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論文

JT-60Uにおけるポロイダル磁場コイル支持体の応力解析

松川 誠; 堀江 知義*; 堀池 寛; 二宮 博正; 閨谷 譲; 安東 俊郎; 九嶋 孝憲*

日本原子力学会誌, 35(6), p.561 - 573, 1993/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

本論文は、動摩擦力を考慮した非線形繰り返し応力計算法の、JT-60Uコイル支持体構造設計への応用について述べたものである。JT-60Uでは、ポロイダル磁場コイルに発生する電磁力を、トロイダル磁場コイルと真空容器の間の狭い空間で支持する必要があり、余裕を切り詰めた設計が要求される。その上、コイル支持体は複雑な構造をしており、ポロイダル磁場コイルからは非線形な動摩擦力を受けるので、従来の解析手法では正確な変形や応力を評価できない。そこで、新たに動摩擦力を正確に取り扱うことのできる非線形繰り返し応力計算法を開発して、JT-60Uの設計に適用した。その結果、動摩擦力を静荷重とした場合に比べて、約4倍の変位の差が生じることが明らかとなった。また、プラズマディスラプション時の挙動を調べるために、真空容器も含んだ2次元過渡応答解析を行ったので、その結果についても報告する。

論文

A Computer program system for transient electromagnetic analysis on a tokamak device

西尾 敏; 堀江 知義

IEEE Transactions on Magnetics, 26(2), p.865 - 868, 1990/03

 被引用回数:14 パーセンタイル:74.76(Engineering, Electrical & Electronic)

トカマク装置における過渡電磁解析のための計算コードシステムEDDYTORが開発された。このEDDYTORシステムを用いることによって対象とする機器に生じる渦電流、電磁力、応力および変位を計算することができ、さらにはプラズマ位置制御特性の解析を行うことができる。このプログラムシステムは使いやすさ、機動性および計算の首尾一貫性の観点から市販されているCAEシステムを全体の枠組として利用し、これらが同一のエンジニアリングワークステーション(EWS)上で作動するように設計されている。

論文

Present status of JT-60 upgrade

堀池 寛; 安東 俊郎; 堀江 知義; 九嶋 孝憲*; 小泉 興一; 松川 誠; 閨谷 譲; 二宮 博正; 清水 正亜; 山本 正弘

1989 IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 2, p.1049 - 1054, 1990/00

本講演(論文)では、JT-60の大電流化改造計画の概要とその現状について報告する。プラズマ性能がその電流値の増加に伴って向上すると言う最近の実験結果に基づき、JT-60のポロイダル磁場コイルと真空容器を更新することによって大半径3.4m、楕円度1.5、電流値6MAのD型断面プラズマの生成を可能とするトカマクに改造する。本報では改造のねらい、設計の基本方針やプラズマ設計について述べる他、ダイバータ設計、加熱冷却方式について述べ、姉妹報(STress Analysis of JT-60U Tokamak)と共に改造計画の全容を紹介する。また重水素の使用とプラズマ加熱計画についても短く述べる予定である。

報告書

第1壁の簡易交換に関する調査

立川 克浩; 堀江 知義; 関 泰; 藤沢 登; 近藤 光昇*; 内田 高穂*

JAERI-M 89-084, 69 Pages, 1989/07

JAERI-M-89-084.pdf:1.35MB

次期大型装置(FER)の第1壁を迅速かつ容易に交換する遠隔操作技術は重要な技術課題のひとつである。遠隔操作技術は炉本体構造と密接な関係があり、両者の整合性を十分に配慮する必要がある。本報告(昭和63年度委託調査)は、従来から提案されてきた第1壁アーマタイルの構造、特性および交換方法などを調査した。調査の重点は形状記憶合金(SMA)の適用など迅速に交換可能なタイル締結構造、健全性点検法および点検・交換システム概念の検討に絞った。この技術は今後さらに検討の深度を高めるため継続する必要があり、また適時に部分的モックアップにより設計の検証を行うことが不可欠である。

論文

トカマク装置における過渡電磁解析のための計算コードシステム

西尾 敏; 堀江 知義

電磁力関連のダイナミックスシンポジウム講演論文集, p.189 - 196, 1989/00

トカマク装置における過渡電磁解析のたるの計算コードシステムEDDYTORの開発がなされた。本システムはトカマク装置本体の各機器に生じる渦電流、ジュール発熱、電磁力、応力および変位を計算する機能を有し、さらにはプラズマの位置制御特性の解析機能も有する。このプログラムシステムは使いやすさの観点から同一のエンジニアリングワークステーション(EWS)上で作動するように構策がなされている。

論文

Mechanical behavior of graphite first wall during disruptions

大森 順次*; 小林 武司; 山田 政男*; 飯田 浩正; 堀江 知義

Fusion Engineering and Design, 9, p.207 - 211, 1989/00

グラファイトは、低原子番号材であること,耐熱衝撃材であること,昇華点の高いこと等のため核融合実験装置の第一壁材として広く使用されている。しかしながら、ぜい性材料であるため、特にディスラプション時の健全性は大きな問題である。

論文

A Thermal cycling test of tungsten copper bonds for divertor collector plates

小川 益郎; 関 昌弘; 深谷 清; 堀江 知義; 荒木 隆生*

Fusion Engineering and Design, 9, p.277 - 282, 1989/00

次期大型装置(FER)の設計では、ダイバータ板としてタングステン・銅接合構造が採用されている。本研究では、タングステン・銅(W-Cu)接合構造の熱サイクルに対する健全性を調べた。

論文

JT-60 upgrade program

菊池 満; 安東 俊郎; 荒木 政則; 堀江 知義; 堀池 寛; 池田 佳隆; 岸本 浩; 小泉 興一; 松川 誠; 松川 達哉; et al.

Fusion Technology 1988, p.287 - 292, 1989/00

本論文は、JT-60の改造を記述する。真空容器とポロイダル磁場コイルはプラズマ性能を向上するために完全に取り換えられる。ダイバータとリミターのプラズマ電流は6MAと7MAになる。真空容器は薄いINCONEL製の薄板で作る。ポロイダル磁場コイル系は各種の平衡配位が生成可能となるように工夫を行っている。NBIは40MW、RF(LHCD)は15MWのトーラス入力を予定している。

論文

JT-60U system design

松川 誠; 安東 俊郎; 荒木 政則; 堀江 知義; 堀池 寛; 池田 佳隆; 菊池 満; 岸本 浩; 小泉 興一; 松川 達哉; et al.

Fusion Technology 1988, p.293 - 297, 1989/00

JT-60Uのポロイダルシステム設計の現状について述べる。JT-60Uでは現JT-60と同じトロイダルコイル内に、約2倍のプラズマ容積をもつプラズマを閉じ込める。しかもポロイダルコイルが設置可能な空間は、トロイダルコイルのボア内である。論文では、ポロイダルコイル系の合理化、運転シナリオ、および電源システムについて報告する。

報告書

A Conceptual design of a negative-ion-grounded advanced tokamak reactor; NAVIGATOR(FER)

山本 新; 小原 祥裕; 谷 啓二; 西尾 敏; 奥村 義和; 荒木 政則; 安積 正史; R.S.Devoto*; 藤沢 登; 一木 繁久*; et al.

JAERI-M 88-086, 183 Pages, 1988/05

JAERI-M-88-086.pdf:4.57MB

NAVIGATOR概念は、原研で提案され研究が進められている500keV、20MWの中性子入射装置(NBI)システムに基礎を置いている。NAVIGATOR概念は、2つのカテゴリーを包含する。一方はトカマク装置としてのNAVIGATOR machineであり、他方は、核融合研究における指導原理としてのNAVIGATORphilosophyである。NAVOGATOR machineは、自己点火条件を得るための加熱手段としてはNBI加熱装置をもち、電流立上げとしては、完全誘導立上げが可能な炉を意味する。NAVIGATOR概念は、主要な三つの要素から構成されている。すなわち、その炉において信頼できるオペレーション・シナリオが描けること、信頼できる分解保守修理が保障されていること、十分なフレキシビリティが確保されていることである。NAVIGATOR概念は、核融合研究発展のための実効可能な戦略を与える。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop, phase two A, part 3, chapter VIII; Blanket and first wall

小林 武司*; 飯田 浩正; 阿部 忠*; 安達 潤一*; 相沢 雅夫; 海老沢 克之*; 藤井 政治*; 深谷 清; 福原 昌志*; 福原 由雄*; et al.

JAERI-M 87-219, 336 Pages, 1988/01

JAERI-M-87-219.pdf:8.39MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3の日本の報告書の第VIII章(ブランケット/第一壁)に相当するものである。ここではトリチウム増殖ブランケット、第一壁、ダイバータ板、遮蔽体設計に係わる技術的重要検討課題の検討結果及びこれらに係わる新データベースについて述べてある。データベースとしてはセラミック増殖材、高熱負荷材、高熱負荷試験結果及び製作試験結果が含まれている。ブランケット概念の選定に当たっては幅広いスコーピング・スタディを実施し、その結果、優れたトリチウム増殖性能とトリチウム放出挙動よりLi$$_{2}$$Oを増殖材とする概念を標準案に採用した。第一壁に関しては、弾塑性破壊力学による寿命評価を行なうと共にアーマ無し概念とアーマ付き概念の構造検討を行なった。現在の不確かなディスラプション条件を考慮して修理交換が容易な部分的保護リミッタを第一案として提案した。ダイバータ板アーマ材は優れた熱衝撃特性と低スパッタリング特性よりタングステンを採用した。遮蔽検討としては鋼材及びタングステンについて内側遮蔽層を出来るだけ薄くするための最適化の検討を行なった。

報告書

核融合動力炉ブランケット・システムの技術的検討

東稔 達三; 関 昌弘; 湊 章男; 堀江 知義; 山本 孝*; 田中 義久*; 阿部 忠*; 渡部 隆*; 小林 武司; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 87-017, 737 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-017.pdf:16.73MB

本報告では、トカマク型DT炉の発電用増殖ブランケットシステム概念の代表的候補の比較評価の為に行なった技術検討結果について述べる。ブランケットには、(1)トリチウム燃料の自己供給,(2)In-Situのトリチウム連続回収と低いインベントリ、(3)高い発電効率を与える高温除熱、(4)高稼働率を与える信頼性の高い構造等が要求される。これらを満たすブランケットの性能は、構造材/増殖材/冷却材/中性子増倍材の選択によって支配される。これらの材料の組合わせの主要候補としてPCA/Li$$_{2}$$O/H$$_{2}$$O/Be,Mo-alloy/Li$$_{2}$$O/He/Be,Mo-alloy/LiAlO$$_{2}$$/He/Be,V-alloy/Li/Li/none,及びMo-alloy/Li/He/none を選んだ。ブランケット概念の相互比較評価は、トリチウム回収システム、冷却/発電系統、及び遠隔操作による分解組立てを考慮したト-ラス分割構成法も含めて総合的に検討を行なった。

報告書

プラズマ周辺構造物の健全性及び寿命評価に関する研究

東稔 達三; 関 昌弘; 湊 章男*; 堀江 知義; 河村 洋; 小川 益郎; 藤村 薫; 武田 哲明; 深谷 清; 飯田 浩正; et al.

JAERI-M 86-176, 299 Pages, 1987/01

JAERI-M-86-176.pdf:8.79MB

核融合炉においてプラズマに面して設置される構造物(主として第1壁、ダイバ-タ板、リミタ板)の健全性及び寿命評価に関する総合的な解析的及び実験的研究を行なった。以下の項目について成果が得られた。(1)寿命制限の主用因子の検討、(2)2次元弾塑性解析による塑性変形効果、(3)再付着効果によるダイバ-タ板/リミタ板の正味エロ-ジョン量の緩和、(4)片面熱負荷条件化における、非一様熱伝達率分布を求める機能を有する2次元有限要素法熱構造解析コ-ドの開発(5)プラズマ・ディスラプションを模擬した、電子ビ-ムによる金属材料の溶融厚みと蒸発量の測定及び解析、(6)溶融層の安定性解析モデルの開発、(7)ろう付け及び鋳込によるW/Cu接合構造のアルゴン・プラズマジェットによる熱サイクル疲労実験、(8)ろう付けによるW/Cu接合構造のせん断疲労実験、(9)非磁性体厚肉構造の過電流と動的電磁力及び磁性体の磁化による電磁力の解析手法の開発、(10)非磁性体(304SS)と磁性体(HT-9、軟鉄)の電磁力による変形実験

論文

Improvement of an electron beam facility as a heat source for disruption simulation experiments

関 昌弘; 山崎 誠一郎*; 湊 章男*; 堀江 知義; 田中 義久*; 東稔 達三

Fusion Engineering and Design, 5, p.215 - 220, 1987/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:79.73(Nuclear Science & Technology)

ディスラプション模擬試験を行うためには、立ち上がりの早い、熱流束を与えることのできる熱源が必要である。この目的で既存の電子ビーム溶接機に高速ビーム偏向システムを組み込み、ディスラプション模擬実験用熱源としての性能向上を試みた。

論文

The JT-60 tokamak machine

太田 充; 阿部 哲也; 秋野 昇; 安東 俊郎; 新井 貴; 人見 信征*; 平塚 一; 堀江 知義; 細金 延幸; 飯島 勉; et al.

Fusion Engineering and Design, 5, p.27 - 46, 1987/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:55.67(Nuclear Science & Technology)

本稿は、1973年の概念設計から1985年の完成までのJT-60本体の設計と建設を述べたものである。

論文

Lifetime analysis for fusion reactor first walls and divertor plates

堀江 知義; 辻村 誠一*; 湊 章男; 東稔 達三

Nucl.Eng.Des./Fusion, 5, p.221 - 231, 1987/00

核融合炉の第一壁およびダイバータ板は、厳しい条件下に置かれるため、設計上、寿命評価が重要である。この寿命を制限するメカニズムを検討するために、1次元の板モデル,2次元の弾塑性有限要素法を用いて寿命解析を行なった。実験炉第一壁はディスラプション時に大きな圧縮応力が生じ塑性変形が生じるが、温度が下がると引張り応力になる。照射クリープで応力緩和すると、ディスラプションのたびにひずみが蓄積される。通常運転時は6MW・y/m$$^{2}$$以下の低フルエンスでは照射の影響は無く、エロージョンと疲労損傷で寿命が決まる。実験炉ダイバータ板は接合構造であり、2次元的な変形及び銅のシェークダウンの影響があり、2次元弾塑性解析が重要である。動力炉第一壁の最大板厚は熱応力よりもスウェリング差で、最小板厚は冷却材内圧による膜応力で決まるなどの成果が得られた。

論文

A Simulated plasma disruption experiment using an electron beam as a heat source

関 昌弘; 山崎 誠一郎*; 湊 章男; 堀江 知義; 田中 義久*; 東稔 達三

Journal of Fusion Energy, 5(3), p.181 - 189, 1986/03

プラズマディスラプション時に予想されるような非定常高熱負荷を受ける固体壁の挙動を調べるため実験を行った。高熱負荷用熱源として電子ビームを用いた。ビームの焦点をぼかし、試験片表面での熱流量を一様とした。試験体は直径5mmの304SS,Al、Zn製で、熱流束10-110MW/m$$^{2}$$、加熱時間90-180msの範囲で実験を行った。溶融、蒸発解析コードDAT-Kを開発し、実験値と比較した。溶融量については、実験と解析とは良く一致したが、蒸発量についてはさほど良くなかった。

報告書

核融合実験炉(FER)重要技術課題の検討; 昭和59年度

沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.

JAERI-M 85-179, 454 Pages, 1986/01

JAERI-M-85-179.pdf:9.39MB

国の長期計画において、JT-60の次期装置として想定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の検討を進めてきたが、昭和59年度より新たに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の一部である。本報告書では、標準設計と並行して行った重要技術課題の検討結果を述べる。重要技術課題には次の項目が含まれる。(1)プラズマ、マグネット、電源に関するパラメータ・サーベイ。(2)トリチウム増殖ブランケットの検討。(3)完全定常核融合実験炉に関する検討。(4)その他。

論文

Analysis and experiments on lifetime predictions for first wall and divertor plate structures in JAERI

堀江 知義; 関 昌弘; 湊 章男; 東稔 達三

Fusion Technology, 10, p.753 - 758, 1986/00

プラズマ周辺構造物の健全性を評価するには、寿命を制限する因子、破損モードおよびそれらのメカニズムを把握する必要がある。そのために、寿命解析、詳細な応力解析、ダイバータ板の候補であるタングステン・銅接合材の熱疲労試験、機械的疲労試験、さらに、ディスラプション時の第一壁表面の溶融蒸発の模擬試験を行なった。寿命解析では運転モード、設計条件と寿命の関係を求めた。詳細応力解析の結果、ディスラプション後に第一壁に引張りの照射クリープひずみが蓄積されること、それを評価するには弾塑性解析が必要なことが示された。接合材の機械疲労試験では、高ひずみ側ではタングステン、低ひずみ側では銅によって寿命が決まること、熱疲労試験では3700回の試験でもマイクロクラックが生じないこと、蒸発実験では解析結果とよく合わなかったが、熱負荷の不均一性が原因であることなどがわかった。

報告書

準定常核融合実験炉(FER-Q)概念設計報告書,2; 昭和59年度標準設計

沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.

JAERI-M 85-178, 872 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-178.pdf:19.66MB

国の長期計画に於いて、JT-60の次期装置として設定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の倹討を進めてきたが、昭和59年度より新らたに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の一部である。本報告書では、標準設計である準定常核融合実験炉の加熱・竃流駆動系、プラズマ位置制御、電源系、計測系、ニュートロニクス、ブランケット・テスト・モジュール、分解修理、安全性等の設計結果について述べる。

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