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論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,53

河野 康則; 秋山 毅志*; 石川 正男; 磯部 光孝*; 伊丹 潔; 江尻 晶*; Peterson, B.*

プラズマ・核融合学会誌, 92(2), P. 145, 2016/02

ITPA(国際トカマク物理活動)計測トピカルグループは、ITERの計測・制御に関する最重要課題及び今後実施すべき研究開発について議論・検討を行うグループであり、その第29回会合が、平成27年11月2日-6日の日程でITER機構(フランス)において開催された。主な報告・議論の内容を以下に記す。(1)最重要課題への取り組み状況:「壁反射光の影響評価」については、可視・近赤外域の光学計測への影響評価及び緩和手法について集中的に討議を行い、解決に向けた見通しを得るとともに、今後共同実験にて評価モデルの検証を進める方針とした。「プラズマ対向第一ミラーの寿命評価」については、RF放電を用いたクリーニング技術について、不純物堆積とクリーニングを繰り返した場合でも単結晶金属ミラーでは問題が無いとの実験結果が報告された。(2)ITPA共同実験の実施状況:「プラズマ対向第一ミラーの環境試験」、「損失アルファ粒子計測のための放射化プローブの環境試験」、「X線結晶イメージング分光計測と荷電交換再結合分光計測との比較実験」及び「新方式の動的シュタルク分光計測の検証実験」等について、それぞれ進展が報告されるとともに2016年の計画について検討が行われた。次回会合は、平成28年6月に、ノボシビルスク(ロシア)にて開催することとなった。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,50

河野 康則; 秋山 毅志*; 石川 正男; 磯部 光孝*; 伊丹 潔; 江尻 晶*; Peterson, B.*

プラズマ・核融合学会誌, 91(8), P. 565, 2015/08

ITPA(国際トカマク物理活動)計測トピカルグループは、ITERの計測・制御に関する最重要課題及び今後実施すべき研究開発について議論・検討を行うグループであり、その第28回会合が、平成27年5月19日-22日の日程で核融合科学研究所(土岐市)において開催された。主な報告・議論の内容を以下に記す。(1)最重要課題への取り組み状況:「プラズマ対向第一ミラーの寿命評価」については、RF放電を用いたクリーニング技術について、ITERでは60 MHzのRF放電を採用予定であり(従来は13.8MHz)、今後の開発の必要性が認識された。「損失アルファ粒子計測の検討」については、ITER機構での取り組み状況が報告され、従来の可視/赤外イメージ計測に加え、可動プローブ計測を検討していることが報告された。(2)日本における計測開発の進展: ITER, JT-60SA, LHD, GAMMA10/PDX等における計測開発の現状について広範な報告及び活発な議論が行われ、それぞれ着実に進展していることが認識された。次回会合は、平成27年11月に、ITER機構にて開催することとなった。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,48

河野 康則; 秋山 毅志*; 石川 正男; 磯部 光孝*; 伊丹 潔; 江尻 晶*; Peterson, B. J.*

プラズマ・核融合学会誌, 91(1), P. 76, 2015/01

ITPA(国際トカマク物理活動)計測トピカルグループは、ITERの計測・制御に関する最重要課題及び今後実施すべき研究開発について議論・検討を行うグループであり、その第27回会合が、平成26年11月3日-7日の日程でフランスのITER機構において開催された。主な報告・議論の内容を以下に記す。(1)最重要課題への取り組み状況: 「プラズマ対向第一ミラーの寿命評価」については、磁場環境下(3.5T)においても、RF放電(13.56MHz)を用いたミラークリーニングが有効であることが報告された。「壁反射光の光学計測への影響評価」については、JETでの高分解能分光計測実験において、測定対象であるスクレイプオフ層でのバルマーアルファ線発光成分と背景光である壁反射光成分との分離に成功したことが報告された。(2)日本における計測開発の進展: 原子力機構におけるITERマイクロフィッションチェンバー、ITER赤外サーモグラフィー、ITER計測装置用計装制御システム及びJT-60SA炭酸ガスレーザー偏光計の開発の進展について、また、核融合科学研究所におけるYAGレーザーディスパーション干渉計の開発の進展についてそれぞれ報告があった。次回会合は、平成27年5月に、日本(核融合科学研究所)にて開催することとなった。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,46

河野 康則; 秋山 毅志*; 石川 正男; 磯部 光孝*; 伊丹 潔; 江尻 晶*; Peterson, B.*

プラズマ・核融合学会誌, 90(7), P. 431, 2014/07

ITPA(国際トカマク物理活動)計測トピカルグループは、ITERの計測・制御に関する最重要課題及び今後実施すべき研究開発について議論・検討を行うグループであり、その第26回会合が、平成26年5月19日-22日の日程で韓国の浦項工科大学校において開催された(出席:36名、内訳/日本:5名、韓国:17名、米国:1名、EU:5名、中国:3名、ロシア:4名、ITER機構:1名、インド:不参加)。主な報告・議論の内容を以下に記す。(1)最重要課題への取り組み状況:「プラズマ対向第一ミラーの寿命評価」については、RF放電(13.56 MHz)を用いたミラークリーニング技術の磁場環境下(3.5 T)での実証試験計画(スイス)について、真空チャンバーが完成し、初期実験が順調に開始されたことが報告された。「壁反射光の光学計測への影響評価」については、光線追跡法を適用することで、測定信号から壁反射光成分とプラズマ発光成分を分離可能なことが示され、今後の進展に期待が寄せられた。(2)各極における計測開発の進展:日本からは、日本が調達するITER計測装置の開発の進展、イメージングボロメータのITERへの適用性検討状況、JT-60SA及び大型ヘリカル装置における計測装置の開発状況について報告された。韓国からは、同国が調達するITER計測装置の開発状況をはじめ、ECEイメージング計測のKSTARにおける最新成果及びITERへの適用性検討結果等が報告された。

論文

Progresses in development of the ITER edge Thomson scattering system

谷塚 英一; Bassan, M.*; 波多江 仰紀; 石川 正男; 嶋田 恭彦; Vayakis, G.*; Walsh, M.*; Scannell, R.*; Huxford, R.*; Bilkova, P.*; et al.

Journal of Instrumentation (Internet), 8(12), p.C12001_1 - C12001_10, 2013/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:60.81(Instruments & Instrumentation)

In ITER, the edge Thomson scattering system (ETS) is one of the primary diagnostic systems for measuring electron temperature and electron density profiles of edge plasma. In order to provide a high throughput of scattered light against a low throughput of neutron and $$gamma$$ ray from plasma, collection optics with a labyrinthine optical path in the port plug was designed. A combination of in-situ calibration (using two lasers with different wavelengths) and periodic calibration (using a super-continuum light source illuminating shutter rear-plate covered with a diffusive material) would provide accurate measurements in ITER against the degradation of spectral transmissivity due to the harsh radiation environment and sputtering/contamination of the first mirror. Specifications of subsystems were determined from assessments of measurement error. It was confirmed that the ETS will work in ITER with the specifications achieved by present technologies.

論文

Development of divertor IR thermography for ITER

竹内 正樹; 杉江 達夫; 小川 宏明; 石川 正男; 嶋田 恭彦; 草間 義紀

Plasma and Fusion Research (Internet), 8(Sp.1), p.2402147_1 - 2402147_5, 2013/11

ダイバータIRサーモグラフィーはITER計画において日本が調達する計測装置の一つであり、その概念設計の進展について報告する。光学系に関して、ミラーサイズを小さくし、迷路構造を設けることで計測要求の空間分解能と中性子遮蔽をともに満たす新しい光学系の設計を進めている。必要とされる測定精度を実現するために、検出信号と各種ノイズ(制動放射光,検出器ノイズ,光学部品の熱ノイズ等)を評価した。制動放射光は600$$^{circ}$$C以下の低温領域を除き、検出光よりも低くなる見通しである。壁からの反射光については、光学シミュレーションソフト「LightTools」を用いた計算を開始した。観測信号からダイバータ板の表面温度分布を導出する詳細なデータ処理方法、光学系のその場校正手法等の結果についても議論する。

論文

Neutronic analysis for ${it in situ}$ calibration of ITER in-vessel neutron flux monitor with microfission chamber

石川 正男; 近藤 貴; 草間 義紀; Bertalot, L.*

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.1377 - 1381, 2013/10

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

ITERにおいては、プラズマからの総中性子発生量を、中性子モニタを用いて要求された10%の精度で計測するために、中性子モニタのその場較正試験を精度よく行う必要がある。本研究では、日本が調達する中性子モニタであるマイクロフィッションチェンバー(MFC)に対して、較正用線源の移動方法や線源の移動システムが試験に与える影響を中性子解析により調べた。線源の移動方法としてはトロイダル軸上を連続的に回転させる方法と離散的に移動させる方法があるが、離散的に移動させる方法では、各々の線源位置からのMFCの検出効率に対する寄与がわかる反面、時間がかかることがわかった。一方、連続的に回転させる方法では、中性子解析との比較は困難であるが、一定の時間でより精度の高い試験が行えることがわかった。これにより、試験時間内にそれぞれの特徴を活かした移動方法を採用することで、効率的にかつ正確に試験が行える見通しであることを示した。さらに、中性子散乱等の影響の低減が可能な線源移動システムの概念を提案し、その影響を中性子解析により評価した結果、移動システムによる散乱の検出効率への影響は、3%以内に抑えることができることがわかった。

論文

Issues on the absolute neutron emission measurement at ITER

笹尾 眞實子*; 石川 正男; Yuan, G.*; Patel, K.*; Jakhar, S.*; Kashchuk, Y.*; Bertalot, L.*

Plasma and Fusion Research (Internet), 8(Sp.1), p.2402127_1 - 2402127_3, 2013/09

ITERの核融合出力は中性子放射化システムや中性子カメラとともに中性子束モニタの組み合わせで測定される。これらのシステムは、ITERトカマク内に中性子発生装置を回転させることで絶対較正を行う。実際に、個々の中性子束モニタの測定範囲は限られているが、ITERプラズマを用いた相互較正試験により測定範囲をつなぎ、全体として10$$^{14}$$n/sから10$$^{21}$$n/sの中性子発生量をカバーする必要がある。このため、相互較正を正確に行う必要がある。本研究では、相互較正試験時のプラズマの上下方向、径方向の移動が精度に与える効果について評価した。その結果、プラズマの上下方向の移動がもたらす精度の悪化を最小限に留めるためには、よく計画された放電シナリオによるプラズマを用いて相互較正試験を行う必要があるとともに、縦方向中性子カメラを効果的に使用することが重要であることがわかった。

論文

Nonlinear simulation of energetic particle modes in JT-60U

Bierwage, A.; 相羽 信行; 篠原 孝司; 藤堂 泰*; Deng, W.*; 石川 正男; 松永 剛; 矢木 雅敏

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/10

Energetic particle mode (EPM) dynamics are simulated using a global nonlinear hybrid code (MEGA). The scenario considered is based on JT-60U shot E039672, just before the onset of a so-called Abrupt Large Event (ALE). The simulation model is gradually extended towards a more realistic representation of the JT-60U plasma, including realistic geometry, realistic pressure, and realistic fast ion distributions. It is found that the mode structure and frequency of the EPM is very robust and can be reproduced by simple models. In contrast, accurate prediction of the growth rate, fluctuation amplitude and fast ion transport may require realistic models. The progress made - in particular, the use of realistic geometry and a realistic fast ion distribution computed by an orbit-following Monte-Carlo code - constitutes an important step forward towards predictive simulations and integrated modelling of energetic particle dynamics in burning plasmas, such as in ITER and DEMO.

論文

Nonlinear simulation of energetic particle modes in high-beta tokamak plasma

Bierwage, A.; 相羽 信行; 藤堂 泰*; Deng, W.*; 石川 正男; 松永 剛; 篠原 孝司; 矢木 雅敏

Plasma and Fusion Research (Internet), 7, p.2403081_1 - 2403081_4, 2012/07

The global hybrid code MEGA is used to study the dynamics of energetic particle modes (EPM) in parameter regimes close to the onset of ideal magnetohydrodynamic (MHD) ballooning instability. This work is motivated by observations of energetic-particle-driven modes in the wall-stabilized regime (so called EWM) in JT-60U, the physics of which have not been fully understood yet. In this study, nonlinear simulations of energetic particle modes (EPM, high frequency, 40-60 kHz) are carried out under conditions, where EWM (low frequency, 1-3 kHz) are observed. Although, EPM are unlikely to interact with EWM directly, the energetic particle transport caused by EPM may affect the total pressure profile and, hence, the stability of kink-ballooning modes, which are thought to be the fundamental modes underlying EWM. The dynamics of EPM near ideal MHD ballooning stability boundary is examined for the first time.

論文

Neutronic analysis of the ITER poloidal polarimeter

石川 正男; 河野 康則; 今澤 良太; 佐藤 聡; Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 近藤 貴; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1286 - 1289, 2011/10

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

ITERにおいて日本が調達するポロイダル偏向計測装置の設計の一環として、中性子輸送モンテカルロコード(MCNP)を用いた中性子解析を行い、運転時における核発熱量を評価した。その結果、水平ポート内に設置される光学ミラーのうち、第2ミラーの核発熱量は、第1ミラーと同程度であることがわかった。これは、同一ポート内に周辺トムソン散乱計測システムやLIDARシステムが設置されることでポロイダル偏光計の光学系のスペースが制限されるために、十分な迷路構造をもった光路が確保できないことや、第2ミラーの設置位置がプラズマに近い場所に配置せざるを得ないことが原因と考えられる。一方で、水平ポート前面に設置されるブランケット遮蔽モジュールが十分な中性子遮蔽性能を有していれば、光学ミラーの核発熱量は効率的に低減できることがわかった。また、ポロイダル偏光計の光学ミラーが設置される上部ポートの上部に配置されるポロイダル磁場コイルの核発熱量を評価した。その結果、中性子遮蔽材が十分に設置された場合、コイルの核発熱量は上限値である1mW/ccに比べて2桁以上小さくなることがわかった。

論文

Nuclear technology aspects of ITER vessel-mounted diagnostics

Vayakis, G.*; Bertalot, L.*; Encheva, A.*; Walker, C.*; Brichard, B.*; Cheon, M. S.*; Chitarin, G.*; Hodgson, E.*; Ingesson, C.*; 石川 正男; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.780 - 786, 2011/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:19.73(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER has diagnostics with machine protection, basic and advanced plasma control, and physics roles. Several are embedded in the inner machine component region. They have reduced maintainability compared to standard diagnostics in ports. They also endure some of the highest nuclear and EM loads of any diagnostic for the longest time. They include: Magnetic diagnostics; Steady-state magnetic sensors on the outer vessel skin; Bolometer camera arrays; Microfission chambers and neutron activation stations to provide key inputs to the real-time fusion power and long-term fluence measurements; mm-wave reflectometry to measure the plasma density profile and perturbations near the core, and the plasma-wall distance and; Wiring deployed around the vessel to service magnetics, bolometry, and in-vessel instrumentation. In this paper we summarise the key technological issues for each of these diagnostics arising from the nuclear environment, recent progress and outstanding R&D for each system.

論文

Nonlinear hybrid simulations of energetic particle modes in realistic tokamak flux surface geometry

Bierwage, A.; 藤堂 泰*; 相羽 信行; 篠原 孝司; 石川 正男; 矢木 雅敏

Plasma and Fusion Research (Internet), 6, p.2403109_1 - 2403109_5, 2011/08

The nonlinear dynamics of energetic particles in tokamak plasmas and their interaction with MHD modes have previously been studied using models which include only the most essential ingredients in order to understand the fundamental processes. Work is now underway to carry out simulations with more detailed models in order to enhance our predictive capabilities with respect to the excitation of MHD modes and energetic particle transport, which is expected to play an important role in burning plasmas. The present work focuses on the role of the equilibrium geometry, comparing results obtained for circular and for realistic flux surface geometry. For this purpose, earlier studies of so-called Abrupt Large-amplitude Events (ALE) in JT-60U are revisited. The simulations are carried out with the hybrid code MEGA. For the simple geometry, results obtained with another hybrid code, HMGC, serve as a benchmark, which may show how the choice of the numerical implementation affects the results.

論文

Effect of thermal neutrons on fusion power measurement using the microfission chamber in ITER

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 86(4-5), p.417 - 420, 2011/06

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

ITERではマイクロフィッションチェンバー(MFC)を用いた中性子計測から核融合出力の評価を行う。しかし、MFC近傍に設置される水冷管が計測に影響を及ぼす可能性があるため、その影響を中性子輸送解析コード(MCNP)を用いて評価した。その結果、水冷管内の冷却水によって、中性子束はほとんど影響を受けないものの、MFCの応答は約40%増大すると評価された。これはMFCで用いるウラン235が中性子のエネルギーが低いほど高い反応断面積を持つために、冷却水による中性子の減速の効果がMFCの応答に影響を及ぼすことが原因と考えられ、特に熱中性子の影響が大きいことがわかった。この影響を低減する方法として、カドミウムのような熱中性子を吸収する材質をMFCの周りに設置することが挙げられる。そこで、中性子輸送解析を行って評価した結果、冷却水によって40%増大していたMFCの応答を、カドミウムをMFCの周りに巻くことにより10%以内に低減できることを示した。

論文

Development of in-vessel components of the microfission chamber for ITER

石川 正男; 近藤 貴; 大川 清文*; 藤田 恭一*; 山内 通則*; 早川 敦郎*; 西谷 健夫; 草間 義紀

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10D308_1 - 10D308_3, 2010/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:82.74(Instruments & Instrumentation)

マイクロフィッションチェンバー(MFC)は、ITERにおいて核融合出力の評価を行う最も重要な計測装置の一つである。MFCの検出器は真空容器とブランケットモジュールの間に設置され、信号ケーブルは真空容器を通って上部ポートまで配線される。信号ケーブルはトカマク組立室で配線される予定であるが、ウランを使用している検出器はITERの運転を行うトカマクピットで設置される予定である。そのため、信号ケーブルの気密を保ったまま、検出器と信号ケーブルを真空容器内部で接続する必要がある。そこで、信号ケーブルと検出器の接続手法を開発し、接続部の性能試験では、信号ケーブルとしての健全性が確認され、ITERに適用できる見通しが立った。また、これまで原子炉において信号ケーブルは曲げ半径100cm程度で使用されてきたが、ITERでは真空容器内部に設置される他の機器との干渉を避けるために、10$$sim$$20cmという小さい曲げ半径で配線する必要がある。そのため、ケーブルを曲げた際の健全性を調べるために、ケーブル曲げ試験を実施した。その結果、10cmの曲げ半径で曲げた場合でも、信号ケーブルの真空性能,絶縁性能に影響がないことを確認した。

論文

Fast neutron-$$gamma$$ discrimination on neutron emission profile measurement on JT-60U

石井 啓一*; 篠原 孝司; 石川 正男; 馬場 護*; 磯部 光孝*; 岡本 敦*; 北島 純男*; 笹尾 眞實子*

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10D334_1 - 10D334_3, 2010/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:64.73(Instruments & Instrumentation)

Automatic analysis of the neutron-$$gamma$$ pulse shape discrimination has been developed for the neutron emission profile monitor, which uses stilbene scintillation detectors, in JT-60U. In the automatic analysis, linear discriminant function is applied to determine the line dividing between neutron events and $$gamma$$-ray events on the 2D map. In order to verify the validity of the determined line, the pulse shape discrimination quality is evaluated with the ratio of $$gamma$$-ray events to neutron events, namely contamination by $$gamma$$-ray. As a result, it is clear that $$gamma$$-ray contamination is below to statistical error with the time resolution of 10 ms.

論文

Strategy for the absolute neutron emission measurement on ITER

笹尾 眞實子*; Bertalot, L.*; 石川 正男; Popovichev, S.*

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10D329_1 - 10D329_3, 2010/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:36.6(Instruments & Instrumentation)

ITERでは、絶対中性子発生量測定に対し10%の計測精度が要求されている。この計測精度を達成するために数種類の中性子計測を組合せて測定を行う必要があり、そのためには各中性子計測装置のその場較正試験に加えて、それぞれの計測装置の相互較正が必要となる。本研究では、各中性子計測装置のその場較正試験に必要な時間を中性子輸送解析により評価した。その結果、中性子源として10$$^{10}$$ n/s以上のDT中性子及び10$$^{8}$$n/s以上のDD中性子が発生可能な中性子発生装置を用いることで、全体として8週間でその場較正試験を完了できる見通しがたった。

論文

Neutron transport analysis for in-vessel diagnostics in ITER

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 河野 康則; 草間 義紀

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.43 - 47, 2010/08

ITERにおいて日本が調達するマイクロフィッションチェンバー(MFC)及びポロイダル偏光計の設計に向けて、中性子モンテカルロコード(MCNP)を用いた中性子輸送解析を行い、運転時におけるそれぞれの機器での核発熱量や温度上昇を評価した。その結果、MFCの排気管の核発熱量は最大で約0.3W/ccと評価された。この結果をもとに温度上昇を評価したところ、排気管に取り付けられる冷却用クランプの間隔を20cmとした場合の最大温度は約230$$^{circ}$$Cとなり、10cmとした場合は約150$$^{circ}$$Cまで低減できることがわかった。また、上部ポート内に設置されるポロイダル偏光計の光学ミラー(ビーム径を140mmとして設計)のうち最もプラズマに近いミラーの核発熱量は、中性子遮蔽材を設置しない場合で約2W/ccと評価され、遮蔽材を使用した場合でも約0.8W/ccとなることがわかった。これに対し、ビーム径を140mmから100mmにして評価を行ったところ、ビーム径が140mmの時と比べて約30%以上核発熱量を低減することがわかった。今後、これらの結果をもとに、冷却機器や遮蔽材の設計を行っていく必要がある。

論文

Development of the microfission chamber for fusion power diagnostics on ITER

石川 正男; 近藤 貴; 西谷 健夫; 草間 義紀

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.8, p.334 - 337, 2009/09

マイクロフィッションチェンバー(MFC)内に充填するアルゴンガスが真空容器内へリークするのを防ぐための設計を行った。それは、MFCをステンレスのケースで覆い、そのケースにリークガスの検出が可能な配管を付けた構造となっている。また、これまでの研究では、MFCの設置位置をプラズマ位置の変化の影響を避けるために外側上部及び下部のブランケットモジュール(BM)背面とすることまでは決まっていたが、本研究ではそれぞれのBM背面における具体的な設置位置を他の機器との干渉を考慮に入れながら決定した。下部MFCはBM背面のほぼ中央に設置可能だが、上部MFCは真空容器との干渉から隣のBMとのギャップに近い設置位置となった。そのため、各々の設置位置において、ストリーミング中性子がMFCの計測に与える影響を中性子輸送解析コードを用いて評価した。その結果、MFCの応答に対するストリーミング中性子の割合は、上部MFCで69%,下部MFCで17%と評価されたが、全体として60%増大して測定される見込みである。ただし、応答の平均値はプラズマ位置の変化に不感で、正確な中性子発生量の計測ができる見通しとなった。

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。

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