検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 78 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核融合研究開発」(事前評価)

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。

報告書

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核融合研究開発」(事後評価)

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。

論文

ITER計画の概要

森 雅博

高温学会誌, 30(5), p.236 - 242, 2004/09

ITERの計画目標は、「制御された点火及び長時間核融合燃焼プラズマを実現し、併せて炉工学技術の総合的試験を行うことによって、平和利用のための核融合エネルギーの科学的及び技術的な実現性を実証する」ことであり、これを国際共同で実施しようと言うのがITER計画である。ITERの設計に関しては、1988年からの概念設計活動及び1992年からの工学設計活動を実施して、2001年7月に最終設計報告書を完成し、ITERの建設を判断するうえで必要な技術的準備を完了した。ITERはトカマク型核融合実験炉であり、超伝導コイル,真空容器,遮蔽ブランケット,ダイバータ,加熱・電流駆動システム,燃料供給装置,トリチウム取り扱い施設,各種計測装置,遠隔保守システム,冷却システム,電源,建屋等から成り立っている。この中で、技術開発を要する主要な構成機器については、実規模あるいは実機に拡張可能なモデルの製作と試験等を行う大規模な工学R&Dを国際共同で実施し、ITERの設計は確認された技術ベースをもとにしたものとなっている。

論文

ITER工学設計

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。

論文

Crack propagation tests of HIPed DSCu/SS joints for plasma facing components

秦野 歳久; 後藤 正宏*; 山田 哲二*; 野村 雄一郎*; 斉藤 正克*

Fusion Engineering and Design, 49-50, p.207 - 212, 2000/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:71.33

核融合実験炉においてプラズマ対向機器の一つであるブランケットの使用材料はヒートシンクにアルミナ分散強化銅、構造材にステンレス鋼を冶金的に接合することが提案されている。その接合部は多くの研究から機械的な強度が低下することがわかっているが、解析的に接合部に集中する応力を解くことは非常に困難である。本研究は異材料接合体の破壊挙動評価としてASTMの規格をもとにき裂進展試験を実施した。試験片は接合部にき裂を入れたものと接合部に垂直にき裂を入れたものを用意し、破壊力学からモードIによる挙動を評価した。試験結果より、接合部のき裂は各母材よりも速く進展し、接合部に対して垂直なき裂は接合部に到達したときの応力拡大係数により異なる挙動を示した。

報告書

核融合実験炉におけるECHランチャーの中性子遮蔽概念設計

高橋 幸司; 今井 剛; 毛利 憲介*; 森 清治*; 野本 恭信*

JAERI-Research 2000-036, 26 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-036.pdf:1.24MB

核融合実験炉における電子サイクロトロン波加熱/電流駆動(ECH/ECCD)ランチャーの中性子遮蔽に主眼を置いた概念設計について述べる。1ポートあたり20~25MWのEC波が入射可能で、超伝導コイルや真空窓(ECHトーラス窓)を中性子線などの放射線による損傷から保護する遮蔽性能を有することが必要である。それらの条件を満たすようなECHランチャー用ブランケットや導波管束、遮蔽体の概念設計検討を行うとともに、その概念設計検討をもとに2次元の遮蔽解析を行い、ECHランチャー詳細設計のための有効な設計指針を得た。

論文

Thermal hydraulic characteristics during ingress of coolant and loss of vacuum events in fusion reactors

高瀬 和之; 功刀 資彰*; 関 泰; 秋本 肇

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.527 - 535, 2000/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:70.88(Physics, Fluids & Plasmas)

国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)及び真空境界破断事象(LOVA)下における伝熱流動特性をICE/LOVA予備実験装置を使って明らかにした。ICE予備実験では、冷却材侵入後の圧力上昇速度と温度の関係を把握するとともに、水蒸気凝縮の促進によって圧力上昇を抑制できることを原理的に実証した。一方、LOVA実験では、真空破断後に真空容器内が真空から大気圧になるまでの時間と破断面積の関係を実験的に把握した。また、破断口部に発生する置換流の定量測定結果を基に置換流に同伴される放射化ダクトの飛散分布を予測した。これらICE/LOVA予備実験の成果は核融合実験炉用熱流動安全性評価解析コードの検証に利用された。さらに、ITER工学設計活動の延長期間中に行う計画であるICE/LOVA統合試験の概要、試験項目及び試験スケジュールを示した。本試験の目的は、核融合実験炉における熱流動安全性の考え方の妥当性やICE/LOVA事象下でのシステム安全系の総合性能を実証し、核融合実験炉の安全評価に備えることである。

論文

国際熱核融合実験炉(ITER)の免震設計について

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。

報告書

Development of dynamic simulation code for fuel cycle of fusion reactor

青木 功; 関 泰; 佐々木 誠*; 新谷 清憲*; Kim, Y.*

JAERI-Data/Code 99-004, 136 Pages, 1999/02

JAERI-Data-Code-99-004.pdf:5.82MB

核融合実験炉の燃料循環系のシミュレーションコードを作成した。本コードは、パルス運転時のプラズマチェンバ及び燃料循環系内に分布する燃料の時間変化を追跡する。プラズマチェンバ及び燃料循環系における燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能を時間当りの処理量に着目してその時間変化を追跡した。プラズマチェンバ及び燃料循環系各サブシステムごとに状態方程式と出力方程式を定め、燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能をモデル化し、時間に関し定常となるサブシステムの常数は、ITERの概念設計書に依拠した。本コードを用いて、燃焼状態と燃料循環系サブシステムの処理機能とに依存する供給量の時間変化と、滞留量の時間変化を示した。

論文

Post-irradiation mechanical properties of austenitic alloys at temperatures below 703K

實川 資朗; 井岡 郁夫; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.167 - 172, 1999/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.87

オーステナイトステンレス鋼は核融合実験炉に使用されることになっているが、受ける照射損傷のレベル及び温度はコンポーネントにより異なる。一方、これまで得られた結果の照射条件は限られているため、照射損傷レベル等に関して機械的性質の内挿や外挿が要求され得る。外挿のための考えを得るため、照射による機械的性質の変化の結果を、照射量、照射温度、核変換生成ヘリウム量及び材料組成の点から、照射誘起応力腐食割れも含めてレビューする。主なデータのソースは原研とORNLによるHFIRでの共同照射実験結果である。また、照射を受けた構造物の強度の推定に有用と考えられるシミュレーションの方法についても言及する。

論文

Analysis and experimental results on ingress of coolant event in vacuum vessel

栗原 良一; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 関 泰; 笠原 文雄*; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; 大森 順次*

Fusion Engineering and Design, 42, p.61 - 66, 1998/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:52.81

日本原子力研究所では、国際熱核融合実験炉ITERのR&Dタスクの一つとして冷却材侵入事象(ICE)実験をTRAC-BF1等の安全性解析コードを検証するための熱流動データを得る目的で実施している。TRAC-BF1コードは元々沸騰水型原子炉の想定過渡事象を詳細に解析するために開発されたコードなので、核融合炉真空容器内で起こるICE現象を解析できるように原研で改良を進めてきた。安全性解析コードのベンチマークテストとしてICE実験を、真空容器内圧力10または10$$^{5}$$Pa、真空容器内温度150または250$$^{circ}$$C、噴出水温度100または200$$^{circ}$$C、噴出水圧力3.5MPaの条件で実施した。TRAC-BF1コードを用いてこれらの実験を解析し、実験と解析の差について考察した。論文ではTRAC-BF1コードの概要と手法、ICEベンチマーク解析の方法と結果及び今後の課題について述べる。

報告書

遠隔着脱対応ボールベアリング付き耐放射線性電気コネクタの開発

伊藤 彰*; 小原 建治郎; 多田 栄介; 森田 洋右; 八木 敏明; 飯田 和久*; 佐藤 大*

JAERI-Tech 97-065, 62 Pages, 1997/12

JAERI-Tech-97-065.pdf:3.6MB

核融合実験炉(ITER)の炉内機器遠隔保守装置に使用される電気コネクタには、10$$^{6}$$R/hの$$gamma$$線環境下で、積算線量10$$^{10R}$$以上の耐放射線性が要求される。また、保守装置の保守時には遠隔着脱性も併せて要求される。そのため、ITERの炉内遠隔保守装置への適用を目的に、現在までの数年間にわたり、耐放射線性及び遠隔着脱性を有するコネクタの開発を実施してきた。遠隔着脱性については、最新型コネクタを使用した着脱試験結果から構造の成立性が確認でき、満足いく成果を得ることができた。耐放射線性に関しては、絶縁抵抗及び接触抵抗の変化が認められ、その対策が今後の課題である。本報告書では、遠隔着脱性が確認された最新型コネクタの構造と遠隔着脱試験結果、及び現在までの開発経過と継続中の$$gamma$$線照射試験結果について報告する。

報告書

核融合炉燃料循環系動特性コードの開発; 単パルス運転の結果

青木 功; 関 泰; 佐々木 誠*; 新谷 清憲*; C.Kim*

JAERI-Data/Code 97-042, 113 Pages, 1997/11

JAERI-Data-Code-97-042.pdf:3.59MB

核融合実験炉の燃料循環のシミュレーションコードを作成した。本コードは、パルス運転時のプラズマチェンバ及び燃料循環系内に分布する燃料の時間変化を追跡する。プラズマチェンバ及び燃料循環系内における燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能を時間当たりの処理量に着目してその時間変化を追跡した。プラズマチェンバ及び燃料循環系各サブシステム毎に状態方程式と出力方程式を定め、燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能をモデル化し時間に関し定常となるサブシステムの定数は、ITERの概念設計書に依拠した。本コードを用いて、燃焼状態と燃料循環系サブシステムの処理機能とに依存する処理量の時間変化と、滞留量の時間変化を示した。

論文

Thermal-hydraulic characteristics in a tokamak vacuum vessel of fusion reactor after transient events occurred

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$$^{circ}$$C、注入水温度200$$^{circ}$$C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。

論文

Development of radiation hard CCD camera and camera control unit

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 中平 昌隆; 伊藤 彰*; 森田 洋右; 木村 正信*; 佐々木 奈美*; 荻野 修司*; 坂田 重義*; et al.

Proc. of 1997 RADECS Conf. Data Workshop (RADECS 97), 0, p.69 - 74, 1997/00

核融合実験炉(ITER)の炉内・炉外観察装置への適用を目的に耐放射線性CCDカメラの開発を進めている。第1段階の照射試験の結果では、標準型カメラの耐放性は約2kGyで、レンズの透過率減少とカメラヘッドの電気的特性の劣化が確認された。これらの結果を基に、第2段階では耐放性を高めるための方策として、(1)耐放性レンズ (2)電気的特性の劣化を補償するための機能(感度アップ、黒基準レベルと波形補正)をカメラヘッドをカメラコントロールユニットに取り付けた。本カメラは、現在高崎研の照射施設でガンマ線照射中であり、その効果の一部が確認されている。本会議では、これらの結果について報告する。

報告書

ブランケット・モジュール支持脚溶接/切断方法の検討

戸上 郁英*; 中平 昌隆; 黒田 敏公*; 倉沢 利昌; 佐藤 聡; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 高津 英幸

JAERI-Tech 96-032, 102 Pages, 1996/07

JAERI-Tech-96-032.pdf:2.72MB

核融合実験炉におけるブランケットは製作性及び保守性等の観点からトロイダル及びポロイダル方向に分割されたモジュール構造となっており、ブランケット・モジュールはプラズマのディスラプション時の電磁力に耐えるために支持脚により強固な後壁に接続されている。支持脚の接続方法は電磁力に対する高い信頼性等から溶接接続が有望であり、本件は溶接接続におけるその場溶接/切断方法の比較・検討と共に、実機への適用性に関する検討を行ったものである。溶接方法は現状技術及び予備R&Dの結果より、狭開先TIG溶接を主案とし、ヨウ素レーザ溶接を副案とした。一方、切断方法はプラズマ切断を主案とし、ヨウ素レーザ切断を副案とした。また、溶接/切断機器のアクセス方法、モジュール仮支持機構の検討及び予備R&D等を行った結果、実機への適用に対し、見通しを得ることができた。

報告書

Irradiation tests of critical components for remote handling system in gamma radiation environment

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 古谷 一幸; 田口 浩*; 多田 栄介; 柴沼 清; 小泉 興一; 大川 慶直; 森田 洋右; et al.

JAERI-Tech 96-011, 111 Pages, 1996/03

JAERI-Tech-96-011.pdf:5.9MB

核融合実験炉の炉内遠隔保守システムは、高ガンマ線照射下(平均3$$times$$10$$^{6}$$R/h)で使用される。このため遠隔保守システムを構成する多くの機器、部屋には、従来の原子力機器、部屋の持つ耐久性を大きく超えた強度(10MGy照射、100MGyを目標)が要求され、新たな耐放射線性機器、部屋の開発が求められている。本試験では、高崎研のガンマ線照射施設を利用し、平均1$$times$$10$$^{6}$$R/hの線量率下で10MGy照射の照射試験を実施した。その結果、新規に開発したモータやペリスコープ、高温下(250$$^{circ}$$C)で照射した電気絶縁材料としてのポリイミドに10MGy照射の耐久性が確認された。

報告書

Conceptual design studies of in-vessel viewing equipment for ITER

小原 建治郎; 岡 潔; 田口 浩*; 伊藤 彰*; 多田 栄介; 柴沼 清

JAERI-Tech 96-010, 29 Pages, 1996/03

JAERI-Tech-96-010.pdf:1.15MB

核融合実験炉(ITER)の炉内観察装置として、屈折式光学ペリスコープ方式と多関節マニピュレータによって走査されるイメージングファイバ方式について、その概要とITERへ適用する際の問題点について検討した。観察装置使用時の炉内環境は、高温、高放射線、真空あるいは不活性ガス雰囲気となるため、いずれの方式にも観察能力はもとより、極限環境下での耐久性が求められる。イメージファイバは対象への接近が可能であり、またペリスコープは構造が簡単で大きな視野が確保できるなど、それぞれに特徴を有するが、検討の結果、先端部にミラー駆動機構と照明装置を組み込んだ全長27m、外径約200mmのペリスコープが、当面、ITERの炉内観察装置として最適であると考えられる。

論文

Present activities preparation of a Japanese draft of structural design guidelines for the experimental fusion reactor

宮 健三*; 武藤 康; 高津 英幸; 羽田 一彦; 小泉 興一; 實川 資朗; 荒井 長利; 大川 慶直; 島川 貴司*; 青砥 紀身*; et al.

Fusion Engineering and Design, 31, p.145 - 165, 1996/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:65.42

核融合実験炉ITERを我国に建設する際に構造設計基準上の観点から、どのような規制が必要となるかについて検討を行った。検討課題は、機器区分、運転状態分類、解析手法、破壊基準、簡易評価手法、材料特性、溶接及び検査などである。この結果、機器区分案及び運転状態分類案を作成し、また第1壁の316SS部分が中性子照射により脆化する際の破壊がティアリングモジュラス・クライテリオンで評価でき、更に現在用いられている応力ベースの許容基準が安全側であること、電磁力による振動及び破壊挙動に関する実験結果、真空容器が第3種機器に相当する場合に要求される溶接、検査、ISIの項目について記す。

論文

Experiment of 14MeV neutron induced luminescence on window materials

佐藤 文信*; 大山 幸夫; 飯田 敏行*; 前川 藤夫; 伊達 道淳*; 高橋 亮人*; 池田 裕二郎

Fusion Technology 1996, 0, p.857 - 860, 1996/00

ITERにおいて、プラズマ診断用窓材料の14MeV中性子照射効果を調べることは重要である。その照射効果の1つに窓材料からの発光がプラズマ診断を低下させることが考えられる。従って、14MeV中性子あたりの窓材料からの発光量を測定することは重要な課題である。本研究は原研FNSを利用して、窓材料として代表的な石英ガラス、サファイアからの14MeV中性子誘起による発光量を測定した。また、14MeV中性子誘起発光の効率は$$^{60}$$Co$$gamma$$線照射に比べて、効率が低く、窓材料の発光効率にも線質効果があることがわかった。本研究で求められた14MeV中性子誘起による発光特性は核融合実験炉のために有効なデータの1つである。

78 件中 1件目~20件目を表示