Design development of shieldingblanket for fusion experimental reactors

古谷 一幸; 北村 和憲*; 三浦 秀徳*; 伊藤 裕*; 倉沢 利昌; 黒田 敏公*; 戸上 郁英*; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 高津 英幸; et al.

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.256 - 259, 1996/00

核融合実験炉における遮蔽ブランケットは熱機械挙動及び製作性、保守性、初期組立等の問題を統括的に考慮して設計開発を進めている。ブランケットは後壁と分離可能で接続には十分な機械的強度が得られるよう溶接により接続される。また第一壁は信頼性が高く実績のあるHIP法により製作される。熱機械解析結果より熱応力及び冷却水圧力により発生する応力は設計値を十分に満足する。また電磁力及び構造解析結果より第一壁を電気的に接続する必要の無い可能性を有していることが明らかとなった。ブランケットと後壁との間に設置された母管から冷却水を取り込む枝管の溶接/切断は管内アクセスにより行いブランケットの交換は炉内遠隔機器により行う。またブランケット据付時間の短縮及び最適な調整を目的としてブランケット及び後壁の初期組立を進めている。

Transient thermal and stress analyses of the ITER shielding blanket/first wall under off-normal conditions

古谷 一幸; 橋本 俊行*; 佐藤 聡; 黒田 敏公*; 中村 孝紀*; 倉沢 利昌; 喜多村 和憲*; 高津 英幸

JAERI-Tech 95-045, 53 Pages, 1995/09

JAERI-Tech-95-045.pdf:3.13MB

ブランケット(BL)の非正常時(LOFA、LOCA、PEC)における構造健全性の確認の為の熱応力解析を行った。その結果、1)第一壁(FW)、シールド、FWとシールドのLOFA/LOCAにおいてBL各部位が400Cに達する時間はそれぞれBeの18秒、中央リブの90秒、Beの17秒。2)FW、シールドのLOFA/LOCAにおいてBLが3Smを満足する最高温度はそれぞれCuの280C、中央リブの170C。3)FWのLOFA/LOCA時ではFW温度及び応力の過度な上昇を防ぐ為にプラズマを停止する必要がある。4)FW、シールドのLOFAとLOCAの比較ではどちらの場合も応力、変位量に大きな差は無い。5)1.8GWまでのPECの影響は問題無い。LOFA-Loss of Flow Accident(冷却材流動停止事故) LOCA-Loss of Coolant Accident(冷却材損失事故) PEC-Power Excursion Condition(過出力状態)

Convertible shielding to ceramic breeding blanket

古谷 一幸; 倉沢 利昌; 佐藤 聡; 中平 昌隆; 戸上 郁英*; 橋本 俊行*; 黒田 敏公*; 高津 英幸

JAERI-Tech 95-031, 19 Pages, 1995/05

JAERI-Tech-95-031.pdf:0.72MB

ITERにおける互換性のあるブランケットの候補概念として以下の4つを検討している。(1)増殖材/増倍材分離層状型(2)増殖材/増倍材分離BIT型(3)増殖材/増倍材分離BOT型(4)増殖材/増倍材混合BOT型。これらはすべて増殖材としてセラミクッス及び増倍材としてベリリウムをいずれも小球状ペブルとして使用する。いずれのブランケットもBPPではベリリウムのみ充填して遮蔽性能を確保してEPPに望んで増殖材ペブルを追加充填してトリチウム増殖を行う。ブランケット容器への増殖材の充填方法としては湿式が高充填率及び均一充填率を得るという点で期待できる。一次元核解析の結果ではBOT法が遮蔽及び増殖性能に優れているが最終的にはブランケットの特性との整合及び製作性の点から詳細な検討を行って決定する必要がある。

Conceptual design of ITER shielding blanket

佐藤 聡; 高津 英幸; 倉沢 利昌; 橋本 俊行*; 小泉 興一; 喜多村 和憲*; 伊藤 裕*; 小沢 義弘*; 多田 栄介; 中平 昌隆; et al.

JAERI-Tech 95-019, 129 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-019.pdf:3.27MB

本レポートは、国際共同設計チームとの密接な協力の下に、1994年の1年間に日本ホームチームが行った、ITER遮蔽ブランケット/第一壁の概念設計活動の成果を纏めたものである。本設計作業は、国際共同設計チームと日本ホームチームとの間で結ばれたITER1994年設計作業契約に基づいてなされた。高い表面熱流速、高い中性子壁負荷及びディスラプション時の電磁力の下で信頼性の高い遮蔽ブランケット/第一壁の設計を実現すると共に、信頼性の高い組立保守性を達成するために、本設計では、分離第一壁、モジュール構造を有する遮蔽ブランケット、分離後壁から成る層状構造の遮蔽ブランケットを提案した。本報告では、構造設計の概要、製作性や保守性の検討、及び熱機械、電磁構造解析の結果を報告する。

Design and R&D activities on ceramic breeder blanket for fusion experimental reactors in JAERI

倉沢 利昌; 高津 英幸; 佐藤 聡; 中平 昌隆; 古谷 一幸; 橋本 俊行*; 河村 弘; 黒田 敏公*; 常松 俊秀; 関 昌弘

Fusion Technology 1994, Vol.2, 0, p.1233 - 1236, 1995/00

原研で行っている核融合実験炉のための固体増殖材方式ブランケットの設計とR&Dの最近の成果をまとめた。固体増殖材ブランケットは、広範なR&Dベース、高い安全性、DEMO炉への適合性等から、実験炉の増殖ブランケットとしても魅力ある概念である。原研では、増殖材、増倍材共にペブル形状にして層状に配置した構造を提案してきており、詳細な核・熱・機械特性解析評価と製作性の検討を行うことにより設計を進めている。また、ペブル材料の特性評価、ペブル充填層の熱伝導特性評価、ブランケット構造体の製作性及びその機械特性評価等を進めた。本論文は、これら設計及びR&Dの最近2年間の進展をまとめる。

Fabrication of a blanket box structure integrated with the first wall for a fusion experimental reactor

佐藤 聡; 高津 英幸; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 森 清治*; 多田 栄介; 秋場 真人; 黒田 敏公*; 毛利 憲介*; 佐藤 瓊介*

15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, 0, p.259 - 262, 1994/00

ブランケット構造体は、高さ10mを越える大型構造体であり、分解保守のためモジュール構造が採用され、精度良く大型構造体を製造する技術が要求される。加えて、この構造体には、巨大な電磁力や中性子負荷、プラズマからの表面熱負荷が作用するため、第一壁は厚さ約15mmの構造にし、その内部に冷却配管を通す必要がある。従って第一壁パネルの製作においては、2枚の鋼板の間に角管を挟んで拡散接合(HIP処理)を行う先進的製作手法を採用した。本研究開発において、HIP接合やEBW等の先進的製作手法を用いてブランケット部分縮小モデルを試作し、これらの製作手法をブランケット構造体製作に適用した場合の溶接歪等のデータを取得し、ブランケット構造体の製作手法を確立した。またHIP処理を行う際に、矩形管を挟む平滑材の最適な形状を評価するために、第一壁パネルの部分モデルをHIP処理により試作した。

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop, phase two A, part 3, chapter VIII; Blanket and first wall

小林 武司*; 飯田 浩正; 阿部 忠*; 安達 潤一*; 相沢 雅夫; 海老沢 克之*; 藤井 政治*; 深谷 清; 福原 昌志*; 福原 由雄*; et al.

JAERI-M 87-219, 336 Pages, 1988/01

JAERI-M-87-219.pdf:8.39MB

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の日本の報告書の第VIII章(ブランケット/第一壁)に相当するものである。ここではトリチウム増殖ブランケット、第一壁、ダイバータ板、遮蔽体設計に係わる技術的重要検討課題の検討結果及びこれらに係わる新データベースについて述べてある。データベースとしてはセラミック増殖材、高熱負荷材、高熱負荷試験結果及び製作試験結果が含まれている。ブランケット概念の選定に当たっては幅広いスコーピング・スタディを実施し、その結果、優れたトリチウム増殖性能とトリチウム放出挙動よりLiOを増殖材とする概念を標準案に採用した。第一壁に関しては、弾塑性破壊力学による寿命評価を行なうと共にアーマ無し概念とアーマ付き概念の構造検討を行なった。現在の不確かなディスラプション条件を考慮して修理交換が容易な部分的保護リミッタを第一案として提案した。ダイバータ板アーマ材は優れた熱衝撃特性と低スパッタリング特性よりタングステンを採用した。遮蔽検討としては鋼材及びタングステンについて内側遮蔽層を出来るだけ薄くするための最適化の検討を行なった。

トリチウム増殖材照射下トリチウム放出試験,VOM-21H; 酸化リチウムからのトリチウム放出挙動

倉沢 利昌; 竹下 英文; 吉田 浩; 渡辺 斉

JAERI-M 86-152, 81 Pages, 1986/10

JAERI-M-86-152.pdf:1.55MB

照射下でのトリウム放出挙動はトリチウム増殖材の性能試験として重要であり、現在世界各国で同試験が行なわれている。本VOM-21H試験では酸化リチウムからのトリチウム放出特性を純ヘリウムガス及び重水素を1000Vppmまで添加したスイ-プガスを用いてスイ-プガス組成依存性及び温度依存性を調べた。本試験で得られた実験結果はこれまでの結果と比べ精度良く信頼できるが まだ再現性などに問題が残っていると思われる。また、トリチウム放出は完全に拡散支配であると言えず、照射試験表面におけるトリチウムの吸着、脱離等の表面現象に依存する面が大きく、これを良く把握する事が必要である。今後トリチウム放出に関する機構及びモデル研究が進んだ後に もう一度解析を試みる事が必要である。

トリチウム増殖材照射下トリチウム放出試験; VOM-21H,22H用試験装置と安全評価

倉沢 利昌; 竹下 英文; 吉田 浩; 相沢 雅夫; 大野 英雄; 三村 謙; 梅井 弘; 渡辺 斉

JAERI-M 86-129, 26 Pages, 1986/09

JAERI-M-86-129.pdf:0.77MB

核融合炉工学の研究開発の上で、トリチウム増殖材からのトリチウム放出特性の研究は特に急がなければならない課題である。トリチウム放出挙動は実験系内の不純物水分や酸素量によって大きな影響を受ける事が明かになってきている。そのためトリチウム測定試験装置の性能が試験の成功・不成功を決める要因になる。従って、試験装置の設計方針および構成機器の選択が非常に重要である。本報告では、これまでの経験を踏まえて、トリチウム試験装置(2号機・3号機)を設計製作した時の設計方針、設計図面等の試料をまとめた。また、照射に先立って実施された研究炉管理部内キャプセル安全審査に準備した核熱評価、安全評価、安全対策の資料も併せて記述した。

The time dependence of in-situ tritium release from lithium oxide and lithium aluminate(VOM-22H experiment)

倉沢 利昌; 渡辺 斉; Hollenberg, G. W.*; 石井 慶信; 西村 昭彦; 吉田 浩; 成瀬 雄二; 相沢 雅夫; 大野 英雄; 小西 哲之

Journal of Nuclear Materials, 141-143, p.265 - 270, 1986/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(86)80048-4

固体増殖材からのトリチウム放出は照射試料の置かれた環境やトリチウム測定装置の性能によって正確に測定できるかどうかが左右される。特にLiOの場合には前回実験のVOM-15Hの結果からもスイープガス中の水分濃度に強く影響されることがわかっている。したがってVOM-22Hでは装置の改良を行った。特にトリチウムの還元については固体電解質セルの採用により応答性をよくした特長をもつ。本実験では試料温度を変えた時のトリチウム放出の時間依存性を調べた。その結果低い温度ではトリチウム放出は拡散のみに支配されていることが明らかになった。一方、より高温で変化の早い場合には電離箱等による遅れ時間を補正してやることが必要であることがわかった。 LiOとLiAlOのトリチウム放出を比較した時、同じ大きさの結晶程度をもつ試料では約300C低い温度でLiOからのトリチウム放出がおこることが明らかになった。これはLiOがトリチウム増殖材として優秀であることを明確にしている。