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湊 章男*
JAERI-M 88-097, 110 Pages, 1988/06
第1壁/ブランケット構造物の設計プロセスの最後の項目である、構造健全性評価に必要なトカマク型特有でかつ重要な荷重条件、電磁力に関連した問題を検討した。第一に、プラズマディスラプションを模擬した非磁性体での非定常渦電流の測定および動的電磁力による振動現象など非定常な電磁現象を実験により明らかにするとともに、数値解析コードの妥当性を検証した。第二に、従来設計に採用されなかった強磁性体のトカマク型動力炉への適用性を評価するため、有限形状の強磁性体の磁場解析コードを開発し、強磁性体の磁場中での磁場の擾乱を明らかにし、かつその擾乱のプラズマへの影響を検討した。
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
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
O/HO/Be,Mo-alloy/LiO/He/Be,Mo-alloy/LiAlO/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。
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
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
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：79.68(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。
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
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。
関 昌弘; 小川 益郎; 湊 章男; 深谷 清; 東稔 達三; 三木 信晴
Nucl.Eng.Des./Fusion, 5, p.205 - 213, 1987/00
本研究は、現在原研で設計を進めている核融合実験炉のダイバータ板の一例として提案されているタングステン-銅(W-Cu)接合構造の熱疲労に対する健全性を調べたものである。すなわち、タングステンと銅をロー付けした接合試験片を製作し、アルゴンプラズマジェットを用いてタングステン表面に周期的に熱負荷をかけ、試験前後に走査型電子顕微鏡による微細構造の検査とヌープ硬さの測定を行った。ロー付け以外にも直接鋳込み方式によるW-Cu接合材を製作し、同様の試験を行った。試験の結果、いずれの試験片も破断することはなく、タングステンと銅のロー付け、および直接鋳込みによる接合方式が有効であり、W-Cu接合構造は熱疲労に対して十分健全であることがわかった。
小川 益郎; 関 昌弘; 湊 章男; 深谷 清; 東稔 達三
日本原子力学会誌, 28(11), p.1038 - 1044, 1986/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)本研究は、現在原研で設計を進めている核融合実験炉のダイバータ板の一例として提案されているタングステン-銅(W-Cu)接合構造の熱疲労に対する健全性を調べたものである。すなわち、タングステンと銅をロー付けした接合試験片を製作し、アルゴンプラズマジェットを用いてタングステン表面に周期的に熱負荷をかけ、試験前後に走査型電子顕微鏡による微細構造の検査とヌープ硬さの測定を行った。試験の結果、いずれの試験片も破断することはなく、タングステンと銅のロー付けによる接合方法が有効であり、W-Cu接合構造は熱疲労に対して十分健全であることがわかった。
山田 光文*; 湊 章男*; 関 泰; 川崎 弘光*; 前田 正隆*
JAERI-M 86-084, 32 Pages, 1986/06
核融合炉等の設計において核発熱などによる炉コンポ-ネント中の温度分布を精度良く計算するために、核熱結合計算コ-ドシステムを開発した。今回開発した計算システムは2次元体系を対象としており、核発熱が時間的に一定な定常問題のみならず崩壊熱のような非定常問題も取り扱う事ができる。また、結果の図形表示機能を充実させた。本計算システムを用いる事によリ、2次元体系を対象とする核発熱による温度分布を 高い精度で効率良く求める事が可能となった。
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、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。
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。
湊 章男*; 東稔 達三; 宮 建三*
Int.J.Numer.Methods Eng., 23, p.1201 - 1216, 1986/00
被引用回数：6 パーセンタイル：79.28(Engineering, Multidisciplinary)一様磁場は強磁性体により乱され、さらにその影響により強磁性体が座屈することが知られている。ここでは、その乱れを3次元的に解析するために、境界要素法を用いた解析コードを開発し、同時に2枚以上の強磁性体間に生じる相互作用も考慮した解析を行った。境界要素法の適用及び相互作用を取り扱う事は、核融合炉に特有な渦電流問題を解明する上で非常に役立つものであり、それらの手法の適用は可能である。特に境界要素法を用いることは、複雑な炉内機器の渦電流問題の解析には有効である。
湊 章男*; 東稔 達三
JAERI-M 85-203, 35 Pages, 1985/12
トカマク型核融合実験炉に於いて、プラズマの起動/停止及びパルス運転による熱負荷の時間変化あるいは構造物内での空間変化により、プラズマの周辺に置かれる構造物(第1壁、ダイバータ/リミタ、ブランケット等)は非定常温度変化を示し、発生する熱変形あるいは熱応力は繰り返し疲労寿命等構造物の強度に影響を与える。さらに燃焼時間はブランケットに充填されている固体増殖材(LiO)の温度制御に影響を与える。ここでは、核融合実験炉(FER)の標準設計(昭和58年度)をベースとして、上述の問題を検討し、熱構造設計上の観点からFERのパルス運転シナリオを見直すために予備的に検討したものをまとめたものである。
小川 益郎; 湊 章男*; 関 昌弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(8), p.642 - 643, 1984/00
被引用回数：2 パーセンタイル：47.32(Nuclear Science & Technology)核融合炉次期装置のダイバータ板として有望視されているタングステン・銅接合材について、熱サイクル実験を行った。タングステンと銅とを銀ロー付けによって接合したテストピースを、高温アルゴンプラズマ流により周期的に加熱した。これまでに、1000回をこえる熱サイクルを加えたが、テストピークにはクラックの発生などもなく、健全性が保たれている。
湊 章男
JAERI-M 83-125, 149 Pages, 1983/08
スイミングプール型トカマク炉の真空容器では、トーラス内側領域のモジュール間をボルトによる締結を行わず、分解、修理の為遠隔操作による作業の軽減を図った設計が提案されている。そのようにトーラス内側のモジュール間がトロイダル方向に機械的に不連続な真空容器に外圧(水圧+大気圧)およびプラズマディスラプション時の電磁力が作用した場合の応力解析を行い、真空容器の健全性を評価するとともに、モジュール間に取り付けられるリップシール(真空境界形成)の形状を提案し、真空容器の変形に伴う強制変位に耐する健全性も評価した。尚、電磁力による真空容器の動的反応解析を行うに際し、渦電流および電磁力解析コードと応力解析コードの結合および応力解析コードの改良も合わせて行った。
東稔 達三; 関 泰; 湊 章男*; 山本 孝*; 喜多村 和憲*; 中江 廣親*
JAERI-M 83-031, 157 Pages, 1983/03
スイミングプール型炉慨念を採用した実用動力炉(SPTR-P)の炉本体構造の概念検討を行った。取り上げた灯本体構造物は、第1壁/ブランケット/真空容器、水遮蔽層とベルジャ型クライオスタットである。検討は、熱構造、電磁気解析(プラズマ・ティスラプションと位置制御)ニェートロニクス及びトーラスを構成する接合構造の観点から総合的に行い、SPTR-Pのひとつの炉構造概念を提示すると共に主要な技術的課題を明らかにしている。
東稔 達三; 関 泰; 湊 章男*; 小林 武司*; 森 清治*; 川崎 弘光*; 住田 健二*
JAERI-M 83-005, 135 Pages, 1983/02
本報告書は、1982年11月10-11日に米国のアルゴンヌ国立研究所において開催された、ブランケット/技術に関する日米ワークショップに日本側が提出した論文をとりまとめたものである。内容は、核融合実験炉(FER)の概要、第1壁/ブランケット/遮蔽に関連した原研の研究開発の現況、FERブランケット設計の概要と技術的課題、及び大学における核融合炉ブランケットの研究の概要で構成されている。
東稔 達三; 白石 健介; 渡辺 斉; 関 泰; 湊 章男*; 苫米地 顕; 田中 義久*; 小林 武司*; 鈴木 達志*; 森 清治*; et al.
JAERI-M 82-179, 49 Pages, 1982/11
本報告書は、INTORのフェーズIIAのワークショップにおいて、グループCの工学試験をまとめたものである。INTORで行うべき工学試験として、構造材料試験、ブランケット試験及び長期運転によるものを取り上げている。なおINTORに設置するテストモジュールの設計案も示されている。
湊 章男*
JAERI-M 9898, 55 Pages, 1982/01
スイミングプール型トカマク炉の真空容器の構造強度に関する評価を行った。非円形ポロイダル断面を有する真空容器には外圧(水圧+大気圧)が作用する。その外圧によって生じる種々の問題を検討した。トロイダルシェルに外圧が作用する場合のポロイダル断面の遣いによって生じる変形挙動を考察するために2次元応力解析を行い、さらに3次元応力解析により真空容器の実際の変形挙動を求めた。その他、外圧による座屈荷重(崩壊荷重)の評価およひプラズマが崩壊した時に発生する電磁力に対する真空容器の強度を評価した。
迫 淳; 東稔 達三; 関 泰; 飯田 浩正; 湊 章男*; 坂本 寛巳*
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(6), p.491 - 503, 1982/00
トカマク炉最大の問題点である炉体分解修理にかかわる問題を容易にする方法として、水を満たしたプール内に炉を設置する方式のトカマク炉の設計研究を行い、その実現可能性の検討と問題点の摘出を行った。この炉はブランケットの交換が容易であるために、プラズマ形式に未知の要素が多い実験炉段階には特に適合性が大きいものと考えられる。また、動力炉への適用においても多くの利点が見出される。
飯田 浩正; 喜多村 和憲*; 湊 章男*; 坂本 寛己*; 山本 孝*; 関 泰; 迫 淳
JAERI-M 9250, 19 Pages, 1980/12
国際協力トカマク(INTOR)のトリチウム増殖ブランケットの一候補として、鉛を中性子増倍材として用いたブランケットの熱・構造設計を行った。その結果チューブインシェルタイプのブランケットは有力である事が分った。すなわち、鉛領域の構造材・冷却材の体積率は、鉛の中性子増倍効果を損わない程度に小さくできる。また鉛をブランケットの前方に置く事によって、プラズマ位置不安定性制御のために必要なシェル効果も期待できる。
