Reviewing codes and standards for long term operation in Japan

村上 健太*; 新井 拓*; 山田 浩二*; 門間 健介*; 辻 峰史*; 中川 信幸*; 鬼沢 邦雄

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 3 Pages, 2024/03

本論文では、長期運転に関連する日本の規制規則、規格、業界ガイドを国際安全規格と体系的に比較することにより、日本の規格・基準の将来像を検討し、日本の規格制度が国際安全規格の勧告を概ね満たしていることを確認した。日本の規格・基準の将来的な改善に関する提言は、5項目に要約された。

Surface studies of tungsten erosion and deposition in JT-60U

上田 良夫*; 福本 正勝*; 西川 雅弘*; 田辺 哲朗*; 宮 直之; 新井 貴; 正木 圭; 石本 祐樹*; 都筑 和泰*; 朝倉 伸幸

Journal of Nuclear Materials, 363-365, p.66 - 71, 2007/06

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2006.12.060

JT-60Uの外側ダイバータ部分に、タングステンをコーティングしたCFCグラファイトタイルを13枚設置し、タングステンタイルの健全性や損耗されたタングステンの輸送・再堆積特性を調べた。タングステンの再堆積分布については、EDXやXPSを用いて測定を行った。タングステンタイルには最大6MW/mの熱負荷が加わったが、特に目立った損傷は観測されなかった。Wタイルに隣接したCFCグラファイトタイル上には、タングステンが損耗・電離後、磁力線に沿って移動して堆積した厚い堆積層が局所的に存在した。また、タングステンタイルと同じセクションにおけるタングステンのポロイダル方向の再堆積分布を調べたところ、内側ダイバータストライク点近傍と外側ウイング下部に多くの堆積が見られた。これらの分布を、Cの再堆積分布と比較したところ、内側ダイバータではほぼ同様の分布を観測したが、ドームの内側ウイングと外側ウイングでは、異なった堆積傾向が見られた。

Thermal properties of redeposition layers in the JT-60U divertor region

石本 祐樹; 後藤 純孝*; 新井 貴; 正木 圭; 宮 直之; 大山 直幸; 朝倉 伸幸

Journal of Nuclear Materials, 350(3), p.301 - 309, 2006/05

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2006.01.013

ELMによる過渡的な熱負荷を評価するため、JT-60UW型ダイバータの内側ターゲットタイル上に形成された再堆積層の熱物性値をレーザーフラッシュ法を用いて初めて測定した。再堆積層の観察は走査電子顕微鏡によって行い、ストライクポイントの頻度が高い位置に200マイクロメートルを超える再堆積層を確認した。この位置より再堆積層のみの試料を取り出し、分析を行った。マイクロバランスを用いて試料の質量を測定し、再堆積層のかさ密度が、タイル基材である炭素繊維材料のおよそ半分であることを明らかにした。室温から1000度の領域では、比熱は参照試料である等方性黒鉛とほぼ同じであるが、熱拡散係数は、炭素繊維材料に比べておよそ2桁小さいことがわかった。測定した熱物性値をELMの熱流負荷解析に適用すると、熱負荷はタイル表面を炭素繊維材料であるとして解析した場合の10分の1程度になると示唆される。これは、赤外カメラの温度上昇から見積もったダイバータへの熱負荷がプラズマ蓄積エネルギーの減少分よりも大きくなっているという矛盾を説明する理由の1つとなることがわかった。また、熱物性値のポロイダル分布や熱負荷の非一様性を考慮する必要があることも明らかになった。

First test results for the ITER central solenoid model coil

加藤 崇; 辻 博史; 安藤 俊就; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸*; et al.

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00235-6

ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。

高温照射場の中性子線量計測法の検討

小佐古 敏荘*; 杉浦 紳之*; 工藤 和彦*; 森 千鶴夫*; 飯本 武志*; 四竈 樹男*; 片桐 政樹; 林 君夫; 相原 純; 柴田 大受; et al.

JAERI-Review 2000-017, 78 Pages, 2000/10

JAERI-Review-2000-017.pdf:4.62MB

原研は、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いる高温照射研究である「高温工学に関する先端的基礎研究」を平成6年度から実施している。平成9年度には、同研究の推進母体であるHTTR利用検討委員会に「高温放射線下での照射線量評価タスクグループ」が設置された。本報告書は、同タスクグループが、HTTRを用いる高温照射研究に資するため、高温高放射線場における中性子計測器についての開発課題を調査検討した結果をまとめたものである。取り上げた検出器は、日本国内については、(1)小型核分裂計数管、(2)小型核分裂電離箱、(3)自己出力型検出器、(4)放射化検出器、及び(5)光ファイバの、5種類の炉内検出器であり、そのほかにロシアにおける開発状況についても調査した。本報告書の内容は、高温ガス炉の核計装としても役立つものである。

Initial boronization of JT-60U tokamak using decaborane

西堂 雅博; 荻原 徳男; 嶋田 道也; 新井 貴; 平塚 一; 小池 常之; 清水 正亜; 二宮 博正; 中村 博雄; 神保 龍太郎*; et al.

Japanese Journal of Applied Physics, 32(7), p.3276 - 3281, 1993/07

https://doi.org/10.1143/JJAP.32.3276

JT-60Uにおいて、プラズマ不純物の低減を図ることを目的に、デカボランを用いたボロンコーティングを2度実施した。ボロンコーティングにより作製されたボロン被膜の膜厚、元素組成及びその分布を走査型電顕、オージェ電子分光法、核反応解析法により測定し、以下の事が明らかになった。(1)デカボラン吹き出し口付近の膜厚は80nmであるのに対して、トロイダル方向に約180°離れた場所での膜厚は約2nmとうすく、不均一な分布となっている。(2)H濃度は約10%である。(3)ボロン含有量は90%以上であり、H以外含まず純度が高い。これら膜の特性と、プラズマ不純物低減効果との関係について考察した。

Density control for getting stable discharges in JT-60 graphite wall experiment

芳野 隆治; 閨谷 譲; 二宮 博正; 細金 延幸; 中村 博雄; 新井 貴; 伊丹 潔; 西野 信博*; 佐藤 正泰; 福田 武司; et al.

Journal of Nuclear Materials, 162-164, p.527 - 532, 1989/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(89)90323-1

JT-60は、最近の実験においてプラズマ電流3.2MA(q(a)=2.2)及び線平均電子密度1.210/mを通常のガスパフとNBI高パワー加熱により得ている。この進展の理由として粒子サイクリングと不純物低減の観点より以下の2点が考えられる。1つは、リミター材及びアーマータイル材をTiC被覆Moよりグラファイトへ交換したことであり、これにより高パワー加熱下でもMoやTiのバースト的な混入が発生せずさらにZを低減することが出来た。他の1つは、真空容器壁湿度を~280゜の高温にしたことであり、これによりプラズマ密度の制御が可能となり、ディスラプション後のリカバリーも早くすることができた。

JT-60UにおけるCHガスパフを用いた炭素不純物の輸送に関する研究

石本 祐樹; 後藤 純孝*; 新井 貴; 正木 圭; 宮 直之; 都筑 和泰; 朝倉 伸幸; 田辺 哲朗*

no journal, , 

外側ダイバータで発生する炭素不純物の輸送経路と堆積場所を明らかにするため、JT-60UにおいてCHガスを外側ダイバータプラズマへ入射する実験を行った。実験後の第一壁上の炭素同位体比を2次イオン質量分析装置を用いて計測した結果、局所ガスパフポート付近の外側ダイバータタイルに形成された堆積層では、炭素原子の約90%がCであることがわかった。局所ガスパフポートと同一断面のCポロイダル分布と内側ダイバータ部のストライクポイントの頻度分布を比較したところ、Cのピークがわずかに排気スロット側に観測された。第一壁上は、分析タイル中最もCが少なかった。さらに、可動静電プローブの計測から、プライベート領域に外側から内側ダイバータへのプラズマの流れがあることがわかっている。これらのことから、今回の実験条件においては、SOLだけではなく、プライベート領域の流れもCの輸送に大きな影響を与えていると考えられる。また、外側ダイバータにおいて磁力線の下流に多くCが堆積し、上流には少ないというトロイダル分布から、Cは磁力線に沿って堆積と損耗を繰り返して輸送していることが示唆される。

JT-60Uタングステン被覆ダイバータタイル導入に伴うタングステン再堆積分布の測定

福本 正勝*; 大塚 裕介*; 上田 良夫*; 田辺 哲朗*; 逆井 章; 正木 圭; 新井 貴; 柳生 純一; 信太 祐二; 久保 博孝; et al.

no journal, , 

タングステンタイル付近のダイバータ領域(P8トロイダルセクション)を中心に、炭素繊維(CFC)タイル上のタングステンの再堆積分布を調べた。また、タングステンのトロイダル方向への輸送を調べるため、P8セクションからトロイダル方向へ約60度離れたダイバータ領域(P5トロイダルセクション)についても、タングステンの再堆積分布を調べた。測定はSEMとEDXを用いて、タイル表面からの点分析及び破断面の線分析(深さ方向分布)を行った。表面からの点分析を行った結果、P8セクションの外側ウィングとドームトップのタイル表面には、最大3%のタングステンの堆積が確認された。内側ウィングのタイル表面では、タングステンの堆積割合は0.1%以下であった。内側ダイバータでは、タイル表面近傍のタングステンの堆積割合は0.4%以下であったが、破断面の線分析から、内部にはこれよりも大きい堆積割合を持つ堆積層が存在することがわかった。一方、P5セクションでは、内側ダイバータと外側ウィングのタイル表面近傍におけるタングステンの堆積割合は、P8セクションの同じタイルと比べて少ないこともわかった。

Tungsten deposition distribution in divertor region in JT-60U

渡邊 淳*; 福本 正勝*; 曽我 之泰*; 大塚 裕介*; 上田 良夫*; 新井 貴; 朝倉 伸幸; 仲野 友英; 佐藤 正泰; 柳生 純一; et al.

no journal, , 

タングステンの損耗・発生及び再堆積などの特性を調べ、将来の核融合炉壁材としての適合性を判断するため、JT-60Uでは2003年にタングステンコートタイルを外側ダイバータ領域に設置した。2004年の実験終了後に、タングステンコートタイルと近傍のタイルを取り出しタングステンの堆積分布を調べた。内側ダイバータ領域ではタングステンは炭素との供堆積によって堆積し、その堆積層は深さ60マイクロンに達していた。他方、外側領域ではドームタイルの外側に厚さ数マイクロンで堆積していた。タングステンはタイルの設置場所に近い場所に堆積していたが、主プラズマ室第一壁にあるフェライトタイルに由来する鉄,ニッケル及びクロムは広く分布した再堆積分布であった。