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報告書

JT-60SAクエンチ保護回路の欧州による現地据付・調整試験と作業安全管理

山内 邦仁; 岡野 潤; 島田 勝弘; 大森 栄和; 寺門 恒久; 松川 誠; 小出 芳彦; 小林 和容; 池田 佳隆; 福本 雅弘; et al.

JAEA-Technology 2015-053, 36 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-053.pdf:8.33MB

JT-60SA計画は、日本の実施機関である原子力機構と欧州の実施機関であるFusion for Energy(F4E)が物納貢献により共同で進める国際事業である。欧州側では超伝導トロイダル磁場コイルの他、磁場コイル用電源の主要機器や極低温システム等を分担するが、F4Eの総括のもとで各国の指定研究機関が欧州のメーカーと契約し、その欧州のメーカーが那珂研での現地据付・調整試験までを行う。このため、原子力機構にとっては直接の契約がないにも係らず、欧州の作業員に対する作業管理や安全管理を行わなければならないという非常に難しい課題があった。本報告は、JT-60SA計画において、欧州の作業員による最初の那珂研での現地作業であるクエンチ保護回路の据付・調整試験を遂行するにあたって、欧州側との事前の密な交渉の結果として合意し、構築・実施した作業管理や安全管理の取組み、およびそれらをもとに完遂した欧州作業についてまとめたものである。これらの取組みの結果、欧州作業員によるクエンチ保護回路の現地据付調整作業を無事故で完遂させることができ、日欧双方にとって非常に大きな成果となった。

論文

Estimation of the lifetime of resin insulators against baking temperature for JT-60SA in-vessel coils

助川 篤彦; 村上 陽之; 松永 剛; 櫻井 真治; 武智 学; 吉田 清; 池田 佳隆

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2076 - 2079, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA計画は、ITER計画の幅広いアプローチ計画の日欧協力で進められている。JT-60SA容器内コイルは日本で設計・製作を行う。容器内コイル用の樹脂絶縁材には、真空容器のベーキング温度条件(200$$^{circ}$$C, 40000時間)に沿った耐熱性能が要求される。今回、容器内コイル設計に向け、耐熱耐久性の調査を実施し、$$sim$$220$$^{circ}$$C環境で、エポキシ樹脂、シアネートエステル樹脂を母材とする7種類の候補樹脂絶縁材の寿命評価を実施した。高温環境下における化学反応速度はアレニウス法で評価する。耐熱耐久試験では、180$$^{circ}$$C, 200$$^{circ}$$C, 220$$^{circ}$$Cの恒温槽で一定期間保持し、その後、絶縁材の重量減少を測定する。樹脂絶縁材の重量減少率の結果を入力にワイブル解析を実施し、その後、アレニウスプロットにより候補樹脂絶縁材の寿命評価を初めて実施した。この結果、容器内コイルの適用温度は169$$^{circ}$$Cであることが分かった。

論文

JT-60SA superconducting magnet system

小出 芳彦; 吉田 清; Wanner, M.*; Barabaschi, P.*; Cucchiaro, A.*; Davis, S.*; Decool, P.*; Di Pietro, E.*; Disset, G.*; Genini, L.*; et al.

Nuclear Fusion, 55(8), p.086001_1 - 086001_7, 2015/08

 被引用回数:17 パーセンタイル:11.94(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60SAの超伝導マグネットシステムの最大の特徴は、スペース利用の観点から最適化されたコイル構造と高いコイル製作精度の実現をとおして、定常トカマク研究を先導する先進的な実験装置となっている。具体的には、新しい概念であるトロイダルコイルケーシングから分離した外側支持構造の採用により細身のトロイダルコイル形状を可能とした。これにより、詳細なプラズマ測定や柔軟な加熱分布を可能とする大口径ポートの確保を可能とした。また、平衡磁場コイルの製造誤差を最小にする方法を確立し、正確なプラズマ形状/位置制御も可能とした。更に、コンパクトバットジョイントを開発することで中心ソレノイドの占有領域を拡大し、長時間放電の実現に大きく貢献できる設計とした。

論文

Behavior of tritium in the vacuum vessel of JT-60U

小林 和容; 鳥養 祐二*; 齋藤 真貴子; Alimov, V. Kh.*; 宮 直之; 池田 佳隆

Fusion Science and Technology, 67(2), p.428 - 431, 2015/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uは、20年間の重水素実験の後、解体が開始された。解体では、真空容器中のトリチウムの保持量が安全上重要な問題の一つである。そこで、真空容器として用いられたインコネル625中のトリチウムの挙動を把握することは、非常に重要である。本報告では、室温中でインコネル625からトリチウムは、1年間連続的に放出されることを明らかにした。また、約1年間でほとんどのトリチウムが放出され、その化学形は、HTOであることを明らかにした。これらデータをもとに今後は、JT-60Uで用いられた真空容器を使用し、トリチウムの挙動に関する研究を進める。

論文

大型核融合実験装置JT-60Uの解体

池田 佳隆; 岡野 文範; 逆井 章; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; 久保 博孝; 小林 和容; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 13(4), p.167 - 178, 2014/12

JT-60Uを超伝導トカマクJT-60SAに改造するため、JT-60U本体を解体した。JT-60Uは18年間の重水素運転により放射化されており、このJT-60Uの解体は、放射化した核融合装置の解体として我が国初の解体であった。全ての解体品は、将来のクリアランスの適用を考慮し、線量当量率や材料、重量などのデータを記録した。切断技術や保管技術などは、効率的に解体を行うための鍵であった。解体に要した人工数や解体品の放射化レベルなど、他の核融合装置で解体を行う際に有用となる情報を報告する。

論文

Safe disassembly and storage of radioactive components of JT-60U torus

池田 佳隆; 岡野 文範; 花田 磨砂也; 逆井 章; 久保 博孝; 秋野 昇; 千葉 真一; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2018 - 2023, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.24(Nuclear Science & Technology)

JT-60U本体の解体は、18年間の重水素運転の後、2009年から開始し、2012年10月に終了した。JT-60本体は電磁力に耐えるため複雑で溶接構造を有しており、機器は放射化している。本解体作業は、日本で初めての放射化した核融合装置の解体であり、注意深く実施された。約3年間で、約41,000人日の作業を行い、解体品総数は約13000個、総重量は5400トンに達した。全ての解体品は線量当量率等の測定を行っており、ほとんどの解体品は、将来、クリアランス検認を行えば、非放射化物となると期待できる。この解体が終了し、JT-60SAの組立が2013年1月から開始した。

論文

JT-60SAに向けたJT-60トカマクの解体; 放射化大型構造体の解体

岡野 文範; 池田 佳隆; 逆井 章; 花田 磨砂也; JT-60チーム

プラズマ・核融合学会誌, 90(10), p.630 - 639, 2014/10

臨界プラズマ試験装置(JT-60)の本体解体に平成21年度から着手し、平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した最初のケースである。具体的な解体作業では、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割が、工程的、技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見出して作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告では、JT-60トカマク解体の概要を紹介する。

報告書

JT-60解体放射化物の収納保管管理; 保管容器等による放射化物の保管

西山 友和; 三代 康彦; 岡野 文範; 笹島 唯之; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 宮 直之; 助川 篤彦; 池田 佳隆; 逆井 章

JAEA-Technology 2014-006, 30 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-006.pdf:4.87MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、超伝導コイルを用いるJT-60SAに改修するため、JT-60本体装置及び周辺設備を解体した。JT-60の解体品のほとんどが放射化物であり、大型構造物を除いた約1,100トン、約11,500点の解体品については、輸送用コンテナを利用した保管容器及び密閉容器と呼ばれる専用容器に収納し放射化物保管設備に保管した。これらの放射化物の運搬及び保管においては、1点毎に放射線障害防止法に定められた測定や記録などの管理が必要である。約11,500点にも及ぶ大量の放射化物の管理を確実に実施し、効率よく保管容器等に収納保管するために、バーコードタグ等を用いた管理方法や収納作業手順等を構築し収納保管作業を実施した。本報告書では、放射化物としてJT-60解体品を保管容器及び密閉容器に収納し、放射化物保管設備に保管する、一連の収納保管管理作業について報告する。

報告書

JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体

岡野 文範; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; 石毛 洋一; 鈴木 宏章; 小室 健一; et al.

JAEA-Technology 2014-003, 125 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-003.pdf:13.32MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)のトカマク本体及び周辺設備の解体(総重量として約5,400トン)は、平成21年度から着手し平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した唯一のものである。解体にあたり、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割は、工程的,技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見出して作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体について詳細をまとめたものである。

論文

JT-60トカマク解体の完遂

岡野 文範; 池田 佳隆; 逆井 章; 花田 磨砂也; JT-60チーム

NIFS-MEMO-67, p.344 - 352, 2014/02

臨界プラズマ試験装置(JT-60)は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60は、18年間の重水素実験で発生した中性子により放射化している。そのため、解体作業は放射線障害防止法に基づいて実施した。実際のJT-60本体解体においては、トロイダル磁場コイル(TFC)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割が工程的,技術的に大きな課題であった。これらの課題をR&Dを実施して、解決し、解体を進めた。平成21年度に開始した、長期間に亘る解体作業を平成24年10月に完遂した。

報告書

JT-60トカマク解体の完遂

岡野 文範; 池田 佳隆; 逆井 章; 花田 磨砂也; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; et al.

JAEA-Technology 2013-031, 42 Pages, 2013/11

JAEA-Technology-2013-031.pdf:18.1MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)の本体解体(総重量として約6200トン)に平成21年度から着手し、平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した最初のケースである。具体的な解体作業では、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割が、工程的、技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見いだして作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60解体の概要を本体装置中心に解体全般についてまとめたものである。

論文

JT-60トカマク解体の完遂

岡野 文範; 池田 佳隆; 逆井 章; 花田 磨砂也; JT-60チーム

デコミッショニング技報, (48), p.10 - 23, 2013/09

臨界プラズマ試験装置(JT-60)の本体解体に平成21年度から着手し、平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した最初のケースである。具体的な解体作業では、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割が、工程的,技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見いだして作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告では、JT-60トカマク解体の概要を紹介する。

論文

Present status of JT-60SA project and development of heating systems for JT-60SA

池田 佳隆; JT-60SAチーム

Plasma Science and Technology, 13(3), p.367 - 375, 2011/06

 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)

2007年から日欧共同計画として開始したJT-60SA計画の現状を報告する。すべての科学的な目標をITERやデモ炉に貢献するようにしたトカマクの主要機器の設計は、2008年に完了した。日本の原子力機構と欧州の「Fusion for Energy」との間の調達取決めに基づき、超電導コイル,真空容器,容器内機器などの調達活動を伴うJT-60SA建設が開始した。総入力41MW,100秒を供給するJT-60SAに向けた加熱装置の設計と開発も原子力機構において進展している。

論文

Energy spectra of bremsstrahlung X-rays emitted from an FRP insulator

田中 豊; 池田 佳隆; 花田 磨砂也; 小林 薫; 鎌田 正輝; 木崎 雅志; 秋野 昇; 山納 康*; 小林 信一*; Grisham, L. R.*

IEEE Transactions on Plasma Science, 37(8), p.1495 - 1498, 2009/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:94.21(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60負イオン源の耐電圧は、FRP絶縁体の真空沿面放電により制限されていることが示唆されており、耐電圧改善には真空沿面放電の理解が必要である。真空沿面放電では、電子エネルギーが重要なパラメータであるものの、計測が困難なために、電子のエネルギーはほとんど実測されていなかった。そこで、本研究では、FRP沿面から放射された制動放射X線のエネルギー分布を測定し、それから電子のエネルギーを評価し、電子の挙動を明らかにした。FRP沿面からのX線のエネルギースペクトルを、3か所の視線において計測し、電極間放電のスペクトルと比較した。アノード付近のX線スペクトルは、電極間の場合と似ており、単一エネルギー電子によるものであることが判明した。カソード付近のX線スペクトルは、アノード付近と比べ、ピーク位置が低エネルギー側にシフトしていた。これは、カソード近傍における低エネルギー電子の生成を示すものである。

論文

Characteristics of voltage holding capability in multi-stage large electrostatic accelerator for fusion application

小林 薫; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 佐々木 駿一; 池田 佳隆; 高橋 昌宏*; 山納 康*; 小林 信一*; Grisham, L. R.*

IEEE Transactions on Dielectrics and Electrical Insulation, 16(3), p.871 - 875, 2009/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.53(Engineering, Electrical & Electronic)

JT-60U負イオン源の耐電圧研究の一環として、3段静電加速器(500kV, 22A)の絶縁破壊位置について実験的に検討した。この加速器の特徴は、大型加速電極(面積: 0.28m$$^{2}$$)と大型FRP絶縁体(直径: 1.8m)を用いている点にある。各加速段に高電圧を印加して耐電圧を調べた。その結果、すべての加速段で130kVの耐電圧であり、各加速段で耐電圧特性に有意な差は見られなかった。そこで、絶縁破壊位置が加速電極かFRP絶縁体のどちらであるかを絞り込むために、加速器から加速電極を取り外してFRP絶縁体のみにして高電圧を印加した。FRP絶縁体の耐電圧は、すべての加速段で設計値である170kVに到達した。これらの結果より、加速器の絶縁破壊は、大型加速電極のギャップ間でおもに発生していることが明らかになった。さらに、非均一電場や多段加速電極が耐電圧に及ぼす影響についても検討した。

報告書

NBI用大電力イオン源プラズマ生成部の製作

大楽 正幸; 渡邊 和弘; 戸張 博之; 柏木 美恵子; 井上 多加志; 坂本 慶司; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 池田 佳隆; 山本 巧*

JAEA-Technology 2008-091, 23 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2008-091.pdf:5.82MB

核融合実験炉の中性粒子入射装置(NBI)用イオン源の大電力長パルス化に向けた技術開発の一環として、NBI用大電力イオン源プラズマ生成部の設計,製作を実施した。イオン加速部と組合せた最終的なNBI用イオン源としての出力性能目標は、120keV, 65A, 200秒以上の重水素正イオンビームの生成である。この大電流イオンビームを引出すため、本プラズマ生成部は約100kWの大パワーアーク放電で生成したプラズマを長時間安定に維持可能で、かつ、大面積ビーム引出し領域(最大12$$times$$46cm$$^{2}$$)に対応できる構造とした。本プラズマ生成部の設計にあたっては、高密度で一様なプラズマ生成のために特に重要な磁場配位と電子軌道についてシミュレーションを行い、磁石配置とフィラメント陰極構造を決定した。また、高真空保持や長パルス運転に向けた十分な冷却性能の確保など、高性能プラズマ生成と整合を取ることに留意し、大容積プラズマ源(内寸: 幅25cm$$times$$長さ59cm$$times$$高さ31cm)の製作を完了した。

論文

Steering of multiple beamlets in the JT-60U negative ion source

鎌田 正輝; 花田 磨砂也; 池田 佳隆; Grisham, L. R.*

AIP Conference Proceedings 1097, p.412 - 420, 2009/03

JT-60U負イオン源の長パルス化研究の一環として、負イオンの衝突に起因する大面積多孔電極の熱負荷を低減するために、マルチビームレットの集束性を改善する電界補正板を新規に制作し、実機において試験した。補正板の設計には3次元ビーム軌道計算を用い、最外ビームレットの偏向角度を計算した。従来よりも板厚を薄くするとともに補正板を電極孔から遠ざけることによって、最外ビームレットの過集束を改善し、電極との衝突を低減できることがわかった。加えて、電子抑制のために引出電極に挿入されている永久磁石によるビーム偏向を考慮して、電極孔と板の距離を調整した。同補正板を実機に装着した結果、加速電圧350kVにおける最外ビームレットの偏向角度は従来の-10mradから-5mradまで変化し、過集束を改善できた。この改善により、従来から熱負荷が最も高い接地電極の熱負荷を加速電源パワーに対して従来の9%から7%まで低減した。この結果から、500keV, 22AのD-ビームを100秒間発生することを要求されているJT-60SA負イオン源においても、同様の補正板を用いて電極熱負荷を許容範囲内に抑制できる見通しを得た。

論文

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.45(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

報告書

JT-60U用NBIのドリフト管内再電離損失量算出法の改良

河合 視己人; 秋野 昇; 池田 佳隆; 海老沢 昇; 本田 敦; 椛澤 稔; 菊池 勝美; 藻垣 和彦; 能登 勝也; 大島 克己; et al.

JAEA-Technology 2008-069, 32 Pages, 2008/10

JAEA-Technology-2008-069.pdf:6.75MB

JT-60用NBI加熱装置は、正イオン源を用いた正イオンNBI装置(P-NBI)と、負イオン源を用いた負イオンNBI装置(N-NBI)から構成されている。両NBI装置とも、NBIビームラインとJT-60U本体真空容器とを結ぶドリフト管内の再電離損失量を、従来、ドリフト管近傍の真空度のベース値,ピーク値の各一点データとイオン源及び中性化セルへのガス導入量から概算する方法を採用していた。このため、長パルス入射時には真空度が変化し、正確な入射パワーの評価が困難であった。そこで、時間的に変化する真空度等を自動的に収集・計算する計算機システムによる自動計算機能を構築した。この結果、時系列データとして再電離損失量の算出が可能となり、長パルス入射における入射パワーを精度よく求めることができるようになった。

報告書

JT-60負イオンNBI加熱装置電源設備の長パルス化改造検討

薄井 勝富; 能登 勝也; 河合 視己人; 大賀 徳道*; 池田 佳隆

JAEA-Technology 2008-053, 35 Pages, 2008/08

JAEA-Technology-2008-053.pdf:10.56MB

JT-60の超伝導化装置であるJT-60SAでは、負イオンNBI装置(以下N-NBI装置)のビームパルス幅を現行の30秒から100秒に延ばすことが要求されている。N-NBI装置は1ユニットで2つのイオン源を有しており、1イオン源あたりの中性粒子ビーム入射パワーは5.0MW、ビームエネルギーは-500keVである。長パルス化においては、既存の短パルス用電源設備を最小限の改造で100秒の長パルス運転を可能とすることが求められている。今回、N-NBI装置の電源設備の100秒化に向けて、保護協調の観点及び主要機器の熱設計を中心に、改造が必要な箇所の抽出を行った。2003年に実施した30秒化改造とその後の運転実績をもとに検討を進めた。その結果、加速電源については、既設GTO(Gate Turn-off thyristor)と新設・追加するIEGT(Injection Enhanced Gate Transistor)との組合せによる出力電圧制御方式に変更することで100秒化への対応が可能であることを明らかにした。5種類の負イオン生成部電源については、ダミー抵抗器等の容量の増強や冷却能力強化により、100秒運転についてのおおよその目途がたった。

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