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論文

Development of solid breeder blanket at JAERI

榎枝 幹男; 秦野 歳久; 土谷 邦彦; 落合 謙太郎; 河村 繕範; 林 君夫; 西谷 健夫; 西 正孝; 秋場 真人

Fusion Science and Technology, 47(4), p.1060 - 1067, 2005/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:35.10(Nuclear Science & Technology)

原研は、1999年に核融合会議で策定されたブランケット開発計画において固体増殖ブランケット開発の中核期間と位置づけられた。この開発計画にしたがって、固体増殖ブランケットの要素技術開発を実施し大きな進展が得られた。今後、この要素技術開発の成果を基礎に、工学試験段階を開始するところである。本報告では、ブランケット開発のための要素技術開発で得られた重要な成果を報告する。

論文

Development of fusion nuclear technologies at Japan Atomic Energy Research Institute

関 昌弘; 山西 敏彦; 洲 亘; 西 正孝; 秦野 歳久; 秋場 真人; 竹内 浩; 中村 和幸; 杉本 昌義; 芝 清之; et al.

Fusion Science and Technology, 42(1), p.50 - 61, 2002/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:33.96(Nuclear Science & Technology)

原研における核融合炉工学の長期的開発の進展状況を発表する。トリチウム取扱・処理システムにおいては、ITER及び原型炉に必要なシステムの構成要素機器の基盤技術開発が進み、統合システムの1ヶ月にわたる連続運転に成功した。DT炉内で使用された機器の表面からトリチウムを効果的に除去する方法として、波長193nmの紫外線レーザを用いる技術が開発された。ブランケットについてはITER用テスト・ブランケット・モジュール及び原型炉用先進的ブランケットの開発が進んだ。本ブランケットではトリチウム増倍材としてLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$,構造材料として低放射化鋼F82Hを用いている。F82H鋼については、50dpaの中性子照射と摂氏200度から500度の範囲における機械的強度が明らかとなった。さらに原型炉を目指した候補材料に100から200dpaでの中性子照射試験を行うため国際核融合材料照射施設(IFMIF)の研究開発が国際協力により進められた。

論文

高温工学試験研究炉におけるトリチウム製造試験のための被覆リチウム粒子の開発

山下 清信; 沢 和弘; 安藤 弘栄; 北村 昶*; 西村 一久*

日本原子力学会誌, 40(1), p.65 - 69, 1998/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:48.75(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉でのトリチウム製造試験に被覆リチウム粒子を用いることを提案し、この粒子のトリチウム保持特性を評価した。この粒子は、セラミックをリチウム化合物のカーネルに被覆したものであり、セラミック被覆にはAl$$_{2}$$O$$_{3}$$、カーネルにはLiAlO$$_{3}$$等の物質を使用する。本検討より、1000Kで400日加熱しても、この粒子からのトリチウムの漏洩率は1%以下に押さえることができ、また、1400K以上で加熱すれば短時間でほぼ完全に放出できることが明らかとなった。この特性から、HTTRのトリチウム製造試験では1000K以下で照射し、照射後この粒子を1400K以上に加熱することにより容易にトリチウムを抽出できるものと考える。更に、この粒子を核融合炉に装荷しバッチ交換してトリチウムを製造すれば、ブランケット等のトリチウム漏洩防止機能への要求は低くなるものと考えられる。

論文

Fusion reactor design and technology programe in Japan

関 泰

Fusion Engineering and Design, 25, p.49 - 66, 1994/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:27.84(Nuclear Science & Technology)

日本でなされた核融合炉の設計研究をレビューし、各炉型の長所および実現に必要なR&D課題を摘出した。1973年になされたトカマク型動力炉の設計以来多数の磁気閉じ込め及び慣性閉じ込め核融合炉の検討がなされてきた。これらの大部分がD-T燃料サイクルを用いているが、近年D-$$^{3}$$Heサイクルを用いたものが検討され始めた。核融合動力炉を実現するために必要な技術として、構造材料、超電導磁石、中性粒子入射装置、プラズマ対向機器、トリチウム増殖ブランケット、真空技術、トリチウム処理・安全取扱技術及び遠隔操作技術をレビューした。そして核融合炉に必要な技術レベルと較べて現在の達成レベルを評価した。

論文

核融合炉用増殖ブランケット研究開発施設の概念設計

森 清治*; 小林 武司*; 関 泰; 関 昌弘

FAPIG, 0(124), p.2 - 11, 1990/03

核融合炉のトリチウム増殖ブランケットの開発計画に反映するため、その開発に必要な手順と試験項目を明らかにした。さらに研究開発に必要な施設のうち、放射線場以外での炉外試験施設(高熱負荷試験、伝熱流動試験、製造技術開発、健全性試験)について予備的な概念設計を実施した。

論文

暗闇の中の光を求めて進む核融合炉

古川 和男; 白石 健介

金属, 43(11), p.24 - 28, 1973/11

核融合炉完成までには20~30年かかるであろうが、その最大のネックは材料工学的問題解明に必要な基礎データの不足である。その努力は今始まった所であるが、DT反応を利用してゆく場合、最も問題となるのは真空壁の照射損傷とスパッタリング、Li含有ブランケットの化学と共存性およびそれらに対する核変換の影響などである。遮蔽材の検討もこれからである。なお今後開発を有効に進めて行く上で最も大切なのは、研究者と技術者とが最初から一体となって取組むことである。

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