Design and technology development of solid breeder blanket cooled by supercritical water in Japan

榎枝 幹男; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 三木 信晴*; 本間 隆; 秋場 真人; 小西 哲之; 中村 博文; 河村 繕範; et al.

Nuclear Fusion, 43(12), p.1837 - 1844, 2003/12

https://doi.org/10.1088/0029-5515/43/12/026

本論文は、高い経済性を有する核融合発電プラント用ブランケットの設計と開発に関するものである。高い経済性と実現性の双方を有する発電ブランケットとして、超臨界圧水冷却方式の固体増殖ブランケットの概念設計を明らかにした。最重要設計項目として、モジュール構造の核特性,熱機械特性に関し基本的な成立性を示した。また、発電システムとして41%以上の発電効率を有することを示し、本方式の経済的な魅力を明らかにした。また、構造体製作技術開発の成果としては、実機構造を模擬する第一壁パネル試験体を用いて、原型炉で想定している最高熱負荷1MW/m に相当する加熱試験を行い、試験体が母材と同等の熱疲労寿命を持つことを実証した。さらに、ブランケット熱設計の要となる増殖材充填層の有効熱伝導率研究に関しては、湿式法で製造したLiTiO を用いて、充填層の有効熱伝導率を明らかにし、裕度のある設計を可能とした。

分離第一壁型ITER遮蔽ブランケットプロトタイプの製作

古作 泰雄; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 佐藤 聡; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-063, 98 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-063.pdf:11.16MB

ITER-FEATの遮蔽プランケット設計では、放射性廃棄物量の低減と製作コスト低減のために分離第一壁型の構造を採用している。さらに、ディスラプションの際の電磁力低減のために渦電流を低く抑えるために、多様なスリット構造を必要とする。このような構造を実現するためには、ベリリウムアーマーと銅合金,銅合金とステンレス鋼の接合技術と第一壁及び遮蔽ブロックへのスリット施工技術等の大規模コンポーネントに対する有効性を実証すること、スリット施工技術を確立すること、などである。本報告は、これらの技術実証を目的として、ITER EDA延長期間中に、タスク合意G 16 TT 108 FJ (T420-2)に基づいて、プロトタイプの製作を行った。その結果、実規模のモジュールで、異種金属接合,スリット施工,遮蔽ブロック間電子ビーム溶接,異種金属接合部非破壊検査基礎データ取得を行い、基本的な製作性の実証を達成した。

超臨界水冷却固体増殖ブランケットシステムの概念検討

榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; et al.

JAERI-Tech 2001-078, 120 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-078.pdf:8.3MB

本報告書は、経済的競争力の強化と技術的な堅実さの維持を両立する原型炉ブランケットの概念構築を目的として行われた平成12年度の原型炉ブランケット設計会議での作業内容をとりまとめたものである。平成11年度の核融合会議戦略検討分科会の議論等から、原型炉の果たすべき使命に関して見直しがなされ、経済的な競合性を有する実用炉の原型であり、それと同じ材料と設計を使用して商業的に魅力ある動力炉の原型であるから、原型炉で、実用化に必要な技術はすべて開発し実証する、と結論付けられた。この見直しを受けて、過去数年にわたるプラズマ研究や炉工学技術開発の進展を勘案して、開発目標として再設定をし、原型炉としてA-SSTRで提案された超臨界水冷却方式の固体増殖ブランケットを目標とし、その概念検討を行った。本概念検討の結果、除熱,発電,燃料増殖,遮蔽などの基本的な性能に関して、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの実現可能性が示された。また、電磁力に関する検討,超臨界水による腐食防止に関する予備調査,トリチウム生成挙動と回収方式の検討,冷却発電システムの検討,モジュール製作性の検討,遠隔保守着脱機構,交換計画の検討などを行い、今後解決するべき検討課題を明らかにした。

Development of ITER shielding blanket prototype mockup by HIP bonding

佐藤 聡; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸; 小原 祥裕

JAERI-Tech 2000-042, 121 Pages, 2000/07

JAERI-Tech-2000-042.pdf:58.33MB

ITER遮蔽ブランケットプロトタイプモデルの製作に成功した。製作したモデルは、第一壁と遮蔽体とが一体化されたモデルであり、高さ約0.9m,幅約1.7m,奥行き約0.4mである。第一壁は、SUS製円形冷却配管が内蔵されたDSCu製熱シング材で構成されている。遮蔽体ブロックは、SUS製鍛造ブロックを長尺ドリル孔加工及び10000トンプレスによる曲げ加工により製作した。第一壁のSUSとDSCu,SUSとSUS,DSCuとDSCu,及び第一壁と遮蔽体ブロックとを、HIP処理により接合することにより本プロトタイプモデルを製作した。またそれらの接合を1回のHIP処理により行った。本プロトタイプモデルの製作により、1回のHIP処理での同時接合及びITER遮蔽ブランケットの製作性を実証した。

Fabrication and testing of small scale mock-ups of ITER shielding blanket

秦野 歳久; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 横山 堅二; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸; 小原 祥裕

JAERI-Tech 98-058, 77 Pages, 1998/12

JAERI-Tech-98-058.pdf:6.08MB

ITER遮蔽ブランケットの製作性を確認すると共に熱負荷試験による特性評価を行うことを目的として、一般第一壁及びバッフル第一壁、遮蔽ブロックと第一壁端コーナー部の小型モックアップを製作した。これらのモックアップは従来より実施してきた接合技術開発の成果を反映し、熱間等方加圧(HIP)法を用いて製作した。バッフル第一壁では銅合金の熱シンク上にアーマータイルとして炭素繊維複合材を二段ロウ付けを適用して接合した。いずれのモックアップも精度良く製作することができ、モックアップ端部の破壊試験から健全な接合が得られていることを確認した。また、熱機械的特性を評価するための高熱負荷試験では、熱解析より予想した除熱性能と良い一致を示すと共に、試験中の除熱性能の劣化は見られなかった。したがって、製作した構造体の健全性を確認した。

ITER breeding blanket module design & analysis

黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 菊池 茂人*; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 大崎 敏雄*; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 佐藤 聡; 高津 英幸

JAERI-Tech 98-051, 71 Pages, 1998/11

JAERI-Tech-98-051.pdf:2.74MB

トリチウム増殖材と中性子増倍材をいずれも微小球ペブル状として充填する設計となっているITER増殖ブランケットに対し、とくにペブル充填層の熱・機械特性に着目して汎用熱・構造解析コードABAQUSの特殊計算オプションを使用した熱・機械解析を実施した。また、耐高熱負荷が問題となる第一壁について、Beアーマとステンレス鋼構造材の接合部における熱応力履歴を弾塑性解析により求めると共に、これに基づいて、アーマ/構造材接合部における強度評価方法について検討した。さらに、増殖ブランケット・モジュールの製作に関し、第一壁及び冷却パネル、増殖材充填部等の各構成要素を個々に製作し、それらを組み合わせることを基本として各構成要素の製作方法及び全体組立手順を検討した。

Low cycle fatigue lifetime of HIP bonded Bi-metallic first wall structures of fusion reactors

秦野 歳久; 佐藤 聡; 橋本 俊行*; 喜多村 和憲*; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(10), p.705 - 711, 1998/10

https://doi.org/10.3327/jnst.35.705

核融合炉における遮蔽ブランケットの第一壁は、アルミナ分散強化銅の熱シンク層とステンレス鋼の冷却管を拡散接合の一種であるHIP接合により一体化する複合構造を有する。このような異材接合複合構造体の疲労寿命を評価するため、第一壁部分モデルをHIPにより製作し、低サイクル疲労試験を行った。全ての試験片において初期き裂はステンレスの冷却管内部に発生し、これは解析において得られた最大歪みの発生位置と一致した。試験及び解析結果の比較より第一壁HIP構造体の疲労寿命はステンレス母材の疲労データよりも長寿命側であることが明らかとなった。また、第一壁構造体のHIP接合部の疲労寿命も材料試験で得られた疲労データよりも長寿命側であった。このことは、材料試験で得られる設計疲労曲線に基づいた第一壁疲労寿命が十分な安全率を有することを示唆しているものと考えられる。

DSCu/SUS joining techniques development and testing

佐藤 聡; 秦野 歳久; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸

JAERI-Research 97-092, 80 Pages, 1998/01

JAERI-Research-97-092.pdf:5.11MB

ITERブランケットへの適用を目的に、HIP接合によるDSCuとSUSの接合技術を開発した。DSCu/DSCu及びDSCu/SUS、SUS/SUSを同時に接合することを考慮したスクリーニング試験の結果、HIP処理条件としては、温度1050Cが最適であると結論づけられた。DSCu/SUS接合片を用いて、引張り、衝撃、ひ労、き裂進展、破壊靱性試験を行った。一部、高温の試験条件で特性が下がるものはあるものの、ほぼ母材と同程度の特性であった。加えて、SUS円管を有するDSCu/SUS接合モックアップを用いた機械試験を行った。初期き裂は、解析において得られた最大歪みの発生位置と一致した。HIP接合により、第一壁パネル部分モデルの試作に成功した。高熱負荷試験を行った結果、熱サイクルによる除熱性能の劣化は確認されなかった。HIP接合面に対してUT試験を試み、検出可能な欠陥の大きさを評価した。

Optimization of HIP bonding conditions for ITER shielding blanket/first wall made from austenitic stainless steel and dispersion strengthened copper alloy

佐藤 聡; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 古谷 一幸; 榎枝 幹男; 原 重充*; 高津 英幸

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.265 - 270, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00360-2

オーステナイトステンレス鋼(SS316)とアルミナ分散強化銅(DSCu)との熱間静水圧接合(HIP接合)体に対する最適な接合温度条件を調べた。接合温度980C~1050CでHIP接合体を製作し、引張り、かたさ、衝撃、疲労試験及び金相観察、EDMA分析等を行った。また、DSCuとしては、アルミナを0.15%含むAl-15と0.3%含むAl-25(いずれも重量比)の2種類を用いた。その結果、延性衝撃値、ひ労強度の観点から、1050CのHIP温度が最適条件であることが判った。また、延性及び衝撃値において、SS316/Al-15接合体が、SS316/Al-25接合体に比べて、良い特性を示した。

Development of joining technology for Be/Cu-alloy and Be/SS by HIP

黒田 敏公*; 秦野 歳久; 榎枝 幹男; 佐藤 聡; 古谷 一幸; 高津 英幸; 岩立 孝治*; 西田 精利*

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.258 - 264, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00082-8

ITERのブランケットではその第一壁表面にプラズマ対向アーマとしてベリリウムが接合されることとなっている。このベリリウムアーマは基本性能運転段階で設置される遮蔽ブランケットでは第一壁ヒートシンクとしての銅合金に、また、拡張性能運転段階で設置される増殖プラズマでは第一壁構造材であるステンレス鋼に接合される。ここでは、高温静水圧加圧(HIP)法を用いた、ベリリウム/銅合金及びベリリウム/ステンレス鋼の接合試験結果について報告する。種々の中間材を用い、接合試験片に対するせん断試験及び衝撃試験を実施した結果、ベリリウム/銅合金接合では、Ag中間材あるいは中間材なしとした700CHIP、又は、Cr/OFCuあるいはOFCuを中間材とした550CHIPが、また、ベリリウム/ステンレス鋼接合では、Ti中間材を用いた700~800CHIPで比較的高い接合強度を得られることがわかった。