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論文

Development of stress intensity factors for surface cracks with large aspect ratio in plates

Li, Y.; 長谷川 邦夫; 勝又 源七郎; 小坂部 和也*; 岡田 裕*

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051207_1 - 051207_8, 2015/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:29.85(Engineering, Mechanical)

近年、原子力発電所で確認されたき裂の多くは、その長さの半分よりも深さが大きい高アスペクト比表面き裂である。供用期間中検査でき裂が確認された場合は、日本機械学会の維持規格等を用いてき裂を有する設備の健全性を評価する必要があるが、現状の維持規格には高アスペクト比き裂に対する応力拡大係数の解が整備されていない。本研究では、き裂を有する構造物の健全性を評価することを目的に、平板中に存在する高アスペクト比表面半楕円き裂の応力拡大係数を有限要素解析により提案した。提案解の一部について比較可能な既存解とよく一致したことから、本提案解の有効性及び実用性を明確にした。

論文

Neutronics design of the low aspect ratio tokamak reactor, VECTOR

西谷 健夫; 山内 通則*; 西尾 敏; 和田 政行*

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1245 - 1249, 2006/02

 被引用回数:13 パーセンタイル:67.77(Nuclear Science & Technology)

低アスペクト比(アスペクト比2.3)のトカマクVECTORにおいて、超電導トロイダル磁場コイルの十分な遮蔽と1以上のトリチウム増殖比を確保することを目標に中性子工学設計を行った。増殖ブランケットとして自己冷役型LiPbブランケットを採用した場合、外側にLiPb自己冷役型ブランケットだけでは1以上のトリチウム増殖比は困難であるが、水素化バナジウムを主遮蔽材とする内側ブランケットに約13cm厚のLiPb層を追加することにより、内側超電導トロイダル磁場コイルの遮蔽と、1以上のトリチウム増殖比を同時に満足できることを示した。

論文

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high-$$beta$$ plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:47.33(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

論文

Neutron shielding and blanket neutronics study on low aspect ratio tokamak reactor

山内 通則*; 西谷 健夫; 西尾 敏

電気学会論文誌,A, 125(11), p.943 - 946, 2005/11

内側トロイダル磁場コイルに超伝導を用いた低アスペクト比トカマク炉を実現するために、中性子工学の観点から遮蔽体やトリチウム増殖ブランケットの設計条件を検討した。炉の形状を考慮するとトーラス内側は超伝導コイルの遮蔽専用、トーラス外側はトリチウムの増殖を主たる機能に特化するのが有利と考え、内側遮蔽体には先進的な遮蔽材を採用して最適な組成とコイル遮蔽に必要な遮蔽厚さを評価した。また外側には、先進的なトリチウム増殖材を用いて、増殖比を最大にするために最適なブランケットの組成や構造を検討した。さらに、アスペクト比に対するトリチウム増殖比の変化を求め、アスペクト比が2$$sim$$2.5程度の幾つかのブランケット構造に対するトリチウム増殖比とそれらを1.1以上にするための条件を明らかにした。

論文

ブートストラップ電流による高ベータ低アスペクト炉の定常維持

仙石 盛夫

プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.940 - 943, 2004/11

球状トカマク(ST)の最近の実験では、中心ソレノイドコイル無しの電流立上げ,高い非誘導電流率,内部輸送障壁の生成等が次々と実証されており、従来のトカマク同様に炉設計においてはこれらを想定しうるものと考えられる。これらの結果を低アスペクトトカマク炉の非誘導定常運転シナリオの検討に反映するために、商用炉VECTOR-OPT(原研設計)のブートストラップ電流比と中性粒子駆動電流比を評価した。規格化$$beta$$がST炉で典型的な値である5以上になると完全非誘導の定常運転が期待できることが示された。

論文

低アスペクト比トカマク炉のアルファ粒子閉じ込め

谷 啓二; 飛田 健次; 西尾 敏; 飯尾 俊二*; 筒井 広明*; 青木 尊之*

プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.931 - 934, 2004/11

軌道追跡モンテカルロコードを用いて、低アスペクト比トカマク炉(VECTOR)における核融合反応生成アルファ粒子のリップル損失を解析した。VECTOR中ではアルファ粒子はよく閉じ込められることがわかった。低アスペクト比トカマク中では、リップル損失のトロイダル磁場コイル数の依存性は非常に弱い。トロイダル角方向の損失粒子による第一壁熱負荷のピーキングファクタ2を仮定すると、プラズマ外側端のリップル値としては、第一壁に冷却機構が有る場合と無い場合で、1.5%と1.0%程度がそれぞれ許容されることがわかった。両者の場合において、トロイダル磁場コイル数としては4程度まで削減できることがわかった。

論文

Roles of aspect ratio, absolute $$B$$ and effective $$Z$$ of the H-mode power threshold in tokamaks of the ITPA database

滝塚 知典; ITPA Hモード閾値データベースワーキンググループ*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 46(5A), p.A227 - A233, 2004/05

 被引用回数:49 パーセンタイル:82.83(Physics, Fluids & Plasmas)

将来のトカマク核融合炉のHモードパワー閾値を評価するために、ITPA閾値データベースを用いて定量的な比例則が開発されてきた。最近このITPAデータベースに球状トカマク(MAST, NSTX)のデータが供給された。トロイダル磁場の替りに絶対値磁場Bを含む新しい比例則は、低アスペクト比でのプラズマ電流依存性を包含し、かつこれまでの電流に依存しないというデータに矛盾しない。低アスペクト比がパワー閾値を増大させるその他の要因についても調べる。全てのデータセットに対して、実効的荷電数Zがパワー閾値を上昇させることが明らかになった。Zを比例則のパラメータに加えることにより、実験データに見られる散乱状況と低密度時の異常性をともに減少させることができる。

論文

Geometrical improvements of rotational stabilization of high-$$n$$ ballooning modes in tokamaks

古川 勝; 徳田 伸二; 若谷 誠宏*

Nuclear Fusion, 43(6), p.425 - 429, 2003/06

トロイダルシア流が存在すると、高$$n$$バルーニングモードの摂動エネルギーの時間発展に減衰フェーズが現れることを数値的に発見した。その減衰が、悪い磁場曲率の領域における指数的成長を上回ると、バルーニングモードは安定化される。この機構を通じて、プラズマ断面形状のD型化,低アスペクト比化、及びトーラス内側のX点の存在は、トロイダルシア流による安定化効果をより強くする。

論文

Geometrical improvements of rotational stabilization of high-$$n$$ ballooning modes in tokamaks

古川 勝; 徳田 伸二; 若谷 誠宏*

Nuclear Fusion, 43(6), p.425 - 429, 2003/06

 被引用回数:10 パーセンタイル:32.89(Physics, Fluids & Plasmas)

トロイダルシア流が存在すると、高$$n$$バルーニングモードの摂動エネルギーの時間発展に減衰フェーズが現れることを数値的に発見した。その減衰が、悪い磁場曲率の領域における指数的成長を上回ると、バルーニングモードは安定化される。この機構を通じて、プラズマ断面形状のD型化、低アスペクト比化、及びトーラス内側のX点の存在は、トロイダルシア流による安定化効果をより強くする。

論文

Improved tokamak concept focusing on easy maintenance

西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 関 泰; 新谷 吉郎*; et al.

Fusion Engineering and Design, 41, p.357 - 364, 1998/00

 被引用回数:52 パーセンタイル:95.86(Nuclear Science & Technology)

トカマク炉は保守が困難であるとの指摘がなされており、その原因としては、以下の3つが考えられる。(1)プラズマ周辺機器に作用する電磁力。これは電磁力に耐える強固な支持機械と容易な着脱性を同時に満足することが困難なことによる。(2)保守作業中の高い放射線環境条件。このような環境下で実用に耐える材料および機器は極めて限られる。(3)トカマク装置の幾何形状の複雑さ。トカマク装置の主要機器は互いに交鎖しており、かつ機器配置が窮屈である。これを克ふくするために高アスペクトで、SiC/SiC材料を用いたトカマクを提案した。

論文

Heat transfer characteristics of rectangular coolant channels with various aspect ratios in the plasma-facing components under fully developed MHD laminar flow

高瀬 和之; M.Z.Hasan*

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 2, p.1538 - 1541, 1995/00

核融合動力炉のプラズマ対向機器に設置する矩形冷却材流路内のMHD熱伝達特性を、流路アスペクト比a/b、プラズマ入射熱流速比B/A及びハルトマン数(磁界の強さ)Haをパラメータとして数値的に検討した。報告者らは、すでにa/bが8、B/Aが100、Haが400までの条件で数値解析を行い、流路プラズマ対向面の熱伝達率はB/Aの増加とともに減少し、a/bの増大とともに増加することを示した。今回は、B/AとHaの値をそれぞれ動力炉の設計値を越える10$$^{4}$$まで拡張して数値解析を行った。その結果、B/A$$>$$100、またはHa$$>$$200の領域ではプラズマ対向面の熱伝達率は一定値に近づくため、B/A及びHaの設計値が増加した場合でも前回までの検討結果でプラズマ対向機器内の冷却材流路設計は十分行えることを明らかにした。さらに、本研究より、最も良好な伝熱性能を示すa/bの値はHaの関数として表せられる、矩形冷却材流路コーナー部に生じるホットスポットの影響はa/bの値に依存して低下する、ことを定量的に明らかにした。

報告書

Concept study of the Steady State Tokamak Reactor(SSTR)

炉設計研究室

JAERI-M 91-081, 607 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-081.pdf:15.66MB

定常トカマク型動力炉(SSTR:Steady State Tokamak Reactor)を近い将来実現可能な核融合動力炉概念として提案する。SSTRの最も大きな特徴は定常運転に必要な所内電力をできるだけ減らすために、プラズマ中に自発的に流れるブートストラップ電流を最大限に利用している点である。そのために高いアスペクト比(プラズマ主半径/プラズマ小半径:A=4)と強いトロイダル磁場(Bt=16.5T)を選択した。その結果プラズマ電流は適度な大きさ(I$$_{p}$$=12MA)となり、高いプラズマの安定性($$beta$$$$_{p}$$=2.0)が得られた。プラズマの加熱と中心部分の電流駆動はともに、負イオン源中性粒子入射により達成される。またSSTRの工学面の特徴は、均一抵抗型真空容器、第1壁とブランケット前半部の定期交換、傾斜機能材料の利用による電磁力の大幅な軽減である。国際熱核融合実験炉ITERとそれほど変わらぬ寸法のSSTRが、総合熱効率約30%で、100万kWの電気出力を出せることを示した。

論文

Parameter effects on downcomer penetration of ECC water in a PWR-LOCA

数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(1), p.32 - 41, 1984/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:30.33(Nuclear Science & Technology)

抄録なし

報告書

INISの本部および原研におけるプログレス・リポート・No,1(1970年4月1日~1971年5月1日)

技術情報部

JAERI-M 4649, 21 Pages, 1971/12

JAERI-M-4649.pdf:1.06MB

1970年4月1日から1971年5月1日の期間におけるINIS本部ならびに日本の対INISナショナル・センターである原研における活動状況をまとめた初年度プログレス・リポートである。A編では、INIS本部において得られた業績、主題ならびに書誌管理や電算機のオペレーションが中心に述べられている。B編では、原研において得られた業績、成果と国内における運営面およびインプット技術の改善を中心に述べている。国内においては、インプットの拡大ならびにアウトプット利用の準備段階に入るので、関連機関との協力体制をさらに強力に推進する必要があるとしている。

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