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論文

ITER nuclear components, preparing for the construction and R&D results

伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Barabaschi, P.*; Barabash, V.*; Chiocchio, S.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; Federici, G.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.31 - 38, 2004/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:66.18(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER主要コンポーネントの発注仕様書の準備が現在進行中である。製造方法や非破壊検査法などを考慮しつつ炉構造機器(真空容器や容器内機器)の詳細設計を現在行っている。R&D開発については、20度あるいは30度の入射角の超音波試験,2チャンネルモデルによる流量配分の試験,第一壁のモックアップやパネルの製造及び試験,ハウジングを含めた全システムとしてのフレキシブル支持構造の試験,リーク試験のための予備真空領域を設けた同軸冷却管接続の試験,ダイバータの垂直ターゲットのプロトタイプの製造と試験などが行われた。こうした結果により、設計の成立性について確信を与えるとともに、低コストの代替え製造法の可能性を示すものである。

報告書

ITER用真空容器の製作技術開発と成果

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$$pm$$3mmと$$pm$$10mmを達成し、要求値である$$pm$$5mmと$$pm$$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。

論文

13T-46kAニオブアルミ導体の開発と性能評価

小泉 徳潔; 安藤 俊就; 高橋 良和; 松井 邦浩; 中嶋 秀夫; 土屋 佳則; 菊地 賢司; 布谷 嘉彦; 加藤 崇; 礒野 高明; et al.

先進A15型化合物超伝導線材シンポジウム論文集, p.5 - 9, 2000/00

原研では、ITER-EDAの一環として、13T-46kAニオブアルミ導体を開発した。本導体の臨界電流値を無熱歪状態で評価した。その結果、性能劣化はなく、製造過程が妥当であったことが実証できた。実際のコイルでは、ジャケット(ステンレス)とニオブアルミの熱歪差のために、ニオブアルミ線が歪を受ける。この熱歪量で評価した。その結果、ニオブアルミ線が受ける熱歪は0.4%と予想され、臨界電流値の劣化は10%以下となる。ニオブアルミ導体の場合、ステンレス鋼を用いても、熱歪による臨海電流値性能の劣化を小さく抑えられる。

論文

遠隔保守用ツール及び機器の開発

中平 昌隆; 岡 潔; 田口 浩*; 伊藤 彰*; 深津 誠一*; 小田 泰嗣*; 梶浦 宗次*; 山崎 誠一郎*; 青山 和夫*

プラズマ・核融合学会誌, 73(1), p.54 - 68, 1997/01

核融合炉炉内機器の遠隔保守では、ブランケット・モジュール及びダイバータ・カセットの保守・交換に伴い、厚板及び冷却配管の溶接、切断及び溶接部検査、炉内機器及び遠隔機器輸送時の放射化物飛散を防止するための二重シール扉などが要求され、遠隔操作に対応したこれらのツール/機器の開発が急務である。本件は、国際熱核融合実験炉(ITER)におけるダイバータ及びブランケット等の炉内機器の保守に関して、主に日本ホームチームが分担して設計・開発を進めてきたこれらの遠隔保守ツール/機器の現状と今後の計画について述べる。

論文

Present activities preparation of a Japanese draft of structural design guidelines for the experimental fusion reactor

宮 健三*; 武藤 康; 高津 英幸; 羽田 一彦; 小泉 興一; 實川 資朗; 荒井 長利; 大川 慶直; 島川 貴司*; 青砥 紀身*; et al.

Fusion Engineering and Design, 31, p.145 - 165, 1996/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:33.71(Nuclear Science & Technology)

核融合実験炉ITERを我国に建設する際に構造設計基準上の観点から、どのような規制が必要となるかについて検討を行った。検討課題は、機器区分、運転状態分類、解析手法、破壊基準、簡易評価手法、材料特性、溶接及び検査などである。この結果、機器区分案及び運転状態分類案を作成し、また第1壁の316SS部分が中性子照射により脆化する際の破壊がティアリングモジュラス・クライテリオンで評価でき、更に現在用いられている応力ベースの許容基準が安全側であること、電磁力による振動及び破壊挙動に関する実験結果、真空容器が第3種機器に相当する場合に要求される溶接、検査、ISIの項目について記す。

報告書

Japanese contributions to containment structure, assembly and maintenance and reactor building for ITER

柴沼 清; 本多 力*; 金森 直和*; 寺門 拓也*; 大川 慶直; 細渕 英夫*; 多田 栄介; 小泉 興一; 松岡 不織*; 西尾 敏; et al.

JAERI-M 91-080, 357 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-080.pdf:12.46MB

国際熱核融合(ITER)の概念設計は1988年に始まり、1990年12月を以て3年間に渡る共同設計活動を終了した。特別チームは主に炉構造、組立保守、炉建屋、プラントを担当した。この報告書は、ITERの概念設計の内、炉構造、遠隔保守及び炉建屋に対する日本のコントリビューションをまとめたものである。炉構造では溥肉真空容器構造設計、電磁気解析、ブランケット固定概念、クライオスタット構造、ポート及び周辺機器配置及びサービスラインレイアウト、遠隔保守では全体保守概念、炉内ハンドリング装置、炉外ハンドリング装置の設計解析及び関連したR&Dによる設計への反映、炉建屋は機器配置および保守時の物流を考慮した設計とその解析である。

報告書

核融合実験炉における炉心部の遮蔽設計

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

JAERI-M-91-017.pdf:2.26MB

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$$^{2}$$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$$mu$$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。

論文

JT-60真空容器建設途上の真空管理

山本 正弘; 清水 正亜; 新井 貴; 中村 博雄; 安東 俊郎; 荻原 徳男; 高津 英幸; 能代谷 彰二*; 大久保 実; 秋野 昇; et al.

日本原子力学会誌, 29(7), p.634 - 641, 1987/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

JT-60の主目的は、ダイバータ配位でHモード(第2段加熱下でも閉じ込め時間が低下しない効率加熱モード)を得て臨界プラズマ条件を達成することにある。本報告は、JT-60黒鉛製第一壁の設計製作に関するものである。ここでは、特に、黒鉛製第一壁を用いる上で重要と考えられる放出ガス速度の測定と耐熱衝撃性試験に関して報告するとともに構造変化の現状を報告する。

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