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論文

Research activities on Tokamaks in Japan; JT-60U, JFT-2M and TRIAM-1M

二宮 博正; 狐崎 晶雄; 清水 正亜; 栗山 正明; JT-60チーム; 木村 晴行; 川島 寿人; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 伊世井 宣明; et al.

Fusion Science and Technology, 42(1), p.7 - 31, 2002/07

 被引用回数:12 パーセンタイル:75.76(Nuclear Science & Technology)

先進定常トカマク運転に必要な高い総合性能を維持する科学的基盤を確立するため、JT-60Uは改善閉じ込めモードの運転制御シナリオの最適化を進め、各種のプラズマ性能を向上してきた。この結果、定常トカマク炉に向けた顕著な成果を得た。これらの成果の詳細を報告する。JFT-2Mでは、高性能プラズマの開発と核融合炉で採用が予定されている構造材料開発のための先進的研究と基礎的な研究を進めている。真空容器外側に設置したフェライト鋼により、トロイダル磁場リップルが減少することが示された。真空容器内の20%の領域にフェライト鋼を設置しても、プラズマ性能への影響は見られなかった。TRIAM-1Mの結果についても報告する。

論文

Advanced material tokamak experiment (AMTEX) program with ferritic steel for JFT-2M

佐藤 正泰; 三浦 幸俊; 木村 晴行; 川島 寿人; 仙石 盛夫; 山本 正弘; 小池 常之; 柴田 孝俊; 秋山 隆*; 阿部 充志*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 75(6), p.741 - 749, 1999/06

JFT-2Mでは、低放射化フェライト鋼(FS)にかかわる先進材料プラズマ試験を行う計画である。これはFSを用いてリップルの少ないトロイダル磁場を生成し、高エネルギーイオンの損失を低減するリップル低減試験と、強磁性体であるFSによる不整磁場がプラズマに与える影響を調べるフェライト鋼のプラズマ適合性試験からなる。これら先進材料プラズマ試験計画の全容について述べる。特に、前者では基本モードのリップルのみならず2倍のモード数のリップル低減の重要性を指摘し、その実現のためのFS設置法を明らかにした。後者ではJFT-2Mの真空容器をフェライト鋼製のものに改造するための設計検討を行っており、フェライト鋼のプラズマ平衡への影響は小さいことなどを明らかにした。

論文

Reduction of toroidal magnetic field ripple in the advanced material tokamak experiment on JFT-2M

佐藤 正泰; 三浦 幸俊; 木村 晴行; 山本 正弘; 小池 常之; 中山 武*; 長谷川 満*; 浦田 一宏*

Fusion Technology 1998, 1, p.545 - 548, 1998/00

JFT-2Mでは、フェライト鋼(FB)を用いてリップルの少ないトロイダル磁場(TF)を生成し、リップル捕捉粒子の損失を低減する先進材料プラズマ試験を行う計画である。今までの解析によれば、FBを真空容器(VV)とTFコイル(TFC)の間に全セクション設置することにより、リップルは下がり、プラズマ周辺では磁場構造が著しく変化し、TFCの数(NTF)の2倍のトロイダルモード数(STM)の磁場が発生することが分かっている。このSTMはリップル捕捉粒子の輸送に対して悪い影響を与えることが予測され、STMを抑えつつ、NTFのモードを減らすことが必要であり、それには、FBをVVより遠ざけて厚いFBを設置することによって可能であることが分かった。又FBを1~2箇所のトロイダルセクションに挿入した予備的な実験を行った。この場合、プラズマ生成や閉じ込めに悪い影響は見られていない。

論文

Divertor biasing effects to reduce L/H power threshold in the JFT-2M tokamak

三浦 幸俊; 旭 芳宏*; 花田 和明*; 星野 克道; 居田 克巳*; 石毛 洋一*; 河西 敏; 河上 知秀; 川島 寿人; Maeda, M.*; et al.

Fusion Energy 1996, p.167 - 175, 1997/05

ダイバータバイアスのL/H遷移パワーに与える効果についてまとめたものである。JFT-2Mの上シングルヌルプラズマ配位において、下シングル閉ダイバータ用の外側バッフル板に正のバイアス電圧を印加するとスクレイプオフ層(SOL)に負の径電場が形成され、またバッフル板からダイバータ板へSOL電流が流れる。これらの効果により、ダイバータ部に中性粒子が圧縮されるダイバータ効果が助長される。この中性粒子のダイバータ部への圧縮がL/H遷移パワー減少に対して効果的であることを明らかにした。また、強力なガスパフも過渡的に中性粒子をダイバータ部に圧縮し同様な効果があることを示した。これらの結果は、イオン損失によるL/H遷移理論を支持している。

論文

Investigation of causality in the H-L transition on the JFT-2M tokamak

花田 和明*; 篠原 孝司*; 長谷川 真*; 白岩 俊一*; 遠山 濶志*; 山岸 健一*; 大舘 暁*; 及川 聡洋; 戸塚 裕彦*; 石山 英二*; et al.

Fusion Energy 1996, p.885 - 890, 1997/05

H-L遷移時にプラズマ周辺で起こっている現象を静電プローブにより測定し、その因果関係について調べた結果をまとめたものである。ピンを12本つけた静電プローブにより、スクレイプオフ層から主プラズマまでの領域を測定した。最前面にある3本ピンをトリプルプローブとして使用し、電子温度(T$$_{e}$$)と密度(n$$_{e}$$)を決定し、他のピンでは浮遊電位を測定した。浮遊電位と電子温度から求めた空間電子により径電場(E$$_{r}$$)を決定し揺動との関係を調べた。結果は、初めにセパラトリックス内に形成された負の径電場が減少し、次に揺動レベルの増大が起こり、電子温度が減少し、その後He光の増大が起こっていることを明らかにした。ここで、H-モード中に形成されている負の径電場は、-22kV/mであり、電子温度減少の直前で-8kV/mであった。またこの変化に要した時間は約200$$mu$$secである。

報告書

高速炉照射したステンレス鋼の電気化学的腐食挙動

芝 清之; 塚田 隆; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生; 糸永 文雄; et al.

JAERI-M 92-166, 27 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-166.pdf:2.35MB

平成3年度に原研及び動燃による共同研究として開始した「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、東海研ホットラボにおいて実施した電気化学的腐食試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れの研究を行っている。照射腐食割れの発生機構を研究するには、照射材の応力腐食割れ試験とともに耐食性に対する照射の影響について調べることが必要である。本研究では、高速実験炉「常陽」において7$$times$$10$$^{22}$$n/cm$$^{2}$$まで照射された燃料集合体ラッパー管材を試料として、遠隔操作型電気化学測定装置により、電気化学的再活性化(EPR)試験及び過不働態電位域において定電位電解試験を実施した。これらの試験の結果として、原子炉中性子照射に起因すると考えられる耐食性の劣化が検知された。

報告書

高速炉照射したステンレス鋼の照射腐食割れ挙動,1

塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 薄井 洸; 近江 正男; 後藤 一郎; 加藤 佳明; 中川 哲也; 川又 一夫; 田山 義伸; et al.

JAERI-M 92-165, 41 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-165.pdf:4.99MB

原研及び動燃による共同研究「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、高速炉「常陽」で使用済みのラッパー管を供試材として行った、水中応力腐食割れ性評価試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れ研究を行っており、一方動燃では燃料集合体の照射後水中裸貯蔵に関連して水環境下での照射後ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)感受性評価が課題となっている。本研究では、照射量8$$times$$10$$^{22}$$n/cm$$^{2}$$(=約40dpa)のラッパー管より試験片を製作し、溶存酸素32ppmの純水中で60$$^{circ}$$C、200$$^{circ}$$C、300$$^{circ}$$Cにおいて低歪速度引張試験を実施した。その結果、60$$^{circ}$$Cでは完全な延性破断を確認したが、300$$^{circ}$$Cの水中では破断面の一部に粒界破面が観察された。これらの結果から、高速炉照射したステンレス鋼は、常温においてはSCC感受性を示さないが、高温水中においてはSCC感受性を持つようになると考えられる。

報告書

「常陽」MK-2炉心燃料集合体(PFD115)の照射後試験; 集合体及び燃料要素の非破壊試験

長谷川 正泰*; 平沢 久夫*

PNC-TN9410 89-178, 0 Pages, 1989/02

PNC-TN9410-89-178.pdf:2.2MB

「常陽」MK-2炉心燃料集合体「PFD115」の照射後試験を実施した。本集合体はMK-2炉心出力100MW定格第4サイクルから第8サイクルまで照射されたもので、燃焼度は集合体平均43,440MWd/tである。照射後試験の目的は、「常陽」第6回定期検査受検のためのデータ取得と、MK-2運転のモニタリングである。本試験の結果は下記のとおりである。(1)集合体及び燃料ピンに損傷はなく、変形等も認められず、健全であった。(2)被覆管表面にウェアマークは認められなかった。

報告書

Phenix PNC-3照射燃料ピンの照射後試験(1); 燃料要素の非破壊試験

小泉 敦裕*; 平澤 久夫*; 長谷川 正泰*; 永峯 剛*

PNC-TN9410 88-193, 1 Pages, 1988/02

PNC-TN9410-88-193.pdf:3.07MB

フランスのフェニックス炉で照射されたPhenix PNC-3照射燃料ピンの健全性を確認し、照射挙動データを取得するために照射後試験を実施した。試験は、外観検査、X線ラジオグラフィー、重量測定、寸法測定、ガンマスキャン、パンクチャテストを行った。本燃料ピンは、中間検査を経て最高燃焼度108,000MWd/t、最大中性子照射量1.88$$times$$10E23n/†(E$$>$$0.1MeV)まで照射されたものであり、「もんじゅ」燃料に近い長尺ピンの特徴を有している。本試験の結果は以下のとおりである。(1)燃料ピンに損傷はなく、その健全性を確認した。(2)高燃焼度ピンにE106Rhのインゴット状のものが認められた。(3)外径は最大270$$mu$$m(変化率$$Delta$$D/D=4.15%)増加していた。また、炉心部に認められたオーバリティ及びらせん状の曲がりは、ワイヤとの相互作用によるものと考えられる。(4)F.P.ガス放出率は、「もんじゅ」設計式を下回っていた。

報告書

「常陽」MK-II計測線付C型特殊燃料集合体(PFI010)の照射後試験; 集合体及び燃料要素の非破壊試験

西野入 賢治*; 平澤 久夫*; 宇留鷲 真一*; 長谷川 正泰*

PNC-TN9410 88-190, 1 Pages, 1988/01

PNC-TN9410-88-190.pdf:2.88MB

計測線付C型特殊燃料集合体(PFI010)の健全性確認及び照射中に計測したデータの精度確認に資するためのデータ取得を目的に照射後試験を実施した。試験は、集合体外観検査を始めとする集合体試験及び$$gamma$$スキャン、パンクチャ等燃料ピン試験である。本集合体は、100MW定格出力第8サイクルから第12■サイクルまで照射され、集合体平均燃焼度32400MWd/tである。本試験により以下の結果を得た。1. 集合体及びピン表面に傷、付着物等の異常は観られなかったが、ピンの外れ、ノックバーの変形、計測線の曲りが観察された。2. 計測線及び計測機器の外観検査の結果、冷却材温度測定用熱電対とラッピングワイヤとの接合部及び電磁流量計部には、傷及び変形はなく健全であることを確認した。又、パンクチャ試験結果において、照射中のFPガス圧計測データ(約2520 Torr-STP)と照射後の測定データ(約2543 Torr-STP)とが良く一致したことから、FPガス圧力計は正常に作動していたと判断できる。

報告書

「常陽」MK-II B型特殊燃料集合体(PFB010)の照射後試験(1); 集合体及び燃料要素の非破壊試験

浅賀 健男*; 長谷川 正泰*; 平沢 久夫*

PNC-TN9410 86-141, 1 Pages, 1986/02

PNC-TN9410-86-141.pdf:10.25MB

「常陽」MK-2B型特殊燃料集合体の2体目の照射後試験供試体として製造No.PFB010(集合体平均燃焼度;19,400MWD/MTM)を受け入れ、集合体試験、コンパートメント試験、及び燃料ピンに関する非破壊試験を実施した。本集合体の照射後試験の目的は、MK-2炉心燃料ピンの製造パラメータ(燃料-被覆管初期ギャップ巾)及び内圧パラメータ(プレナム有効容積)の照射挙動への影響調査とB型特殊燃料集合体の使用中の健全性を確認することである。試験結果の概要は下記の通りである。集合体試験、コンパートメント試験、燃料ピン試験の結果からB型特殊燃料集合体は平均燃焼度19,400MWD/MTMまで構造体としての健全性を維持していることを確認した。燃焼度19,400MWD/MTMにおける各パラメータの燃料ピン照射挙動への影響について次のことがわかった。1)パラメータの内、燃料-被覆管初期ギャップ巾は燃料長変化に影響を与える。燃料長は全て製造時より減少しているが初期ギャップ巾が小さいものほど燃料長減少量が大きい。2)同じく初期ギャップ巾はF.P.ガス放出挙動に影響を与える。測定された放出率は34$$sim$$45%の範囲にあるが、初期ギャップ巾が大きいものほど放出率は高目の値を示す。3)被覆管外径及びピン軸方向F.P.分布には各パラメータの影響は認められない。4)上記1)、2)は燃料の組織変化、燃料温度の違いを反映しているものと考えられるため、破壊試験結果も含めた詳細な評価解析を今後実施する必要がある。

報告書

「常陽」MK-II炉心燃料集合体(PFD029)の照射後試験(1); 集合体及び燃料要素の非破壊試験

浅賀 健男*; 長谷川 正泰*; 平澤 久夫*

PNC-TN9410 86-140, 1 Pages, 1986/02

PNC-TN9410-86-140.pdf:9.66MB

「常陽」MK-2炉心燃料集合体「PFD029」照射後試験を実施した。本集合体はMK-2炉出力100MWの出力上昇から定格第6サイクルの間照射したものであり、初装荷炉心燃料中最高の燃焼度を有するものである。照射後試験の目的は炉心燃料集合体及び燃料要素の構造体としての健全性を確認すること及びMK-2運転における集合体及び燃料要素の照射挙動を把握することである。なお本集合体の燃焼度は集合体平均で43,700MWD/MTMである。本試験の結果は下記の通りである。集合体及び燃料ピンには損傷は全くなく、変形、変色等も認められず、炉内挙動は正常であり、炉心燃料集合体の構造体としての設計及び製作の妥当性が確認された。MK-2における最高燃焼度炉心燃料集合体及び燃料要素の照射挙動を確認し次のような結果を得た。(1)ラッパ管対面間寸法変化率はMK-1の場合に比べて大きい。これは冷却材内外圧差の増加、照射温度の上昇等の照射環境の変化による照射クリープ歪の増加がその一因と考えられる。(2)被覆管外径は製造時から全く増加していない。これは冷間加工度をMK-1の10%から20%へ変更したことにより、被覆管の耐スエリング性が向上したことによると考えられる。(3)F.P.ガス放出挙動(ピン内圧、ガス放出率)はMK-1と同様の挙動を示した。また設計値を十分下回ることが確認された。(4)被覆管表面に隣接ピンのワイヤと干渉による接触跡は一部に見られるが、燃焼の初期から使用末期までその発生量、長さ、巾ともわずかであり、深さもなくMK-2炉心燃料集合体の設計(ピンバンドルのポロシティ/リング比、ワイヤピッチ)の妥当性が確認された。

報告書

「常陽」MK-2制御棒(MCR006,MCR002)の照射後試験; 制御棒及び吸収ピンの非破壊試験

浅賀 健男*; 榎戸 裕二*; 長谷川 正泰*; 西野入 建治*; 小形 佳昭

PNC-TN9410 85-143, 91 Pages, 1985/08

PNC-TN9410-85-143.pdf:8.34MB

「常陽」MK-II炉心第2、第3サイクルまで使用された制御棒(MCR006、MCR002)2体を受け入れ、構造体の健全性確認、照射挙動把握の観点から制御棒試験、吸収ピン試験を実施した。MCR006については中性子束ゆらぎ原因調査のための特別試験を実施した。試験結果の概要は以下の通りである。1)制御棒試験の結果、「常陽」MK-II炉心定格第3サイクルまでの所、新規に採用された流力振動防止機構部を含め制御棒外形形状、内部状況に製造時からの有意な変化は認められず、使用中健全であったことが確認された。2)吸収ピン試験の結果、ペレットスタック下部の被覆管外径及びB、Cペレットスタック長に照射によると思われる変化が認められた以外、大きな変形、破損等はなく定格第3サイクルまでの吸収ピンの健全性が確認された。またベント機構部についても構造上は何ら異常は認められなかった。3)吸収ピン被覆管に認められた外径増加はMCR002の場合で約0.2%であり、被覆管材質、照射量レベルから推定してB/4Cペレットスエリングによるペレット-被覆管相互作用(PCMI)によるものと思われる。4)制御棒保護管上部の等間隔の傷跡は制御棒流力振動による制御棒下部案内管頂部内面との衝突跡と推定される。但し傷は浅いものであり制御棒の強度に影響を及ぼすものではない。

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