Neutronic analysis for calibration of ITER in-vessel neutron flux monitor with microfission chamber

石川 正男; 近藤 貴; 草間 義紀; Bertalot, L.*

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.1377 - 1381, 2013/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2013.02.139

ITERにおいては、プラズマからの総中性子発生量を、中性子モニタを用いて要求された10%の精度で計測するために、中性子モニタのその場較正試験を精度よく行う必要がある。本研究では、日本が調達する中性子モニタであるマイクロフィッションチェンバー(MFC)に対して、較正用線源の移動方法や線源の移動システムが試験に与える影響を中性子解析により調べた。線源の移動方法としてはトロイダル軸上を連続的に回転させる方法と離散的に移動させる方法があるが、離散的に移動させる方法では、各々の線源位置からのMFCの検出効率に対する寄与がわかる反面、時間がかかることがわかった。一方、連続的に回転させる方法では、中性子解析との比較は困難であるが、一定の時間でより精度の高い試験が行えることがわかった。これにより、試験時間内にそれぞれの特徴を活かした移動方法を採用することで、効率的にかつ正確に試験が行える見通しであることを示した。さらに、中性子散乱等の影響の低減が可能な線源移動システムの概念を提案し、その影響を中性子解析により評価した結果、移動システムによる散乱の検出効率への影響は、3%以内に抑えることができることがわかった。

Nuclear technology aspects of ITER vessel-mounted diagnostics

Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; Encheva, A.*; Walker, C.*; Brichard, B.*; Cheon, M. S.*; Chitarin, G.*; Hodgson, E.*; Ingesson, C.*; 石川 正男; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.780 - 786, 2011/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2011.01.081

ITER has diagnostics with machine protection, basic and advanced plasma control, and physics roles. Several are embedded in the inner machine component region. They have reduced maintainability compared to standard diagnostics in ports. They also endure some of the highest nuclear and EM loads of any diagnostic for the longest time. They include: Magnetic diagnostics; Steady-state magnetic sensors on the outer vessel skin; Bolometer camera arrays; Microfission chambers and neutron activation stations to provide key inputs to the real-time fusion power and long-term fluence measurements; mm-wave reflectometry to measure the plasma density profile and perturbations near the core, and the plasma-wall distance and; Wiring deployed around the vessel to service magnetics, bolometry, and in-vessel instrumentation. In this paper we summarise the key technological issues for each of these diagnostics arising from the nuclear environment, recent progress and outstanding R&D for each system.

Development of in-vessel components of the microfission chamber for ITER

石川 正男; 近藤 貴; 大川 清文*; 藤田 恭一*; 山内 通則*; 早川 敦郎*; 西谷 健夫; 草間 義紀

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10D308_1 - 10D308_3, 2010/10

https://doi.org/10.1063/1.3485080

マイクロフィッションチェンバー(MFC)は、ITERにおいて核融合出力の評価を行う最も重要な計測装置の一つである。MFCの検出器は真空容器とブランケットモジュールの間に設置され、信号ケーブルは真空容器を通って上部ポートまで配線される。信号ケーブルはトカマク組立室で配線される予定であるが、ウランを使用している検出器はITERの運転を行うトカマクピットで設置される予定である。そのため、信号ケーブルの気密を保ったまま、検出器と信号ケーブルを真空容器内部で接続する必要がある。そこで、信号ケーブルと検出器の接続手法を開発し、接続部の性能試験では、信号ケーブルとしての健全性が確認され、ITERに適用できる見通しが立った。また、これまで原子炉において信号ケーブルは曲げ半径100cm程度で使用されてきたが、ITERでは真空容器内部に設置される他の機器との干渉を避けるために、1020cmという小さい曲げ半径で配線する必要がある。そのため、ケーブルを曲げた際の健全性を調べるために、ケーブル曲げ試験を実施した。その結果、10cmの曲げ半径で曲げた場合でも、信号ケーブルの真空性能,絶縁性能に影響がないことを確認した。

Development of the microfission chamber for fusion power diagnostics on ITER

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 草間 義紀

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.8, p.334 - 337, 2009/09

マイクロフィッションチェンバー(MFC)内に充填するアルゴンガスが真空容器内へリークするのを防ぐための設計を行った。それは、MFCをステンレスのケースで覆い、そのケースにリークガスの検出が可能な配管を付けた構造となっている。また、これまでの研究では、MFCの設置位置をプラズマ位置の変化の影響を避けるために外側上部及び下部のブランケットモジュール(BM)背面とすることまでは決まっていたが、本研究ではそれぞれのBM背面における具体的な設置位置を他の機器との干渉を考慮に入れながら決定した。下部MFCはBM背面のほぼ中央に設置可能だが、上部MFCは真空容器との干渉から隣のBMとのギャップに近い設置位置となった。そのため、各々の設置位置において、ストリーミング中性子がMFCの計測に与える影響を中性子輸送解析コードを用いて評価した。その結果、MFCの応答に対するストリーミング中性子の割合は、上部MFCで69%,下部MFCで17%と評価されたが、全体として60%増大して測定される見込みである。ただし、応答の平均値はプラズマ位置の変化に不感で、正確な中性子発生量の計測ができる見通しとなった。

Design of microfission chamber for ITER operations

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 草間 義紀

Review of Scientific Instruments, 79(10), p.10E507_1 - 10E507_4, 2008/10

https://doi.org/10.1063/1.2969286

ITERでは、マイクロフィッションチェンバー(MFC)を用いて全中性子発生量及び核融合出力の評価を行う。広範囲の運転条件でITERの計測要求を満たすために、高出力運転用(計測範囲: 核融合出力100kW1GW)と低出力運転用(同100kW)の二種類のMFCを組合せて計測する計画である。高出力運転用MFCはプラズマ位置の変化の影響を避けるために、真空容器内の外側上部及び下部の遮蔽ブランケットモジュール背面に設置する予定だが、低出力運転用MFCはサイズが大きいため、水平ポートの上部及び下部に設置することを検討している。プラズマとMFCとの間には、遮蔽ブランケットモジュールやマニフォールド等さまざまな中性子遮蔽体があるため、それらが計測に与える影響を調べるためにMCNPを用いた中性子輸送解析を行った。さらに、プラズマ位置の変化の影響も調べた。その結果、低出力運転用MFCを水平ポート上下に設置した場合、その出力の平均値は、プラズマ位置の垂直方向の変化に対しては影響はないものの、水平方向の変化に対してはプラズマ中心位置に依存して変化をしており、補正が必要であることがわかった。

Detail design of microfission chamber for fusion power diagnostic on ITER

石川 正男; 近藤 貴; 早川 敦郎*; 西谷 健夫; 草間 義紀

JAEA-Technology 2007-062, 57 Pages, 2007/12

JAEA-Technology-2007-062.pdf:45.95MB

我が国が調達する予定のマイクロフィッションチェンバー(MFC)は、ITERにおける全中性子発生量及び核融合出力の時間分解測定を行うものである。これまで、低出力運転用のMFC(測定範囲:1kW-100kWの核融合出力)の設計・開発を高出力運転用のMFC(同100kW-1GW)とともに行ってきた。これらの検出器を組合せることで、ITERで目標とされている計測要求をほぼ満たすことができる。MFCは真空容器内に取り付けられるため、信号出力・電力供給用の二重同軸MIケーブルも真空容器上に敷設する必要がある。今回は、MIケーブルの真空容器内における敷設ルートの設計を行った。MIケーブルには14.6気圧のArガスが封入されているが、Arガスの真空容器内へのリークを防ぐために、敷設に際してはMIケーブルを外管で包む二重配管を提案した。さらに、核発熱によるMIケーブルの到達最高温度の検討を行った。その結果、熱伝導を確保するために、MIケーブルと外管の間に300mmごとに7mm幅の銅フランジを入れることにより、MIケーブルの最高温度は、核分裂炉での使用温度である400Cよりも低い、340C以下に抑えられることがわかった。

Engineering design of the ITER invessel neutron monitor using micro-fission chambers

西谷 健夫; 山内 通則; 泉 幹雄*; 早川 敦郎*; 海老沢 克之*; 近藤 貴; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1192 - 1197, 2007/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2007.05.060

ITERにおいてマイクロフィッションチェンバーは核融合出力を測定する重要な計測装置の一つである。マイクロフィッションチェンバーは真空容器内に取り付けられるため、高真空及び高温環境下で動作する必要がある。また核発熱とその除熱方法も考慮する必要がある。これまで、ITERの高出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計開発を行ってきたが、今回は低出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計を実施した。検出器は狭いギャップ内に取り付ける必要性から、全酸化ウラン量を0.75gになるようにマイクロフィッションチェンバーを並べて1つの検出器とする方式を提案した。径14mm,長さ400mmのマイクロフィッションチェンバーを基本要素とする、束型検出器を設計した。核発熱はMCNPコードによって評価した。有限要素法による熱輸送解析の結果、真空容器との熱伝達率を100W/mK以上確保できれば、検出器温度は250C以下にできることを明らかにした。

Progress in the ITER physics basis, 7; Diagnostics

Donn, A. J. H.*; Costley, A. E.*; Barnsley, R.*; Bindslev, H.*; Boivin, R.*; Conway, G.*; Fisher, R.*; Giannella, R.*; Hartfuss, H.*; von Hellermann, M. G.*; et al.

Nuclear Fusion, 47(6), p.S337 - S384, 2007/06

https://doi.org/10.1088/0029-5515/47/6/S07

「ITER物理基盤」は、その名の通りITERプラズマの物理基盤を与えるために編纂されたレビュー論文であり、Nuclear Fusion誌の特集号として1999年に発刊された。本「ITER物理基盤の進展」は、「ITER物理基盤」発刊以降に得られた研究開発成果を纏めたレビュー論文である。そのうち、第7章は、ITERにおけるプラズマ計測について包括的に取り扱うものである。主な項目は以下の通り。(1)ITERでの計測に対する要求性能,(2)ITERに適用する計測の原理と手法,(3)ITERでの計測の実現のために必要な技術開発項目,(4)ITERトカマク装置への計測機器の統合,(5)「ITER物理基盤」で提起された主要課題の進展状況,(6)ITERにおける計測性能の評価,(7)将来の核融合炉に向けてITERで学習すべき課題。

Advanced diagnostics for burning plasma experiments

笹尾 真実子*; 山田 弘司*; 馬場 護*; 近藤 貴; Peterson, B. J.*; 川端 一男*; 間瀬 淳*; 吉川 正志*; 疇地 宏*; 東井 和夫*; et al.

Fusion Science and Technology, 51(2T), p.40 - 45, 2007/02

https://doi.org/10.13182/FST07-A1310

近い将来、ITERにおいて、燃焼プラズマの未知の物理課題を解明するための実験が行われる。これらの研究を実行するためには、核融合生成物を測定するシステムや、各種プラズマパラメーターを高分解能で高い信頼性で計測する、革新的な計測システムを開発することは必要不可欠である。「プラズマ燃焼のための先進計測」は2004年に文部科学省により科学研究費補助金特定領域研究として認められ、現在20以上の研究がこの領域の下で進行中である。ITER計測に適用するために、幾つかの新概念の実現可能性が研究され、その計測システム実現のための構成要素の開発が進められている。

High-repetition CO laser for collective Thomson scattering diagnostic of particles in burning plasmas

近藤 貴; 林 利光; 河野 康則; 草間 義紀; 杉江 達夫; 三浦 幸俊; 小関 良治*; 河原 吉博*

Review of Scientific Instruments, 77(10), p.10E505_1 - 10E505_3, 2006/10

https://doi.org/10.1063/1.2222171

燃焼プラズマ中に閉じ込められた粒子の診断法を確立するために、パルス炭酸ガスレーザーを用いた協同トムソン散乱(CTS)計測法を開発している。国際熱核融合実験炉(ITER)では、閉じ込められた粒子の速度分布と空間分布の測定として、空間分解能をプラズマ小半径の1/10で、時間分解能を0.1sで計測することが要求されている。ITERの時間分解能の必要条件を満たし、S/N比を改善するために工業用レーザー(澁谷工業Co., Ltd (SEL4000))をもとに、新しいレーザー・システム(エネルギー10J以上,繰り返し10Hz)を開発した。レーザーは4mの長さの不安定共振器と、高繰返し運転のためにガスの熱交換器を有する放電電極部を持つ。この新しいレーザー・システムを用いてJT-60Uプラズマにて、CTS計測の原理実証実験を行う。