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報告書

Japanese contributions to blanket design for ITER

黒田 敏公*; 吉田 浩; 高津 英幸; 関 泰; 野田 健治; 渡辺 斉; 小泉 興一; 西尾 敏; 真木 紘一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 91-133, 191 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-133.pdf:5.79MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は、1990年12月を以て3年間に渡る活動を終了した。この報告書はITERの概念設計の内、トリチウム増殖ブランケットに対する日本の設計検討をまとめたものである。日本は従来よりセラミック増殖材(Li$$_{2}$$O)をペブル形状で充填するブランケットを提案している。本設計においては、中性子増倍材(ベリリウム)をやはりペブル形状とし、Li$$_{2}$$Oペブルと混合して充填する方式および増殖材と増倍材の共存性が問題となった場合にこれを回避することを考えた分離充填方式(多層型)の2案について検討した。これらの構造概念を示すと共に、核および熱流動、強度特性に対する解析を実施し、トリチウムインベリ評価、製作性の検討を行った。正味トリチウム増殖比はいずれのブランケットも~0.8であり、外部からの供給と合わせ、ITERの運転に対するトリチウム燃料の供給を行える見込みである。

報告書

核融合実験炉の概念設計; 安全性の解析・評価

関 泰; 高津 英幸; 飯田 浩正; 真木 紘一*; 小川 益郎; 野口 宏; 村田 幹生; 小澤 義弘*; 伊東 新一*; 岡崎 隆司*; et al.

JAERI-M 91-126, 511 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-126.pdf:12.54MB

核融合実験炉としての基本的構成が類似しているFER/ITERを対象に、安全性の解析と評価を行った。安全性の検討の仕方としては、まず、安全設計の考え方を明確にし、次に、運転状態、すなわち、通常運転時、分解修理時、事故時に分けて、解析・評価した。特に、通常運転時においては、トリチウム及び放射化生成物量の評価を、分解修理においてはトリチウム放出量の評価を、事故時においては冷却水喪失事故・真空破断事故・電源喪失事故の事故シナリオの検討を、それぞれ行った。また、安全に関する法規・基準を付加し、全体として、核融合実験炉の安全性を一通り概観できるようにした。

報告書

Japanese contributions to containment structure, assembly and maintenance and reactor building for ITER

柴沼 清; 本多 力*; 金森 直和*; 寺門 拓也*; 大川 慶直; 細渕 英夫*; 多田 栄介; 小泉 興一; 松岡 不織*; 西尾 敏; et al.

JAERI-M 91-080, 357 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-080.pdf:12.46MB

国際熱核融合(ITER)の概念設計は1988年に始まり、1990年12月を以て3年間に渡る共同設計活動を終了した。特別チームは主に炉構造、組立保守、炉建屋、プラントを担当した。この報告書は、ITERの概念設計の内、炉構造、遠隔保守及び炉建屋に対する日本のコントリビューションをまとめたものである。炉構造では溥肉真空容器構造設計、電磁気解析、ブランケット固定概念、クライオスタット構造、ポート及び周辺機器配置及びサービスラインレイアウト、遠隔保守では全体保守概念、炉内ハンドリング装置、炉外ハンドリング装置の設計解析及び関連したR&Dによる設計への反映、炉建屋は機器配置および保守時の物流を考慮した設計とその解析である。

報告書

Japanese contributions to ITER testing program of solid breeder blankets for DEMO

黒田 敏公*; 吉田 浩; 高津 英幸; 真木 紘一*; 森 清治*; 小林 武司*; 鈴木 達志*; 平田 慎吾*; 三浦 秀徳*

JAERI-M 91-063, 72 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-063.pdf:1.55MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は1990年12月を以て3年間に渡る活動を終了した。この報告書はITERで行う工学試験計画に対する日本の提案をまとめたものである。とくにセラミック増殖材(Li$$_{2}$$O)を用いた動力炉用ブランケットを対象とし、ヘリウム冷却を行う場合および軽水冷却を行う場合について、試験項目や試験スケジュール、テストモジュール構造概念に関する検討を行った。また、テストモジュール用冷却系およびトリチウム回収系の設計を行い、各系統内主要機器の概略仕様を検討すると共に、系統全体としての設置スペクトルを評価して炉建家内レイアウトの検討用資料とした。

論文

核融合炉用増殖ブランケット研究開発施設の概念設計

森 清治*; 小林 武司*; 関 泰; 関 昌弘

FAPIG, 0(124), p.2 - 11, 1990/03

核融合炉のトリチウム増殖ブランケットの開発計画に反映するため、その開発に必要な手順と試験項目を明らかにした。さらに研究開発に必要な施設のうち、放射線場以外での炉外試験施設(高熱負荷試験、伝熱流動試験、製造技術開発、健全性試験)について予備的な概念設計を実施した。

論文

Mechanical behavior of graphite first wall during disruptions

大森 順次*; 小林 武司; 山田 政男*; 飯田 浩正; 堀江 知義

Fusion Engineering and Design, 9, p.207 - 211, 1989/00

グラファイトは、低原子番号材であること,耐熱衝撃材であること,昇華点の高いこと等のため核融合実験装置の第一壁材として広く使用されている。しかしながら、ぜい性材料であるため、特にディスラプション時の健全性は大きな問題である。

論文

Maintenance approach and remote equipment design for FER

立川 克浩; 安達 潤一*; 飯田 浩正; 小林 武司*; 三木 信晴*; 斉藤 龍生*; 山田 政男*

IAEA-TECDOC-495, p.51 - 62, 1989/00

最近の核融合次期装置(FER)の遠隔保守・機器の設計について述べる。設計は遠隔保守の信頼性の向上、低コスト化に重点をおいた。特に、内側遮蔽側の第1壁の交換に供するガードリミタ交換システム、保守のための移動時にトリチウムの飛散を防ぐ移動キャスクの設計概念を紹介する。

報告書

核融合次期装置の安全性解析・評価

小林 重忠*; 本多 力*; 大村 博志*; 川合 将義*; 清水 武司*; 山岡 光明*; 中原 克彦*; 関 泰

JAERI-M 88-251, 303 Pages, 1988/12

JAERI-M-88-251.pdf:6.12MB

核融合次期装置の安全性評価として、全体システムに対して確率論的リスク評価を実施するとともに、安全性に関する諸事象のうち通常運転時、分解修理時、事故時について、各々、事象を選び解析をした。第1章において、核融合実験炉全体の確率論的リスク評価を実施することとし、1.1において評価する上で必要となる安全性データベースの検討、1.2においてシステム、コンポーネントのFMEA,1.3において事故シークェンス,1.4において放射性物質放出フロー、1.5においてETA(Event Tree Analysis)、FTAについて各々検討結果をまとめた。さらに、こうした検討結果をもとに1.6において事故起因事象に対する評価をし、1.7において総括的にリスク評価をし、最後に1.8で今後の課題をまとめた。

報告書

2次元ディスラプション熱解析コードDREAM

山崎 誠一郎*; 関 昌弘; 小林 武司*

JAERI-M 88-163, 93 Pages, 1988/08

JAERI-M-88-163.pdf:1.33MB

トカマク型核融合炉で、プラズマが瞬時に崩壊するプラズマ・ディスラプションが起こると、プラズマに面する機器の表面には極めて高い熱負荷が短時間に負荷される。この時、急激な温度上昇と同時に壁材料が現象する。また、急激な温度変化や相変化はき裂の発生や進展をもたらす可能性がある。これらは機器の寿命を大きく左右する重要な因子であり、機器設計においては壁表面での相変化を考慮に入れた解析が必要である。本報告書では、このような解析を目的として開発した2次元熱解析コードDREAMの概要をまとめた。また、入出力方法および解析例を示した。さらに、DREAMコードの入力マニュアルを付録として添付した。

報告書

核融合炉真空容器内保守マニュピュレータ設計システムの開発

安藤 潤一*; 小林 武司*; 飯田 浩正

JAERI-M 88-108, 19 Pages, 1988/06

JAERI-M-88-108.pdf:0.56MB

従来、ロボット・マニュピレータの設計に際しては、設計指標として動作範囲、最大アウトリーチ等のパラメータが用いられていた。また、最近では、計算機支援システムとして種々のシミュレーションコード等が開発され、動作、姿勢、干渉等の検討、動荷重解析などが行なえるようになってきた。しかし、設計の評価指標は必ずしも定量化しておらず、設計者の経験やノウハウによる部分が少なくない。一方、最近マニピュレータの操作能力を定量的に表す指標が種々提案されている。そこで、今回、核融合炉真空容器内保守マニピュレータの評価指標として有効と思われるものとして、その中の1つである可操作度を採用し、上記マニピュレータ機構設計用コードを開発した。

報告書

Accuracy evaluation of the current data and method applied to shielding design of the fusion experimental reactor(FER)

森 清治*; 小林 武司*; 関 泰

JAERI-M 88-103, 40 Pages, 1988/06

JAERI-M-88-103.pdf:0.87MB

核融合実験炉(FER)の遮蔽設計に用いるデータおよび計算手法による計算値の精度を評価した。各種群定数ライブラリーを用いた1次元S$$_{N}$$計算と連続エネルギーモンテカルロ計算を実施し、その比較結果を両者の比率(S$$_{N}$$/MC比)の形で整理した。その結果、最悪の場合、中性子束では0.5、ガンマ線束では0.25程度の値となった。次に遮蔽体材料として最も重要な鉄について14MeV中性子の透過実験の解析を行い、測定値との比較を行った。最良の計算値でもE/C比は2以上の大きな値となっている。最後に遮蔽体のモデル化(均質モデルと比均質モデル)の影響を検討した結果、SS316と水の多重層(比均質モデル)とした場合に比べ均質モデルはファクター2程度まで危険側の結果を与えることが判明した。

報告書

A Conceptual design of a negative-ion-grounded advanced tokamak reactor; NAVIGATOR(FER)

山本 新; 小原 祥裕; 谷 啓二; 西尾 敏; 奥村 義和; 荒木 政則; 安積 正史; R.S.Devoto*; 藤沢 登; 一木 繁久*; et al.

JAERI-M 88-086, 183 Pages, 1988/05

JAERI-M-88-086.pdf:4.57MB

NAVIGATOR概念は、原研で提案され研究が進められている500keV、20MWの中性子入射装置(NBI)システムに基礎を置いている。NAVIGATOR概念は、2つのカテゴリーを包含する。一方はトカマク装置としてのNAVIGATOR machineであり、他方は、核融合研究における指導原理としてのNAVIGATORphilosophyである。NAVOGATOR machineは、自己点火条件を得るための加熱手段としてはNBI加熱装置をもち、電流立上げとしては、完全誘導立上げが可能な炉を意味する。NAVIGATOR概念は、主要な三つの要素から構成されている。すなわち、その炉において信頼できるオペレーション・シナリオが描けること、信頼できる分解保守修理が保障されていること、十分なフレキシビリティが確保されていることである。NAVIGATOR概念は、核融合研究発展のための実効可能な戦略を与える。

報告書

プラズマディスラプション時の第一壁、ダイバータ板のき裂解析による寿命評価

大森 順次*; 小林 武司*; 山田 政男*; 飯田 浩正

JAERI-M 88-081, 29 Pages, 1988/05

JAERI-M-88-081.pdf:0.75MB

核融合炉において、プラズマディスラプション時の第一壁・ダイバータは、短時間に大きな熱負荷を受け、受熱面表面には溶融・蒸発・き裂等を生ずる。従って、アーマーの健全性を評価するためにはき裂の挙動を評価する必要がある。本報告書では、アーマーの寿命をき裂発生迄の寿命とき裂進展の寿命に分け、前者を疲労寿命によって、後者をエネルギー解放率を用いて評価した。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase two A,Part 3; Chapter XI; System analysis of INTOR-like designs

溝口 忠憲*; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 藤沢 登; 本多 力*; 小林 武司*; 三木 信晴*; 中島 国彦*; 西尾 敏; 斉藤 龍生*; et al.

JAERI-M 88-062, 77 Pages, 1988/03

JAERI-M-88-062.pdf:1.46MB

本報告書はIAEA主催INTORワークショップ、フェーズIIA、パート3の日本報告書第II章INTOR相応次期装置設計の解析に相応する。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase two A,Part 3; Chapter I; Introduction,Chapter II; Summary

森 茂; 苫米地 顕*; 藤沢 登; 飯田 浩正; 常松 俊秀; 小林 武司*; 溝口 忠憲*; 池田 文構*; 本多 力*; 杉原 正芳; et al.

JAERI-M 88-014, 146 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-014.pdf:3.46MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3の日本の報告書の第I章、第II章に相当するものである。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase two A,Part 3; Chapter VII; Configuration and maintenance

飯田 浩正; 小林 武司*; 山田 政男*; 安達 潤一*; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 浜島 高太郎*; 畑山 明聖*; 本多 力*; 喜多村 和憲*; et al.

JAERI-M 88-011, 261 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-011.pdf:6.44MB

この報告書は、IAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3における日本報告書の第7章に相当するものである。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop, phase two A, part 3, chapter VIII; Blanket and first wall

小林 武司*; 飯田 浩正; 阿部 忠*; 安達 潤一*; 相沢 雅夫; 海老沢 克之*; 藤井 政治*; 深谷 清; 福原 昌志*; 福原 由雄*; et al.

JAERI-M 87-219, 336 Pages, 1988/01

JAERI-M-87-219.pdf:8.39MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3の日本の報告書の第VIII章(ブランケット/第一壁)に相当するものである。ここではトリチウム増殖ブランケット、第一壁、ダイバータ板、遮蔽体設計に係わる技術的重要検討課題の検討結果及びこれらに係わる新データベースについて述べてある。データベースとしてはセラミック増殖材、高熱負荷材、高熱負荷試験結果及び製作試験結果が含まれている。ブランケット概念の選定に当たっては幅広いスコーピング・スタディを実施し、その結果、優れたトリチウム増殖性能とトリチウム放出挙動よりLi$$_{2}$$Oを増殖材とする概念を標準案に採用した。第一壁に関しては、弾塑性破壊力学による寿命評価を行なうと共にアーマ無し概念とアーマ付き概念の構造検討を行なった。現在の不確かなディスラプション条件を考慮して修理交換が容易な部分的保護リミッタを第一案として提案した。ダイバータ板アーマ材は優れた熱衝撃特性と低スパッタリング特性よりタングステンを採用した。遮蔽検討としては鋼材及びタングステンについて内側遮蔽層を出来るだけ薄くするための最適化の検討を行なった。

報告書

核融合炉における放射化した遮蔽体からのガンマ線ギャップストリーミング評価法の検討

森 清治*; 小林 武司*; 関 泰

JAERI-M 87-182, 56 Pages, 1987/11

JAERI-M-87-182.pdf:1.31MB

トカマク型核融合炉には炉構造上数多くのスリゥト状ボイドギャップが存在し、炉停止後も誘導放射能からの崩壊ガンマ線がストリーミングを起こす。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); 炉本体構造設計

小林 武司; 山田 政男; 溝口 忠憲*; 井村 泰也*; 佐川 準基*; 真木 紘一*; 渡辺 隆*; 森 清治*; 安達 潤一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 87-139, 355 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-139.pdf:8.78MB

本報告書は、昭和59,60年度に引き続き実施された核融合次期装置(FER)炉本体構造設計に関しての報告である。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); 炉本体構造設計の重要検討課題

小林 武司; 山田 政男; 溝口 忠憲*; 井村 泰也*; 佐川 準基*; 真木 紘一*; 渡辺 隆*; 森 清治*; 安達 潤一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 87-138, 155 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-138.pdf:3.62MB

本報告書は昭和61年度核融合次期装置の炉本体構造設計に係る重要検討課題の報告である。

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