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斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 佐藤 育男*; 楠橋 幹雄*; 畠山 剛*; 高橋 平七郎*; 菊池 満
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part1), p.593 - 596, 2000/12
被引用回数：1 パーセンタイル：12.08(Materials Science, Multidisciplinary)現在、日本原子力研究所(以下原研)では、JT-60UのITER高性能化試験の終了後に定常炉心試験装置(以下JT-60SU)の検討・評価作業を進めている。このJT-60SUの真空容器鋼としては高強度、低放射化かつ非磁性であることが求められており、原研と(株)日本製鋼所は共同でNi,Coが無添加で低Mn型の低放射化非磁性鋼の開発を進めてきた。現在までにVC9と呼ばれる鋼種が有望であるという結果を得ている。本研究ではVC9の機械的特性や溶接性などの特性評価を行った。機械的特性試験は高温引張り,シャルピー試験,疲労及び破壊靭性試験を行った。その結果、VC9の室温~500
の引張り強度はSUS316Lを大きく上回り、真空容器鋼として十分な高温強度を持つ鋼種であることがわかった。また、疲労試験(室温)でもSUS316Lの約2倍の疲労寿命を持つことがわかった。溶接性評価としては組織観察、硬さ及びフェライト量測定などを行った。
牛草 健吉; 諫山 明彦; 栗田 源一; 石田 真一; 閨谷 譲; 石山 新太郎; 菊池 満; 大塚 通夫*; 佐々木 隆*; 中川 敏*; et al.
Fusion Engineering and Design, 51-52, p.371 - 376, 2000/11
被引用回数：1 パーセンタイル：12.08(Nuclear Science & Technology)定常炉心試験装置JT-60SUの真空容器及び超伝導コイルをビーム及びシェル要素でモデル化し、地震等の非標準時の振動解析を行った。コイルの軽量化、隣接コイルのシアパネル連結、支持脚の剛性化が固有振動数を高めるのに有効であること、超伝導コイルシステムの固有振動数をITERに比べ高い1.03Hzとすることができた。JT-60実験棟の床面に350-400galの加速度を与えて、動解析を行った結果トロイダルコイルの変位は2mm以下であり、コイルが床面とほぼ同様の振動を行うことを明らかにした。真空容器の固有振動数は6.1Hzであり、コイルと同様の動解析の結果真空容器の最大変位は2.4mmとなった。これらの結果はJT-60SUが地震に対して十分な耐震性を有することを示している。JT-60SUのトロイダルコイルの超伝導線材として想定しているNb
Al線材の製作に必要な技術開発をほぼ終えた。また、SUS316に比べて低放射化材料として優れた高マンガン銅(C:0.02-0.2wt%,Mn:15wt%,Cr:15-16wt%,N:0.2wt%)を開発した。
斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 佐藤 育男*; 楠橋 幹雄*; 畠山 剛*; 高橋 平七郎*; 菊池 満
JAERI-Tech 2000-047, 64 Pages, 2000/08
JAERI-Tech-2000-047.pdf:6.05MB
現在、日本原子力研究所(以下原研)では、核融合炉の実現に向けて定常炉心試験装置(以下JT-60SU)の検討・評価作業を進めている。このJT-60SUの真空容器鋼としては、高強度、低放射化かつ非磁性であることが求められている。しかし既存の鋼種でそれらの要求を満たすものはないため、原研と(株)日本製鋼所は共同でNi,Coが無添加で低Mn型の低放射化非磁性鋼の開発を進めてきた。はじめに合金成分と製造行程の検討を行い、平成9年度までにVC9と名付けた鋼種が有望であるという結果を得た。平成10年度以降はこのVC9のJT-60SU真空容器鋼としての適性評価として、機械的特性・溶接性・耐食性・時効特性などさまざまな特性試験を行っている。本報告書はそれらの結果の中から物理的特性及び時効特性についてまとめたものである。
石山 新太郎; 深谷 清; 衛藤 基邦; 宮 直之
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.144 - 152, 2000/02
Ti-6Al-4V合金の水素吸蔵/放出特性並びに373K~773Kで0.1-5MPaの水素圧力下で水素吸蔵させた同材料の機械的特性を調べた。P-C-T試験の結果、Ti-6Al-4V合金は473Kにおいて水素吸蔵両のプラトー領域を有し、最大3wt.%/H2の水素を吸蔵することが明らかとなった。また、その結果水素吸蔵試験片はこなごなになった。同材からの吸蔵水素の乖離は773K以下で生じた。現在設計検討中のJT-60SUの試験条件すなわち、0.1~10MPa水素圧力下で室温~773Kの状態では、Ti-6Al-4V合金表面の酸化膜の働きにより水素化が抑制されることが明らかとなった。また、材料中の水素吸蔵量が0.1wt.%H2以下の場合、Ti-6Al-4V合金の機械的特性は劣化しないことがわかった。
斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 佐藤 育男*; 楠橋 幹雄*; 畠山 剛*; 高橋 平七郎*; 菊池 満
JAERI-Tech 99-076, p.53 - 0, 1999/10
現在、日本原子力研究所(以下原研)では、核融合炉の実現に向けて定常炉心試験装置(以下JT-60SU)の検討・評価作業を進めている。このJT-60SUの真空容器鋼としては、高強度、低放射化かつ非磁性であることが求められている。しかし既存の鋼種でこれらの要求を満たすものはないため、原研と(株)日本製鋼所は共同でNi,Coが無添加で低Mn型の低放射化非磁性鋼の開発を進めてきた。初めに合金と製造工程の検討を行い、平成9年までにVC9と名付けた鋼種が有望であるという結果を得た。平成10年度以降はこのVC9のJT-60SU真空容器鋼としての適性評価として、機械的特性・溶接性・耐食性・相安定性などさまざまな特性試験を行っている。本報告書はそれらの結果の中から機械的特性と溶接性についてまとめたものである。
宮 直之; 菊池 満; 牛草 健吉; 栗田 源一; 永島 圭介; 閨谷 譲; 飛田 健次; 豊島 昇; 正木 圭; 神永 敦嗣; et al.
JAERI-Research 98-012, 222 Pages, 1998/03
JAERI-Research-98-012.pdf:8.71MB
定常炉心試験装置(JT-60SU)の遮蔽・安全設計を行った。本装置では10年間のDD実験放電と2年間のDT実験の実施(オプション)を想定した。安全評価上の指針として、放射線障害防止法等に準拠した。予め定めた遮蔽設計の目標値を満たすように真空容器を含む本装置構造物の遮蔽構造の最適化案を検討し、現在のJT-60実験棟において充分安全に実験運転が可能なことを示した。DT実験では年間100gのトリチウムを使用する。トリチウム等の漏洩防止の観点から多重格納系を採用した。三次格納となる実験棟本体・組立室内にて、万一のトリチウム放出したときを想定した緊急時トリチウム除去設備の検討を行い、2週間後に人が立ち入れる濃度への低減が現実的な設備規模で可能なことを示した。
牛草 健吉
プラズマ・核融合学会誌, 74(2), p.117 - 125, 1998/02
核融合実験炉・原型炉の定常運転の科学的基盤の構築を目指した実験装置、定常炉心試験装置JT-60SUの概念設計を解説した。装置はプラズマ電流5-6MAの長パルス運転(1000秒~1時間)が可能となるよう設計されている。装置の概要を示した後、物理設計における特長を示し、長パルス運転シナリオ、高密度運転、プラズマ形状制御、電流分布制御、ダイバータ設計など、JT-60の実験成果に基づいた検討内容を紹介した。また、工学的設計の特徴として超伝導コイル系、真空容器、加熱・電流駆動システム、遠隔操作システム、材料開発、放射線遮蔽、トリチウム処理設備を概説し、全システムの成立性を明らかにした。
栗田 源一; 永島 圭介; 牛草 健吉; 菊池 満
Fusion Engineering and Design, 38(4), p.417 - 428, 1998/00
被引用回数：4 パーセンタイル：38.63(Nuclear Science & Technology)定常炉心試験装置は、定常トカマク運転のための統合化された科学的基礎を確立するための実験装置として設計されている。プラズマ表面での安全係数の値を高く保って大きなプラズマ電流で運転するためにプラズマ断面の形状は、大きな楕円形となっている。この大きな楕円形は、いろいろなMHD不安定性の中でも、特に垂直位置不安定性が不安定となり、安定な定常運転を得るためには、これを回避する必要がある。ここでは、定常炉心試験装置の垂直位置不安定性が調べられ、標準的な定常運転の配位で、プラズマ表面の近くにバックル板を置くことによって、その成長率は30から50Hzに低減され、安定マージンは、0.5まで増加することが示された。これらは制御可能な数値である。また三角度変数が、標準配位の平衡に対して、大きな安定化効果を持つことも示された。
池田 佳隆; 恒岡 まさき; 高橋 幸司; 春日井 敦; 寺門 正之; 芳賀 浩一*; 牛草 健吉; 坂本 慶司; 今井 剛; 山本 巧
Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE '97), Vol.1, p.437 - 440, 1998/00
JT-60SUでは局所加熱、電流駆動としてECHシステムの導入を検討している。第一段階としては、現存のJT-60の高周波加熱装置の施設を最大限利用した設計を行い、周波数110GHz/4MW,10秒間運転のECHシステムを提案した。第2段階としては、JT-60SUの定格磁場に対応したECH共鳴周波数である170GHz、50MW、連続運転のECHシステムを提案した。さらに、プラズマからの放射線に対する遮蔽を考慮したECH用の大型アンテナの設計を行った。
栗田 源一; 牛草 健吉; 菊池 満; 永島 圭介; 閨谷 譲; 宮 直之; 豊島 昇; 高橋 良和; 林 巧; 栗山 正明; et al.
Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.233 - 236, 1998/00
SSTRのような定常トカマク炉を実現するためにはアルファ粒子の加熱に加えて、高q(5~6)と高
(2~2.5)において、良好な粒子制御体での高いエネルギー閉込め(Hファクター
2)、安定な高規格化(
~3.5)、高いブートストラップ電流の割合と高効率電流駆動、ダイバータによる熱負荷の軽減とヘリウム排気等を同時に達成する必要がある。定常炉心試験装置は、ITERの先進的シナリオに貢献すると同時に、このような炉に適した運転モードを重水素を用いて確立するために、研究されている。18個のTFコイルは、R=4.8mにおいて6.25Tのトロイダル磁場を発生し、10組のPFコイルは、楕円度2まで、三角形度は、ダブルヌルで0.8までとれる設計となっている。電流駆動系は、広い範囲の電流分布制御ができるように、合計60MWの負イオンNBIとECHの組合せとなっている。
牛草 健吉; 森 活春*; 中川 勝二*; 永島 圭介; 栗田 源一; 豊島 昇; 青柳 哲雄; 高橋 良和; 松井 邦浩; 菊池 満; et al.
JAERI-Research 97-027, 281 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-027.pdf:9.25MB
定常炉心試験装置の超伝導マグネット及びHe冷凍機設備の設計を行った。超伝導線材としてNbAlとNbTiを併用したトロイダル磁場コイルは、18個のD型コイルで構成され、隣合う2個のコイルをシアパネルで連結することでコイル単体150トンの軽量なコイルを実現した。10個のポロイダルコイルの最適設計を行い、10MA,200秒の電流フラットトップを生成し、プラズマ位置形状制御に融通性のあるシステムが構成できた。装置の誤差磁場を補正するための超伝導コイルを採用することとした。総低温重量4000トンの超伝導マグネット系を1ヶ月以内に4.5Kまで冷却し、定常的熱負荷約6.5kW及び非定常熱負荷8.5MJを放電間隔30分以内で除熱するために、冷凍能力36kWのヘリウム冷凍設備を設計した。
閨谷 譲; 牛草 健吉; 飛田 健次; 栗田 源一; 久保 博孝; 宮 直之; 正木 圭; 神永 敦嗣; 細金 延幸; 長島 章; et al.
JAERI-Research 97-024, 295 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-024.pdf:8.26MB
定常炉心試験装置(JT-60SU)の真空容器、ダイバータ及びクライオスタットの設計を行った。真空容器の材質はトリチウムの吸蔵がなく中性子による放射化が低いものを主な選定基準として(1)SUS316+W板方式および(2)Ti-6Al-4V合金+SUS430方式の2方式で検討し、トロイダル方向に連続した薄板二重構造で構造強度、組み立て、熱解析、遮蔽性能において設計条件をほぼ満足する基本構造が得られた。ダイバータの基本構造として、チャンネル型及びバーティカル型の2ケースで検討し、保守・交換のため、トロイダル方向に分割できるセクタ構造を採用した。また、クライオスタットとして、胴部とドーム部から構成される基本構造を決定した。
栗田 源一; 永島 圭介; 飛田 健次; 閨谷 譲; 牛草 健吉; 長島 章; 久保 博孝; 小関 隆久; 山本 巧; 細金 延幸; et al.
JAERI-Research 97-023, 68 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-023.pdf:2.67MB
定常炉心試験装置は、定常核融合炉とITERにおける先進トカマク運転の開発のためJT-60設備を最大限に利用するように設計されたトカマク装置である。主半径は4.8m、最大プラズマ電流は10MAで、5MAのプラズマ電流で最大8.8
10
m
までの定常運転が可能である。MHD安定性とエネルギー閉じ込めを良くするために、大きな三角度のプラズマ配位が可能である。またプラズマの体積を最大にするために、小型のダイバータを設計した。計測システムは主プラズマ計測及び周辺プラズマ計測装置によって構成され、これらには基本的に既存設備が充てられる。ただし、YAGトムソン散乱システムは特別に強化され、また、新規計測器として、定常磁場測定プローブ、マイクロフィッションチェンバー、ペニングゲージが導入される予定である。
豊島 昇; 正木 圭; 神永 敦嗣; 小栗 滋*; 菊池 満; 中川 勝二*; 宮 直之; 森 活春*; 永見 正幸
JAERI-Research 97-008, 146 Pages, 1997/02
JAERI-Research-97-008.pdf:4.6MB
本報告では、本体付属設備設計、JT-60の解体・JT-60SU全体の組立・工程、主要建家の耐震・耐荷重の裕度及び一部設備の配置計画について述べる。既存JT-60を100日程度で解体、新設再利用品収納建家に収納、PR用として一般展示する。組立は約3年半で実験再開する計画。実験棟の荷重増に対して、本体直下のケーソン基礎にかかる荷重分散が課題となり、詳細な検討が必要である。耐震裕度は耐震Bまで対応可能。実験棟増築建家の耐震B対応は基礎的には可能であるが、2階部分の施工上の詳細検討が必要。負圧管理対応は可能である。整流器棟の荷重増に対しての概略裕度検討では1.3倍が限界(基礎)で、2階部分の対応は、特に詳細な検討が必要となる。
宮 直之; 林 巧; 鈴木 優*; 永島 圭介; 閨谷 譲; 豊島 昇; 鈴木 達志*; 菊池 満; 内藤 大靖*; 永見 正幸
Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.309 - 324, 1997/00
被引用回数：1 パーセンタイル：14.47(Nuclear Science & Technology)JT-60U以降の計画として、評価・検討を進めている定常炉心試験装置の遮蔽・排気処理系についてまとめた。薄板2重壁構造の真空容器の内部に遮蔽材を兼ねたボロン入冷却水を循環する水タンク方式とした。装置全体は40cm厚のコンクリート製クライオスタット内に格納する。低放射化材料としてこれまで評価してきたTi合金に加え、今回新たに代替案として、SUSとタングステンの組合せを提案し、線量当量の設定目標を満たす遮蔽構造を示した。ダイバータポートの実効排気速度20pam
/s(30mol/h)を可能とする定常粒子排気系を検討した。プラズマ及びNBIからの排気ガスは燃料精製系で不純物を処理した後、プラズマ燃料として循環再利用する。本装置のDD放電では0.2g/年のトリチウムが発生する。トリチウム循環系は多重格納とし、緊急時の処理が可能なトリチウム安全処理系を検討した。
Al composite wire using the jelly roll process坂上 佳宏*; 山崎 高之*; 青木 伸夫*; 市原 政光*; 柵木 五樹*; 村瀬 暁*; 松井 邦浩; 牛草 健吉; 菊池 満; 高橋 良和
ICEC16/ICMC Proceedings, p.1681 - 1684, 1996/00
現在、JT-60SUやITERの高磁界マグネットの超電導素線としてNbAlが検討されている。NbAlはNbSnに比べ歪みがかかっても超電導特性が劣化しないので、大電磁力がかかる上記マグネットへの使用が考えられている。しかし、NbAlの特性と歪み、応力等の関係を調査しなければ実用化は難しい。そこで、ジェリーロール法によるNbAl超電導素線を製作し、特に超電導特性及び機械的特性についてNbSn素線と比較検討した。
小関 隆久; C.Z.Cheng*; 永島 圭介
JAERI-Research 95-065, 22 Pages, 1995/10
JAERI-Research-95-065.pdf:0.75MB
JT-60SUにおいて予想されるトロイダル・アルフベン固有モード(TAEモード)安定性を求めた。ACCOMEコードによって求められた自己矛盾のない平衡に対し、NOVA-Kコードを用いてTAEモード安定性を解析した。高電流プラズマ(10MA)の場合、圧力勾配
Phは高密度のため減少し、Vh/V
は高磁場(6.25T)のため1より小さくなる。ここで、Vh/Vは高エネルギ粒子の速度とアルフベン速度の比である。このため、TAEモードは安定性である。一方、低電流プラズマ(3MA/3T)の場合、密度の上昇により容易にVh/V1になり、高い圧力勾配Phと大きな〈h〉のためにTAEモードは不安定となる。しかし、密度・温度がさらに上昇すると、ブートストラップ電流は増加し、電流駆動NBパワーは減少する。この結果、Phと〈h〉の両方が減少し、TAEモードは安定化される。
永島 圭介
JAERI-Research 95-052, 14 Pages, 1995/07
JAERI-Research-95-052.pdf:0.53MB
ダイバータ及びスクレイプオフ領域のプラズマパラメータを評価するために簡易な2点モデルを開発した。このモデルの特長は、プラズマパラメータだけでなく、リサイクリング率や粒子増倍率といった中性粒子パラメータについても、詳細な数値計算なしに評価できることである。このモデルを定常炉心試験装置(JT-60SU)のダイバータ設計に適用して、ガイドラインとなる設計値を決定した。定常放電において充分なヘリウム灰排気を実現し、かつ、低温高密度ダイバータプラズマを得るためには、ダイバータへの全粒子束の0.5%を排気し、主プラズマ側へ逆流する中性粒子束を2%以下にする必要があることを明らかにした。
小関 隆久; C.Z.Cheng*; 永島 圭介
Nuclear Fusion, 35(12), p.1553 - 1562, 1995/00
被引用回数：3 パーセンタイル：20.43(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60SUにおける定常状態プラズマのトロイダル・アルフベン固有モード(TAEモード)の安定性について解析した。JT-60SUでは、500keVの負イオンNBIによる非誘導電流駆が採用され、また、重水素と三重水素を用いた放電も検討されている。このため、NBI及びD-T反応による
粒子などの高エネルギー粘子によるTAEモードの不安定化が問題となる。ここでは、電流分布と圧力分布を矛盾なくMHD平衡を求められるACCOMEコードとTAEモード安定性を求めるNOVA-Kコードを用いて解析した。低電流(3MA)低磁場(3T)プラズマにおいては、TAEモードが不安定となり、安定性に対する密度・温度依存性を明らかにした。高電流(10MA)においては、低nから高nまで限界に近いが、安定である。また、D-T放電のときの安定性についても議論している。
二宮 博正; JT-60チーム
15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 2, 0, p.779 - 787, 1993/00
核融合炉で要求される炉心プラズマの課題としては、良好なエネルギー閉じ込め性能、高出力密度、高効率電流駆動、ダイバータ熱負荷・粒子制御等がある。これらの課題についてJT-60では、高Hモードの実現による核融合積1.110
m・s・keVの達成、分布制御によるベータ限界の拡張(≦4.3,≦4.0)、LHによる3.6MAの電流駆動等を達成した。これらの成果の詳細について報告する。更にJT-60では、ITERと並行して定常化に係る課題を研究するための装置改造を検討中である。この装置、JT-60SUの概要についても報告する。
