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真木 紘一*; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 関 泰; 梶浦 宗次*; 立川 信夫*; 斉藤 龍太*; 川崎 弘光*
JAERI-M 91-017, 69 Pages, 1991/02
核融合実験炉ITERの炉心部について、超電導TFCの遮蔽と生体遮蔽を検討し、以下の結論を得た。1)フルエンス3MWa/m
に対し、TFCの銅のdpa、インシュレータdoseは、安全ファクター3倍を見込むには、インボード部の厚さを更に8cm増加する必要がある。2)炉停止後1日でのソレノイドコイルの線量率は設計基準値25
Sv/hより1~3桁大きいが、クライオスタット外部の線量率は2~5桁小さくなり、作業員が炉室に立ち入ることが可能である。3)アウトボードとクライオスタットとの間の空間に中性子束が回り込み、その近傍の線量率を高める。この効果を把握するには2次元計算が不可欠である。4)ヴォイドを平均化して扱うと遮蔽効果を過大評価するので、注意が必要である。以上の結果は、実験炉クラスの概念設計に適用できる。
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。
鈴木 哲; 秋場 真人; 荒木 政則; 関 昌弘; 伊勢 英夫*; 小澤 義弘*; 立川 信夫*; 豊田 夏彦*; 山崎 誠一郎*
Proc. of the 2nd Japan Int. SAMPE Symp. on Advanced Materials for Future Industries,Needs and Seeds, p.1176 - 1182, 1991/00
次期大型装置(ITER/FER)用ダイバータ板開発の一環として、ダイバータ模擬試験体を製作し、JEBISで熱サイクル実験を行った結果を報告する。今回製作した試験体はCFC(炭素繊維強化炭素複合材)材料のアーマタイルを備えたヒートシンク型で、冷却管にはねじりテープを挿入したスワール管を採用している。この試験体に対して、定常熱負荷10MW/mのビームを繰り返し照射する熱サイクル実験を行い、アーマタイルと銅ヒートシンクの接合部の健全性を評価すると共に、スワール管の熱伝達性能を評価した。この結果、1000回を越える熱サイクルに対し、接合部はき裂の発生や剥離もなく健全性を保った。さらに、数値解析と実験を比較した結果、今回採用したスワール管は、ねじりテープをもたない冷却管の約2倍の熱伝達性能を有することが確認された。
飯田 浩正; 小林 武司*; 山田 政男*; 安達 潤一*; 荒木 隆夫*; 芦部 楠夫*; 浜島 高太郎*; 畑山 明聖*; 本多 力*; 喜多村 和憲*; et al.
JAERI-M 88-011, 261 Pages, 1988/02
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における日本報告書の第7章に相当するものである。
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
畑山 明聖*; 杉原 正芳; 岡野 邦彦*; 斉藤 靖*; 立川 信夫*; FERプラズマ設計グループ
14th European Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics, Vol. 11D, No. 3, p.1046 - 1049, 1987/00
核融合実験炉(FER)のLHRF電流駆動系及び加熱系に対して現在の理論・実験データ・ベースに基づき、主として物理設計検討を行なった。
苫米地 顕; 藤沢 登; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 関 昌弘; 本多 力*; 笠井 雅夫*; 沢田 芳夫*; 小林 武司*; 伊藤 裕*; et al.
JAERI-M 85-083, 403 Pages, 1985/07
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2の日本のナショナル・レポートの第XI、XII、XIII章に相当するものである。本フューズでは、幾つかの重要技術課題の検討及び科学的、技術的データベースの評価を行った。その結果INTORの設計をアップグレードするための修正が必要となった。主要な修正点は、プラズマのべー夕値、運転シナリオ、炉寸法の縮少、中性子フルーエンス、トリチウム生産ブランケット、プラズマ位置制御コイルの組込みに関するものである。上記の章に於いて炉概念修正の経緯及び修正後の設計概要について述べる。
西尾 敏; 藤沢 登; 深井 佑造*; 沢田 芳夫*; 山口 貢*; 内田 高穂*; 三木 信晴*; 浜島 高太郎*; 長沼 正光*; 宗像 正*; et al.
JAERI-M 82-178, 187 Pages, 1982/11
国際トカマク炉(INTOR)フューズIIAにおける主要課題は分解修理性を確保しつつ可能な限りコンパクトで低コストの炉概念を確立することである。本報告書ではシールド、ブランケット、リミタ等の卜-ラス構造物をトロイダル磁場コイル間から直線引抜方式で交換する方式を採用し、かつ小型化された炉概念を示す。炉構造物引技空間、真空境界、炉構造物の分割法、コイルの支持法等が詳細に考察され、今後の検討課題を明確にした。
平岡 徹; 藤沢 登; 西尾 敏; 中村 博雄; 曽根 和穂; 前野 勝樹; 山本 新; 大塚 英男; 阿部 哲也; 深井 佑造*; et al.
JAERI-M 82-174, 309 Pages, 1982/11
IAEA、INTORワークショップ、フェーズ2Aにおける日本の検討成果をまとめた報告書の一部をなすものである。不純物制御の方式として、本フェーズにおいては、ポンプリミターを中心に検討を行った。ポンプリミターとしては、ダブルエッジ型、曲面板方式を採用した。表面材料および基盤材料について検討評価を行った。材料選定に際しては、スパッタリング、プラズマディスラプション時における挙動、熱特性、電磁気特性、基盤への接続方式などを総合的に評価した。また、新しく開発されたSiCの第1壁への応用も検討した。
