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論文

Development of high-grade VPS-tungsten coatings on F82H reduced activation steel

徳永 知倫*; 渡辺 英雄*; 吉田 直亮*; 長坂 琢也*; 笠田 竜太*; Lee, Y.-J.*; 木村 晃彦*; 時谷 政行*; 光原 昌寿*; 檜木 達也*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S287 - S291, 2013/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:46.51(Materials Science, Multidisciplinary)

VPS-W coating formed on F82H kept at about 873K in conventional plasma spray conditions has inhomogeneous texture; namely mixture of disarranged area composed of large re-solidified/un-melted grains, fine randomly oriented grains and pores, and well ordered area composed columnar grains. Heat load test indicate that elimination of the disarranged area is necessary to improve the heat load resistance of VPS-W. One can get W coating with texture of homogeneous columnar crystal grains by eliminating the re-solidified/un-melted large particles. Optimization of the W powder size was also effective to reduce number of randomly oriented fine grains and pores.

論文

Development of the water cooled ceramic breeder test blanket module in Japan

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鈴木 哲; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 山西 敏彦; 星野 毅; 中道 勝; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1363 - 1369, 2012/08

 被引用回数:29 パーセンタイル:3.81(Nuclear Science & Technology)

核融合ブランケットの開発においては、ITERの核融合環境を用いて、モジュール規模で増殖ブランケットの試験を行う、ITERテストブランケット・モジュール(TBM)試験は、原型炉へ向けた重要なマイルストンである。我が国は、水冷却固体増殖TBMを主案として試験を実施するためにその製作技術開発を進めている。我が国は、これまでに開発した接合技術を用いて、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の組合せ試験にも成功した。さらに、厚さ90mmの後壁の製作技術についても、模擬材料を用いたモックアップの製作を終了した。モジュール製作技術をほぼ見通した。また、トリチウム生産のために必要な技術として、先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発や、核融合中性子を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

論文

Effect of sweep gas species on tritium release behavior from lithium titanate packed bed during 14MeV neutron irradiation

河村 繕範; 落合 謙太郎; 星野 毅; 近藤 恵太郎*; 岩井 保則; 小林 和容; 中道 勝; 今野 力; 山西 敏彦; 林 巧; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1253 - 1257, 2012/08

 被引用回数:14 パーセンタイル:16.47(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケットで生成するトリチウムの量の把握は、トリチウム増殖性能の評価及び、回収システム設計の観点から重要である。そこで原子力機構では、核融合中性子源を用いた模擬ブランケットの照射によるトリチウム生成回収実験を開始した。増殖材にはチタン酸リチウムを用いている。今回は、生成トリチウムの放出挙動におけるスイープガスの種類の影響について報告する。1%のH$$_{2}$$を含むヘリウムガスでパージした場合、水蒸気状のトリチウムの放出が中性子照射に敏感に対応して生じた。これはスイープガス中に水蒸気成分が含まれていたことに起因する。乾燥ヘリウムガスでパージした場合は、水蒸気成分での放出が少なく、ガス分子状トリチウムの放出が目立つ結果となった。

論文

Tritium absorption of co-deposited carbon films

信太 祐二*; 山内 有二*; 日野 友明*; 赤丸 悟士*; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 鈴木 哲; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1070 - 1073, 2012/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.11(Nuclear Science & Technology)

Co-deposited carbon film with different deuterium concentration, D/C, were exposed to tritium gas at the temperature of 423 K, and then the atomic ratio of absorbed tritium to carbon, T/C, was evaluated. The obtained data were discussed with crystal structure of the carbon film. The T/C increased with decreasing D/C of carbon film. The carbon film with low D/C had more defective structure. The reduction of D/C by the heating before tritium exposure led to the increase of absorption amount. These results suggest that carbon film with more defective structure and low D/C film could absorb large amount of tritium. The hydrogen isotope concentration in the present experiment was saturated below the orders of 10$$^{-4}$$, which was 3-4 orders of magnitude smaller than that of co-deposited carbon film with hydrogen isotope.

論文

Recent status of fabrication technology development of water cooled ceramic breeder test blanket module in Japan

廣瀬 貴規; 谷川 尚; 吉河 朗; 関 洋治; 鶴 大悟; 横山 堅二; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2265 - 2268, 2011/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.23(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、日本のITERテストブランケット(TBM)の第一候補として、水冷却固体増殖方式のテストブランケットの開発を、中心となって進めている。TBM試験を実現するためには、ITER運転スケジュールに遅れることなく、TBMのプロトタイプの製作と構造健全性の確証を行う必要がある。本報告では、日本における水冷却固体増殖(WCCB)テストブランケットモジュール(TBMの製作技術開発の最新の成果を報告する。これまでに、製作技術の最も重要な技術として、熱間等方圧加圧(HIP)接合法を開発し、実規模冷却チャンネル内蔵第一壁適用して実規模のTBMの第一壁の製作と高熱負荷による評価試験に成功した。また、TBM内部にトリチウム増殖材を格納する充填容器についても実機大のモックアップの製作に成功し気密試験に成功した。さらに、モジュール構造を形成する側壁についても実機大のモックアップ製作に成功するとともに、第一壁との組合せ施工による箱構造政策に成功した。以上のことから、日本においては、TBM製作技術開発と評価試験が順調に進展しているものと評価することができる。

論文

Deuterium concentration of co-deposited carbon layer produced at gap of wall tiles

信太 祐二*; 横山 堅二; 金澤 潤*; 山内 有二*; 日野 友明*; 鈴木 哲; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.607 - 611, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Materials Science, Multidisciplinary)

Tritium retention of a carbon layer deposited in the gap of plasma-facing materials is a primary concern for next step fusion devices. In this study, deuterium concentration and carbon deposition profile in a gap were investigated for carbon layers prepared by using deuterium arc discharge with carbon electrodes. The deuterium retention was measured with thermal desorption spectroscopy (TDS). The discharge pressure was varied from 0.8 to 36 Pa. The amount of deposited carbon into the gap decreased exponentially with the increase of the depth. The atomic ratios of D/C of the carbon layers prepared at 0.8 and 36 Pa were approximately 0.1 and 1.0, respectively. For the carbon layer prepared at 0.8 Pa, most of retained deuterium was released in the form of D$$_{2}$$ and HD. On the other hand, at 36 Pa, approximately a half of retained deuterium was desorbed in the form of hydrocarbon, CD$$_{4}$$ and C$$_{2}$$D$$_{4}$$.

論文

Deuterium ion irradiation for tritium breeding material and evaluation for tritium inventories in test blanket module and blanket of a demonstration reactor

日野 友明*; 柴田 博信*; 山内 有二*; 信太 祐二*; 鈴木 哲; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.713 - 717, 2011/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:44.68(Materials Science, Multidisciplinary)

The tritium produced in a tritium breeder of blanket has to be recovered under the temperature distribution to reduce the tritium inventory. Lithium titanate pebbles were irradiated by deuterium ions with different temperatures and ion fluences. The deuterium retained in the pebbles desorbed in forms of HD, D$$_{2}$$, HDO and D$$_{2}$$O. The amount of retained deuterium decreased for the temperature higher than 473 K, and became to zero for the temperature higher than 773 K. If the temperature range is taken from 573 to 1173 K in the solid breeder TBM, the tritium inventory is lower than 1 gram. However, in the demonstration reactor, the total tritium inventory of blankets becomes a few kilograms. For the reduction of the tritium inventory, the region with the low temperature region has to be significantly reduced.

論文

Deuterium retention in F82H after low energy hydrogen ion irradiation

伊藤 達哉*; 山内 有二*; 日野 友明*; 柴山 環樹*; 信太 祐二*; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1147 - 1149, 2011/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:27.41(Materials Science, Multidisciplinary)

The influence of 50 eV hydrogen ion irradiation on the deuterium retention and desorption behavior in the reduced activation ferritic-martensitic steel F82H was investigated by thermal desorption spectroscopy. The amount of retained deuterium in the hydrogen irradiated F82H was up to 10 times larger than without the hydrogen irradiation. In the F82H irradiated by the low energy hydrogen ions at 300 and 523 K, the desorption peak of deuterium was shifted to lower temperatures than for samples unirradiated or irradiated at 773 K. In the F82H irradiated by hydrogen at 773 K, the amount of retained deuterium decreased compared to materials irradiated at 300 or 523 K.

論文

Application of tritium tracer techniques to observation of hydrogen on surface and in bulk of F82H

大塚 哲平*; 田邉 哲朗*; 徳永 和俊*; 吉田 直亮*; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1135 - 1138, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Materials Science, Multidisciplinary)

Hydrogen including a trace amount of tritium was loaded on the edge surface of an F82H rod. After the loading, the rod was held at 298 or 323 K to allow hydrogen diffuse in and release out. Tritium tracer techniques have been applied to determine hydrogen depth profiles and hydrogen release rates by using an tritium imaging plate technique and a liquid scintillation counting technique, respectively. The depth profiles were composed of a surface localized component within 200 $$mu$$m of the surface and a diffused component extending over 1 mm in depth. The apparent hydrogen diffusion coefficients obtained from the depth profile of the diffused component are near the extrapolated value of the literature data determined at higher temperatures. The surface localized component, which is attributed to trapping at surface oxides and/or defects, was released very slowly to give apparent diffusion coefficients much smaller than those determined from the diffused component.

論文

Overview of the TBM R&D activities in Japan

秋場 真人; 榎枝 幹男; 田中 知*

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.1766 - 1771, 2010/12

 被引用回数:11 パーセンタイル:29.27(Nuclear Science & Technology)

日本が計画しているITERテストブランケット(TBM)の第一候補として、水冷却固体増殖方式のテストブランケットの開発を、原子力機構を中心として進めている。また、液体増殖ブランケットに関しては、大学,核融合科学研究所が中心となって、先進的なデモブランケットを目標として開発研究を進めている。固体増殖方式のTBMお開発に関しては、ITER運転の初日までにTBMの製作を完了し組み込むために、これまで開発してきた製作技術を適用して実規模の第一壁のプロトタイプの製作に成功し、さらに、実機と同条件の表面熱負荷試験を実施し、熱耐久性を実証した。また、増殖材増倍材の開発,中性子工学的に関する研究など、必要な項目を網羅して開発を進めている。液体増殖ブランケットに関しては、実際に液体増殖材を使った試験ループによる、腐食防止膜の試験や熱交換器の開発試験まで、実用的な開発を実施するところまで発展している。本報告は、これらのTBMの開発の現状について報告をする。

論文

Interfacial properties of HIP joints between beryllium and reduced activation ferritic/martensitic steel

廣瀬 貴規; 安堂 正己; 荻原 寛之*; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 85(5), p.809 - 812, 2010/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.77(Nuclear Science & Technology)

ITERテストブランケットモジュール第一壁開発の一環として、熱間等方圧加圧法(HIP: Hot Isostatic Pressing)により、プラズマ対抗材料であるベリリウムとブランケットの構造材料である低放射化フェライト/マルテンサイト鋼F82Hの異材継手を試作した。接合強度特性試験,接合界面の微細組織観察及び接合界面の元素分析の結果から、HIPはF82Hの焼き戻し温度条件で実施することが有効であることを得た。接合強度は、F82H側へのベリリウム拡散距離の二乗に反比例する傾向を示した。拡散の抑制には、ベリリウム表面へのクロム蒸着が有効であり、試作した継手はITER遮蔽ブランケット第一壁におけるベリリウムと銅合金の異材継手と同等以上の強度を達成した。

論文

Progress of design and R&D of water cooled solid breeder test blanket module

鶴 大悟; 榎枝 幹男; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 大楽 正幸; 関 洋治; 鈴木 哲; 毛利 憲介*; et al.

Fusion Science and Technology, 56(2), p.875 - 882, 2009/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.86(Nuclear Science & Technology)

日本が計画しているITERテストブランケット(TBM)の第一候補として、水冷却固体増殖方式のテストブランケットの開発を、原子力機構を中心として進めている。設計研究としては、TBMのITERへの組み込みを実現するために、TBMの構造設計を進めるだけでなく、ITER本体との構造上の整合性が得られるように、TBMのテストポートとの取り合い部の構造設計を進めた。さらに、構造設計やシステム設計に基づいた安全解析を実施し、予備的な安全評価を明らかにした。また、ITER運転の初日までにTBMの製作を完了し組み込むために、これまで開発してきた製作技術を適用して実規模の第一壁のプロトタイプの製作に成功し、さらに、実機と同条件の表面熱負荷試験を実施し、熱耐久性を実証した。本報告は、これらの水冷却固体増殖TBMの設計と開発の現状について報告をする。

論文

Thermal conductivity measurement with silica-coated hot wire for Li$$_4$$SiO$$_4$$ pebble bed

谷川 尚; 田中 雄一郎*; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(6), p.553 - 556, 2009/06

Li$$_4$$SiO$$_4$$微小球充填体の有効熱伝導率を熱線法により測定した。熱線として、ニクロム素線と、それにシリカの絶縁被膜を塗布したものとを用いた。ニクロム素線を用いた測定では975Kにおいて、正しい測定値が得られなかった。これは、室温では絶縁性であるLi$$_4$$SiO$$_4$$の電気伝導率が高温において高くなったために、熱線に取り付けた熱電対の信号が影響を受けたためだと結論された。絶縁被膜をニクロム素線と熱電対とに塗布して同様の測定を行ったところ、室温から975Kの温度範囲において、有効熱伝導率を測定することができた。得られた有効熱伝導率における絶縁被膜の影響を評価し、十分に小さいことを確認した。また、その影響は実験において観測された傾向と一致した。シリカ絶縁被膜を塗布した熱線による熱伝導率測定は他の増殖材料にも適用でき、特に高温での測定において簡便で有効な手法であることを明らかにした。

論文

Achievements in the development of the water cooled solid breeder test blanket module of Japan to the milestones for installation in ITER

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

Nuclear Fusion, 49(6), p.065024_1 - 065024_8, 2009/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:37.33(Physics, Fluids & Plasmas)

As the primary candidate of ITER Test Blanket Module (TBM) to be tested under the leadership of Japan, Water Cooled Solid Breeder (WCSB) TBM is being developed. This paper shows the recent achievements toward the milestones of ITER TBMs prior to the installation. Structure designs of the WCSB TBM and the interfacing components that are placed in a test port of ITER and layout of cooling system are presented, targeting the detailed design final report in 2012. As for the module qualification, a real scale first wall mock-up fabricated by using Hot Isostatic Pressing (HIP) method by structural material of reduced activation martensitic ferritic steel, F82H, and flow and irradiation test of the mockup are presented. As for safety milestones, contents of the preliminary safety report in 2008 consists of source term identification, Failure Mode and Effect Analysis (FMEA) and identification of Postulated Initiating Events (PIEs), and safety analyses, are presented.

論文

R&Ds of a Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed for a test blanket module in JAEA

谷川 尚; 星野 毅; 河村 繕範; 中道 勝; 落合 謙太郎; 秋場 真人; 安堂 正己; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 林 君夫; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055021_1 - 055021_6, 2009/05

 被引用回数:17 パーセンタイル:35.18(Physics, Fluids & Plasmas)

原子力機構が開発を進めている、固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールについて、特に増殖材料に関する最新の研究成果を報告する。増殖材料の化学的安定性の向上を目的とし、Li$$_2$$O添加型のLi$$_2$$TiO$$_3$$の開発に成功した。増殖材微小球の充填体の熱機械挙動については、実験的にデータを取得し、各物性値を体系的に整理しモデル化した。テストブランケットモジュール内に設置可能な核計測手法として放射化箔法を提案し、基礎試験において実機への適用性を確認した。水冷却方式において重要なトリチウムの透過については、開発した透過低減皮膜の効果を実験によって確認するとともに、得られたデータを元にして運転条件における透過量を評価した。これらの成果に基づき、テストブランケットモジュールの設計が進められている。

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:26.02(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

Structural material properties and dimensional stability of components in first wall components of a breeding blanket module

廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 荻原 寛之; 谷川 博康; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1176 - 1180, 2008/12

 被引用回数:16 パーセンタイル:20.67(Nuclear Science & Technology)

熱間等方圧加圧(HIP)法を用いて、低放射化フェライト鋼(F82H)製の実規模ITERテストブランケット構造物第一壁を試作し、工業的に実施可能な方法で第一壁構造物を製作する見通しを得た。本研究では、HIP接合に影響を及ぼす組み立て時の部品間の隙間を極小化する加工方法を明らかにした。さらに構造材料F82Hの材料特性を損なわないHIP処理条件を確立した。これにより、優れた寸法精度と材料特性を両立させるブランケット構造物を製作することに成功した。

論文

Heatup event analyses of the water cooled solid breeder test blanket module

鶴 大悟; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1238 - 1243, 2008/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.42(Nuclear Science & Technology)

本報では、水冷却固体増殖テストブランケットモジュール(WCSB TBM)の加熱事象に対する安全評価、及び特にBe-水化学反応に対する安全確保の方策について述べる。3つの代表事象シーケンスに対して、一次元伝熱解析を実施した。プラズマ運転中のTBM冷却喪失事象では、TBMの温度が全体的に上昇し、第一壁温度の上昇により、ディスラプションが発生しプラズマが停止する。この際に化学反応が活性化しないように、予想される最高温度条件でも冷却管が破断しないような設計が求められる。プラズマ運転中のTBM内冷却材浸入事象では、Be-水化学反応の熱負荷がTBMに加えられる。冷却材浸入により冷却材の一部が冷却系から失われるが、冷却系は稼動を継続することが求められる。冷却材浸入後の外部電源喪失事象では、事象が収束することを確認した。

論文

Recent progress in safety assessments of Japanese water-cooled solid breeder test blanket module

鶴 大悟; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1747 - 1752, 2008/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:28.69(Nuclear Science & Technology)

本報では、日本の水冷却固体増殖テストブランケットモジュール(WCSB TBM)の安全評価活動の現状を報告する。核発熱及び放射能生成のソースターム見積りのために、中性子束,トリチウム生成率,核発熱,崩壊熱及び廃棄物の放射能を算出した。従事者被爆(ORE)評価のために、ペブルベッド内トリチウム,パージガス内トリチウム,冷却系内に透過したトリチウム,冷却系内放射化腐食生成物(ACP)といったRIインベントリーを算出した。FMEAを実施し、安全評価を必要とする事象を選定し、さらにその中から他の事象を包絡する代表事象(PIE)を選定した。選定されたPIEは、RI放出,加圧,加熱の3つのグループに分類される。RI放出に関しては、真空容器内RI(トリチウム及び放射化ダスト),パージガス内RI(トリチウム),冷却系内RI(トリチウム及びACP)といった3つのインベントリーごとに、最大放出量を見積った。加圧に関しては、冷却系配管の破断による隣接区画の加圧事象の数値解析を行った。

論文

Critical heat flux experiments using a screw tube under DEMO divertor-relevant cooling conditions

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1097 - 1101, 2008/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.42(Nuclear Science & Technology)

核融合炉用プラズマ対向機器(PFC)開発の一環として、原子力機構では加圧水冷却による高性能冷却管の開発を進めている。その中で冷却管内面にネジ状フィンにより除熱性能を高めた冷却管を核融合原型炉DEMOへの適用を提案している。この冷却管のフィンは単純なネジ切り加工により形成するため、スクリュウ管と呼んでいる。原子力機構におけるDEMO設計ではダイバータ冷却条件は、プラントの発電効率向上に寄与するため、圧力4MPaで出口温度200$$^{circ}$$Cを想定している。本研究ではスクリュウ管の限界熱流束(CHF)に対するサブクール度の影響をDEMO冷却条件に相当する実験条件において実験的に調べた結果を報告する。冷却管はDEMOダイバータでの構造材候補のF82Hの代わりに純銅製を使用した。入口温度を室温(出口サブクール度200K)から180$$^{circ}$$C(出口サブクール度60K)まで上昇させることによりスクリュウ管のCHFは半減するものの、入口温度180$$^{circ}$$C(出口サブクール度60K)でも以前として、平滑円管の2倍以上の限界熱流束を有していることを明らかにした。

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