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山西 敏彦
プラズマ・核融合学会誌, 92(1), p.21 - 25, 2016/01
核融合炉トリチウム燃料システムでは、燃料としての重水素及びトリチウムの精製と、不純物としての軽水素の除去、炉で生じたトリチウム水からのトリチウムの最終的回収のために、水素同位体分離系が必要である。この水素同位体分離系では、比較的大流量の処理量を確保すると共に、軽水素中のトリチウムを低濃度にまで(環境放出レベル)下げるために高い分離係数が必要である。よって、大流量,高分離係数、両者を満たすことが可能な深冷蒸留塔が採用されている。また、深冷蒸留法は、カナダ及び韓国の重水炉において、重水からのトリチウム回収の最終プロセスとしても採用されている。ここでは、深冷蒸留塔の分離原理、これまでの研究開発状況、今後の課題について記述する。
西村 新*; 室賀 健夫*; 竹内 孝夫*; 西谷 健夫; 森岡 篤彦
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1675 - 1681, 2006/02
被引用回数：3 パーセンタイル：23.49(Nuclear Science & Technology)核融合炉において超伝導コイルを安定して運転するためには、NBIポート等の真空容器の貫通部から突き抜けてくるストリーミング中性子による核発熱を抑制するとともに、長期的には放射化を低減することが重要であり、中性子工学の観点から超伝導コイルの材料に関する評価が必要である。本論文は、そのような研究を要する背景を述べ、代表的な超伝導線材であるNb
Snの中性子照射試験結果,低放射化超伝導線材の開発、及びストリーミング中性子による核発熱を抑制する遮へい設計の現状を報告する。さらに、高エネルギー粒子の研究に関する最近の動向と、広いエネルギー帯域の
線環境下で使用される加速器用超伝導コイルの設計の概要について発表する。
森 雅博; ITER Japanese Participant Team
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.69 - 77, 2006/02
被引用回数：1 パーセンタイル：9.58(Nuclear Science & Technology)ITER移行措置(ITA)では、各参加極ごとに設けられた参加極チームの協力のもとに国際チームを中心としてITER建設の準備作業が進められている。日本では、原研の中に編成された日本参加極チーム(JA-PT)がITER機器の調達における製作技術と品質管理手法を確証するために必要な多くの技術作業を分担実施して貢献してきた。例えば、JA-PTは、NbSn撚り線の試作試験を日本国内4社の協力を得て進めており、既に一社に対してはITERの要求条件を満足する一つの撚り線構造を決定することができた。他社の試作撚り線を含めて全ての撚り線の確認は、2005年末までに完了する予定である。TFコイルの構造材料や中心ソレノイドコイルジャケットの工業レベルでの試作も進めている。また、真空容器や遮蔽ブランケットモジュールの部分モックアップの試作によって、製作技術と品質試験法の実証を進めているところである。さらに、より信頼性が高く長期間にわたる安定な運転や長パルス運転に向けて、NB及びECシステムに関する幾つかの改善法を見いだすなど、設計の詳細化に資する検討等を実施した。これらの準備作業を実施することによりITER機器の調達仕様を最終化することが可能になる。
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。
那珂研究所
JAERI-Review 2004-023, 126 Pages, 2004/11
JAERI-Review-2004-023.pdf:28.0MB
原研那珂研究所における平成15年度(2003年4月-2004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、JT-60とJFT-2Mによるプラズマ実験研究,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。
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。
IFMIF国際チーム
JAERI-Tech 2003-005, 559 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-005.pdf:48.89MB
国際核融合材料照射施設(IFMIF)活動は1995年からIEA協力で国際的に実施されている。IFMIFは加速器を用いた重陽子-リチウム(Li)中性子源であり、核融合の候補材料の試験のため、強力な中性子場(2MW/m
,鉄に対して20dpa/年)を発生する。IFMIFの重要要素の技術リスク低減のため、3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)が2000年に開始された。KEPでは、電流250mAでエネルギー40MeVの高出力重陽子(D+)加速器、体積9m
の液体Liを循環するLiループ,温度制御された照射試験施設,照射後試験(PIE)施設及びその他の施設を運転するのに必要なIFMIF建屋及びユーティリティのシステム設計も実施されている。本タスク報告書では、3年間に実施した加速器,ターゲット,テストセル,設計統合のKEPタスク結果について記載した。
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：33.81(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
TiO,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。
IFMIF国際チーム
JAERI-Tech 2002-022, 97 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-022.pdf:9.17MB
国際核融合材料照射施設(IFMIF)活動は1995年からIEA協力で国際的に実施されている。IFMIFは加速器を用いた重陽子-リチウム(Li)中性子源であり、核融合の候補材料の試験のため、強力な中性子場(2MW/m、鉄に対して20dpa/年)を発生する。IFMIFの重要要素の技術リスク低減のため、3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)が2000年に開始された。KEPでは、電流250mAでエネルギー40MeVの高出力重陽子(D+)加速器,体積9mの液体Liを循環するLiループ,温度制御された照射試験施設,照射後試験(PIE)施設及びその他の施設を運転するのに必要なIFMIF建屋及びユーティリティのシステム設計も実施されている。本中間報告書では加速器,ターゲット,テストセル,設計統合について記載した。KEP活動は2002年12月まで継続され、その成果がIFMIF-KEPの最終報告書としてまとめられる予定である。
西 正孝; 林 巧; 洲 亘; 中村 博文; 河村 繕範; 山田 正行; 鈴木 卓美; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; et al.
Materialovedenie (Russian Science of Materials) No.2, p.42 - 45, 2002/00
原研トリチウムプロセス研究施設では、核融合炉の実現に向けて核融合燃料プロセス技術及びトリチウムに関連した安全工学技術の研究開発を進めている。このトリチウムプロセス研究施設の研究開発設備及び最近の研究開発活動(燃料精製技術開発,深冷蒸留同位体分離技術開発,燃料貯蔵技術開発,ブランケットトリチウム回収技術開発,空間内トリチウム挙動研究,トリチウム/材料相互作用研究,トリチウム計量分析技術開発,トリチウム除染技術開発)について、その概要を紹介する。
原研・大学プロジェクト共同研究放射線高度利用研究プロジェクト専門部会; 大学・原研プロジェクト共同研究放射線高度利用研究専門委員会
JAERI-Conf 2000-008, 113 Pages, 2000/06
JAERI-Conf-2000-008.pdf:11.5MB
本報告は、平成11年1月27日、東京において開催された「原研・大学プロジェクト共同研究シンポジウム; 放射線高度利用研究の成果と今後の展望」をまとめたものである。これまでも研究成果を発表する機会を設けてきたが、今回のシンポジウムではさらに放射線高度利用研究プロジェクトの将来を議論するという試みを初めて行った。研究発表では、(1)オンライン同位体分離器を用いた核分光・核物性、(2)加速器放射線に関する研究(線源評価及び遮蔽)、(3)イオンビーム利用による材料開発法の研究、(4)高分子材料のイオン照射ミクロ構造に関する研究、(5)核融合炉材料に対する核変換生成物の影響に関する研究、(6)ポジトロン放出核種を用いた植物の生体機能解明、の各研究テーマで最近得られた成果が発表された。新しい研究テーマとして、「大気マイクロPIXE分析システムの開発とその応用」が提案され、8人のパネリストによって、本プロジェクトのこれまでの歩みと将来が議論された。
那珂研究所
JAERI-Review 94-011, 118 Pages, 1995/01
JAERI-Review-94-011.pdf:5.84MB
原研・那珂研究所における平成5年度(1993年4月~1994年3月)の研究開発活動について報告する。
関 泰; 三間 圀興*; 小川 雄一*
日本原子力学会誌, 37(3), 206 Pages, 1995/00
1994年10月スペインのセビリヤで開かれた第15回プラズマ物理と制御核融合に関するIAEA国際会議における全体的な印象ならびにITERおよび炉概念、炉工学技術についてのまとめを報告するものである。
関 泰
プラズマ・核融合学会誌, 70(12), 1318 Pages, 1994/12
1994年10月にスペインのセビリアで開かれた第15回プラズマ物理と制御核融合に関するIAEA国際会議のセッションF:New Devices,Reactors and Technologyにて発表された27件の発表を要約して報告するものである。
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：27.68(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-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。
辻 博史
エネルギー, 26(3), p.80 - 84, 1993/03
下記の事項について、一般の読者を対象とした解説を行う。1.核融合によるエネルギーの発生、2.核融合実現への技術開発、3.核融合と超電導磁石、4.ITER計画と工学R&D、5.結び。
森山 伸一; 小川 芳郎*; 藤井 常幸; 安納 勝人; 篠崎 信一; 寺門 正之; 木村 晴行; 三枝 幹雄; 永島 孝; 太田 充; et al.
Fusion Engineering and Design, 19, p.41 - 52, 1992/00
被引用回数：11 パーセンタイル：69.91(Nuclear Science & Technology)JT-60ICRF加熱装置を用いて、新開発の大電力四極管VarianElMAC X2242及びX2274の特性試験を日米協力の下で行った。現在同加熱装置は、VarianElMAC8973を用いて、四極管1本当たり0.75MW(108~132MHz)の出力が可能である。新四極管は、8973と寸法が同一で、グリッド材質を大きな損失に耐えられる等方性黒鉛に変更したものである。新四極管の試験のために、電源及びキャビティの改造を行った。試験目標は、1.5MW5秒間(130MHz)の出力確認と、アンテナ負荷を模擬したVSWR
1の負荷に対する四極管の挙動を調べることである。X2242を用いた第1回目の試験では、遮蔽グリッド電極の過熱が問題となったが、同電極の形状を変更しアノード冷却効率も改善した改良管X2274を用いた第2回目の試験では目標を上回る、1.7MW5.4秒(131MHz)の出力を確認した。負荷VSWR1での損失の増加も実用上全く問題の無いレベルであることを確認した。
成瀬 雄二; 奥野 健二; 吉田 浩; 小西 哲之; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(12), p.1081 - 1095, 1990/12
トリチウムプロセス研究棟でのトリチウム技術に関する基礎工学的研究と米国ロスアラモス国立研究所のTSTA施設でのトリチウム精製・循環システムの実証試験とは核融合炉における燃料サイクルを確立する上で相補的関係にある。この観点に立ち、1980年代初めより約10年間に亘って日米協力が実施されている。AnnexIIIではトリチウム燃料・捕集システムのために開発されたコンポーネントのトリチウム実証試験が実施され、その有用性が証明された。また、AnnexIVでは、100g規模のトリチウムを用いてTSTAによるトリチウム精製・循環システムの実証試験が日米共同で実施され、核融合炉燃料サイクルに関するトリチウム技術およびトリチウム安全技術について多くの成果が得られた。本論文では、これらの成果をレビューする。
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。
奥野 健二; 榎枝 幹男; 井手 隆裕*; 福井 裕*; 吉田 浩; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Bartlit, J. R.*; Sherman, R. H.*; R.V.Carlson*; et al.
JAERI-M 90-028, 73 Pages, 1990/02
本報告書は、日米協力Annex IVに基づいて1988年7月に米国ロスアラモス国立研究所のトリチウム試験施設(TSTA)において実施されたTSTA共同ループ試験の結果をまとめたものである。本共同ループ試験の主要目的は、DOEによる技術安全審査委員会(TSA)に対してTSTAシステムの安全性を示すことにあった。試験は安全かつ成功裏に終了した。また、本試験において多くの技術的成果も得られた。特に、水素同位体分離システムの制御およびその分離特性に及ぼすヘリウムの影響に関しては重要な知見が得られた。
