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論文

Effects of helium on irradiation response of reduced-activation ferritic-martensitic steels; Using nickel isotopes to simulate fusion neutron response

Kim, B. K.*; Tan, L.*; 酒瀬川 英雄; Parish, C. M.*; Zhong, W.*; 谷川 博康*; 加藤 雄大*

Journal of Nuclear Materials, 545, p.152634_1 - 152634_12, 2021/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:16.97(Materials Science, Multidisciplinary)

Understanding the effects of helium on microstructures and mechanical properties of reduced-activation ferritic-martensitic steels is important to use of these steels in fusion reactor structures. 9Cr-2WVTa steels were doped with $$^{58}$$Ni and $$^{60}$$Ni isotopes at 2 weight percent to control the rate of transmutation helium generation. The samples were irradiated in the High Flux Isotope Reactor. Transmission electron microscopy revealed a variety of precipitates and the radiation-induced dislocation loops and cavities (voids or helium bubbles). Tensile tests of the irradiated samples at the irradiation temperatures showed radiation-hardening at 300$$^{circ}$$C and radiation-softening at 400$$^{circ}$$C. Analysis indicates that the hardening primarily originated from the loops and cavities. The $$^{58}$$Ni-doped samples had greater strengthening contributions from loops and cavities, leading to higher hardening with lower ductility than the $$^{60}$$Ni-doped samples. The greater helium production of $$^{58}$$Ni did not show pronounced reductions in ductility of the samples.

論文

データ駆動アプローチを用いた雪崩的乱流輸送現象の解析

朝比 祐一; 藤井 恵介*

プラズマ・核融合学会誌, 97(2), p.86 - 92, 2021/02

本研究では、5次元ジャイロ運動論的シミュレーションによる大規模データを、データ駆動科学的手法により解析した。まず、少数の波が支配的なコヒーレントな状態と様々な波が入り乱れる乱雑な状態の判別を、特異値分解を用いて行った。これにより突発的に起こる熱輸送現象のあとプラズマは乱雑な状態になること、乱雑さはその後自発的に減少すること、次の突発現象はそのような自己組織化の後に起きることが明らかになった。この過程はLandau減衰をはじめとする速度空間構造の変化と密接に変化していると考えられる。しかし、従来手法では5次元位相空間構造の時系列解析は不可能であった。そこでさらに主成分分析による位相空間構造データの圧縮技術を開発した。圧縮されたデータを利用しても突発的輸送が表現できることや、どのような位相空間構造が突発的輸送と関連しているかを論じる。

論文

Compressing the time series of five dimensional distribution function data from gyrokinetic simulation using principal component analysis

朝比 祐一; 藤井 恵介*; Heim, D. M.*; 前山 伸也*; Garbet, X.*; Grandgirard, V.*; Sarazin, Y.*; Dif-Pradalier, G.*; 井戸村 泰宏; 矢木 雅敏*

Physics of Plasmas, 28(1), p.012304_1 - 012304_21, 2021/01

AA2020-0790.pdf:7.13MB

 被引用回数:4 パーセンタイル:44.85(Physics, Fluids & Plasmas)

プラズマ乱流の運動論的シミュレーションによって得られた5次元分布関数の時系列データに主成分分析を適用した。これにより、3桁におよぶデータ圧縮を実現しつつ、83%の累積寄与率を保持できた。各主成分ごとの熱輸送への寄与を調べることで、雪崩的熱輸送には速度空間の共鳴構造が関連していることが明らかとなった。

論文

Experimental evaluation of wall shear stress in a double contraction nozzle using a water mock-up of a liquid Li target for an intense fusion neutron source

近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 朴 昶虎*; 小柳津 誠*; 平川 康; 古川 智弘

Fusion Engineering and Design, 146(Part A), p.285 - 288, 2019/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.41(Nuclear Science & Technology)

核融合中性子源では重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(Liターゲット)を採用し、Liターゲットは真空中(10$$^{-3}$$Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、IFMIF/EVEDA工学実証活動で建設した液体リチウム試験ループ(ELTL)の構造健全性評価のため、Liターゲットを生成するノズル内流動場の評価を行った。ターゲットアッセンブリのアクリルモデルおよび作動流体として水を用い、ノズル内の流速分布をレーザードップラー流速計により計測し、せん断応力分布を評価した。結果として、2段縮流ノズルの2段目付近でせん断応力が最大値をとることが明らかになり、この箇所の腐食損傷を調査する必要があることを示した。

論文

Turbulent generation of poloidal asymmetries of the electric potential in a tokamak

Donnel, P.*; Garbet, X.*; Sarazin, Y.*; 朝比 祐一; Wilczynski, F.*; Caschera, E.*; Dif-Pradalier, G.*; Ghendrih, P.*; Gillot, C.*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 61(1), p.014003_1 - 014003_11, 2019/01

 被引用回数:12 パーセンタイル:68.03(Physics, Fluids & Plasmas)

$$E$$$$times$$$$B$$流のポロイダル非対称性は新古典輸送に影響することが知られている。従来の新古典理論によると、静電ポテンシャルのポロイダル非対称性の大きさは非常に小さいと予測される。本研究では乱流による軸対称ポテンシャル生成の枠組みを提示する。帯状流,測地的音響モード、および、対流セルが単一モデルで記述される。これは準中性条件と連立したジャイロ運動論方程式を解くことによって得られる。この計算は乱流によるある特定の駆動が与えられた場合の流れの周波数スペクトルの予測計算結果をもたらす。また、中間的な周波数では主要な機構が帯状流による圧縮となるのに対し、低周波数では乱流レイノルズ応力のバルーニング構造が主要な駆動機構となることも示された。

論文

Conceptual design and verification of long-distance laser-probe system for Li target diagnostics of intense fusion neutron source

近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 平川 康; 古川 智弘

Fusion Engineering and Design, 136(Part A), p.24 - 28, 2018/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

核融合中性子源では重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(Liターゲット)を採用し、Liターゲットは真空中(10E-3Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、Liターゲットの診断技術の開発を目的とし、機械強度試験技術課が開発したレーザープローブ法の長距離測距を目指したレーザー可干渉性の検証試験を行った。測定距離10mの位置から静止拡散反射物体、静止液体金属面、高速流体表面を測定し、計測精度を評価した。結果として、要求を満足する計測精度を得た。

論文

Turbulent transport reduction induced by transition on radial electric field shear and curvature through amplitude and cross-phase in torus plasma

小林 達哉*; 伊藤 公孝*; 井戸 毅*; 神谷 健作*; 伊藤 早苗*; 三浦 幸俊; 永島 芳彦*; 藤澤 彰英*; 稲垣 滋*; 居田 克巳*

Scientific Reports (Internet), 7(1), p.14971_1 - 14971_8, 2017/11

 被引用回数:22 パーセンタイル:79.32(Multidisciplinary Sciences)

Spatiotemporal evolutions of radial electric field and turbulence are measured simultaneously in the H-mode transition, which is a prototypical example of turbulence structure formation in high-temperature plasmas. In the dynamical phase where transport barrier is established abruptly, the time-space-frequency-resolved turbulent particle flux is obtained. Here we report the validation of the mechanism of transport barrier formation quantitatively. It is found that the particle flux is suppressed predominantly by reducing density fluctuation amplitude and cross phase between density fluctuation and potential fluctuation. Both radial electric field shear and curvature are responsible for the amplitude suppression as was predicted by theory. Turbulence amplitude reduction immediately responds to the growth of the radial electric field non-uniformity and saturates, while cross phase continuously approaches zero.

論文

Dissolution behavior of lithium compounds in ethanol

古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.286 - 291, 2016/12

BB2015-1402.pdf:3.16MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.38(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)の中性子源として使用されるリチウムは、大気中の酸素や窒素と容易に化学反応を生じる。IFMIFにおいて使用機器の交換の場合には、その機器に付着したリチウムは、酸化リチウムや水酸化リチウムのようなリチウムに変化することから、これらを交換する機器から安全に除去することが要求される。本研究では、候補洗浄剤であるエタノール中における各種のリチウム化合物(窒化物、水酸化物および酸化物)の溶解挙動について、温度および時間をパラメータに調べた。

論文

Impact hammer test of ITER blanket remote handling system

野口 悠人; 丸山 孝仁; 上野 健一; 小舞 正文; 武田 信和; 角舘 聡

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1291 - 1295, 2016/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.85(Nuclear Science & Technology)

本論文ではITERブランケット遠隔保守機器のハンマー打撃試験について報告する。ITERではブランケット遠隔保守機器として軌道ビークル型を採用しており、円弧状の軌道を真空容器の赤道面に敷設し、数ヶ所のポートから強固に支持をとる構造となっている。ITER真空容器赤道ポートでの地震応答加速度スペクトルはピークが14Gに及ぶ過酷なものであり、ブランケット遠隔保守機器の構造健全性を示すためにはシステムの動的応答評価が不可欠である。今回、有限要素法による地震解析を検証するとともに実験的に減衰率を測定するため、ブランケット遠隔保守機器フルスケールモックアップのハンマー打撃試験による実験モーダル解析を実施した。打撃試験によりフルスケールモックアップの主要な垂直振動モードの固有周波数が7.5Hzであり減衰率が0.5%であることが得られた。大地震などの大振幅振動時にはより大きな構造減衰が予測されるものの、小振幅加振時の動的特性と有限要素法による弾性解析結果との一致を確認した。

論文

Synthesis and characteristics of ternary Be-Ti-V beryllide pebbles as advanced neutron multipliers

金 宰煥; 中道 勝

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1764 - 1768, 2016/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:75.11(Nuclear Science & Technology)

Beryllium intermetallic compounds (beryllides) are the most promising advanced neutron multipliers in demonstration fusion power reactors. Advanced neutron multipliers are being developed by Japan and the EU as part of their BA activities. Beryllides are too brittle to fabricate into pebble- or rod-like shapes using conventional methods such as arc melting and hot isostatic pressing. To overcome this issue, we developed a new combined plasma sintering and rotating electrode method for the fabrication of beryllide rods and pebbles. By using these methods, preliminary synthesis of the ternary beryllide pebbles with different chemical compositions, Be$$_{12}$$Ti$$_{1-x}$$V$$_{x}$$ (x=0.0-1.0) was successful. Scanning electron microscopic observation revealed that grain size on the surface decreased while area fraction of Be phase on cross-section decreased as V amount increased. These decreases may be contributed by the fact that the chemical composition of the pebble was closely varied to single-phase Be$$_{12}$$V with no peritectic reaction as V amount increased while Be, Be$$_{12}$$Ti and Be$$_{17}$$Ti$$_{2}$$ phases were formed with large grain due to peritecic reaction in the Be$$_{12}$$Ti. This feature influenced to variation of reactivity with 1% water vapor at high temperature. It was concluded that weight gain as well as H$$_{2}$$ generation decreased due to decreases of grain size as well as Be phase on the surface as V amount increased in Be$$_{12}$$Ti$$_{1-x}$$V$$_{x}$$.

論文

Progress of JT-60SA Project; EU-JA joint efforts for assembly and fabrication of superconducting tokamak facilities and its research planning

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

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1701 - 1708, 2016/11

 被引用回数:21 パーセンタイル:88.97(Nuclear Science & Technology)

2019年の初プラズマを目指してJT-60SAプロジェクトが着実に進展している。JT-60SAは、最大電流が5.5MAで臨界プラズマ条件の下長パルス運転を行うよう設計されている超伝導トカマクである。日欧で分担するJT-60SA機器の設計及び製作は2007年に開始した。本体室での組立は2013年1月に開始し、真空容器セクターの溶接作業が現在クライオスタットベース上で行われている。TFコイル、PFコイル、電源、冷凍器システム、クライオスタット胴部、熱遮蔽等のその他の機器は据付、組立、調整運転のため那珂サイトに搬入されたかもしくは搬入される予定である。本論文ではトカマク機器及び付属システムの製作、据付、組立の技術的な進捗、並びに日欧の核融合コミュニティーが共同で策定するJT-60SA研究計画の進展について述べる。

論文

New remarks on KERMA factors and DPA cross section data in ACE files

今野 力; 佐藤 聡; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1649 - 1652, 2016/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:55.37(Nuclear Science & Technology)

今回、最新の核データJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, FENDL-3.0の公式のACEファイルにあるKERMA係数, DPA断面積を詳細に調べたところ、以下の問題点を見つけた。(1)核データの誤りやNJOYコードのバグにより、低エネギー中性子でエネルギーが小さくなるにつれてKERMA係数, DPA断面積が大きくならない。(2)低エネルギー領域で非常に大きなヘリウム生成断面積により非常に大きなKERMA係数, DPA断面積になる。(3)NJOYコードはFile12-15ではなくFile6に捕獲反応の$$gamma$$線データが入っていると正しく処理できないようである。(4)運動学的手法のKERMA係数は、2次粒子の詳細なデータがないと正しくない。本研究をもとにこれらの問題を解決すべきである。

論文

Effect of hydrocarbons on the efficiency of catalytic reactor of detritiation system in an event of fire

枝尾 祐希; 佐藤 克美; 岩井 保則; 林 巧

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1831 - 1838, 2016/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:60.71(Nuclear Science & Technology)

Detritiation system of a nuclear fusion plant is mandatory to be designed and qualified taking all the possible extraordinary situations in addition to that in a normal condition carefully into consideration. We focused on the change in efficiency of tritium oxidation of a catalytic reactor in an event of fire where the air accompanied with hydrocarbons, water vapor and tritium is fed into a catalytic reactor at the same time. Our test results indicated; (1) tritiated hydrocarbon produces significantly by reaction between tritium and hydrocarbons in a catalytic reactor; (2) there is little possibility of degradation in detritiation performance due to tritiated hydrocarbons produced in the catalyst reactor are combusted; (3) there is no possibility of uncontrollable rise in temperature of the catalytic reactor by heat of reactions; and (4) saturated water vapor enables to poison the catalyst temporarily and degrades the detritiation performance. Our investigation indicated a saturated water vapor condition without hydrocarbons would be the dominant scenario to determine the amount of catalyst for the design of catalytic reactor of the detritiation system.

論文

Nitrogen hot trap design and manufactures for lithium test loop in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11

BB2015-1982.pdf:2.03MB

The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600$$^{circ}$$C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.

論文

Some comments on KERMA factors and DPA cross-section data in ACE and MATXS files of JENDL-4.0

今野 力; 権 セロム; 太田 雅之; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2016-004, p.233 - 238, 2016/09

JENDL-4.0の公式のACE、MATXSファイルに入っているKERMA係数、DPA断面積をENDF/B-VII.1, JEFF-3.2のデータと比較し、多数の核種で違いがあることが見つかった。この違いの原因として以下が考えられる;(1) NJOYコードのバグ、(2)異常に大きいヘリウム生成断面積、(3)核データの$$gamma$$生成データの形式、(4)詳細な2次粒子データ(エネルギー角度分布データ)がない。本研究をもとに、問題のあるJENDL-4.0のACE, MATXSファイルは修正する必要がある。

論文

A Simple method for modification of capture reaction and elastic scattering nuclear data in analyses of nuclear data benchmark experiments

今野 力; 権 セロム; 太田 雅之; 佐藤 聡

JAEA-Conf 2016-004, p.239 - 242, 2016/09

ベンチマーク実験の解析で計算値と実験値の差の原因を特定するために、ある核種の核データの一部を変更し、それをNJOYで処理して計算に使うことがある。しかし、共鳴データのある1MeV以下の捕獲反応、弾性散乱データを変更することは簡単ではない。そこで、NJOYで共鳴データから作られた捕獲反応、弾性散乱断面積データを使う簡単な方法を考案した。この方法を原子力機構FNSの銅、モリブデンベンチマーク実験に適用し、この方法が非常に有効であることを確認した。

論文

Experimental identification of electric field excitation mechanisms in a structural transition of tokamak plasmas

小林 達哉*; 伊藤 公孝*; 井戸 毅*; 神谷 健作; 伊藤 早苗*; 三浦 幸俊; 永島 芳彦*; 藤澤 彰英*; 稲垣 滋*; 居田 克巳*; et al.

Scientific Reports (Internet), 6, p.30720_1 - 30720_7, 2016/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:64.7(Multidisciplinary Sciences)

本レターでは2段階でのL-H遷移時に発生する径電場に関して物理モデルの検証を報告する。ポワソン方程式の時間微分項を評価したところ、ロスコーン損失と新古典粘性による径電流が1段目の遷移時に観測されるものと一致した。2段目の遷移時とLモードにおける径電流は、非両極性条件では説明できないことがわかった。

論文

Analysis on ex-vessel loss of coolant accident for a water-cooled fusion DEMO reactor

渡邊 和仁; 中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*; 浅野 和仁*

Proceedings of 26th IEEE Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2015), 6 Pages, 2016/06

水冷却方式の核融合原型炉において、真空容器外でブランケット冷却配管が破断した場合、高温・高圧の蒸気が建屋区画内に放出されるため、加圧により放射性物質が建屋区画外に放散される可能性がある。そこで、本研究ではこの事象(真空容器外冷却材喪失事象)に対し、3つの閉じ込め障壁案を提案した。これらの案に対して事故解析コードである「MELCOR」の核融合向け改良版を使用した熱水力解析を実施し、各案が成立する条件を明らかにした。

論文

最近の核融合中性子工学の進展,3; CADデータからの自動変換による核解析

佐藤 聡; 近藤 恵太郎

プラズマ・核融合学会誌, 92(4), p.266 - 268, 2016/04

ITERや核融合DEMO炉、IFMIF等の核解析では、近年、変換コードにより3次元CADデータから自動的に作成したMCNPの形状入力データを用いて放射線輸送計算が行われている。本解説記事では、CADデータからMCNPの形状入力データへの変換コード開発の現状及びその適用例を紹介する。併せて、MCNPの計算結果の可視化方法に関しても紹介する。

論文

最近の核融合中性子工学の進展,2; 核融合炉の核解析

今野 力

プラズマ・核融合学会誌, 92(4), p.261 - 265, 2016/04

核融合炉の核解析で使われる計算コード、核データライブラリーについて、基礎ではあるが、意外に知られていない重要な点を中心に初心者だけでなく経験者にも役立つ情報を解説する。

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