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論文

Development of the supervisory systems for the ITER diagnostic systems in JADA

山本 剛史; 橋本 慰登*; 芹沢 保典*; 稲本 修治*; 佐藤 和義; 杉江 達夫; 竹内 正樹; 河野 康則

Fusion Engineering and Design, 89(5), p.532 - 535, 2014/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

計測装置は、ITERのプラズマ制御や物理研究に欠かすことができない。ITER計測装置の統括制御システムは、ITERの中央制御システムからの指令に基づき、計測装置内の機器の制御を管理する重要なシステムである。著者らは、ITERの規格・基準に従いながら、計測装置の制御に関する要求事項を満たす統括システムを設計した。ITERでは、制御システムの構築にEPICSと呼ばれる制御・通信ライブラリを用いることとなっている。著者らは計測装置内の機器の運転の手順をフローチャートで記述し、それをEPICSへ変換する機能を考案した。これにより運転手順の容易な記述と制御システムの製作者の誤りをできる限り回避することが可能となった。また、中央制御システムとの規定された通信手順を基本に、計測装置に必要な機器の較正のために中央制御システムの制御指令を内部で模擬する機能及び計測機器の設定情報を管理するデータベースを設計した。さらに、ITERや計測機器の運転状態に対応して機器の運転制限値や機器間のインターロックを切り替える仕組みを提案した。

報告書

小型高温ガス炉の概念設計,5; 安全設計および安全予備評価

大橋 弘史; 佐藤 博之; 田澤 勇次郎; 相原 純; 野本 恭信; 今井 良行; 後藤 実; 井坂 和義; 橘 幸男; 國富 一彦

JAEA-Technology 2013-017, 71 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-017.pdf:3.64MB

原子力機構は、小型高温ガス炉システムの開発途上国等への2030年代の世界展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気、及び地域暖房への低温蒸気供給を目的とした小型高温ガス炉システムの商用1号機あるいは実証炉と位置づけられるリファレンスの原子炉として、原子炉熱出力50MWtの小型高温ガス炉システム(HTR50S)の概念設計を進めている。安全設計では、早期の建設を目指して、我が国において既に設置許可を取得している高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計の内容を基本としながらも、強制循環冷却系の残留熱除去設備である停止時冷却設備の非「工学的安全施設」化による防護の最適化、安全上の機能を有する系統・機器である炉容器冷却設備の受動設備化等を行った。さらに、主要な事故事象として選定した1次冷却設備二重管破断事故、及び蒸気発生器伝熱管破損事故についての安全予備評価を実施し、判断基準を満足することを確認した。本報では、小型高温ガス炉システムの安全設計及び安全予備評価の結果について報告する。

論文

Port-based plasma diagnostic infrastructure on ITER

Pitcher, C. S.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Encheva, A.*; Feder, R.*; Friconneau, J. P.*; Hu, Q.*; Levesy, B.*; Loesser, G. D.*; Lyublin, B.*; et al.

Fusion Science and Technology, 64(2), p.118 - 125, 2013/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:62.81(Nuclear Science & Technology)

ITERにおいて計測装置を設置するための基盤構造である上部及び水平ポートプラグの共通部分に関する統合設計をまとめたものである。本設計は、ITER機構が組織した各国数名からなる設計タスクフォースにより実施され、ポートプラグの成立に必要なすべての作業を網羅したものである。検討の結果、一つのポートプラグに複数の計測装置が入る水平ポートプラグでは、計測器毎の干渉を避けると同時に保守を考慮した3から6のユニット構造を提案し、さらに発生する電磁力の低減をはかった。また、真空容器外のインタースペースやポートセルへの設置についても考慮し、ポートプラグ及び計測装置の一体化の検討を行った。会議では懸案となっている中性子遮蔽性能の改善策についても併せて報告する。

論文

Nuclear engineering of diagnostic port plugs on ITER

Pitcher, C. S.*; Barnsley, R.*; Feder, R.*; Hu, Q.*; Loesser, G. D.*; Lyublin, B.*; Padasalagi, S.*; Pak, S.*; Reichle, R.*; 佐藤 和義; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.667 - 674, 2012/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:32.85(Nuclear Science & Technology)

The nuclear engineering infrastructure for port-based diagnostics on ITER is presented, including the equatorial and upper port plug generic designs, the adopted modular concept, the loads and associated load response and the remote handling.

論文

Electromagnetic studies of the ITER generic upper port plug

佐藤 和義; 谷口 英二; Pitcher, C. S.*; Walker, C.*; Encheva, A.*; 河野 康則; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1264 - 1267, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Nuclear Science & Technology)

ITERの計測装置は、中性子遮蔽構造を兼ね備えたポートプラグと呼ばれる構造体に組み込まれる。上部ポートプラグは長さ約6m,重量約20tの片持ち構造であるため、構造健全性を評価することは必須である。このため、ITER機構が提案している上部ポートプラグの共通部分の構造に対してディスラプション時における電磁力解析を実施し、その荷重をもとに構造解析を行った。その結果、電磁力,発生応力,変位量ともに大きく、改善が必要なことがわかった。これに対して原子力機構及びITER機構は、応力集中が発生している中間フランジの構造を見直し、その対策を図った。ポートプラグの中間フランジをボルト構造から溶接構造へ変更し、応力解析を行った。その結果、応力,変位量ともに15%低減することを明らかにし、構造健全性を満たす見通しを得た。また、ポートプラグ先端に取り付けられる遮へいブランケットのスリット深さについても着目し、電磁力の低減を図った。スリットの深さを約3倍に広げることで、電磁力を約30%低減できることを明らかにし、設計裕度を確保できる見通しを得た。

論文

Current fusion standards and other related activities in Japan

中曽根 祐司*; 佐藤 和義; 高橋 由起夫*

Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 5 Pages, 2010/07

本講演は、日本機械学会より2008年に発行された「核融合設備規格超伝導マグネット構造規格」の内容及び2010年6月に発行予定の英訳版の準備状況について報告するものである。同規格は、ITER計画において日本が調達する超伝導マグネット(トロイダル磁場コイル)の材料,設計,製作・据付け,非破壊検査,耐圧・漏洩試験について定めたものである。また、講演では、同規格の上記コイルの設計への適用状況を報告するとともに、コイルの製作に関連する研究開発の現状、特に溶接部の機械強度について最新の試験結果を報告する。

論文

Engineering and maintenance studies of the ITER diagnostic upper port plug

佐藤 和義; 大森 順次; 近藤 貴; 波多江 仰紀; 梶田 信*; 石川 正男; 閨谷 譲; 海老沢 克之*; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1713 - 1715, 2009/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.33(Nuclear Science & Technology)

ITERの計測装置は、中性子遮蔽構造を兼ね備えたポートプラグと呼ばれる構造体に組み込まれる。日本が調達を予定している上部ポートプラグは長さ約6m,重量約22tの片持ち構造であるため、構造健全性を評価することは必須である。このため、ディスラプション時における電磁力解析結果をもとに三次元モデルを用いて変位及び応力を評価した。ポートプラグ先端に荷重を与え静/動解析により変位量を求めたところ、最大変位約9mm,動的拡大係数1.45が得られた。これはポートとの隙間20mmに対して製作・組立誤差を考慮すると設計裕度はほとんど見込めない。このため、ブランケット遮蔽モジュール先端にスリットを3本設け電磁力の低減を図ったところ、変位量は5mm以下に低減できることがわかった。一方応力については、局所的に高応力箇所は認められたものの、補強等で低減できる範囲であることがわかった。以上の結果から、ポートプラグは応力上の問題はなく、変位抑制対策を取ることで健全性を確保できる見通しを得た。また、ポートプラグの保守・組立時のシナリオについて検討し、内部フレーム及び把持機構を設けることにより、シナリオが成立する見通しを得た。

論文

Development of ITER diagnostic upper port plug

佐藤 和義; 大森 順次; 海老沢 克之*; 草間 義紀; 閨谷 譲

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.S1088_1 - S1088_4, 2007/11

ITER計画において日本が調達する予定の上部計測ポートプラグは、長さ約6m,重量約22tの片持ち構造であるため、高い剛性が要求される。また、ポートプラグには計測のための開口部及び光学路を有するため、これらを考慮した電磁力及び中性子遮蔽解析による評価が不可欠である。このため、製作性を考慮したポートプラグの構造について検討するとともに、中性子の遮蔽や保守時の作業スペースを考慮したポートプラグ内への計測機器の配置を検討した。その結果、汎用品である板材とリブを組合せることにより設計案の鍛造品で構成される構造と同等の剛性を有することを見いだした。また、ポートプラグ内にすべての計測機器,関連する冷却管や信号線を組み込むとともに互いに干渉せず作業空間も確保した配置案を提案した。本提案に基づき電磁力解析を実施したところ、片持ち構造の根本であるフランジ部にかかる最大モーメントとして約1MNmが得られ、設計基準値を十分に下回る可能性を見いだした。

論文

Progress in development of edge Thomson scattering system for ITER

波多江 仰紀; 中塚 正大*; 吉田 英次*; 海老沢 克之*; 草間 義紀; 佐藤 和義; 勝沼 淳*; 久保村 浩之*; 信夫 克也*

Fusion Science and Technology, 51(2T), p.58 - 61, 2007/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.65(Nuclear Science & Technology)

ITERの周辺トムソン散乱計測装置では、測定領域としてr/a$$>$$0.9,電子温度0.05$$sim$$10keV,電子密度5$$times$$10$$^{18}$$$$sim$$3$$times$$10$$^{20}$$m$$^{-3}$$,測定周期10ms,空間分解能5mmの測定性能が要求されている。本研究では、おもに計測用レーザーシステム,ポートプラグ内光学系(集光光学系,レーザー入射光学系)の検討を行った。計測用レーザーシステムには、波長1064nm,エネルギー5J,繰り返し周波数100Hz,パルス幅10nsの性能が要求される。この要求を満たすため、(1)高効率のCr,Nd:YAGセラミックスの使用,高平均出力レーザー増幅器で誘起される熱的影響はJT-60で実証された位相共役鏡で補正することを検討した。位相共役鏡を効果的に動作させるためには、特に単一縦モード性能が重要であり、レーザーダイオード励起のリング共振器型のレーザー発振器の試作を行った。さらに、フラッシュランプ励起方式ではフラッシュランプの寿命が問題となり、寿命の伸長を図るために、6本のフラッシュランプを内蔵した高平均出力レーザー増幅器の試作を行った。ポートプラグ内光学系はITER工学設計活動(EDA)中に初期検討が行われた。この検討では、(a)プラズマから比較的近い位置にレンズが配置されており、放射線による光学特性の劣化が懸念される。(b)真空境界がポートプラグの中央部に位置しており保守が容易でない、などの問題が考えられる。そこで、真空境界はポートプラグの終端部とし、ポート内光学系の最適化を行った。

報告書

六ヶ所サイト構内施設配置の検討

佐藤 和義; 上原 正晴*; 田村 耕作*; 橋本 正義*; 荻野 俊治*; 薬研地 彰; 永松 伸英*; 関谷 重樹*; 高橋 英雄*; 本橋 啓一*; et al.

JAEA-Technology 2006-024, 114 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-024.pdf:24.72MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の誘致に向け、2001年の最終設計報告書の取りまとめ以降、我が国の六ヶ所サイトに固有の条件を考慮したサイト依存の検討を実施してきた。このうち、青森県六ヶ所村の弥栄平地区を想定したトカマク施設等の主要施設の構内配置について、ITER施設計画の必要施設及び施設規模の最新情報並びにトカマク複合建家予定地付近の最新地盤情報をもとに、配置案の検討を行った。その結果、(1)トカマク複合建家を支持岩盤が高く、建家の基礎掘削コストの低減及び基礎工事の工程が短縮できる。(2)敷地造成工事の取扱い土量が最も少なくコストを低減でき、2段造成のため敷地利用の裕度が高い。(3)人及び物のアクセス性,騒音・振動の影響回避並びに主要配管・ダクト延長の短縮が可能であることを満たすトカマク複合建家の最適配置案を構築し、六ヶ所サイトにおける構内配置の成案を作成することができた。

報告書

ITER施設の建家内配置の検討

佐藤 和義; 橋本 正義*; 永松 伸英*; 薬研地 彰; 関谷 重樹*; 高橋 英雄*; 本橋 啓一*; 荻野 俊治*; 片岡 敬博*; 大橋 祐則*; et al.

JAEA-Technology 2006-006, 587 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-006.pdf:46.04MB

本報告書は、ITER施設の国内誘致に備え、その中心的な役割を担うトカマク建家内の配置について検討した結果をまとめたものである。配置計画を策定するにあたり、非サイト依存設計で主要機器を中心に設計がなされている最終設計報告書をもとに、サイトに適合できるようITERを構成する設備を系統立てて分類するとともに補足設計が必要と思われる箇所について検討を行った。また、国内立地にあたり、日本の安全確保の考え方に適合した安全確保上評価が必要な項目について追加の検討を行った。その結果、トカマク建家とホットセル建家を複合化し一体として免震建家とすることを新たに提案し、建設から運転を通した人・機器の動線や保全計画についても併せて考慮した配置計画案を作成した。本配置案は、最終的にはITER国際事業体にて決められるべきものであるが、建設時のベースとなる基本設計の有力な候補に位置付けられるものと考える。

論文

First wall and divertor engineering research for power plant in JAERI

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 廣瀬 貴規; 佐藤 和義; 吉田 肇; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.93 - 103, 2006/02

 被引用回数:11 パーセンタイル:32.09(Nuclear Science & Technology)

本論文では、核融合発電実証プラントのプラズマ対向機器である第1壁及びダイバータの原研における研究開発の活動について報告する。核融合発電実証プラントはITERのような実験炉に比べ、運転期間が長期にわたるため、プラズマ対向機器は厳しい中性子照射及び熱・粒子負荷を受ける。現状の設計では、核融合発電実証プラントのプラズマ対向機器の構造材としては、中性照射を考慮して低放射化フェライト鋼(F82H)が候補材となっている。一方、その表面保護材料としては、スパッタリング損耗に対する耐久性及び低トリチウム吸蔵特性からタングステン材料が候補材となっている。このような材料を組合せたプラズマ対向機器を実現するために、原研では、(1)高性能冷却構造の開発,(2)表面保護材料の開発,(3)F82H鋼とタングステンに対する接合技術の開発及び(4)構造健全性の評価を行うなど精力的な開発を行っている。本稿では、これらの開発活動に関する最新の成果として、高性能冷却管(スクリュウ冷却管)の開発,単軸圧縮による拡散接合法の開発,ダイバータ構造の熱疲労寿命評価法の開発及び表面保護材料のスパッタリング評価用低エネルギーイオン照射装置の開発について報告する。

論文

Proposal of hot-pressed, rod-shaped tungsten armor concept for ITER divertor and its high-heat-flux performances

佐藤 和義; 江里 幸一郎; 谷口 正樹; 鈴木 哲; 秋場 真人

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(7), p.643 - 650, 2005/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.02(Nuclear Science & Technology)

原研におけるプラズマ対向機器の研究、特に、粒子負荷の厳しい部分に採用されるタングステンダイバータの接合について報告する。タングステン/銅接合については、これまで両者の線膨張係数や弾性率が大きく異なるため、タングステンタイルの剥離が生じる懸念があった。このため、アーマタイルを細かくわけることによりこの応力を低減する方法が検討されてきた。今回、原研では、小さいロッド型タングステンを用いた熱間プレス法による接合法を開発し、ITERダイバータへの適用をはかった。 熱間プレス法は、銅製熱シンクにあらかじめ加工した穴に対してロッド型タングステンを高温下で圧入し製作するものである。この方法にて製作したダイバータ試験体は、ITERダイバータ設計条件である5MW/m$$^{2}$$,3000回の熱サイクルに対し健全性を維持することを明らかにした。また、同時に実施した熱解析により、タングステン/銅ヒートシンク間の接触熱伝達率は2400W/m$$^{2}$$/Kと見積もられた。この値は、表面温度を再結晶温度以下に保つためには若干低い値である。しかしながら、実験では脆化によるタングステンタイルの損傷等は認められなかった。今後、ロッド接合面の表面処理や中間層を入れる等して熱伝達の向上を図る必要があることがわかった。

論文

Development of ITER divertor vertical target with annular flow concept,1; Thermal-hydraulic characteristics of annular swirl tube

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人; Ibbott, C.*; Tivey, R.*

Fusion Science and Technology, 46(4), p.521 - 529, 2004/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:54.15(Nuclear Science & Technology)

核融合炉内プラズマ対向機器用高性能冷却管開発の一環として、ねじりフィン付き同軸2重管(同軸スワール管)の限界熱流束(CHF)及び圧力損失の測定実験を行った。本冷却管は外管及び外壁にねじりフィン加工が施してある内管から構成される。冷却水はまず内管に供給され、端部のエンドプラグで外管と内管間の環状流路へ折り返し流れ、高熱流束を受ける外管を冷却する。この冷却構造により、プラズマ対向機器端部で問題となる冷却水折返用曲管を必要としない設計を可能とした。本冷却管では、高熱流束を除去するために環状流路にねじりフィンを導入し旋回流を発生させているが、このような流れの熱流動データはこれまで、ほとんど測定されていない。本実験の結果、本同軸スワール管のCHFは同外径寸法のスワール管と同等であることを確認できた。このとき、ITERダイバータ冷却に必要なCHF値($$rm28MW/m^2$$)を得るのに必要な冷却水の最小軸流速は7.1m/secであった。また、原研が開発したスワール管の熱伝達相関式が同軸スワール管に適用可能であることを示した。端部の折り返し部の圧力損失は、外管内径と同半径の半球状エンドプラグで最小となることが確認され、環状旋回流部の圧力損失及び管摩擦係数を評価した。

論文

Development of ITER divertor vertical target with annular flow concept, 2; Development of brazing technique for CFC/CuCrZr joint and heating test of large-scale mock-up

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人; Ibbott, C.*; Tivey, R.*

Fusion Science and Technology, 46(4), p.530 - 540, 2004/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:30.13(Nuclear Science & Technology)

同軸冷却管を用いたITER用ダイバータ高熱流束機器の製作性実証及び繰り返し加熱時の耐久性実証を目的とした、大型ダイバータ試験体の製作及びイオンビームによる加熱実験の結果について報告する。同軸冷却管は銅合金(CuCrZr)製外管と外表面にねじりフィンを取り付けたステンレス製内管の2本の同心円管から構成される。試験体は炭素系複合材料(CFC)製アーマを冷却管にロウ付けした、垂直ターゲットと呼ばれるものである。冷却管材料であるCuCrZrは析出硬化型合金であるため、ロウ付け時の熱処理によりその強度が大きく異なる。そのため、CuCrZrの強度回復を兼ねたCFC材料とのロウ付け熱処理工程及びロウ材の選定試験を行い、大型試験体を製作した。また、本試験体で採用したアーマ部とバックプレート部摺動機構による冷却管に生じる熱応力の緩和効果を熱・機械解析を用いて検討した結果、摺動機構無の場合と比較して、冷却管に生じる応力振幅・ひずみ振幅は、ともに70%程度に低減していることを示した。本試験体がITERダイバータ熱負荷条件に相当する20MW/m$$^{2}$$,1000サイクル以上、15MW/m$$^{2}$$,3000サイクル以上に耐えることを示す加熱試験結果を報告する。この成果はダイバータ製作の技術的可能性を示すものである。

論文

Thermal fatigue experiment of screw cooling tube under one-sided heating condition

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.820 - 824, 2004/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.73(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉用高熱流束機器用高性能冷却管開発の一環として、冷却内面に三角フィンを加工した冷却管を提案している。この冷却管では、三角フィンを簡単なねじ切り加工で形成しており、スクリュウ管と呼ばれる。本研究では、これまでの実験の結果、最も高い限界熱流束が得られたM10ピッチ1.5のスクリュウ管の熱疲労実験を実施した結果を報告する。供試体は銅合金(CuCrZr)熱シンクにネジを切った冷却管を用い、ダイバータ形状を模擬した熱シンクには1.5mm幅のスリット加工を施している。熱疲労試験は原研にある電子ビーム照射装置で、核融合炉条件を模擬した片側からの熱負荷条件(20及び30$$rm MW/m^2$$,10秒加熱・10秒冷却)で実施した。冷却管スリット部からの水漏れは熱負荷$$rm MW/m^2$$条件で約4500サイクル、30$$rm MW/m^2$$条件で約1400サイクルにて発生した。これらの疲労寿命は有限要素解析結果をもとにしたManson-Coffin則による寿命評価とよく一致している。断面観察の結果、疲労亀裂はスリット部外側加熱側から生じ、管断面を冷却面側へ進展していることが判明した。本冷却管をダイバータに適用する際に懸念されていた冷却管内面のネジ谷からの亀裂発生がないことを実験的・解析的に示した。

論文

ITER nuclear components, preparing for the construction and R&D results

伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Barabaschi, P.*; Barabash, V.*; Chiocchio, S.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; Federici, G.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.31 - 38, 2004/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:30.13(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER主要コンポーネントの発注仕様書の準備が現在進行中である。製造方法や非破壊検査法などを考慮しつつ炉構造機器(真空容器や容器内機器)の詳細設計を現在行っている。R&D開発については、20度あるいは30度の入射角の超音波試験,2チャンネルモデルによる流量配分の試験,第一壁のモックアップやパネルの製造及び試験,ハウジングを含めた全システムとしてのフレキシブル支持構造の試験,リーク試験のための予備真空領域を設けた同軸冷却管接続の試験,ダイバータの垂直ターゲットのプロトタイプの製造と試験などが行われた。こうした結果により、設計の成立性について確信を与えるとともに、低コストの代替え製造法の可能性を示すものである。

論文

Overview on materials R&D activities in Japan towards ITER construction and operation

高津 英幸; 佐藤 和義; 濱田 一弥; 中平 昌隆; 鈴木 哲; 中嶋 秀夫; 黒田 敏公*; 西谷 健夫; 四竃 樹男*; 洲 亘

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.178 - 182, 2004/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.18(Materials Science, Multidisciplinary)

本論文は、ITER調整技術活動以降、我が国において実施されてきたITER用材料関連R&D活動の概要と主要な成果を報告するものである。工学技術活動において工学設計がまとめられたことを受け、この期間の材料関連R&Dは、建設コストの低減,国内誘致に向けた技術基準作成への支援、及び運転に向けた研究開発にシフトしてきており、純粋な材料レベルの研究開発から機器レベルの研究開発に展開してきている。機器分野としては、炉内機器,真空容器,超伝導磁石用低温構造材及び計測機器をカバーしており、本論文では、主要な成果を報告するとともに、その成果がITERの設計,建設及び運転に与えるインパクトを概観する。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を使用して、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めている。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材,緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:72.35(Physics, Fluids & Plasmas)

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

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