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核融合研究開発部門
JAEA-Evaluation 2016-002, 40 Pages, 2016/03
JAEA-Evaluation-2016-002.pdf:2.66MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価の指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改正)等に基づき、「核融合エネルギーを取り出す技術システムの研究開発」に関する事前評価を核融合研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、核融合研究開発・評価委員会は、原子力機構から提出された平成27年4月から平成34年3月までの次期中期計画の概要、核融合研究開発部門の運営ならびに核融合研究開発の実施状況に関する説明資料の検討、及び核融合研究開発部門長による口頭発表と副部門長も交えての質疑応答・意見交換を行った。本報告書は、核融合研究開発・評価委員会より提出された事前評価の内容、並びに、委員会による指摘事項とそれに対する措置を取りまとめたものである。
核融合研究開発部門
JAEA-Evaluation 2016-001, 128 Pages, 2016/03
JAEA-Evaluation-2016-001.pdf:33.25MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価の指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改正)等に基づき、「核融合エネルギーを取り出す技術システムの研究開発」に関する事後評価を核融合研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、核融合研究開発・評価委員会は、原子力機構から提出された平成22年4月から平成26年11月までの核融合研究開発部門の運営ならびに核融合研究開発の実施状況に関する説明資料の検討、及び核融合研究開発部門長による口頭発表と副部門長も交えての質疑応答・意見交換を行った。本報告書は、核融合研究開発・評価委員会より提出された事後評価の内容、並びに、委員会による指摘事項とそれに対する措置を取りまとめたものである。
下村 安夫; 常松 俊秀; 山本 新; 丸山 創; 溝口 忠憲*; 高橋 良和; 吉田 清; 喜多村 和憲*; 伊尾木 公裕*; 井上 多加志; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 78(Suppl.), 224 Pages, 2002/01
日本,米国,欧州,ロシアの4極の協定に基づき、1992年7月に開始されたITER工学設計活動(ITER-EDA)は、ITER建設の判断に必要な技術的準備を整え、2001年7月に9年間の活動を完了した。本件は、ITER工学設計活動において完成された最終設計報告書の物理及び工学設計の成果を簡潔にまとめたものである。
中平 昌隆; 武田 信和; 多田 栄介
地震工学ニュース, (169), p.23 - 27, 1999/11
ITERはトカマク型核融合装置であり、その中心部分は超伝導コイル、真空容器及び真空容器内機器等から構成されている。これらの機器は、運転温度が異なるため熱収縮を考慮し柔軟な支持系で支持されており、標準設計としてIAEAのSL-2(0.2gの地震加速度)に基づいて耐震設計が成されている。また、これ以上の強地震動については、建屋免震によりトカマク機器の健全性を確保することが設計に盛り込まれている。本報告では、核融合実験炉(ITER)の構造設計の特徴及び免震設計の要件について概要するとともに、我が国への建設に向けた国内活動として実施している免震用積層ゴムの特性試験及びトカマク機器の振動応答試験について紹介する。
秦野 歳久; 佐藤 和義; 深谷 清; 佐藤 聡; 大楽 正幸; 黒田 敏公*; 秋場 真人; 高津 英幸
JAERI-Research 97-017, 67 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-017.pdf:6.75MB
高温静水圧(HIP)法によりブランケット第一壁パネルを試作して、原研の粒子工学試験装置(PBEF)を用いて高熱負荷試験を実施した。高熱負荷試験は、ITER通常運転時に銅合金とステンレス鋼の間に発生する温度及び歪みを模擬した熱サイクル試験とプラズマ崩壊時の高熱負荷を模擬した熱衝撃試験からなる。熱サイクル試験では試験中に測定された温度応答より除熱性能の劣化は確認されず、熱衝撃試験では熱負荷表面から小さな飛散物が多数確認された。試験後の試験体断面観察よりHIP接合面に剥離やき裂は確認されなかった。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1321 - 1327, 1997/00
国際熱核融合実験炉(ITER)の安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(Ingress of Coolant Event)及び真空境界破断事象(Loss of Vacuum Event)下における真空容器内の圧力上昇速度等を実験的に調べた。冷却材侵入事象予備実験では、容器内温度250
C、注入水温度200Cの条件で35気圧の水を10秒間注入したところ、容器内圧力は最高7気圧まで上昇したが、ITERで計画されているサプレッションタンクを使用することにより最高到達圧を目標とする値に低減できることを実験的に確認した。今後は広範な温度条件に対してサプレッションタンクの減圧性能を調べる計画である。真空境界破断事象予備実験では、破断後に容器内が真空から大気圧になるまでの置換時間は破断口サイズが1mm径の場合には約1時間、100mm径の場合には約0.5秒になり、これら置換時間と破断口サイズの関係は対数グラフ上でほぼ整理できることがわかった。この結果から、ITERにおける真空境界破断の置換時間を推定することが可能となった。
永島 圭介; 菊池 満; 栗田 源一; 小関 隆久; 青柳 哲雄; 牛草 健吉; 閨谷 譲; 久保 博孝; 森 活春*; 中川 勝二*; et al.
Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.325 - 342, 1997/00
定常炉心試験装置(JT-60SU)は、定常トカマク炉の開発及び国際熱核融合炉(ITER)の補完的役割を担ったJT-60の後継装置である。本装置の主要パラメータは、最大プラズマ電流10MA、主半径4.8mであり、ビームエネルギーが750keVの中性粒子入射によりプラズマの加熱及び電流駆動を行う。プラズマ電流5MAでの高密度定常運転が可能であり、この時の自発電流率は約50%である。より高い自発電流率での運転を実現するためには、グリーンワルド限界を超えた高密度での安定な放電を得る必要がある。また、低トロイダルモード数の理想MHD不安定性及びバルーニング不安定性の解析から、規格化ベータ値として3程度までの運転が可能である。
秦野 歳久; 深谷 清; 大楽 正幸; 黒田 敏公*; 高津 英幸
Fusion Technology 1996, 0, p.511 - 514, 1996/00
遮蔽ブランケットの研究開発において、構造体の製作及び熱・機械的特性の評価は重要なことである。そこでHIP(熱間静水圧)法を用いてアルミナ分散強化銅とステンレス鋼を接合した第一壁構造体部分モデルによる高熱負荷試験を行った。試験後、アルミナ分散強化銅とステンレス鋼の接合面の健全性を評価するため、第一壁構造体部分モデルの破壊観察を実施した。観察は試験体内部のHIP接合面と熱負荷表面に分けて行った。観察の結果HIP接合面にはく離やき裂等の欠陥は見られずHIP接合面が健全であることが確認された。また、表面から1mm深さの部分にボイドが多く発生していることが確認された。熱負荷表面の観察では多くの析出物が発生し、その析出物のEPMAの結果、アルミナ分散強化銅中のアルミナが凝集したものと考えられる結果を得た。
圷 陽一; 大川 慶直; 鈴木 偉之; 下田 郁夫*; 池永 雅良*; 佐々木 浩介*; 鈴木 道明*
日本建築学会大会学術講演梗概集, 0, p.1147 - 1148, 1996/00
国際熱核融合実験炉建家に免震装置を適用すべく、建家3次元免震装置(1000ton支承)の開発を進めている。本装置は、上下免震要素として金属風船(ここでは、ベローズタイプを採用)、水平免震要素として鉛入り積層ゴムから構成される。ベローズタイプ金属風船は、LNGタンク施設等において大口径・高圧力条件下で使用実績のある補強リング付きのステンレス製5層のベローズで、異常漏洩に備えて二重にしてある。水平・上下の2軸方向で静的・動的装荷試験を行い、十分な免震特性を1/5縮小モデル試験体により確認できたので報告する。
岡本 正*; 今井 剛
信学技報, 94(405), p.27 - 33, 1994/12
核融合のプラズマ加熱用ジャイロトロンの開発に、日、米、欧、露が、しのぎを削っている。体積モード動作やモード変換機内蔵等の大電力ジャイロトロンに不可欠な技術は、確立されつつある。また、原研と東芝が共同開発を進めたエネルギー回収型ジャイロトロンで、大電力、長パルス(420kW/3.3s、350kW/5s)で、総合効率48%の発振に成功した。この成果を中心に、核融合用ジャイロトロンの開発状況を報告する。
小川 雅生*; 須藤 収*
PNC TY1607 93-001, 12 Pages, 1993/03
中性子の少ない核融合反応を用いてエネルギーを取り出すことを指向した研究の基礎実験を行なった。エネルギーが10
20keVの陽子分子イオンビームを入射し、解離した原子イオンをミラー磁場の中に閉じ込める基礎実験装置は昨年度に完成した。今年度はこの実験装置における原子イオンの閉じ込め時間の測定を中心とした研究を行なった
小川 雅生*
PNC TJ1607 91-001, 14 Pages, 1991/03
中性子の少ない核融合反応を用いてエネルギーを取り出すことを指向した研究の初期段階を行なった。本研究ではエネルギーが1020keVの重陽子分子イオンビームを入射し、解離した原子イオンをミラー磁場の中に閉じ込めるための基礎実験装置の設計を進めた。装置の設計に必要な情報を得るために、ビーム軌道のシミュレーションを行なった。
B.B.Kadomtsev*; F.S.Troyon*; M.L.Watkins*; P.H.Rutherford*; 吉川 允二; V.S.Mukhovatov*
Nuclear Fusion, 30(9), p.1675 - 1694, 1990/00
被引用回数：18 パーセンタイル：56.83(Physics, Fluids & Plasmas)1986年にトカマクの概念が広く認められて以来、熱核融合炉の炉心開発に向けて順調に研究が進められて来た。本論文はトカマク研究の現状をまとめたものである。特に以下の物理課題に焦点をあてている。プラズマ電流、密度及び圧力の運転可能領域;プラズマの巨視的挙動と緩和過程;プラズマ加熱の原理と技術;巨視的及び局所的なプラズマ閉じ込め特性と各種の閉じ込め改善状態;燃料補給、不純物制御と排気に関する展望;各種の非揺動電流駆動方法の性能。
森 茂
Nuclear Fusion, 15(2), p.325 - 326, 1975/02
核融合東京会議の核融合炉システム部門の総合報告
河西 敏; 船橋 昭昌; 伊藤 智之
JAERI-M 4596, 48 Pages, 1971/09
このレポートは、トカマク型高温プラズマ装置JFT-2の本格的実験に先立って、従来行なわれてきたトカマク型装置研究に際して用いられている分光学的方法をまとめたものである。このレポートの目的は、従来用いられてきた種々な方法の改良、測定精度の向上を期し被測定量の物理的限界に対して明らかな展望を持つことにある。このレポートの内容は、プラズマ温度、荷電粒子の閉じ込め時間、中性原子数密度、不純物イオンあるいは原子、およびプラズマ柱の平衡、安定性等に関する測定に分類されている。なお分光測定を用いて過去になされている実験結果をトカマク型装置別、および測定対象もしくは方法別に分類した表を作成した。この表は、従来の研究を参照するうえで有用であると思われる。
笹倉 浩; 伏見 康治*; M.G.Trocheris*
日本原子力学会誌, 5(8), p.687 - 692, 1963/00
今日われわれは核反応によるエネルギの解故についてかなりの知識をもっている。原子力はすでに工業的にも応用されており、また恒星のエネルギ源としての核反応の役割も天体物理等により明らかにされている。
江里 幸一郎; 鈴木 哲; 関 洋治; 毛利 憲介; 平山 智之; 角舘 聡
no journal, ,
ITER機構は、ITERの運転当初より表面保護材すべてをタングステン(W)としたフルWダイバータの採用を2011年に提案した。それに伴い、原子力機構はフルWダイバータに向けた研究開発に着手し。これまで、ITERダイバータ熱負荷条件である20MW/m
1000サイクルに耐えるWモノブロックと銅合金製冷却管の接合方法および電磁力による引張力(8kN)に耐えるWモノブロックの支持構造体へ固定構造の開発を行った。本発表では、これらの試験結果とともにITERダイバータの設計概要を報告する。
武田 信和; 谷川 尚; 上野 健一; 丸山 孝仁; 野口 悠人; 角舘 聡
no journal, ,
ITERでは、プラズマ停止中でも真空容器内は線量率が250Gy/hにのぼる高
線環境であるため、ブランケットやダイバータ等の炉内機器は遠隔操作によって保守する必要がある。ブランケット遠隔保守装置は日本が調達を分担しており、2020年のITER機構への引き渡しに向けて、原子力機構で最終設計を実施している。本報ではその進展状況を報告する。最終設計においては、これまでに設計を進めてきた遠隔保守装置本体についてより詳細な設計を行うとともに、ブランケット配管の溶接・切断等を行うツールについて新規に設計を行うなどの作業を実施した。これと同時に、全体の運用シナリオの妥当性を信頼性解析や構造解析等のシステム解析によって示した。これにより、平成26年度中に製作契約を締結する主要機器について、製作を円滑に進めて2020年のITER機構への引き渡しを実現する確証を得た。
栗原 研一
no journal, ,
「地上に太陽を!」をキャッチフレーズに進められている核融合エネルギーの研究開発は、現在実験炉を国際協力で建設しており、発電炉までもう一息というところである。核融合反応の起こし方は、世界中の多くの研究者により様々な方式が発案されたが、実験で実力が評価され淘汰された。最も有望な磁場閉じ込めプラズマ核融合方式については、大規模な電磁気応用システムであることから、先端科学技術の進歩と相互発展しながら、先進主要国で進められてきた。これら一連の研究開発は「アイデアの創出
困難な装置製作色々な改良新たな課題の発見」の繰り返しで、特に大型実験装置建設では、機器の設計製作いわゆる「物作り」における技術的困難とその克服とが最大のテーマとなっている。本講演では、お手本や前例のない要求にどう向き合い、いかなる新たな課題が発生し、それをどう解決したかについて、研究開発の試行錯誤の歴史を中心に実例を紹介しながら、課題克服時の工夫のポイントや失敗時の教訓等を通じて核融合開発での「物作り」の魅力と格闘の歴史についてお話をさせて頂く。
山本 剛史; 波多江 仰紀; 谷塚 英一; 竹内 正樹; 小川 宏明; 北澤 真一; 今澤 良太; 石川 正男; 河野 康則; 伊丹 潔
no journal, ,
原子力機構は、ITER計画において、ポロイダル偏光計、周辺トムソン散乱計測装置、ダイバータ不純物モニター、IRサーモグラフィ装置及びマイクロフィッションチェンバー用の制御・データ収集システムの開発を進めている。各計測装置の検出器や計測に必要なレーザーなどの周辺機器をトカマクの放電シーケンスに従って動作させ、計測条件の設定及び計測条件間の一貫性検査を実施する統括制御システムを他極に先駆け設計した。また、様々な機器を制御するプログラムの起動と終了を管理するシーケンス制御機能をITERの規格・基準に従い、新たに開発した。フローチャートからシーケンス制御機能用のプログラムコードを自動生成するツールを開発することにより、プログラムの不具合を軽減させるとともに、制御ロジックの変更に柔軟に対応できるようにした。さらに、ITERの中央制御の模擬機能からの制御指令に基づいてデータ収集を行うプロトタイプデータ収集システムを開発し、設計の妥当性を実証した。
