Welding technology on sector assembly of the JT-60SA vacuum vessel

芝間 祐介; 岡野 文範; 柳生 純一; 神永 敦嗣; 三代 康彦; 早川 敦郎*; 佐川 敬一*; 持田 務*; 森本 保*; 濱田 崇史*; et al.

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1614 - 1619, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.06.072

現在、建設中のJT-60SA装置では、高さ6.6m、大半径5mの二重壁トーラス構造で真空容器(150tons)を製作する。容器を10個のセクターに分割して製作し、これら分割セクターの製作が2014年に完了した。製作したセクターを現地で接続する段階にあり、この接続の初期では、セクターを直接突き合わせて溶接接続する。二つのセクター間を溶接接続するためには、溶接に必要な目違いやギャップの許容量を把握するという課題がある。他方、現地の組み立てでは、これらの許容量を満足するように管理されなければならない。本報告では、真空容器の最終セクターを含む組立方法の詳細について報告する。更に、分割製作されたセクターを直接接続する溶接技術、最終セクターの部分モックアップ溶接試験の結果を議論するとともに、現地製作の現状も報告する。

Safe disassembly and storage of radioactive components of JT-60U torus

池田 佳隆; 岡野 文範; 花田 磨砂也; 逆井 章; 久保 博孝; 秋野 昇; 千葉 真一; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2018 - 2023, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2013.12.017

JT-60U本体の解体は、18年間の重水素運転の後、2009年から開始し、2012年10月に終了した。JT-60本体は電磁力に耐えるため複雑で溶接構造を有しており、機器は放射化している。本解体作業は、日本で初めての放射化した核融合装置の解体であり、注意深く実施された。約3年間で、約41,000人日の作業を行い、解体品総数は約13000個、総重量は5400トンに達した。全ての解体品は線量当量率等の測定を行っており、ほとんどの解体品は、将来、クリアランス検認を行えば、非放射化物となると期待できる。この解体が終了し、JT-60SAの組立が2013年1月から開始した。

JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体

岡野 文範; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; 石毛 洋一; 鈴木 宏章; 小室 健一; et al.

JAEA-Technology 2014-003, 125 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-003.pdf:13.32MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)のトカマク本体及び周辺設備の解体(総重量として約5,400トン)は、平成21年度から着手し平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した唯一のものである。解体にあたり、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割は、工程的,技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見出して作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体について詳細をまとめたものである。

JT-60トカマク解体の完遂

岡野 文範; 池田 佳隆; 逆井 章; 花田 磨砂也; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; et al.

JAEA-Technology 2013-031, 42 Pages, 2013/11

JAEA-Technology-2013-031.pdf:18.1MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)の本体解体(総重量として約6200トン)に平成21年度から着手し、平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した最初のケースである。具体的な解体作業では、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割が、工程的、技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見いだして作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60解体の概要を本体装置中心に解体全般についてまとめたものである。

Hydrogen isotopes retention in gaps at the JT-60U first wall tiles

吉田 雅史; 田辺 哲朗*; 林 孝夫; 仲野 友英; 福本 正勝; 柳生 純一; 三代 康彦; 正木 圭; 伊丹 潔

Fusion Science and Technology, 63(1T), p.367 - 370, 2013/05

https://doi.org/10.13182/FST13-A16957

JT-60U第一壁タイルの側面への水素蓄積量を評価するために、外側第一壁からポロイダル及びトロイダル方向に炭素タイルを数枚取り出し、タイル側面に蓄積した水素量を昇温脱離法(TDS)にて測定した。得られた結果をこれまでに測定されてきたプラズマ対向表面での結果と比較することで、タイル側面の温度は、プラズマ対向表面のように温度が上昇していること、タイル側面への水素蓄積量は時間とともに増加することが明らかとなった。その結果、JT-60U第一壁全体のタイル側面での水素蓄積速度は4e19 H+D/sと見積ることができた。これは、これまで水素蓄積量が最も多いとされるダイバータタイル表面の再堆積層でのそれ(3.4e19 H+D/s)とほぼ同等であることがわかった。このことは、第一壁タイル側面の単位面積当たりの蓄積速度は極めて低いものの、タイル側面の全面積が1桁以上大きいことに由来している。

JT-60解体に伴う内部タイルの取外し報告

柳生 純一; 三代 康彦; 笹島 唯之; 逆井 章; 柴沼 清

平成22年度熊本大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2011/03

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、国内で初めてとなる核融合装置の解体作業に取り組んでいる。高温プラズマに直接曝される臨界プラズマ試験装置(JT-60U)の真空容器の内部には、保護用のタイル約1.2万枚が取り付けられており、JT-60の解体作業に先立って、RIでもある内部タイルの撤去が必要となった。しかし、内部タイルの中には共同研究で使用する研究用タイルも含まれており、選別しながらすべてを撤去するには多額の経費が必要となり、予算確保が極めて困難な状況となっていた。このために、JAEAでは、約半年かけて自営で撤去作業を実施した。作業では、まず、約2千枚の研究用タイルを採取・保管し、次に、483人/44日、実質人員59名をかけて約1万枚のタイルを取外して、合計61本のドラム缶に収納した。徹底した作業管理と作業者のローテーションを行うことで、経費削減のみならず計画工期を約1か月短縮し、そのうえ作業者の最大被ばく線量を極めて低く抑えることにも成功した。

Heat transfer characteristics of the first wall with graphite sheet interlayer

正木 圭; 三代 康彦; 櫻井 真治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.1732 - 1735, 2010/12

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2010.05.024

MW/mクラスの熱負荷に対して、十分な除熱性能が得られるボルト締結第一壁構造の開発を目的として、カーボンタイルとヒートシンク間に数種類の黒鉛シートを挿入した第一壁構造に対してJEBISを用いた熱負荷試験を実施し、その除熱特性を評価した。冷却水条件を1MPa, 5m/s固定とし、1MW/m60sの熱負荷において黒鉛シートの厚みによる除熱特性の比較を行った結果、最も熱伝導率の高いパナソニックグラファイトシート(PGS)0.1mm厚3枚を使用した場合、他の黒鉛シート(PERMA FOIL 0.20.6mm)より接触熱伝達係数を大きく改善できることがわかった。さらに、PGSを用いた試験体で除熱実証試験を実施した結果、1MW/m100sにおいてはタイル表面温度500C(IRTV)でほぼ定常に達し、3MW/m20sにおいても800C程度と運転可能な範囲であることを確認した。

The Characteristics of the internal transport barrier under reactor relevant conditions in JT-60U weak shear plasmas

竹永 秀信; 大山 直幸; 浦野 創; 坂本 宜照; 朝倉 伸幸; 神谷 健作; 三代 康彦; 西山 友和; 笹島 唯之; 正木 圭; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075012_1 - 075012_11, 2009/07

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/7/075012

JT-60Uにおいて弱磁気シアプラズマの内部輸送障壁(ITB)特性を、周辺粒子供給・電子加熱といった炉心条件下で調べた。最初に、高磁場側ペレット又は超音速分子ビーム(SMBI)のITB特性への影響を調べた。ペレットやSMBIによる周辺粒子供給でも中心のイオン温度は減少しており、減少幅はITB内側で増加した。入射周波数や侵入長を最適化することにより、減少したイオン温度が回復し高いペデスタル圧力と強いITBが維持された。その結果、周辺粒子供給でも、高密度領域において高閉じ込め状態を維持することに成功した。次に、電子サイクロトロン加熱による電子加熱時のITB特性を調べた。電子温度分布の硬直性が強い場合に、電子サイクロトロン加熱によりイオン温度ITBの劣化が観測された。この時、イオンの熱拡散係数は電子の熱拡散係数とともに増加しており、イオンと電子の熱輸送の関連を示している。一方、電子温度分布の硬直性が弱い場合には、イオン温度ITBは変化しないか、もしくはさらに成長することが観測された。イオン温度ITBが変化しない場合はイオン・電子の熱拡散係数の変化はともに小さく、イオンITBがさらに成長した時はイオン・電子の熱拡散係数はともに低減した。密度揺動レベルの変化は小さいが、イオン温度ITBが劣化する場合は密度揺動の径方向相関長が長く、変化しない場合は短くなっていることが観測された。このことは、密度揺動の変化を通してITBの特性が変化していることを示唆している。

Tokamak machine monitoring and control system for JT-60

三代 康彦; 柳生 純一; 西山 友和; 本田 正男; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 新井 貴; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 83(2-3), p.337 - 340, 2008/04

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2008.01.014

JT-60本体制御設備は、JT-60の主要な構造物,付属設備の健全な運転を維持することを主な目的としている。各設備の運転状態をグラフィックパネル,計器,レコーダーと画面表示により情報をオペレーターに提供し、実験運転中において異常時には、実験シーケンスの停止コマンドを全系制御設備に出力する。その機能構成は、機器の起動・停止,警報及び保護回路をハードワイヤード回路で行う「シーケンス制御」,計装信号及び詳細な装置の運転状態を計算機で処理する「CAMACシステム」及び運転監視上必要とされる計装信号を光伝送し中央制御盤に指示・記録する「多重信号処理回路(STU)」から成る。一方、JT-60本体装置は、製造から20年以上経過し老朽化が進んでおり、特にトロイダル磁場コイル(TFC)の冷却配管の不具合が起きている。これに対処するため、光ファイバー温度測定器を用いてコイル内部の温度管理を行うシステムを増設した。これにより、TFCの健全な運転を保持している。さらに、全系制御設備と本システムをLANで接続し、温度データによる冷却所要時間の算出とインターロック動作で、運転に対する信頼性と運転効率の向上を図った。

電磁気検出器の開発; 積層型電磁気プローブのJT-60Uへの適用とその結果(共同研究)

柳生 純一; 笹島 唯之; 三代 康彦; 榊原 悟*; 川俣 陽一

JAEA-Technology 2007-015, 27 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-015.pdf:2.94MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60U)では、電磁気検出器の信号をもとにプラズマ位置・形状のフィードバック制御を行っている。この電磁気検出器は製作コストが高く、次期装置への利用に対してはコストの低減化が求められている。一方、核融合科学研究所では、3軸方向の磁場成分を同時に計測可能で、軽量・コンパクト、かつ安価な電磁気検出器を開発して、大型ヘリカル装置(LHD)の電磁気計測に使用している。今回、日本原子力研究開発機構と核融合科学研究所との共同研究に基づいて、LHDで使用されている電磁気検出器のトカマク装置での適用の可能性を探るため、JT-60U用に本電磁気検出器の取り合い部を製作し、試験的に第一壁直下に設置した。JT-60実験放電を利用して既設の電磁気検出器との比較検討を行った。出力信号の妥当性やディスラプション時における耐振動性,耐放射線性等について調べた。その結果は良好であり、トカマク装置環境下においても十分に使用できる見通しを得た。