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高橋 悟*; 野田 祥希*; 松田 朝陽*; 川端 邦明; 鈴木 剛*; 武村 史朗*; 小笠原 敬*; 金子 俊一*
Journal of Signal Processing, 21(1), p.15 - 24, 2017/01
地球環境の変動に伴う海洋生態系の変化を中長期的に渡り自動観測を行う装置の開発は重要である。特に、多様な海洋生態系に対して重要な役割を担うサンゴ礁は地球環境変動の影響を多大に受けていることが認知されている。本論文では、方向符号の情報量を評価する豊富度に基づき海中ランドマークの生成方法と、方向符号照合法に複数枚テンプレートマッチングかつ粒子フィルタによる海中ランドマークの位置推定を施すことにより、海中ランドマークの位置決定を行う手法を提案する。そして、海中ランドマークの時系列的な位置計測を実施した。
武田 信和; 角舘 聡; 柴沼 清
プラズマ・核融合学会誌, 81(4), p.312 - 316, 2005/04
トロイダル磁場コイルや真空容器等のITERの主要機器に用いられる板バネを用いた支持構造体に関して、剛性の荷重方向依存性等の基礎的機械特性の取得を目的として、小規模試験体を用いた振動試験を行った。打診試験と周波数スイープ試験とによって得られた実験結果は一致しており、実験方法の信頼性が確認された。また、適切な数値計算手法を評価するため、実験結果を数値計算結果比較した。その結果、ボルト締結が支持構造の剛性に強い影響を与えることが明らかになった。ボルトのモデル化に関する考察の結果、ボルトの引張方向の剛性のみを有限とし、他の方向の剛性を有限とするモデルを用いた数値計算結果が実験結果と一致した。このモデルを用いて、ITERの主要機器の動的挙動を評価するために必要な、支持構造の剛性が正確に計算できる。
武田 信和; 大森 順次*; 中平 昌隆
JAERI-Tech 2004-068, 27 Pages, 2004/12
JAERI-Tech-2004-068.pdf:7.68MB
ITER真空容器はトリチウムや放射化ダスト等の放射性物質を閉じ込める安全機器である。本報告では、真空容器支持脚について、真空容器下部ポートから支持する独立支持構造を提案する。この独立支持方式は2つの利点を持つ。一つは、真空容器とトロイダル磁場コイルとの大きな温度差による熱荷重が軽減される点であり、もう一点は、トロイダル磁場コイルが真空容器と独立であることにより、安全機器として分類される必要がない点である。この支持脚の健全性を評価するため、真空容器の詳細モデルを用いて応力解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの相対変位は、設計クリアランスの100mmに対して15mmに押さえられた。また、支持脚を含む真空容器の応力はASMEで定められた許容値以下に押さえられた。これらの評価によって、提案する独立支持構造が真空容器支持脚として成立することが確認された。
:Eu
を用いた中性子イメージングプレートの中性子イメージ特性坂佐井 馨; 片桐 政樹; 中村 龍也
JAERI-Research 2004-019, 33 Pages, 2004/12
JAERI-Research-2004-019.pdf:7.99MB
新しい中性子イメージングプレートの材料として、比較的軽元素から構成され、中性子コンバータであるホウ素(B)を母体に含むSrBPO:Eu輝尽性蛍光体の中性子イメージ特性について調べた。本蛍光体は中性子照射に対して赤色レーザーを照射することによって約390nmの輝尽性蛍光を発し、市販のイメージングプレートと同じ励起波長及び蛍光波長を有するという大きな特徴を持つ。このため、本蛍光体をAlプレートに塗布したイメージングプレートを作成した。本イメージングプレートに中性子を照射し、市販のイメージングプレート用リーダを利用して、リチウムブロックで製作した被写体の中性子イメージを読み取る実験を行った。塗布するのに使用した接着剤は、ラッカー系,合成樹脂系、及びガラス系の3種類である。実験の結果、輝尽性蛍光強度は小さいものの、中性子イメージが取得できることが確認できた。また、位置分解能はリーダの読み取り精度を50
mとした場合、0.2mmであった。さらに位置分解能性能を向上させるためには、蛍光体粉末粒度の制御が肝要である。
武田 信和; 大森 順次*; 中平 昌隆; 柴沼 清
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1280 - 1286, 2004/12
トロイダル磁場コイルや真空容器等のITERの主要機器に用いられる板バネを用いた支持構造体に関して、剛性の荷重方向依存性等の基礎的機械特性の取得を目的として、小規模試験体を用いた振動試験を行った。打診試験と周波数スイープ試験とによって得られた実験結果は一致しており、実験方法の信頼性が確認された。また、適切な数値計算手法を評価するため、実験結果を数値計算結果比較した。その結果、ボルト締結が支持構造の剛性に強い影響を与えることが明らかになった。ボルトのモデル化に関する考察の結果、ボルトの引張方向の剛性のみを有限とし、他の方向の剛性を有限とするモデルを用いた数値計算結果が実験結果と一致した。このモデルを用いて、ITERの主要機器の動的挙動を評価するために必要な、支持構造の剛性が正確に計算できる。
武田 信和; 大森 順次*; 中平 昌隆; 柴沼 清
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1280 - 1286, 2004/12
被引用回数：4 パーセンタイル：28.48(Nuclear Science & Technology)ITER真空容器はトリチウムや放射化ダスト等の放射性物質を閉じ込める安全機器である。現設計では、多層板バネによる真空容器支持脚はトロイダル磁場コイルに直接接続されているが、本論文では、真空容器下部ポートから支持する独立支持構造を代替案として提案する。この独立支持方式は現設計と比較して2つの利点を持つ。一つは、真空容器とトロイダル磁場コイルとの大きな温度差による熱荷重が軽減される点であり、もう一点は、トロイダル磁場コイルが真空容器と独立であることにより、安全機器として分類される必要がない点である。この支持脚の健全性を評価するため、真空容器の詳細モデルを用いて応力解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの相対変位は許容値100mmに対して15mmに押さえられた。また、支持脚を含む真空容器の応力はASMEで定められた許容値以下に押さえられた。これらの評価によって、提案する独立支持構造が代替案として成立することが確認された。
石尾 光太郎*; 中嶋 秀夫; 川崎 勉*; 上原 聡明*; 辻 博史; F.Wong*; 島本 進*
Proc. of 15th Int. Conf. on Magnet Technology (MT-15), p.989 - 992, 1997/10
ITERのTFコイル構造材には、4Kにおいて高強度(0.2%耐力が1000MPa以上)及び高靱性(破壊靱性K
が200MPa√m以上)が要求される。このITERターゲットを立証するために、構造材料の特性を評価するための国際共同作業が現在進行している。日本原子力研究所はITERターゲットを満足するJJ1及びJK2鋼を開発し、それらの圧延材の製作性及び溶接性を証明するために、110mm厚圧延材及びTIG溶接継手の試作を行った。それらの結果、JJ1及びJK2鋼の強度及び破壊靱性が、溶接継手を含めて、ITERターゲットを満たすことが立証された。さらに110mm厚JJ1及びJK2鋼溶接継手は、完全オーステナイトであるにもかかわらず、非破壊検査からは、割れや有害な欠陥は見られなかった。
鈴木 哲; 秋場 真人
プラズマ・核融合学会誌, 73(6), p.581 - 587, 1997/06
原研におけるITER用プラズマ対向機器開発、特にダイバータ板開発の最新の成果を報告する。これまでの小・中規模試験体の高熱負荷実験において、ITERダイバータ板の設計熱負荷条件を満たす試験体の開発に成功した。一方、これらの実験から従来用いられてきた純銅製冷却管の熱疲労に重大な懸念があることが判明し、より高強度で疲労特性に優れたアルミナ分散強化銅製の冷却管を開発した。また、アーマ材も従来の1次元CFC材では熱応力による割れを生じやすいため、3次元繊維配向をもつCFC材を用いた試験体の開発に成功した。さらに、実機ダイバータ板のプロトタイプともいえる実規模試験体を開発し、高熱負荷実験に着手した。本報告では、これらの試験体に対する高熱負荷実験の結果、ならびに今後の課題について報告する。
森山 幸記*; 西野 徹*; 関 泰; 山崎 誠一郎*
JAERI-M 93-130, 71 Pages, 1993/07
定常トカマク型核融合動力炉(SSTR)のダイバータの改良を検討した。本研究で行なった改良は、ダイバータプラズマ周辺にバッフル板を付加したり、ダイバータプレートにスロットを設置するなどの構造上の変更を加えることによってダイバータプラズマをより低温、高密度化し、ダイバータプレートの熱負荷を低減することである。SSTRに従来から採用されていたダイバータ、バッフル板を付加したダイバータ、下方に排気するダイバータ及びガスを標的とするダイバータについてダイバータ解析コード(UEDA)を用いてダイバータプラズマの特性の評価・比較を行なった。数値解析の結果、バッフル板を付加したダイバータが、ダイバータプラズマの温度、密度及びダイバータプレートの熱負荷低減の面で優れていることが示された。スロット内のガスを標的とするダイバータや下方に排気するダイバータは、成立自体が困難であることが示された。
池田 秀一*; 荒木 政則; 小川 益郎; 秋場 真人; 西野 好彦*
JAERI-M 93-070, 22 Pages, 1993/03
次期核融合実験炉ITER用ダイバータ板は、片面より15MW/m
以上の高い熱負荷を定常的に受ける受熱機器であり、ITERを実現する上で重要な開発課題である。しかしながら、片面加熱条件下における熱伝達特性、特にスワール管に関しては殆ど実験データがない。そこで、片面加熱実験による熱伝達データの蓄積及び数値計算コードの開発を進めている。本稿では、片面加熱条件下の熱伝達評価実験の第1段階として、スワールテープが挿入されていない銅製平滑円管について、非沸騰域からバーンアウト域までの加熱条件で、冷却管壁内の温度分布を測定した結果を報告する。また、温度測定値と一様加熱条件下における既存熱伝達相関式を用いた熱伝導計算結果との比較を行った結果についても報告する。
喜多村 和憲*; 飯田 浩正; 迫 淳
JAERI-M 9945, 25 Pages, 1982/01
国内次期装置の一候捕であるスイミングプール型トカマク炉のダイバータ板について熱・構造設計を行なった。ダイバータ板はプラズマディスラプション時の電磁力を低減するため二重管構造を採用した。冷却表面の最大熱流束はバーンアウト熱流束を十分下回り、熱的には問題なかった。機械的強度面では、冷却管(銅)のア-マー材(タングステン)接続部に過大な熱応力が発生する。熱応力による冷却管寿命を妥当なものに延ばすため、冷却水圧力を下げ、管内沸とうを促進して熱応力を軽減する方法や、ビームとダイバータ板の角度を変え、入射熱流束を低減するような対策が必要である。イオン・スパッタリングによるダイバータ板の寿命は約4年になった。
