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論文

Comparative study of laser and TIG weldings for application to ITER blanket hydraulic connection

谷川 尚; 油谷 篤志; 重松 宗一郎; 武田 信和; 角舘 聡; 森 清治*; Jokinen, T.*; Merola, M.*

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.999 - 1003, 2012/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:23.25(Nuclear Science & Technology)

本論文では、ITERブランケットの冷却配管へ適用するために開発したレーザー及びTIG溶接ツールを比較検討する。対象とする配管は外径が48.26mmで肉厚が2.77mmである。再溶接性を考慮して、フィーラー材なしの単パス溶接が要求されている。レーザー溶接では、許容ミスアライメントを大きくするために、スポット径を拡大した。TIG溶接では、トーチの溶着を防ぐと同時に許容ミスアライメントを大きくするために、AVC機構を採り入れた。これらの工夫を施したツールについて、実機への施工で予想される全姿勢溶接の条件を最適化した。溶接入熱,許容ミスアライメント,ツールの寿命,スパッタもしくはヒュームの生成量などについて比較検討した。

論文

Verification test results of a cutting technique for the ITER blanket cooling pipes

重松 宗一郎; 谷川 尚; 油谷 篤志; 武田 信和; 角舘 聡; 森 清治*; 中平 昌隆*; Raffray, R.*; Merola, M.*

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1218 - 1223, 2012/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.5(Nuclear Science & Technology)

ITERの保守交換技術の1つである冷却配管の切断技術では、切断面が良質であることと、切断紛の発生がゼロであることが要求される。このため、これら2つの要求条件を満足する切断方式として、2つの機械式切断方法を選定し、要求条件を満足する以下の切断性能を有することを確認した。(1)ディスクカッタ型切断方式: 配管内部からアクセスし、42mm内径(厚み3mm)の冷却配管切断を可能にするために、切り込み力と切断回転力を支持する機構部分をコンパクトにするために「くさび」型の機構を採用した。この支持機構により切断力の均等化と伝達効率を高めることが可能になり、切り粉の発生がない極めて良好な切断面を得ることができた。(2)ホールソー切断方式: 従来、ホールソーによる切断は外側に切り粉を拡散させる方式であるため、切り粉を集塵するカバーが必要となり、切削機構部が大型化することが技術課題であった。この課題を解決するために、内側に切り粉を集めるように、切削刃チップの配置とこのチップの形状を選定した。この結果、切り粉のホールソー内側への高い流動性と、99%以上の集塵効率、200回以上の耐久性を有することを確認できた。

論文

Non-destructive examination with infrared thermography system for ITER divertor components

関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 榎枝 幹男; 森 清治

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1451 - 1454, 2010/12

 被引用回数:16 パーセンタイル:21.59(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、ITER機構との協力により、ITERダイバータ外側ターゲットの調達を実施する予定である。調達開始の準備として、原子力機構は調達実施能力をITER機構に示す必要がある。この評価試験は、品質評価試験体を製作し試験に合格することによって達成される。この評価試験の中に、赤外サーモグラフィを用いた非破壊検査(NDE)が適用されている。この検査では、CFCモノブロック内部の欠陥や冷却管との接合欠陥を調査することを目的としている。温水によりCFCモノブロックを95度に定常加熱し、冷水により5度に急冷する。熱過渡応答における試験体の温度変化と、欠陥なしの試験体の温度変化の差を取ることにより、欠陥を検査する。この研究開発で、赤外サーモグラフィNDE試験装置(FIND)を原子力機構内に製作した。FINDにより、CFC内部や冷却管接合の欠陥位置や欠陥度合いを精度よく予測することに成功した。高熱負荷試験結果との相関も高く、ITERダイバータだけでなくJT60SAのダイバータの品質維持に貢献可能な非破壊検査手法を確立した。

論文

Recent activities related to the development of the plasma facing components for the ITER and fusion DEMO plant

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 関 洋治; 横山 堅二; 廣瀬 貴規; 森 清治; 榎枝 幹男

Physica Scripta, T138, p.014003_1 - 014003_5, 2009/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:71.4(Physics, Multidisciplinary)

原子力機構は国内機関としてITERダイバータ外側ターゲットの全数を製作する予定である。ダイバータ製作に対する国内機関の技術的能力を示すためのクォリフィケーションが開始されている。このクォリフィケーションでは、原子力機構は外側ターゲット製作にかかわる技術的課題の多くを網羅したダイバータ評価試験体を製作し、ITER機構の協力の下、エフレモフ研究所において高熱負荷試験を実施した。その結果、評価試験体は熱負荷20MW/m$$^{2}$$に耐え、原子力機構はITER機構から国内機関としてダイバータ製作に十分な技術的能力を有すると認定された。一方、増殖ブランケットの開発は核融合原型炉の実現にとって大きな課題の一つであり、ITERでのテストブランケット(TBM)の工学試験は原型炉用ブランケット開発の重要なマイルストーンである。原子力機構では水冷固体増殖型ブランケットの開発を進め、このたび、低放射化フェライト鋼製の実機長TBM第一壁試験体をHIP接合技術を用いて開発し、加熱試験において健全な除熱性能を示すことを確認した。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:121 パーセンタイル:1.72(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

Development of water-cooled solid breeder test blanket module in JAEA

秋場 真人; 榎枝 幹男; 鶴 大悟; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 毛利 憲介*; 関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 西 宏; et al.

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.329 - 332, 2009/02

 被引用回数:13 パーセンタイル:30.08(Nuclear Science & Technology)

ITERの工学的利用計画の一つに増殖ブランケットモジュールをITERに取りつけて機能試験を行う、テストブランケット・モジュール試験計画がある。原子力機構は、水冷却・固体増殖方式(WCSB)のテストブランケットモジュール(TBM)の開発を精力的に進めている。本論文は、最近のWCSB TBMに関する研究開発の成果を報告するものである。原子力機構は、低放射化鋼F82Hの矩形冷却管製作技術を開発するとともに、これを用いて実機大の第1壁の製作に成功した。この試験体を機構の高熱負荷試験装置に取付け加熱試験を行った。冷却条件は実機と同じ15MPa,280度の高温高圧水を用いた。この結果、実機設計条件である0.5MW/m$$^{2}$$,30秒の繰り返し熱負荷に80回耐えるとともに、ホットスポットや伝熱劣化が生じないことを確認した。

論文

Accessibility evaluation of the IFMIF liquid lithium loop considering activated erosion/corrosion materials deposition

中村 博雄; 竹村 守雄*; 山内 通則*; Fischer, U.*; 井田 瑞穂*; 森 清治*; 西谷 健夫; Simakov, S.*; 杉本 昌義

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.1169 - 1172, 2005/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:61.73(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合材料照射用の中性子源である。IFMIFの液体リチウムターゲットでは、ターゲットアセンブリが中性子照射により放射化する。特に、背面壁の放射化損耗腐食生成物は、Liループに分布するため、装置保守作業時の近接性に影響を与えることが予想される。本論文では、ACT-4コードを用いて、放射化腐食生成物の機器への分布付着に伴う近接性について評価した。背面壁材料は316ステンレス鋼、損耗腐食面積は100平方cm、ループ内表面積は33平方m、損耗腐食速度は1年あたり1ミクロンとし、核データはIEAF-2001を使用し、1年間運転後の放射化レベルを評価した。その結果、1時間あたり10microSvを、近接性の基準値とすれば、放射化腐食性生成物のループへの付着を1%程度に低減すれば、1週間後に8cmまでの近接作業が可能であり、1か月後には、直接手で触れる保守作業が可能であることを示した。

論文

Estimation of radioactivities in the IFMIF liquid lithium loop due to the erosion and corrosion of target back-wall

山内 通則*; 竹村 守雄*; 中村 博雄; Fischer, U.*; 井田 瑞穂*; 森 清治*; 佐藤 聡; 西谷 健夫; Simakov, S. P.*; 杉本 昌義

Fusion Science and Technology, 47(4), p.1008 - 1011, 2005/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

IFMIFリチウムループ中では、強力な中性子に照射されたターゲット背壁の放射化と腐食により大量の放射性腐食生成物が発生する。原研で開発された放射化計算コードACT-4, FENDLに基づく核融合炉用放射化断面積ライブラリー及び加速器用放射化断面積ライブラリーIEAF-2001を用いてその量を計算した。その結果、リチウム中の放射性腐食生成物は反応生成物Be-7に比べて非常に少ないことがわかったが、あいにくループの内壁に対する沈着挙動等リチウム中での腐食生成物の化学的特性データがほとんどない。そこで、1年間の運転によりリチウム中に発生した放射性腐食生成物の100%沈着を想定してリチウム配管周りの空間線量率を評価したところ、配管表面での作業のためには1年ほど冷却を待たないと許容線量率以下にならないことがわかった。したがって、保守作業のためには、放射性腐食生成物についても効率の良いリチウム浄化装置が必要である。

報告書

Review of JAERI activities on the IFMIF liquid lithium target in FY2004

中村 博雄; 井田 瑞穂*; 松廣 健二郎; Fischer, U.*; 林 巧; 森 清治*; 中村 博文; 西谷 健夫; 清水 克祐*; Simakov, S.*; et al.

JAERI-Review 2005-005, 40 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-005.pdf:3.52MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合炉材料の開発のために、十分な照射体積(500cm$$^{3}$$)を有し照射量200dpaまで照射可能な強力中性子束(2MW/m$$^{2}$$)を発生可能な加速器型中性子源である。このような中性子を発生させるために、最大エネルギー40MeV,最大電流250mAの重水素ビームを、最大流速20m/sの液体リチウム流ターゲットに入射させる。ターゲット系では、7Be,トリチウムや放射化腐食生成物等が発生する。また、背面壁は、年間50dpaの中性子照射下で使用する必要がある。本報告では、平成16年度の原研におけるターゲット系の活動主要なトピックスとして、ターゲットアセンブリの熱・熱応力解析、放射化腐食性生物によるリチウムループ近接性の影響評価,トリチウムインベントリと透過量評価を取りまとめた。

論文

Design performance of front steering-type electron cyclotron launcher for ITER

高橋 幸司; 今井 剛; 小林 則幸*; 坂本 慶司; 春日井 敦; 早川 敦郎*; 森 清治*; 毛利 憲介*

Fusion Science and Technology, 47(1), p.1 - 15, 2005/01

先端可動型ECランチャーは、フロントシールド,可動ミラー,導波管コンポーネント,遮蔽体等から構成される。そのECランチャーについて、ITERの設計条件をもとに、設計,熱応力解析,核解析,電磁力解析等を通して、その適用性を評価した。その結果、フロントシールド及びミラーの熱応力はともにSUS製冷却配管内側表面で発生し、それぞれ249MPa, 350MPaであること及び許容応力(410MPa)以下であることを明らかにした。また、フロントシールドの支持部及びミラーの回転シャフトの電磁力によって生ずる応力は、それぞれ85MPa及び22MPa及び許容応力以下であることを示した。さらに、ECランチャー全体における核解析の結果、遮蔽条件も満たすことも明示した。このように、ITER級核融合炉に対しては、先端可動型ECランチャーの適用性の見通しを得た。

論文

Conceptual design of the blanket tritium recovery system for the prototype fusion reactor

角田 俊也*; 平田 慎吾*; 森 清治*; 小西 哲之; 河村 繕範; 西 正孝; 小原 祥裕

Fusion Science and Technology, 41(3), p.1069 - 1073, 2002/05

原研では核融合原型炉として超臨界水冷却方式の採用を検討しており、研究開発を開始している。原型炉では燃料の自己補給を行うため、増殖トリチウムを効率良く、安全に取り出すシステムが必要であり、その概念設計を行った。設計のポイントは、システム操作におけるエネルギーロスが少ないこと、インベントリーが小さいことである。従来の候補システムである低温吸着による連続バッチプロセスやパラジウム拡散器による連続プロセスは、設計のポイントからみて一長一短があるため、原型炉では固体電解質を用いた電気的膜分離プロセスの採用を検討する。このシステムは、プロトン導電体を用いた水素ポンプと、酸素イオン導電体を用いた酸素ポンプから構成される。検討の結果、本システムは消費エネルギーが小さく、事故時のトリチウム放出も少ないシステムであるという結果が得られた。

報告書

ITER用炉内機器の製作技術開発と成果

黒田 敏公*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 大崎 敏雄*; 古作 泰雄; 佐藤 聡; 佐藤 真一*; 鈴木 哲*; et al.

JAERI-Tech 2002-044, 25 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-044.pdf:2.68MB

ITERの主要炉内機器である遮蔽ブランケットとダイバータに対し、それらが厳しい負荷に耐えつつ要求された機能を満たすために必要となる製作技術の開発を行った。前者ではHIP法を適用した異材接合技術及びウォータージェットと放電加工を用いてスリット加工技術を開発した。後者では、狭隘な設置スペースにも対応できる同軸二重冷却管の製作技術,また、冷却管として用いる銅合金の強度維持用熱処理をも考慮した。C/Cコンポジットと銅合金の1ステップろう付け技術等を開発した。いずれも、高熱負荷試験による性能確認を行うとともに、実規模大のモックアップを試作して製作性を確認し、実機製作への見通しを得た。

論文

ITER用ポート内重量物ハンドリング装置の開発

伊勢 英夫*; 伊崎 誠*; 大石 晴夫*; 森 清治*; 阿向 賢太郎*; 森山 尚*; 加賀谷 博昭*; 小林 正巳*; 田口 浩*; 柴沼 清

FAPIG, (159), p.10 - 14, 2001/11

国際熱核融合実験炉(ITER)のブランケット等の炉内構造機器を保守する際、水平ポート部に設置された約40tonの遮蔽プラグ等(以下、プラグ)を事前に取り扱う必要がある。その際、遠隔装置による片持ち取扱いが設計条件となる。本稿では実機装置の設計,縮小(1/2.5)モデル製作及び試験結果について報告する。設計では、プラグの最終位置決め精度($$pm$$1mm)を満足できるよう、走行,把持フックの独立昇降,フック取付アームチルトの4自由度のほか,トロイダル方向の相対位置ずれ($$pm$$5mm)に対処可能なように受動的コンプライアンス機構を備えた装置とした。縮小モデル制御システムの設計でき、遠隔操作部PCのOSにRT-Linuxを採用してリアルタイムプロセスが実行可能とした。縮小モデルを用いた理想状態($$pm$$1mm以下の位置ずれ量)での基本試験では、再現性の良いプラグ着脱手順,各軸座標,荷重条件等が明確となり、本装置の機構により片持ち方式による実機プラグの取扱いが可能である見通しを得た。

論文

Development and design of an ECRF launching system for ITER

高橋 幸司; 今井 剛; 坂本 慶司; 小林 則幸*; 森 清治*; 毛利 憲介*; 伊藤 保之*; 庄山 裕章; 春日井 敦

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.587 - 592, 2001/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.01

国際熱核融合実験炉(ITER)では、プラズマ加熱電流駆動,分布制御,プラズマ立ち上げ等のツールとして電子サイクロトロン波帯加熱(ECRF)装置が必要とされている。水平ポートから中心及び周辺の加熱電流駆動を目的として、上斜めポートからは分布制御を目的として、前者はトロイダル入射角20~45度,後者はポロイダル入射角度50~58度の可変性能を有する入射系(ランチャー)が要求されている。何れも周波数は170GHz,総入射パワー20MWである。原研ではITER設計タスクのもと、先端ミラーによってに入射角度可変とするランチャーを基本に設計を行っている。その設計及びそれに必要な耐中性子可動ミラー用摺動部やダイヤモンド窓の開発、さらに先端から離れた位置に可動ミラーを設置し、そのミラーにより入射角度を変える遠隔駆動型ランチャーの開発を行っている。その成果について報告する。

報告書

核融合実験炉におけるECHランチャーの中性子遮蔽概念設計

高橋 幸司; 今井 剛; 毛利 憲介*; 森 清治*; 野本 恭信*

JAERI-Research 2000-036, 26 Pages, 2000/09

JAERI-Research-2000-036.pdf:1.24MB

核融合実験炉における電子サイクロトロン波加熱/電流駆動(ECH/ECCD)ランチャーの中性子遮蔽に主眼を置いた概念設計について述べる。1ポートあたり20~25MWのEC波が入射可能で、超伝導コイルや真空窓(ECHトーラス窓)を中性子線などの放射線による損傷から保護する遮蔽性能を有することが必要である。それらの条件を満たすようなECHランチャー用ブランケットや導波管束、遮蔽体の概念設計検討を行うとともに、その概念設計検討をもとに2次元の遮蔽解析を行い、ECHランチャー詳細設計のための有効な設計指針を得た。

論文

Prototype tokamak fusion power reactor based on SiC/SiC composite material, focussing on easy maintenance

西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 迫 淳*; 高瀬 和之; 関 泰; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; et al.

Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.271 - 279, 2000/09

 被引用回数:16 パーセンタイル:27.27(Nuclear Science & Technology)

将来の商用炉として環境安全性及び保守性に重点をおいたDREAM炉を過去にすでに提案した。そこでは材料開発の著しい進展が前提とされている。実験炉の次の原型炉の建設予定時期においては、材料は開発途上であることが想定され、そのことを前提として原型炉ドリームの概念構築を試みた。以下、検討の結果得られた主なパラメータを商用炉との比較をし、記述する。

論文

Neutron streaming evaluation for the DREAM fusion power reactor

関 泰; 森 清治*; 西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.268 - 275, 2000/03

高い安全性、良好な環境影響、高い熱効率と稼働率を目指したDREAM炉概念を提案した。この炉のブランケットには極低放射性のSiC/SiC複合材を構造材として、化学反応性のないヘリウムガスを冷却材としている。非常に簡単な分解保守方式により高いプラント稼働率が得られ、出口温度900$$^{circ}$$Cのヘリウムガスにより50%近い熱効率を実現した。このように魅力的な炉概念ではあるが、口径80cmのヘリウム冷却管を通しての中性子ストリーミングが問題となる。中性子ストリーミングが冷却管に隣接する極低温超電導磁石におよぼす影響、ガスタービン管における被ばく線量に対する効果を調べた。その結果、冷却管をトーラスの内側に引き出す場合には、被ばく線量を十分に低くできないが、トーラスの外側に引き出す場合には、追加遮蔽を施すことにより被ばく線量を十分に低くできることを明らかにした。

論文

Streaming analysis for radiation through ITER mid-plane port

佐藤 聡; 高津 英幸; 内海 稔尚*; 飯田 浩正; 森 清治*; R.Santoro*

Fusion Engineering and Design, 42, p.213 - 219, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.18(Nuclear Science & Technology)

ITERメンテナンス及びテストモジュールポートに対する2次元遮蔽解析を行った。これらのポート周辺のトロイダル及びポロイダルコイルの核的応答を計算した。これらのポートには遮蔽プラグが設置されており、遮蔽プラグ(あるいはテストモジュール)とブランケットとの間には、数10mmのギャップが存在する。20mm幅のギャップに対して、設計目標値を満足させる為には、メンテナンスポートの場合には540mm厚さの遮蔽プラグが、テストモジュール(500mm厚さのテストモジュールを仮定)ポートの場合には150mm厚さの遮蔽プラグが要求される。また50mmギャップの場合には、各々、750mm及び390mm厚さの遮蔽プラグが必要であることが判った。

論文

Evaluation of the environmental gamma-ray dose rate by skyshine analysis during the maintenance of an activated TFC in ITER

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 山田 光文*; 森 清治*; 飯田 浩正; R.Santoro*

Journal of Fusion Energy, 16(3), p.211 - 218, 1997/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

放射化されたトロイダルコイルを、それのみをトーラスから引き抜いた場合と、放射化された真空容器もあわせて引き抜いた場合の、両者に対して、ITER敷地内のガンマ線公衆被曝線量を、2次元S$$_{N}$$スカイシャイン解析により評価した。ITER建家から1kmを敷地境界とした場合、前者の場合は1.1$$mu$$Sv/year、後者の場合は84$$mu$$Sv/yearとなった。前者の場合は、100$$mu$$Sv/yearとした場合の制限値を十分満足している。後者の場合は、一桁の裕度を考慮すると、天井のコンクリートを約14cm(現設計では15cm)厚くする必要がある。

論文

Ceramic breeding blanket development for experimental fusion reactor in JAERI

倉沢 利昌; 高津 英幸; 佐藤 聡; 森 清治*; 橋本 俊行*; 中平 昌隆; 古谷 一幸; 常松 俊秀; 関 昌弘; 河村 弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 27, p.449 - 456, 1995/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:39.06(Nuclear Science & Technology)

核融合実験炉(ITER,FER)で増殖ブランケットとして、セラミックスの層状構造ブランケットが採用されている。このセラミックスブランケットの設計および研究開発に関する最近の原研での研究成果を発表する。ブランケットの設計ではブランケット第1壁の冷却チャンネル中の冷却水停止時の温度上昇および熱応力の解析をおこなうと共に、冷却水の圧力損失の評価をおこなった。ブランケット設計を支援するR&Dではブランケット筐体の製作およびHIP接合部の機械試験を行い、実機製作への見通しを得ると共に有意義なデータベースを取得した。ペブル(Be)充填層の熱伝導度測定および増殖セラミックスの熱サイクル試験、構造材と増殖材の両立性試験後の引張試験データなどを評価解析して発表する。

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