検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 16 件中 1件目~16件目を表示
  • 1

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

論文

Dimension-reduced cross-section adjustment method based on minimum variance unbiased estimation

横山 賢治; 山本 章夫*; 北田 孝典*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.319 - 334, 2018/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:64.98(Nuclear Science & Technology)

次元削減に関する技術を応用して炉定数調整法の新しい理論式を導出した。この新しい理論式を次元削減炉定数調整法(DRCA)として提案する。DRCAの導出は最小分散不偏推定(MVUE)に基づいており、正規分布の仮定を必要としない。DRCAの結果は、ユーザが定義する行列で指定する次元削減後の特徴空間に依存する。このため、DRCA1, DRCA2, DRCA3という3種類の次元削減炉定数調整法を提案する。数式による検討及び数値計算による検証を行ったところ、DRCA2は、現在広く使われている炉定数調整法と等価になることが分かった。更に、DRCA3は、以前の研究で提案した最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法と等価になることが分かった。

論文

Design study of a neutral beam injector for fusion DEMO plant at JAERI

井上 多加志; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 西尾 敏; 坂本 慶司; 佐藤 正泰; 谷口 正樹; 飛田 健次; 渡邊 和弘; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1291 - 1297, 2006/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:59.81(Nuclear Science & Technology)

核融合発電実証プラント用中性粒子入射装置(NBI)について、発電実証炉で要求される性能を議論し、その実現への技術課題を検討した。大型プラズマの加熱・電流駆動を担う発電実証プラントのNBIは、これまで以上の高効率,高エネルギー,高信頼性・長寿命化が要求される。加速器には、高効率・高エネルギーの点から、静電加速方式の選択が現実的である。放射線環境での運転を考慮すると真空絶縁が不可欠であり、その設計ガイドラインから、ビームエネルギー1.5$$sim$$2MeVが可能であることを示した。負イオン源の信頼性向上,長寿命化ためには、従来の大電流・高電流密度負イオン生成技術に立脚した、フィラメントレス・セシウムフリー負イオン源の開発が必要である。さらに、NBIシステムの効率を決める中性化方式については、従来のガス中性化(効率60%)では要求性能を満足し得ず、中性化効率80%以上のプラズマ中性化等が必要となる。最近、高効率・連続運転の可能な高出力半導体レーザーが製品化されており、これを用いて中性化効率90%以上を実現するレーザー中性化セルの概念を提案する。

論文

Evaluation of shutdown $$gamma$$-ray dose rates around the duct penetration by three-dimensional Monte Carlo decay $$gamma$$-ray transport calculation with variance reduction method

佐藤 聡; 飯田 浩正; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1237 - 1246, 2002/11

 被引用回数:27 パーセンタイル:84.91(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ダクト周囲の停止後$$gamma$$線線量率評価を目的に、モンテカルロ中性子及び崩壊$$gamma$$線輸送計算を応用した計算手法を提案した。即発$$gamma$$線スペクトルを崩壊$$gamma$$線スペクトルに置き換えることによりモンテカルロ崩壊$$gamma$$線輸送計算を行い、崩壊$$gamma$$線線量率を評価した。統計誤差を向上させるために、ウェイトウィンドウ法の応用と崩壊$$gamma$$線発生位置の特定による分散低減手法を提案した。本計算手法を用いて、ITERメンテナンス及びNBIダクトの遮蔽解析を行った。統計誤差の小さい計算解が得られ、遮蔽設計計算に対する本計算手法の有効性を実証した。また、中性子束の崩壊$$gamma$$線線量率換算係数の空間依存性が大きいことを明らかにし、精度良い評価を行うためには本計算手法が必要であることを指摘した。

論文

Optimization of plasma grid material in cesium-seeded volume negative-ion sources

柏木 美恵子; 森下 卓俊; 奥村 義和; 谷口 正樹; 花田 磨砂也; 渡邊 和弘; Krylov, A.*

Review of Scientific Instruments, 73(2), p.964 - 966, 2002/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:51.76(Instruments & Instrumentation)

中性粒子入射装置の負イオン源において、セシウム(Cs)を添加することで負イオン電流密度が増加する。そのときプラズマ電極表面の仕事関数が下がり、電極表面での負イオン生成が促進されることがわかっている。負イオン生成効率をあげるためには、より低仕事関数電極を用いることが重要である。そこで、フィラメントフリーのマイクロ波水素プラズマ源を用い、Cs添加時における9種類の金属の表面状態を調べた。表面状態の観察にはAr$$^{+}$$レーザー(488nm)を用い、これを電極表面に照射したときの光電子電流を測定した。仕事関数が低いとき、より高い光電子電流が得られる。その結果、金、銀、ニッケルで光電子電流が最も高く、仕事関数が低いことがわかった。フィラメント材料であるタングステンはその67%、従来の電極材料であるモリブデンはその17%となった。この結果から、従来よりもさらに負イオン電流の増加が期待できる低仕事関数の電極の見通しを得た。

報告書

直流アーク放電型プラズマ中性化セルの開発

柏木 美恵子; 奥村 義和; 花田 磨砂也; 森下 卓俊; 渡邊 和弘; 折田 善崇*; 堀池 寛*; 井門 俊治*

JAERI-Tech 2001-046, 19 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-046.pdf:1.79MB

負イオンビームを用いた中性粒子入射装置の高効率化にために、中性化効率が60%である現在のガス中性化セルに対し80%以上となるプラズマ中性化セルの開発が重要である。本研究ではプラズマ中性化セルの実現に向けて、アーク放電型の円筒形多極磁場型大容量プラズマ源(長さ2000mm$$times$$直径600mm)を設計製作し、プラズマ生成実験を行った。プラズマの閉じ込め性能比較のために小型の円筒形プラズマ源での試験も実施した。その結果、閉じ込め性能の高いプラズマ源では低ガス圧で電離度の高いプラズマが得られることが確認され数値解析による傾向と一致した。さらに高電離プラズマ生成を目指してアルゴンプラズマ生成実験を行い、中性化実験に必要な電離度(10%)とプラズマ線密度(4.5$$times$$10$$^{15}$$cm$$^{-2}$$)を得た。また、アークパワー30kW,0.027Paにおいて17%の電離度を得た。

論文

Negative hydrogen ion source for tokamak neutral beam injector

奥村 義和; 藤原 幸雄; 柏木 美恵子; 北川 禎*; 宮本 賢治; 森下 卓俊; 花田 磨砂也; 高柳 智弘; 谷口 正樹; 渡邊 和弘

Review of Scientific Instruments, 71(2), p.1219 - 1224, 2000/02

 被引用回数:34 パーセンタイル:84.07(Instruments & Instrumentation)

核融合実験炉用の中性粒子入射装置のために、MeV級のエネルギーで数十MWという大出力負イオンビームが要求されている。国際協力のもとで6年間に及び研究開発を進めた結果、最大の課題であった1MeVの加速を実証するとともに、JT-60用負イオン源において世界最大出力の負イオンビーム(360keV,18.5A,6.7MW)の生成に成功した。負イオン源の長パルス化においても、140時間の連続運転を行い、フィラメントの寿命やセシウムの消費量においても十分に実用に耐えることを実証した。

論文

Development of key technologies for steady state tokamak reactor in JAERI

渡邊 和弘; 秋場 真人; 秦野 歳久; 今井 剛; 栗山 正明; 小原 祥裕; 奥村 義和; 辻 博史

Proceedings of 10th International Toki Conference on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion (ITC-10), p.525 - 529, 2000/00

原研における定常トカマク炉に向けての主要な工学技術の開発状況について述べる。電流駆動のための高エネルギーNBIについては、負イオンの1MeV加速、30mA/cm$$^{2}$$の高電流密度負イオン生成、140時間の負イオン連続生成等にそれぞれ成功し、MeV級のNBI実現の見通しを得た。またRF加熱では、170GHzで450kW,110GHzで1MWの発振出力を、ダイヤモンド窓を用いることにより成功し、ECRF装置の見通しを示した。トカマク本体の工学技術に関しても、F82Hを用いた低放射化のブランケットモデルで2.7MW/m$$^{2}$$の熱負荷5000サイクル以上を確認し、ダイバータ実規模モデルにおいても、定常熱負荷5MW/m$$^{2}$$で3000サイクル以上、20MW/m$$^{2}$$・10Sで1000サイクル以上を確認し、実現性を示した。プラズマ閉じ込めの大型超伝導磁石については、46kAで13Tの磁場を1T/sの速度で発生できる中心ソレノイドコイルモデルを製作し、試験を開始した。

報告書

Experimental study on the influence of radiation on high-voltage insulation gases

藤原 幸雄; 井上 多加志; 宮本 賢治; 宮本 直樹*; 小原 祥裕; 奥村 義和; 渡邊 和弘

JAERI-Research 99-071, p.33 - 0, 1999/12

JAERI-Research-99-071.pdf:1.18MB

国際熱核融合実験炉(ITER)用中性子入射装置(NBI)の工学設計を行うため、$$^{60}$$Co$$gamma$$線を用いた各種絶縁ガス(空気,SF$$_{6}$$,C$$_{2}$$F$$_{6}$$,CO$$_{2}$$,空気とSF$$_{6}$$の混合ガス)に対する照射実験を行った。実験から、飽和電流はギャップ長、ガス圧、吸収線量率ならびにガス分子量に比例することが明らかとなった。耐電圧性能は、$$gamma$$線照射により10%程度低下するものの、その程度は吸収線量率に依存しなかった。質量分析器を用いてSF$$_{6}$$ガスの分解生成物を調べたところ、未照射の場合には存在しなかったピークが、m/e=48,64,67,83,86,102,105のところに確認された。また、分解生成物量は吸収線量が高くなるにつれて飽和する傾向があることがわかった。

報告書

JT-60U負イオン源用熱伝導型セシウム導入管の開発

山崎 晴幸*; 伊藤 孝雄; 薄井 勝富; 藻垣 和彦; 栗山 正明; 佐藤 藤雄*; 大島 克己*; 大森 憲一郎; 渡邊 和弘

JAERI-Tech 99-054, 49 Pages, 1999/07

JAERI-Tech-99-054.pdf:1.92MB

JT-60U用負イオン源では負イオン生成効率向上のため、アークチェンバ内にセシウム(Cs)蒸気を導入する。従来のCs導入装置は高電圧ノイズにより、しばしば真空側のヒータが断線・故障した。このCs導入装置を高電圧ノイズに強くするため、熱伝導型導入管の開発とヒータ回路の改良を行った。熱伝導型導入管は、ヒータの断線時に修理を簡単にするため、大気圧側の導入管の一部を加熱して真空側を熱伝導で昇温する構造とした。開発にあたり、計算機でシミュレーションしてモデルを設計・製作し、性能確認試験を行った後、これを負イオン源に採用した。また、ヒータの断線を防止するため、加速電圧の印加中はヒータの電源を遮断するように回路を改良した。以上の2点の改良により、Cs導入装置のヒータに関する故障はほとんどなくなり、現在、順調に運転中である。

論文

定常炉心試験装置(JT-60SU)の概念設計

牛草 健吉

プラズマ・核融合学会誌, 74(2), p.117 - 125, 1998/02

核融合実験炉・原型炉の定常運転の科学的基盤の構築を目指した実験装置、定常炉心試験装置JT-60SUの概念設計を解説した。装置はプラズマ電流5-6MAの長パルス運転(1000秒~1時間)が可能となるよう設計されている。装置の概要を示した後、物理設計における特長を示し、長パルス運転シナリオ、高密度運転、プラズマ形状制御、電流分布制御、ダイバータ設計など、JT-60の実験成果に基づいた検討内容を紹介した。また、工学的設計の特徴として超伝導コイル系、真空容器、加熱・電流駆動システム、遠隔操作システム、材料開発、放射線遮蔽、トリチウム処理設備を概説し、全システムの成立性を明らかにした。

報告書

Shielding analysis of the ITER/EDA NBI duct

S.Zimin*; 真木 紘一*; 高津 英幸; 佐藤 聡; 常松 俊秀; 井上 多加志; 小原 祥裕

JAERI-Tech 94-015, 37 Pages, 1994/08

JAERI-Tech-94-015.pdf:0.92MB

ITER/EDA設計における中性子粒子加熱(NBI)ポートの遮蔽解析を行った。対象とした設計はトロイダル磁場コイル(TFC)個数24であり、DOT3.5を用いた2次元解析を実施した。先ず、全体モデルにてTFCにおける絶縁材吸収線量、核発熱率、及びNBIポートにおける中性子束の評価を行い、続いてNBI詳細モデルにて、NBIポート内部におけるクライオパネルの核発熱と銅電極の損傷率(dpa)を評価した。解析の結果、現ITER/EDA設計におけるTFC及びNBIポートの核的応答は全て許容値を下回ることが分かった。

論文

Attainment of high fusion reactivity under high bootstrap current fraction in JT-60U

西谷 健夫; 石田 真一; 菊池 満; 安積 正史; 山極 満; 藤田 隆明; 鎌田 裕; 河野 康則; 小出 芳彦; 波多江 仰紀; et al.

Nuclear Fusion, 34(8), p.1069 - 1079, 1994/00

 被引用回数:28 パーセンタイル:69.36(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uの高ポロイダルベータ実験で得た、世界最高の核融合三重積およびDD中性子発生率を、定常および非定常解析コードによって解析した。その結果、等価核融合増倍率Q$$_{DT}$$は0.61で、発生中性子の約半分は熱核融合反応によることがわかった。また、Q$$_{DT}$$/Q$$_{DD}$$比は133~155で、TFTRのスーパーショットにより小さな値となった。これは主に高いイオン温度(~38keV)のためである。さらに、この放電において、プラズマ電流の50%(1MA)がブートストラップ電流に困っており、高いブートストラップ電流比と高い核融合反応率が両立することを示した。

報告書

Confinement Improvement by Particle Fueling Optimization

仙石 盛夫

JAERI-M 86-034, 7 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-034.pdf:0.23MB

粒子制御の最適化によるエネルギ-閉じ込め時間の改善の方法が提案される。ペレット入射と断続中性粒子入射加熱の組み合わせにより、プラズマ周辺部での粒子補給量を低減でき、エネルギ-閉じ込め時間が改善された。ペレット入射およびダイバ-タ(あるいはポンプリミタ-)による粒子排気を併用することにより エネルギ-閉じ込め時間の改善が期待される。ペレット入射により、より高い中性子発生率とより低いトリチウムインベントリ-が期待できることも示している。

報告書

Annual Report of the Fusion Research Center for the Period of April 1,1984 to March 31,1985

核融合研究センター

JAERI-M 85-205, 214 Pages, 1986/01

JAERI-M-85-205.pdf:6.53MB

昭和59年度の核融合研究センターの研究開発の現状と成果をまとめたものである。

報告書

Annual Report of the Fusion Research and Development Center for the Period of April 1,1980 to March 31,1981

核融合研究開発推進センター

JAERI-M 82-027, 339 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-027.pdf:9.46MB

核融合研究開発センターにおける昭和55年度の研究開発の現状とその成果をとりまとめた報告書である。内容は11章から構成され、核融合研究における理論解析、プラズマ閉じ込めの実験、トカマク装置の技術開発、ダブレットIII実験、プラズマ加熱装置の開発、超伝導磁石の開発、トリチウム技術の開発、核融合炉のシステム設計、JT-60(大型トカマク装置)の製作、真空技術に関する開発、および次期大型トカマク装置の開発などの作業状況がまとめられている。

論文

Radiation streaming calculations for INTOR-J

関 泰; 飯田 浩正; R.T.Santoro*; 川崎 弘光*; 山内 通則*

Transactions of the American Nuclear Society, 38, p.555 - 557, 1981/00

原研が1979年にIAEA国際協力トカマク炉(IAEA)のワークショップに提案したINTOR-Jのダイバータ間隙と中性粒子入射ポートからの放射線ストリーミングの影響を評価した。2次元Sn輸送計算法と3次元モンテカルロ計算法を結合させて複雑形状におけるストリーミング解析を効果的に行なった。

16 件中 1件目~16件目を表示
  • 1