl導体を使用したより効率の高い発電実証プラントへの可能性の道を開いた。
Al superconductors for a fusion demo plant小泉 徳潔; 竹内 孝夫*; 奥野 清
Proceedings of 20th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11
原研では、約750Cで熱処理を行えるNbAl導体を開発した。しかし、NbAl本来の性能を発揮し、16T程度の高磁場を発生するためには、約1900Cの高温で熱処理を行う必要がある。他方、1900Cでの熱処理を行った場合、核融合炉用超伝導導体で従来採用されている安定化銅を内部に含有するNbAl線を使用することができない。そこで、約1900Cの高温で一次熱処理を行った後に、NbAl線の外部に銅線を配置し、これにより安定化する構造を考案した。従来、このような外部安定化の構造では、常伝導転移時の銅線への電流の転流に時間を要し、安定化が困難と予想されていた。そこで、電流転流挙動と熱的挙動を数値的に解くコードを開発し、NbAl導体の外部安定化の可否について、定量的に評価した。その結果、外部安定化が可能であることを示した。これにより、高性能NbAl導体を使用したより効率の高い発電実証プラントへの可能性に道を開いた。
松川 誠; 飛田 健次; 力石 浩孝*; 相良 明男*; 乗松 孝好*
プラズマ・核融合学会誌, 80(7), p.559 - 562, 2004/07
核融合エネルギー開発の最終目標は、発生させた核融合パワーをおもに電力に代えて利用することである。これは、電力が伝送や変換の観点から、利用しやすいエネルギー形態であるためである。核融合発電プラントでは、その炉型によらずプラズマ加熱や電流駆動のために、大電力の所内循環電力が必要である。本文は、ITER以後に原型炉として建設される核融合発電プラントの電力フローについて、述べるものである。また、電気負荷平準化のためのエネルギー蓄積装置や、高効率変換器の重要性についても議論する。
那珂研究所
JAERI-Review 2003-035, 129 Pages, 2003/11
JAERI-Review-2003-035.pdf:13.55MB
原研那珂研究所における平成14年度(2002年4月2003年3月)の研究開発活動について、原研内の他研究所及び所外の研究機関さらに大学との協力により実施した研究開発も含めて報告する。原研那珂研究所の主な活動としては、JT-60とJFT-2Mによる高性能プラズマ研究,ITER及び発電実証プラントに向けた核融合炉工学の研究開発、及びITERの設計と建設を支援する活動が行われた。
大場 敏弘; 末次 秀彦*; 矢野 昌也*; 加藤 千明; 柳原 隆夫
JAERI-Tech 2002-082, 47 Pages, 2003/01
JAERI-Tech-2002-082.pdf:1.87MB
日本原子力研究所では、文部科学省からの受託研究として「再処理施設新材料耐食安全性実証試験」を実施した。この試験においては、六ヶ所再処理施設の主要機器の一つである酸回収蒸発缶の小型モックアップ試験体を用いた実証試験を進めて来た。この実証試験では、モックアップ試験体構造の一部である伝熱管の伝熱面腐食に対する内表面の腐食減肉の状態を知るために、伝熱管の肉厚を非破壊で高精度に測定できる超音波水浸法を利用した肉厚測定装置の開発を行った。本装置は、小型モックアップ試験体の加熱部を架台に据え付け、その架台の上部に配置した超音波探触子駆動装置と一体をなす、サンプリングアセンブリの先端に取り付けた超音波探触子をサンプリングアセンブリごと伝熱管内に挿入し、これらを自動または手動によって軸方向上下移動及び周方向旋回を制御し、伝熱管の各測定部の肉厚を連続的に測定して、データレコーダ等に収録する装置である。開発した装置で得られた肉厚測定結果は、伝熱管を短冊に輪切りにして光学系の読み取り顕微鏡で測定した肉厚と非常に良い一致を示し、本装置の測定精度の高いことが確認できた。報告書は本装置の仕様及び性能等についてまとめたものである。
立花 光夫; 白石 邦生; 柳原 敏
JAERI-Tech 2001-014, 42 Pages, 2001/03
動力試験炉(JPDR)の解体実地試験では、遠隔解体装置の実証と作業に関する各種データを収集することを目的に解体作業を行った。そこで、作業の内容を分析し、これらの知見を安全性の考慮に関するもの,廃棄物対策に関するもの,作業の効率化に関するものに分類・整理した。例えば、作業の効率化には、施設に関する情報が重要であること,遠隔解体装置の作業手順の検討や問題の解決にはモックアップ試験が有効であることなどの知見が得られた。これらの知見は、ほかの廃止措置作業をより安全で効率的に実施するために有効と考えられる。本報告書は、JPDRの解体作業に開発した遠隔解体装置を適用する際の主な対策、その結果、解体作業を通して得られた知見をまとめたものである。
鈴木 元衛; 西尾 軍治; 高田 準一; 塚本 導雄; 小池 忠雄
JAERI 1328, 90 Pages, 1993/01
再処理施設のセル内で溶媒火災にともなう急激燃焼、あるいは溶媒のニトロ化反応による急激燃焼が想定上発生した場合でもセル換気系の安全性が確保されることを実証する目的で、再処理施設のセル換気系を模擬した大型試験装置を用い、4種類の実証試験を実施し、急激燃焼によって発生する圧力と温度のパルスがセル・ダクト構造により有効に緩和されることを明らかにした。ボイルオーバー燃焼試験においては、燃焼皿表面積を主要パラメータとしてセル内溶媒燃焼実験を実施し、ボイルオーバー燃焼を規定する要因に関する分析を行った。その結果、ボイルオーバー燃焼の強度は、セル内酸素と溶媒蒸気の蓄積量及びそれらの相対的比率に強く依存することを見いだした。穏やかな爆発試験においては、急激燃焼源として固体ロケット火薬を燃焼させ、発生した圧力と温度のパルスがセル、ダクト系によって有効に減衰され、換気系の健全性は保持されることを見いだした。排風機健全性試験においては、定格の約6倍の流量の空気を遠心型ターボ排風機に吹き込み、過渡応答性を調べ、排風機の健全性が維持されることを確認した。
柳原 敏; 中野 真木郎; 佐伯 武俊; 藤木 和男
1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.65 - 70, 1991/00
JPDR解体実地試験においては、(1)作業の管理、(2)管理データ計算コードシステム(COSMARD)の検証、(3)商用発電炉の廃止措置計画作成の支援、等を目的に、種々のデータを収集し、解体データベースを構築している。また、収集したデータを分析し、解体作業の特徴を明らかにした。さらに、データの分析結果をCOSMARDのデータベース作成に反映し、同コードシステムを用いて、種々の条件下で管理データを精度よく算出できるようにした。
