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論文

Development of residual thermal stress-relieving structure of CFC monoblock target for JT-60SA divertor

鶴 大悟; 櫻井 真治; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 関 洋治; 横山 堅二; 鈴木 哲

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1403 - 1406, 2015/10

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

Carbon Fibre-reinforced Carbon (CFC) monoblock target for JT-60SA divertor is under development toward mass-production. A CFC monoblock, a CuCrZr cooling tube at the centre of the monoblock and a interlayer were bonded by vacuum brazing in a high temperature, into a target. After the bonding, strong tensile stress was generated in the CFC monoblock around the CuCrZr cooling tube in a room temperature condition due to difference of thermal expansions between CFC and CuCrZr. In the previous trial productions, only half targets passed the acceptance test. In this research, a new structure of the targets was proposed, to reduce residual thermal stress and to depress the degradation of heat removal capacity of the targets, toward the mass-production. Some measures were implemented on the proposed. The effectiveness of the measures were evaluated by numerical simulations. Thermal performance of target mock-ups with the proposed were evaluated.

論文

Progress of ITER full tungsten divertor technology qualification in Japan

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 関 洋治; 毛利 憲介; 横山 堅二; Escourbiac, F.*; 平井 武志*; Kuznetsov, V.*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1281 - 1284, 2015/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:4.16(Nuclear Science & Technology)

原子力機構において、現在進められているフル・タングステンITER用垂直ターゲット、特に20MW/m$$^{2}$$の繰り返し高熱負荷に耐える必要があるプラズマ対向機器の開発を進め、フル・タングステンITERダイバータに十分な接合技術の健全性を実証することに成功した。接合技術の開発において、Wモノブロックとその支持構造体への取り付け支持脚の接合部の引張荷重試験を実施し、ITERダイバータの要求値の3倍以上である20kNの荷重に耐えることを確認した。また、6体の小型試験体を製作し、Wタイル接合部および冷却管の耐久性を確認するため、10および20MW/m$$^{2}$$における繰り返し熱負荷条件で試験を行った結果、全ての試験体がWタイルの剥離や冷却管からの水漏れを生ずることなく10MW/m$$^{2}$$・5000サイクルおよび20MW/m$$^{2}$$・1000サイクルに耐えた。この20MW/m$$^{2}$$のサイクル数はITERダイバータへの要求値の3倍以上である。

論文

R&D status on water cooled ceramic breeder blanket technology

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:9.29(Nuclear Science & Technology)

我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、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、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)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

Infrared thermography inspection for monoblock divertor target in JT-60SA

中村 誠俊; 櫻井 真治; 尾崎 豪嗣; 関 洋治; 横山 堅二; 逆井 章; 鶴 大悟

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1024 - 1028, 2014/10

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

JT-60SAのCFC(Carbon Fiber Composite)モノブロックダイバータターゲットは、10$$sim$$15MW/m$$^{2}$$の熱負荷を除熱する性能が要求される。製作時の熱処理で生じるCFCと冷却管の接合欠陥が除熱性能を低下するため、受入検査では、除熱性能の低いモノブロックターゲットをスクリーニングする必要がある。効率的に検査できる赤外画像検査の適用を検討した。赤外画像検査では、冷却管に95$$^{circ}$$Cの温水を通水し、定常状態となってから、5$$^{circ}$$Cの冷水を通水して生じるモノブロック表面の温度過渡応答を赤外線カメラで計測する。基準モノブロックと検査モノブロックの90$$^{circ}$$Cから60$$^{circ}$$Cの冷却時間の比較から、除熱性能を評価する。赤外画像検査及び、電子ビームによる熱負荷検査の結果と有限要素法解析からスクリーニング基準を作成した。具体的には、人工的な接合欠陥を加工したターゲットの検査結果を基に、大きさと位置が異なる多種の接合欠陥をモデル化した解析結果からスクリーニング基準を作成した。その結果を報告する。

論文

Development of tungsten monoblock technology for ITER full-tungsten divertor in Japan

関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 毛利 憲介; 平井 武志*; Escourbiac, F.*; Kuznetsov, V.*

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

Through R&D for a plasma facing unit (PFU) of a full-tungsten (W) ITER divertor, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) succeeded in demonstrating the durability of the W divertor which endured a repetitive heat load of $$20$$ MW/m$$^{2}$$ without macroscopic cracks. At the beginning of this activity, the bonding technology of armor to heat sink was one of the most important key issues in a manufacturing process. JAEA improved the bonding process of the W divertor mock-ups. At first the bonding between the W armor and the copper interlayer (Cu) is performed by using several technologies, such as "Direct casting " or "Diffusion bonding" or "HIP bonding". Then the brazing between the Cu and the cooling pipe is done. Then the rejection rate due to those bonding processes has been significantly been reduced. As a performance test for the bonding and a heat removal capability, the high heat flux (HHF) testing was carried out for 6 small-scale mock-ups for the R&D of the full-W ITER divertor. Moreover, a W part of 4 full-scale prototype PFUs were also tested. In the tests, all of the W monoblocks endured the repetitive heat load of $$10$$ MW/m$$^{2}$$ $$times$$ $$5,000$$ cycles and $$20$$ MW/m$$^{2}$$ $$times$$ $$1,000$$ cycles without the macroscopic crack, which strongly encourages the realization of the full-W divertor target from the start of the operation in ITER. This paper presents the latest R&D activities on the full-W ITER divertor in JAEA.

論文

Generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons

永井 泰樹; 橋本 和幸; 初川 雄一; 佐伯 秀也; 本石 章司; 園田 望; 川端 方子; 原田 秀郎; 金 政浩*; 塚田 和明; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 82(6), p.064201_1 - 064201_7, 2013/06

 被引用回数:25 パーセンタイル:16.27(Physics, Multidisciplinary)

A new system proposed for the generation of radioisotopes with accelerator neutrons by deuterons (GRAND) is described by mainly discussing the production of $$^{99}$$Mo used for nuclear medicine diagnosis. A prototype facility of this system consists of a cyclotron to produce intense accelerator neutrons from the $$^{nat}$$C(d,n) reaction with 40 MeV 2 mA deuteron beams, and a sublimation system to separate $$^{99m}$$Tc from an irradiated $$^{100}$$MoO$$_{3}$$ sample. About 9.7 TBq/week of $$^{99}$$Mo is produced by repeating irradiation on an enriched $$^{100}$$Mo sample (251g) with accelerator neutrons three times for two days. It meets about 10% of the $$^{99}$$Mo demand in Japan. The characteristic feature of the system lies in its capability to reliably produce a wide range of high-quality, carrier-free, carrier-added radioisotopes with a minimum level of radioactive wastes without using uranium. The system is compact in size, and easy to operate; therefore it could be used worldwide to produce radioisotopes for medical, research, and industrial applications.

論文

Manufacturing and development of JT-60SA vacuum vessel and divertor

逆井 章; 正木 圭; 芝間 祐介; 櫻井 真治; 林 孝夫; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 横山 堅二; 関 洋治; 柴沼 清; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

原子力機構では、幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、日欧共同でサテライトトカマク装置JT-60SA(JT-60の改修装置)の建設を実施している。JT-60SA真空容器は断面形状がD型のドーナツ状の高真空を維持する容器で、直径10 m,高さ6.6 mである。トカマク装置であるJT-60SAでは真空容器内に電磁誘導でプラズマ電流を発生させる必要があるため一周抵抗を上げ、かつ運転時の電磁力に耐える強度を得るために、二重壁構造を採用した。この二重壁構造の真空容器はリブ板を介して内壁板と外壁板が溶接接続され、インボードの直線部は20度単位、アウトボードは10度単位で製作される。非常に溶着量が多い溶接となるため、溶接変形が技術課題となる。これを解決するため、最適な3つの溶接方法による自動溶接を選択し、溶接変形を低減した。現在、40度セクター3体が完成し、4体目の現地溶接組立を実施中である。下側ダイバータ用として、遠隔保守が可能なダイバータカセットを設計、開発し、実機を製作している。ダイバータカセットは10度単位で製作され、この上に設置される内側と外側ダイバータターゲット及びドームのプラズマ対向機器はモジュール化されている。外側ダイバータの一部に設置される、15MW/m$$^2$$の高熱負荷に耐えるモノブロックターゲットの製作に対応するため、受入試験としてサーモグラフィー試験の技術開発を行っている。

論文

Progress of manufacturing and quality testing of the ITER divertor outer vertical target in Japan

関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 毛利 憲介; 榎枝 幹男

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

日本が調達するITERダイバータの外側ターゲットの一環として、プラズマ対向ユニット及び支持構造体の実規模プロトタイプの製作が開始された。高熱負荷対向材量と冷却管の接合において、接合技術の改良と品質検査システムの改造を実施し、接合の成功率の向上に成功した。原子力機構は、特に、赤外サーモグラフィ非破壊試験装置の改良により接合の欠陥検知が迅速となり、製造工程に欠陥情報を的確にフィードバックすることにより、品質管理の問題を解決した。本報では、ダイバータ機器の栄作に対する技術課題と品質課題に対する近年の取り組みに関して報告する。

論文

A Study on flow field of purge gas for tritium transfer through breeder pebble bed in fusion blanket

関 洋治; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 榎枝 幹男; 久保田 仁一*; 坂本 健作

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12

固体増殖方式の核融合炉ブランケットでは、チタン酸リチウム(Li$$_{2}TiO_{3}$$)の増殖材微小球を容器に充填し、増殖したトリチウムをヘリウム(He)パージガスによって回収するシステムを採用している。国際熱核融合実験炉の中性子環境下で総合的な機械機能試験が実施予定の固体増殖方式のテストブランケットモジュールや同方式を採用した原型炉のパージガス補器系統の設計において、微小球充填体内を通過するHeパージガスの圧力損失やその流動現象を予測するためのツールを確立することは重要である。本報では、増殖材微小球充填体に対して、幅広い流量域(0L/min - 100L/min)で圧力損失試験を行い、40L/min以下で一様な空隙率で構成された実験式と良い一致を得た。他方、微小球を境界条件として模擬した充填体内流動の数値解析を行い、実験との比較を行った。本数値シミュレーションでは、実験では得ることのできない充填体内の流動分布を得ることに成功した。本結果により充填容器壁近傍と充填体中央部の流速分布の違いを明らかにした。

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

Development of the plasma facing components in Japan for ITER

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 関 洋治; 毛利 憲介; 横山 堅二; 榎枝 幹男

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.845 - 852, 2012/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:25.58(Nuclear Science & Technology)

ITERダイバータ調達に関するプリクォリフィケーション活動を成功裏に完了し、日本国内機関(JADA)とITER機構(IO)は2009年6月、ダイバータ外側ターゲットの調達に関する調達取り決めを締結した。本調達取り決めに基づき、JADAはダイバータ外側垂直ターゲット実規模プロトタイプの製作に着手し、ITER用実機外側ターゲットのシリーズ製作開始に向け、合理的な製作方法を確立するために、技術的及び品質的な課題の抽出とその解決に取り組んでいる。本稿では、JADAの外側垂直ターゲット調達活動を概説するとともに、今後の調達スケジュールに関して報告する。

論文

R&D activities on manufacturing plasma-facing unit for prototype of ITER divertor outer target in JADA

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 関 洋治; 西 宏; 毛利 憲介; 榎枝 幹男

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1177 - 1180, 2012/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.35(Nuclear Science & Technology)

ITER建設に向け、原子力機構ではITER用ダイバータ外側垂直ターゲット製作に向けた技術開発を進めている。本報では、実機長プロトタイプの製作に向けた炭素系材料(CFC)製モノブロックと銅合金CuCrZr製冷却管の接合技術開発及び加熱試験の結果に関して最近の成果を報告する。接合試験によりCFCモノブロック接合の欠陥発生要因を明らかにするともに、それを改善する方法として、従来のCFCとCuCrZrの間の緩衝材として採用されていた無酸素銅の代わりに、Cu-W材を使用することにより接合欠陥発生が抑制されることを示した。さらに、同材料を緩衝材として製作したダイバータ試験体に対する20MW/m$$^{2}$$・10秒の繰り返し加熱試験の結果、1,000サイクル後においても除熱性能の劣化は観察されなかった。これらの結果により、CFCタイルとCuCrZr管の接合成功率の向上には、Cu-W緩衝材の適用が有効であることを実証し、Cu-W緩衝層を使用した接合方法が正式にITER機構に認められた。

論文

核融合ブランケットにおける増殖材充填体内のガス流動に関する工学的研究

関 洋治; 吉河 朗; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 坂本 健作

第17回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.265 - 266, 2012/06

固体増殖方式の核融合炉ブランケットでは、チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)の増殖材微小球を容器に充填し、増殖したトリチウムをヘリウム(He)パージガスによって回収するシステムを採用している。国際熱核融合実験炉の中性子環境下で総合的な機械機能試験が実施予定の固体増殖方式のテストブランケットモジュールや同方式を採用した原型炉のパージガス補器系統の設計において、微小球充填体内を通過するHeパージガスの圧力損失やその流動現象を予測するためのツールを確立することは重要である。本報では、増殖材微小球充填体に対して、過去実施されていない幅広い流量域($$0<Re_{p}<7.2$$)で圧力損失試験を行い、一様な空隙率で構成された実験式との比較により予測精度を検証する。他方、増殖材充填体容器のHeパージガス導入部は、スエリング等で増殖材微小球が破砕し、閉塞に陥ることを防ぐため、底面から流入口を離す必要がある。本研究では、実機を模擬し、千鳥型に多孔を配した入口配管を用いて、底面から多孔部を離し、試験を実施した。入口配管の本数依存性と入口配管を含む予測精度の検証を報告する。

論文

R&D of prediction system for tritium transport in pebble bed breeder blanket

関 洋治; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 榎枝 幹男

Proceedings of Plasma Conference 2011 (PLASMA 2011) (CD-ROM), 2 Pages, 2011/11

ITERに実装されるテストブランケットモジュールでは、核融合環境下において総合的な機械試験が実施される。固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールが日本の主要な選択肢とされ、研究開発が進展している。ITERにおいて機械試験を実施する前に、テストブランケットモジュール内の機能を予測する解析ツールを開発し、発展させることが必要である。特に、トリチウムの生成と回収の予測手法の確立と解析ツールの開発は、最重要課題である。さらに、増殖材充填体内を通過するヘリウムパージガスの予測手法を確立し構築することは、テストブランケットモジュールや同方式を採用した原型炉のパージガス補器系統の設計において重要である。そこで、本研究では、増殖材微小球充填体内のヘリウムパージガスにより輸送されるトリチウムの流動挙動の把握を目的として、数値シミュレーションを実施した。数値シミュレーションの結果では、増殖材充填体内の流路位置にトリチウム濃度分布が依存し、特に出口の壁近傍でトリチウム濃度が最大であることを定量的に示した。

論文

Development of a two-dimensional nuclear-thermal-coupled analysis code for conceptual blanket design of fusion reactors

宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 佐藤 聡; 関 洋治; 高瀬 治彦

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2378 - 2381, 2011/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:34.47(Nuclear Science & Technology)

原型炉のブランケット設計用として、2次元の核計算及び熱計算を連続して行う核熱連成コードDOHEATを開発した。DOHEATは、Sn法に基づく2次元輸送計算コードDOT3.5及びJENDL-3.1をもとにした群定数ライブラリーFUSION-40を用いて輸送計算を行い、得られた中性子及び$$gamma$$線スペクトルから2次元化したAPLLE-3を介して、核発熱率やTBR等の物理量を計算する。また、得られた核発熱率及び材料物性データを用いて伝熱解析を行い定常状態における温度分布を算出することが可能である。DOHEATを用いることにより、2次元的に配置された内部構造を正確に模擬できるようになり、これまでの1次元解析から解析精度が向上した。また、描画形式の入力インターフェイスを整備することにより、さまざまなブランケット概念の構築が容易に行えるようになった。従来までの1次元コードと併用することにより、非常に多くの計算回数を要する増殖材及び増倍材等の量の最適化など第一次案の検討及び詳細検討を効率よく行い、より幅広い原型炉ブランケットの概念設計検討を進められると考えられる。

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

Numerical simulation of turbulent flow of coolant in a test blanket module of nuclear fusion reactor

関 洋治; 大西 陽一*; 吉河 朗; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 大図 章; 江里 幸一郎; 鶴 大悟; 鈴木 哲; 横山 堅二; et al.

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.139 - 142, 2011/10

日本原子力研究開発機構は、ITERでの核融合環境下で総合的機能試験が実施される予定のテストブランケットモジュール($$TBM$$)として、水冷却方式固体増殖ブランケットの研究開発を進めてきた。$$TBM$$は、おもに第一壁,2つの側壁,後壁と増殖材充填に必要な隔壁であるメンブレンパネルによって構成される。また、冷却材である高温高圧水(入口温度553K,出口温度598K, 15MPa)は、TBM内部の並行多流路管群を流動する。本研究では、数値流体計算の結果を実規模大並列多流路の実験値と比較することにより、実現象との整合性を実証し、機器設計に際する流体挙動及び侵食腐食の予測手法の確立を目的とする。TBM側壁内部に存在する並列多流路管内を流れる冷却材を対象に、乱流モデル及びLES(標準スマゴリンスキーモデル)を用いて、数値流体計算を実施した。流体計算による室温条件での各流量分配は、複雑流路である実規模大並列多流路の実験値とほぼ一致することを確認した。数値流体計算の予測手法の妥当性を示したことにより、高温高圧水条件の設計に際しても有効な予測手段の一つとして実証した。

論文

Packing experiment of breeder pebbles into water cooled solid breeder test blanket module for ITER

廣瀬 貴規; 関 洋治; 谷川 尚; 谷川 博康; 鶴 大悟; 榎枝 幹男; 芹沢 久*; 山岡 弘人*

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1426 - 1429, 2010/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:50.21(Nuclear Science & Technology)

固体増殖水冷却方式のITERテストブランケットモジュール開発の一環として、低放射化フェライト鋼を用いた実規模トリチウム増殖層を試作した。トリチウム増殖層は、中性子効率の観点から、薄肉の部材で製作することが必要であり、1.5$$times$$4$$times$$990mm$$^{3}$$の薄板と$$Phi$$11$$times$$1$$times$$990mm$$^{3}$$の円管をファイバーレーザ溶接法により接合し、74$$times$$112$$times$$990mm$$^{3}$$のトリチウム増殖層を試作した。この方法により、強度低下が問題となる溶接熱影響部を最小化し、構造材料が冷却水に接する部分への溶接熱影響を排除することに成功した。さらに試作した増殖層へLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ペブルを充填し、X線CT検査によりその充填率が増殖層に渡ってほぼ均質であることを確認した。

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:15 パーセンタイル:19.57(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

Thermo-hydraulic testing and integrity of ITER test blanket module (TBM) first wall mock-up in JAEA

江里 幸一郎; 関 洋治; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鶴 大悟; 西 宏; 大楽 正幸; 横山 堅二; 鈴木 哲; 榎枝 幹男

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1255 - 1260, 2010/12

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

ITER機構が建設を進めている国際熱核融合実験炉ITERにおいて、核融合発電炉に向けたブランケットモジュールの工学試験を実施する予定である。本報告では原子力機構で実施している試験用ブランケットモジュール(TBM)に関する熱・流動に関する研究開発、特に低放射化フェライトF82H製実機長第一壁の製作や流動試験,加熱試験に関する成果を報告する。TBM第一壁はF82H製矩形冷却管(15本)と平板を熱間等方加圧(HIP)法により製作した。流動試験により第一壁内並列流路冷却管内の平均流速がほぼ一定になることを示すとともに、数値解析結果と良い一致を示した。加熱試験では15MPa$$cdot$$280$$^{circ}$$C以上の高温高圧水を第一壁内部の矩形冷却管に流動させ、実機熱負荷に近い0.5MW/m$$^{2}$$以上の熱負荷を繰り返し与えることにより、その接合部の健全性や除熱性能を確認した。平行して熱機械解析を実施し、実機運転時において第一壁冷却管に発生する応力がF82Hの許容応力内であることを示した。

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