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論文

Kinetic inductance neutron detector operated at near critical temperature

Vu, TheDang; 西村 和真*; 宍戸 寛明*; 原田 正英; 及川 健一; 宮嶋 茂之*; 日高 睦夫*; 奥 隆之; 曽山 和彦; 相澤 一也; et al.

Journal of Physics; Conference Series, 1590, p.012036_1 - 012036_9, 2020/07

Our CB-KID neutron imager detects high spatial resolution neutrons transmission images by using a delay-line technique. We found that the number of events was remarkably increased with increasing the detector temperature until close to the critical temperature Tc. We investigated the properties of CB-KID at near Tc. We observed systematic changes of neutron signals as a function of the detector temperature from 4 K to Tc. The simulations modeled the sequential physical processes for $$^{10}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li reactions and energy deposition by particles within CB-KID, including neutrons, $$^{4}$$He particles, $$^{7}$$Li particles, photon and electron transport.

論文

Beam optics design of the superconducting region of the JAEA ADS

Yee-Rendon, B.; 近藤 恭弘; 前川 藤夫; 明午 伸一郎; 田村 潤

Journal of Physics; Conference Series, 1350(1), p.012120_1 - 012120_5, 2019/12

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is proposing an Accelerator Driver Subcritical System (ADS) for the transmutation of the nuclear waste. ADS will consist in a superconducting CW proton linear accelerator with a final energy of 1.5 GeV and beam current of 20 mA. The main part of the acceleration, from 2 MeV to 1.5 GeV, will take part in the superconducting region using five types of radio frequency cavities. The ADS operation demands a high intensity, and reliability of the beam therefore, the beam optics design plays a fundamental role to avoid the emittance growth and reduce the beam losses and halo.

論文

Electromagnetic design of the low beta cavities for the JAEA ADS

Yee-Rendon, B.; 近藤 恭弘; 前川 藤夫; 明午 伸一郎; 田村 潤

Journal of Physics; Conference Series, 1350(1), p.012197_1 - 012197_7, 2019/12

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is designing a superconducting CW H$$^{-}$$ linear accelerator for the ADS project. The superconducting region will use five types of radio frequency cavities. In the region from 10 to 180 MeV the acceleration will be done using Half Wave Resonator (HWR) and Spokes cavities. HWR cavities will accelerate the beam from 2 to 10 MeV with a geometrical beta of 0.08 and the Spoke ones will do from 10 to 180 MeV using two cavity families with geometrical betas of 0.16 and 0.43. The results of electromagnetic model design are presented and the comparison with similar cavities from other projects are included.

論文

Design of the elliptical superconducting cavities for the JAEA ADS

Yee-Rendon, B.; 近藤 恭弘; 前川 藤夫; 明午 伸一郎; 田村 潤

Journal of Physics; Conference Series, 1350(1), p.012198_1 - 012198_6, 2019/12

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) superconducting CW proton linear accelerator employs elliptical cavities for the final acceleration of 180 MeV to 1.5 GeV. Due to this energy region implies a changed of beta from 0.55 to 1, two cavity models were developed using the geometrical betas of 0.68 and 0.89 to improve the acceleration efficiency. The study of the electromagnetic design was simulated using SUPERFISH code plus a program of python to produce the scan, the results were benchmarked with CST Microwave Studio program.

論文

Cavity and optics design of the accelerator for the JAEA-ADS project

Yee-Rendon, B.; 田村 潤; 近藤 恭弘; 長谷川 和男; 前川 藤夫; 明午 伸一郎; 小栗 英知

Proceedings of 16th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.107 - 111, 2019/07

The Accelerator Driven Subcritical System (ADS) becomes a prominent candidate for the transmutation of nuclear waste. To realize the ADS the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is proposing the JAEA-ADS project, which consists in a continuous wave (CW) superconducting (SC) proton linac coupling with a sub-critical core, the accelerator will introduce to the target with the beam current of 20 mA and the kinematic energy of 1.5 GeV. The first part of the work is focus in the design of five SC cavity models to accelerate the beam from 2.5 MeV to 1.5 GeV. The last one is dedicating to beam optic studies with emphasis on the control of the emittance growth to reduce the beam halos and mitigate the beam loss, which is one of the main challenges for the successful operation of the ADS projects.

論文

Neutron flux spectrum revealed by Nb-based current-biased kinetic inductance detector with a $$^{10}$$B conversion layer

宮嶋 茂之*; 宍戸 寛明*; 鳴神 吉人*; 吉岡 直人*; 藤巻 朗*; 日高 睦夫*; 及川 健一; 原田 正英; 奥 隆之; 新井 正敏*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 842, p.71 - 75, 2017/01

 被引用回数:9 パーセンタイル:12.6(Instruments & Instrumentation)

We successfully derived the time-dependent flux of pulsed neutrons using a superconducting Nb-based current biased kinetic inductance detector (CB-KID) with a $$^{10}$$B conversion layer at Japan Proton Accelerator Research Complex. Our CB-KID is a meander line made of a 40-nm-thick Nb thin film with 1-$$mu$$m line width, which is covered with a 150-nm-thick $$^{10}$$B conversion layer. The detector works at a temperature below 4 K. The evaluated detection efficiency of the CB-KID in this experiment is 0.23% at the neutron energy of 25.4 meV. The time-dependent flux spectra of pulsed neutrons thus obtained are in good agreement with the results obtained by the Monte Carlo simulations.

論文

Analysis of maximum voltage transient of JT-60SA toroidal field coils in case of fast discharge

Novello, L.*; Cara, P.*; Coletti, A.*; Gaio, E.*; Maistrello, A.*; 松川 誠; Philipps, G.*; Tomarchio, V.*; 山内 邦仁

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 26(2), p.4700507_1 - 4700507_7, 2016/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:62.37(Engineering, Electrical & Electronic)

The voltage transient appearing across and inside the toroidal field (TF) coils of JT-60SA in case of fast voltage variation, such as a safety discharge operated by the quench protection circuit (QPC), can be significantly high. In fact, the voltage distribution between coils and inside the winding can be not uniform during fast transient, being influenced by the presence of parasitic capacitances. A simplified electrical model of the TF coils has been developed to investigate this aspect. The obtained model has been used in conjunction with an electrical model of the TF circuit elements, including a simplified model of the QPC. The worst case in terms of transient voltage applied to the winding has been identified, corresponding to a fault to ground occurring just after QPC operation. It has been verified that the resulting voltage is largely inside the coil insulation capability defined by performed insulation voltage tests.

論文

Present status of manufacturing and R&Ds for the JT-60SA tokamak

東島 智; 鎌田 裕; Barabaschi, P.*; 白井 浩; JT-60SAチーム

Fusion Science and Technology, 68(2), p.259 - 266, 2015/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

The JT-60SA superconducting tokamak is now under construction toward the first plasma in March 2019 as a joint project between the Broader Approach (BA) Satellite Tokamak Programme of Europe and Japan, and the Japanese national programme. The JT-60SA mission is to contribute to early realization of fusion energy by supporting ITER and by complementing ITER in resolving key physics and engineering issues for DEMO reactors. Before procurements of the major components, some R&Ds for key techniques were performed. By May 2014, 23 procurement arrangements (PAs) have been launched (JA: 13PAs, EU: 10PAs) covering 87% of the total cost of the BA Satellite Tokamak Programme, and the main components have entered the manufacturing stage. In addition, the JT-60SA tokamak assembly started since January 2013. This paper summarizes the recent progress of the JT-60SA project.

論文

Manufacturing study and trial fabrication of radial plate for ITER toroidal field coil

阿部 加奈子*; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 奥野 清; 角井 日出雄*; 山岡 弘人*; 丸山 直行*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.807 - 810, 2006/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:45.98(Engineering, Electrical & Electronic)

ITERのTFコイルは68kA, 11.8Tで運転されるため、巨大な電磁力が発生する。この電磁力を支持するために、TFコイル導体はTFコイルケース内のラジアルプレート(RP)と呼ばれるD型構造体(13.8m$$times$$8.7m,幅610mm,厚み112mm)に加工された溝に埋め込まれる。RPは大型のため、複数の圧延板を既存加工機が使用できる大きさに溶接接合して、溝を機械加工し、最終的に溶接で一体化する製作方法が考えられる。原研は、実現可能なRP製作方法を検討するとともに、RPの加工方法及び加工時間を評価するために、実機RP素材である316LNを用いて、加工条件や工具寿命を測定した。また、高溶着TIG溶接と、溶接部の収縮を最小にするレーザー溶接の適用性を検討し、実際に316LNで溶接を行い溶接性や変形,溶接速度等を実測した。これらのR&Dに基づき、実機と同じ溝寸法を持つ小規模RP(750mmW$$times$$1000mmL,11溝)を試作し、製作方法を検証した。完成したRP試作体の平面度は1mm以下であることを確認した。以上の結果、RPの現実的な製作方法についての見通しを得た。

論文

Control and instrumentation for the ITER magnet system

吉田 清; 高橋 良和; 飯田 浩正

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.775 - 778, 2006/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.33(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER超伝導コイルシステムは、18個のTFコイル,6個のPFコイル,6個のCSモジュール,18個の補正コイルから構成される。これらのコイルを安全に最適に運転するには、コイルを広範囲に計測し、制御する装置が必要である。各コイルの電流と冷媒は、電源システムとヘリウム冷凍機から供給され、中央制御装置から制御される。冷凍負荷を平準化するために、コイル内の冷媒のシミュレーションを行って、各冷却ループの流量配分を制御しなければならない。また、超伝導コイルのクエンチを検出して、コイル保護を連動させる装置が独立して必要である。また、各コイルの電気絶縁を監視して、運転に警告を行う必要がある。一方、コイルやフィーダーで使用される計測センサー及び電気絶縁継手,各種共通部品は、統一仕様で一括準備することになっている。本稿ではこの計測制御システムの要求性能と機器仕様を報告する。

論文

Design study of superconducting coils for the fusion DEMO plant at JAERI

礒野 高明; 小泉 徳潔; 奥野 清; 栗原 良一; 西尾 敏; 飛田 健次

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1257 - 1261, 2006/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.27(Nuclear Science & Technology)

ITER工学設計活動において13Tを発生できる大型超伝導コイルが開発された。しかし、より経済競争力を持つ核融合発電システムを実現するためには、より高磁場が要求されている。原研で概念検討が行われている発電実証プラントには、大きさはITERと変わらないが、16から20Tの磁場を発生できるトロイダル磁場(TF)コイルが要求されている。この磁場を実現させるには、先進的超伝導材料であるNb$$_3$$Alや高温超伝導材(HTS)を使用することが考えられている。HTSについては、4K, 20Tにおいて十分な性能があり、銀シース型Bi-2212を用いた強制冷凍導体を提案し、必要な構成比を算出した。しかし、酸素中における精度の高い熱処理方法など、技術的な課題は多い。一方、Nb$$_3$$Alについては、大型コイルは原研において開発されており、16Tを発生させる技術は開発されている。さらに、巻線部をグレーディングすることで、17Tの発生可能性を検討した。

論文

Fracture mechanics analysis including the butt joint geometry for the superconducting conductor conduit of the national centralized tokamak

高橋 弘行*; 工藤 祐介; 土屋 勝彦; 木津 要; 安藤 俊就*; 松川 誠; 玉井 広史; 三浦 幸俊

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1005 - 1011, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:81.05(Nuclear Science & Technology)

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)のセンターソレノイドのケーブルインコンジット(CICC)は、矩形断面のSUS製のコンジットの中心に円形に超伝導線材を配置した構造であり、全長約2.2kmのコンジットを約10mごとに溶接して製作される。この溶接部の健全性を評価するためには、想定される最大溶接欠陥の応力拡大係数を求める必要がある。この応力拡大係数は、平板表面に半楕円亀裂を想定し、Newman-Rajuの式により計算することはできるが、実形状のCICCとの相違が評価に与える影響が明らかではなかった。そこで、この形状ファクタを求めるために、三次元有限要素法を用い実形状のCICCの想定欠陥について応力拡大係数を計算した。この結果、矩形断面のCICCの最大想定欠陥の最大応力拡大係数について三次元有限要素法で求めた値は、Newman-Rajuで求めた値よりも3%大きいだけであることがわかった。このことから、Newman-Rajuの式はこのような矩形断面のCICCに関する破壊靭性の評価に用いることが適用可能であることが判明した。本論文ではこの結果も含め欠陥形状,溶接開先のシニング形状をパラメータに多数有限要素法解析の値とNewman-Rajuの値と比較した結果についての詳細を述べる。

論文

Nuclear technology and potential ripple effect of superconducting magnets for fusion power plant

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:73.3(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$$_{3}$$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$$gamma$$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。

論文

Development and operation of the JAERI superconducting energy recovery linacs

峰原 英介

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 557(1), p.16 - 22, 2006/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:46.21(Instruments & Instrumentation)

原研は世界で現在運転中の2台のエネルギー回収型リニアック(ERL)の一つを独力で開発し、もう1台の施設であるジェファーソン国研のERLとともに世界のERL開発及び将来のERL応用研究を切り開いてきた。現在のアップグレード開発研究と応力腐食割れ防止技術開発研究、さらにERLの主要開発要素でもある光陰極,電子励起陰極などの大電流光電子銃技術に関して報告する。

論文

316LNステンレス鋼の機械的特性に及ぼす窒素(N)の影響

石尾 光太郎*; 中嶋 秀夫

鉄と鋼, 92(2), p.90 - 96, 2006/02

国際熱核融合実験炉(ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor)のトロイダル磁場(TF)コイル容器では、316LN鋼が使用される。ステンレス鋼鍛鋼品であるSUS F 316LN鋼の窒素(N)成分範囲は0.10$$sim$$0.16%、熱間圧延板であるSUS 316LN鋼のN成分範囲は0.12$$sim$$0.22%であり、4Kにおける強度及び靱性は、そのN量の影響を顕著に受けるため、広範囲のN量の違いによる4K機械的特性を把握することは、316LN鋼を使用するうえで非常に重要である。これまで、SUS 316鋼の炭素(C)+窒素(N)量を変化させ、それらの4K引張挙動について調査した研究はあるが、C量を0.03%以下に低く抑え、N量のみを変化させた316LNステンレス鋼の引張挙動についてはほとんど研究されていない。そこで本研究では、広範囲にわたるN量を有する316LNステンレス鋼の基礎データを得ることを目的として、N量のみを変化させた316LNステンレス鋼の極低温から室温までの機械的特性に及ぼすNの影響を調査した。この結果、0.2%耐力に対する本実験結果のN寄与は316鋼とほぼ同等であることがわかった。

論文

ITERにおける核融合装置規格開発の考え方

中平 昌隆; 武田 信和

保全学, 4(4), p.47 - 52, 2006/01

ITER(国際熱核融合実験炉)の構造技術基準は、ITERが核分裂炉と比較して全く異なる安全上の特徴と構造機器を有し、製作及び検査の観点から新しい技術を導入する必要があるため、革新的なものが必要である。この核融合構造技術基準は国際性が重要であることを勘案し、日本とASMEとで共同開発を開始した。本論文は、ITERの特徴を安全性,設計及び製作の観点から抽出し、核融合構造技術基準を開発する考え方を提案するものである。

論文

時効処理316LNステンレス鋼の4Kでの機械的特性に及ぼすN, Nb, P, Cの影響

石尾 光太郎*; 濱田 一弥; 中嶋 秀夫

鉄と鋼, 92(1), p.30 - 35, 2006/01

国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル磁場(TF)コイルのジャケット材には、316LNステンレス鋼が使用される。また、超伝導線材として、Nb$$_{3}$$Snが使用されるため、ジャケットには、650$$^{circ}$$C,240時間の超伝導生成熱処理が施される。一般的にステンレス鋼がこのような熱処理(時効処理)を受けると、結晶粒界が鋭敏化し、低温靱性が低下する。その靱性低下を抑制するためには、少量のNb添加が有効であるとの報告があるが、Nb単独の効果であるか、その他の不純物、特にPの効果なのか不明な点が多い。そこで本研究では、事項処理した316LNステンレス鋼の4Kにおける機械的特性に及ぼすN, Nb, P及びCの影響について調査した。また、将来、Nb$$_{3}$$Snに代わりNb$$_{3}$$Alが使用されることが予想されるため、時効条件は二種類とした。その結果、Nbは靱性低下の抑制にはあまり寄与せず、P, Cの効果が大きいことが新しい知見として得られた。また、得られた結果より、工業レベルのP量(0.024%)を有する316LNでは、C量を0.01%以下、N量を0.18%以下に抑えることが重要であることがわかった。

論文

Updating the design of the feeder components for the ITER magnet system

吉田 清; 高橋 良和; 礒野 高明; Mitchell, N.*

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.241 - 247, 2005/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:39.42(Nuclear Science & Technology)

約50GJの磁気エネルギーを蓄積するITER用超伝導コイル・システムは、核発熱や交流損失などで約23kWの熱が発生する。30本のフィーダーはその発熱を除去するための冷媒と、コイルに電流を供給する。フィーダーは、電源や冷凍機との取合を行うコイル端子箱(CTB),コイルの熱収縮を緩和するS字曲げ導体を収納するクライオスタット貫通部,クライオスタット内のフィーダーなどから構成される。またCTB内には、極低温装置へ電流を供給する電流リードが配置される。電流リードは、冷媒流量制御が容易で、狭い場所での水平配置が可能なガス冷却型電流リードに超臨界圧ヘリウムを供給する方式とした。本報告は、機器配置を最適化するとともに部品構造の改良を行った最新のフィーダー設計を示す。

論文

Research and development program on accelerator driven subcritical system in JAERI

辻本 和文; 大井川 宏之; 大内 伸夫; 菊地 賢司; 倉田 有司; 水本 元治; 佐々 敏信; 西原 健司; 斎藤 滋; 梅野 誠*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

原研では、マイナーアクチノイド等の放射性廃棄物を核変換することを目指した加速器駆動核変換システム(ADS)の開発を進めている。ADSの工学的成立性検証に必要な知見と要素技術を得ることを目的に、原研では2002年から総合的な研究開発プログラムを実施してきた。2005年までのプログラム第1期では、原研が主導して多くの研究所,大学,企業が参加して、以下に示すADS特有の3つの技術分野にわたって、研究開発を進めてきた。(1)超伝導線形加速器,(2)核破砕ターゲット及び炉心冷却材としての鉛ビスマス共晶合金技術,(3)未臨界炉心の設計と炉物理。本報告では、プログラムの概要及び得られた成果についてまとめる。

論文

Development of a heat-resistant neutron shielding resin for the national centralized tokamak

森岡 篤彦; 櫻井 真治; 奥野 功一*; 玉井 広史

プラズマ・核融合学会誌, 81(9), p.645 - 646, 2005/09

フェノール樹脂を母材に、ホウ素を5重量%を混練して成形した300$$^{circ}$$Cの耐熱性能を有する中性子遮へい樹脂材を新たに開発した。開発した中性子遮へい樹脂材の$$^{252}$$Cf中性子源を使用した中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい材であるポリエチレンの中性子遮へい性能とほぼ同じであった。この中性子遮へい樹脂材は、重水素放電時に超伝導コイルの核発熱を低減するための中性子遮へい材、並びに真空容器のポート部の漏洩中性子の遮へい材として適用可能である。

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