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中平 昌隆; 渋井 正直*
日本機械学会第9回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集,No.04-2, p.267 - 272, 2004/06
ITER真空容器はトリチウムと放射化ダストを内包する放射性安全上の物理障壁である。貫通き裂から水リークが発生し、生じた電磁力に対して真空容器が不安定破壊を起こさなければ、構造安全性が確保され、固有の安全性を証明できる。まず貫通き裂と水リークの解析モデルを構築し、実験的に検証した。本モデルによりITERの核融合反応を停止させる貫通き裂長さは、約2mmと算出し、不安定破壊を起こすき裂長さは約400mmと評価した。したがってプラズマ停止を起こす貫通き裂により真空容器が不安定破壊することはないと結論づけられ、核融合の固有の安全性を証明した。
中平 昌隆; 柴沼 清; 梶浦 宗次*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 武田 信和; 角舘 聡; 田口 浩*; 岡 潔; 小原 建治郎; et al.
JAERI-Tech 2002-029, 27 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-029.pdf:2.04MB
ITER工学設計活動(EDA)において、日本,ロシア,アメリカによる国際協力の下、真空容器製作技術の開発を進めた。開発では、実規模の真空容器セクタモデル及びポート延長部の製作・試験により、真空容器製作・組立技術に関する重要な情報として、製作時及び現地組立時の溶接変形量,寸法精度と許容公差を得た。特に、真空容器セクタの製作時及びセクタ間の現地溶接時における寸法公差
3mmと10mmを達成し、要求値である5mmと20mmをそれぞれ満足した。また、遠隔溶接ロボットによる作業性の確認を行った。本報告では、厚板で変形を抑えるための溶接方法や、セクター間現地溶接部の溶接技術及び遠隔溶接技術など真空容器製作技術開発のプロジェクトを通じて得られた製作,組立技術の開発成果について報告する。
玉井 広史; 菊池 満; 新井 貴; 本田 正男; 宮田 寛*; 西堂 雅博; 木村 豊秋; 永見 正幸; 清水 正亜; 大森 順次*; et al.
Fusion Engineering and Design, 38(4), p.429 - 439, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：31.85(Nuclear Science & Technology)JT-60トロイダル磁場コイルの冷却管に観測されたクラックの生成・成長のメカニズムを、有限要素法を用いた全体解析及び部分解析により評価、検討した。その結果、コイル導体の半径方向に働く圧縮力により、冷却管コーナー部には局所的にその降伏力を越える応力の集中が見られた。この応力が繰り返し加わることにより、初期クラックが成長し、冷却管からの水浸み出しに至るものと推定される。また、導体半径方向の圧縮力の大きさは、コイルの半径方向の剛性に依存することが判明した。これは、コイル製作当初に行ったプリロードテストにおいて剛性の高かったコイルに冷却管のクラックが観測された事実と一致する。なお、導体に加わる最大応力は許容応力よりも充分小さく、コイルは今後も問題なく使用できることが判明した。
小泉 興一; 中平 昌隆; 渋井 正直*; 高津 英幸; 多田 栄介
JAERI-Tech 96-048, 73 Pages, 1996/11
核融合実験炉の第一壁は、高熱負荷と粒子負荷により破損を被る可能性が極めて高く、破損時には容易に交換可能であることが要求される。この要求を満足するため重量物であるブランケット本体から機械的に分離し、独立冷却を行う第一壁を提案した。本提案の第一壁は、プラズマ対向部に金属金網を挟みこんだ薄肉二重壁構造を採用し、リークの発生を未然に防止するフェイル・セーフ機能を実現し、0.3MW/m
以上の表面熱負荷と核発熱に対する除熱性能、並びに2MPaの面外方向電磁力に対する機械的強度を満足する信頼性の高い設計とした。小型パネル構造(~350kg/パネル)を有する本案の第一壁は、保守時間の短縮、放射性廃棄物の最小化等の利点も有している。本報告は、分離第一壁の本体構造、冷却、支持方式、熱構造解析と小型モックアップ試験による製作性とリーク検出特性評価試験の成果をとりまとめたものである。
荒井 長利; 日野 竜太郎; 武藤 康; 中平 昌隆; 渋井 正直*; 古谷 一幸; 多田 栄介; 関 昌弘
Fusion Engineering and Design, 28, p.103 - 112, 1995/00
被引用回数：1 パーセンタイル：17.53(Nuclear Science & Technology)原研はJT-60に続いて核融合実験炉(FER)の建設を目指した研究開発を行っている。炉心構造の一つであるダイバータは厳しい熱負荷/粒子負荷を受けキーコンポートネントである。その構造要素の一つである支持具は強度設計及び交換容易性の観点から詳細化と最適化が必要である。本研究では、ダイバータ管路の熱機械的特性との関連を調べるため、改良型支持機構を装着した1/1スケールの冷却管路ユニットを製作し、高速水流動条件下の管路圧力損失特性と流体誘起振動特性の測定を行い、概要を把握した。主な結果は次の通りである。1)通常時定路流速10m/sにおける全圧力損失は、水温20
Cで約0.7MPaであった。CDAの設計値はほぼ妥当であった。2)管路折返しベンド部は上下管間の拘束具を装着した条件で、流速が10m/s以上において振動現象が急激に著しくなる。
小泉 興一; 渋井 正直*; 中平 昌隆; 高津 英幸; 多田 栄介; 関 昌弘; 常松 俊秀
Fusion Engineering and Design, 27, p.388 - 398, 1995/00
核融合実験炉の炉内機器の設計には遠隔保守との整合性を有することが要求される。特にプラズマからの高熱負荷と粒子負荷、ディスラプション時の巨大電磁力を受ける第一壁の場合には局所的な熱負荷のピーキングにより損傷を受ける可能性が大きく、遠隔保守によって容易に交換可能な構造が不可欠である。この要求を満足する概念として原研では大型・大重量構造物であるブランケットから機械的に分離された第一壁構造を提案している。本構造の特徴は、(1)軽量で組立・分解時の取扱いが容易、(2)休止時間の短縮が可能、(3)高い熱流束から分離してブランケットの熱応力が低減できる、(4)ブランケットより高温で第一壁の運動が可能である事である。構造は、フェイル・セーブ機能をもつ金属メッシュが挿入された信頼性の高い二重壁シェル構造を基本としており、0.3MW/m以上の高熱負荷条件でも低熱応力で運転が可能である。現在SS316のキルティング構造について検討を進めているが、Cu合金の採用も可能でありディスラプション時の電磁力低減のための電気接続にも効果的である。
渋井 正直*; 中平 昌隆; 多田 栄介; 高津 英幸
JAERI-M 94-074, 16 Pages, 1994/05
二重壁構造は、破断全漏洩や多経路荷重の概念を使えばフェールセーフにできる可能性があり、また微小リーク問題を解決できる可能性があるため、ITERの第一壁には有望である。フェールセーフ強度が都合良く定義できれば、損傷領域でのき裂の成長がある程度許されるため、プラズマ運転に支障をきたすことなく安定した冷却材のリークを検出することができる。本報告では、微小リーク問題を扱い、き裂状欠陥からの冷却材の微小リーク量を評価する手法を提案する。更に、この微小リーク問題を解決するための二重壁・フェールセーフ第一壁構造を提案し、そのフェールセーフ性を議論する。
渋井 正直*; 中平 昌隆; 多田 栄介; 高津 英幸
JAERI-M 94-073, 18 Pages, 1994/05
ITER/EDAでは、大パワーを扱う必要性からガス・ダイバータが提案されている。この概念には中性ターゲット粒子を再循環し、放射・散逸される熱を除去するためのチャンネル部が必要である。このチャンネル壁の設計として、同軸管をトロイダル方向に配列したルーバ状のものが提案されている。同軸管は、冷却材戻り管の周りに多数の供給管をヘリカル状に配し、これをBe製の保護管に収納したものである。同軸管を用いた設計では冷却断面積が小さくなる。また、延性に乏しいBe材が過酷な熱サイクルのもとで使用される。このため、予想される過出力に対して十分な裕度を持った同軸管を得るためにはその適用限度を知る必要がある。本報告では、同軸管の除熱能力を調べ、若干の設計改善を提案する。
西尾 敏; 渋井 正直*; 清水 克祐*; 小泉 興一; 阿部 哲也; 多田 栄介
JAERI-M 93-091, 92 Pages, 1993/03
ITERブランケット筐体の支持機構として、キー、コッター概念を選定し、コッターの駆動機構には水圧を利用した金属風船を外側ブランケットに、ピストン/シリンダー型を内側ブランケットに適用した。これら駆動機構を含む支持構造全体の設計を終え必要な試作試験を通じて実機適用の見通しを得た。
岡崎 隆司*; 西尾 敏; 渋井 正直*; 佐治 愿*; 高津 英幸; 多田 栄介; 青木 功; 関 泰
Fusion Technology 1992, p.1744 - 1748, 1993/00
核融合実験炉の各機器に対して安全上の見地からそれらの相対的重要度を定め、各機器に対して適切な要求を課すことは、多大なコストと製作工程を低減する上で重要な課題の一つである。本報では、その基本的考え方となる各機器に対する安全機能の重要度分類について提案する。その作成に当っては、判断の目安を明確にするために軽水炉との比較を行い、核融合実験炉の各機器の持つトリチウム量、リスクポテンシャルと事象の拡大性等を考慮する。各機器は安全機能の種類から異常発生防止系(PS)と異常影響緩和系(MS)に分け、それらは更に安全機能の重要度に応じてそれぞれ3つのクラスに分類する。この重要度分類の特徴は、(1)真空境界を形成する機器を最も重要度の高いPS-1に分類したこと、(2)トリチウムの閉じ込め障壁をMS-1に分類したこと、(3)核融合実験炉は軽水炉に比べて炉停止が容易なことからそれらの機器をMS-2,MS-3に分類したこと等である。
清水 克祐*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 金森 直和*; 西尾 敏; 佐々木 崇*; 多田 栄介
JAERI-M 92-135, 139 Pages, 1992/09
均一抵抗型真空容器(薄肉二重壁構造)にコイル系に対する遮蔽機能を備えた遮蔽一体均一抵抗型真空容器の構造検討を行ない、真空容器一般部、現地接続部、炉内コイル取付部の構造を明らかにするとともに今後の課題を摘出した。真空容器一般部の実寸大部分モデルの試作並びに溶接継手部及び部分モデルによる機械試験を行ない、製作性(溶接施工法、手順)並びに溶接継手部の強度データ及び挙動に関する基礎データを取得することができた。
岡崎 隆司*; 西尾 敏; 渋井 正直*; 小泉 興一; 清水 克祐*; 佐々木 崇*; 多田 栄介
JAERI-M 92-108, 62 Pages, 1992/07
国際熱核融合実験炉(ITER)のダイバータ支持構造体の概念設計を行った。ダイバータ支持構造体は、ダイバータ板とダイバータ遮蔽体を連ぐもので、機械的強度を持たせるために枠組構造とした。本ダイバータ支持枠は、(1)電気絶縁を施し、ディスラプション時に発生する電磁力に耐える構造としたこと、(2)ダイバータ遮蔽体に上記枠を納める台形状の突部を設け、上記枠をダイバータ遮蔽体に設置する時のガイドの役目と遮蔽性能向上の役目を持たせたこと、(3)ダイバータ板と上記枠の、ダイバータ遮蔽体からの脱着に水圧コッターを用いること、(4)ダイバータ支持枠の冷却性能向上のために、支持枠内に直接冷却材を流し込む構造にしたこと、に特徴を持つ。この概念を基に、ダイバータ支持枠の実規模部分モデルを試作し、水圧コッターによるダイバータ遮蔽体からの脱着機能及び支持枠の健全性を試験して、その有効性を確認した。
喜多村 和憲*; 永田 晃則*; 渋井 正直*; 布施 俊明*; 立川 信夫*; 秋場 真人; 荒木 政則; 関 昌弘
Fusion Engineering and Design, 18, p.173 - 178, 1991/00
被引用回数：9 パーセンタイル：69.46(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉用ダイバータ板の候補の一つであるW/Cu接合体の残留応力について実験及び解析的検討を行い、両者を比較検討した。実験値と解析値は良く一致し、解析手法の妥当性を検証した。解析結果より、以下のことが明らかとなった。1)タングステン表面の残留応力は試験体の寸法比(銅部厚さのタングステン部直径に対する比)の増加とともに減少し、その減少は上記寸法比が1以下では急激であるが、1を越えると鈍化する。2)銅部の塑性領域は接合面直下から進展し始め、最終的に中央部を除くほぼ全域で塑性する。3)接合端部応力の解析では、接合端部近傍の要素分割に大きく依存し、弾塑性解析においても端部効果を考慮した解析が必要である。
渋谷 陽二*; 長沼 正光*; 渋井 正直*; 浜島 高太郎*; 藤岡 勉*; 沢田 芳夫*; 島本 進; 西 正孝; 中嶋 秀夫; 安藤 俊就; et al.
IEEE Transactions on Magnetics, 24(2), p.1149 - 1152, 1988/00
被引用回数：2 パーセンタイル：41.43(Engineering, Electrical & Electronic)高電流密度・高磁界・大型超電導コイルに関し、(株)東芝と原研は共同研究にて、その開発を進めている。本コイルに採用が予定されている強制冷凍ケーブル・イン・コンジット型超電導導体の実証試験の1つとして、傷つけたコンジットに内圧をかけ、傷の伝播をみる実験を行ったので、その結果につき報告する。
