Analytical study of cover plate welding deformation of the radial plate of the ITER toroidal field coil

大森 順次; 小泉 徳潔; 清水 辰也; 奥野 清; 長谷川 満*

JAEA-Technology 2009-046, 60 Pages, 2009/09

JAEA-Technology-2009-046.pdf:9.67MB

ITERのトロイダル磁場(TF)コイルの巻線では、ラジアルプレート(RP)と呼ばれる構造物に、導体を埋め込む構造を採用している。RPに導体を収めた後、カバープレート(CP)をRPに溶接する。RPの大きさは、高さ15m,幅9mであるのに対して、その製作公差は平面度で2mm,面内変形で約2.5mmと極めて厳しいため、CP溶接によるRPの変形を極力小さくする必要がある。そこで、この溶接変形を予測するため、長さ1mのモックアップを製作し、溶接変形を測定し、この測定結果から固有ひずみを求め、実機の溶接変形を解析した。その結果、CPの溶接深さをコイルのインボード側で2.5mm,アウトボード側で1mmとすることで、RPの変形を許容値内にできることがわかった。加えてTFコイルと巻き線の製作性を改善し、さらに溶接変形量を低減できる代替構造を検討し、これに対し解析を実施して、溶接変形をさらに低減できることを示した。

Development of ITER diagnostic upper port plug

佐藤 和義; 大森 順次; 海老沢 克之*; 草間 義紀; 閨谷 譲

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.S1088_1 - S1088_4, 2007/11

https://doi.org/10.1585/pfr.2.S1088

ITER計画において日本が調達する予定の上部計測ポートプラグは、長さ約6m,重量約22tの片持ち構造であるため、高い剛性が要求される。また、ポートプラグには計測のための開口部及び光学路を有するため、これらを考慮した電磁力及び中性子遮蔽解析による評価が不可欠である。このため、製作性を考慮したポートプラグの構造について検討するとともに、中性子の遮蔽や保守時の作業スペースを考慮したポートプラグ内への計測機器の配置を検討した。その結果、汎用品である板材とリブを組合せることにより設計案の鍛造品で構成される構造と同等の剛性を有することを見いだした。また、ポートプラグ内にすべての計測機器,関連する冷却管や信号線を組み込むとともに互いに干渉せず作業空間も確保した配置案を提案した。本提案に基づき電磁力解析を実施したところ、片持ち構造の根本であるフランジ部にかかる最大モーメントとして約1MNmが得られ、設計基準値を十分に下回る可能性を見いだした。

Progress on design and development of ITER equatorial launcher; Analytical investigation and R&D of the launcher components for the design improvement

高橋 幸司; 小林 則幸; 大森 順次; 鈴木 哲; 春日井 敦; 坂本 慶司

Fusion Science and Technology, 52(2), p.266 - 280, 2007/08

https://doi.org/10.13182/FST07-A1506

ITER水平ECランチャー設計の進展について、フロントシールド設計の信頼性向上と可動ミラーの改良設計の構造成立性及び駆動機構開発を中心に記述する。フロントシールドについては、熱的構造に関する改良設計に対して電磁力解析を実施し、支持構造設計の指針を得た。可動ミラーについては、構造の簡素化を目的とした改良設計に対して熱・構造解析と電磁力解析を行った。最大応力は内部のステンレス製冷却管内面にて得られ336MPaとなることがわかった。一方、電磁力に伴うミラー上のトルクは700Nmで、いずれの値もミラーの構造に影響を及ぼすものではなく解析的に構造成立性を示す結果である。また、ミラーモックアップの実熱負荷実験(3000ショット)や冷却水供給用スパイラル配管の繰返し応力負荷試験(10万回)により、実験的にも構造成立性を示す結果も得ている。駆動機構開発では、駆動源として検討している超音波モータの構成材(一部は代替材)の中性子照射実験を行い、ITER運転期間中に想定している照射量でも材料特性に劣化がほぼないといった結果を得るとともに、次世代核融合炉における使用可能性を示唆する結果も得た。

Studies on representative disruption scenarios, associated electromagnetic and heat loads and operation window in ITER

藤枝 浩文; 杉原 正芳*; 嶋田 道也; Gribov, Y.*; 伊尾木 公裕*; 河野 康則; Khayrutdinov, R.*; Lukash, V.*; 大森 順次; 閨谷 譲

JAEA-Research 2007-052, 115 Pages, 2007/07

JAEA-Research-2007-052.pdf:3.58MB

ITERのディスラプション時に炉内構造物や真空容器に働く電磁力や熱負荷などの影響を調べた。DINAコードにより、幾つかの代表的ディスラプションシナリオを設定した。これらのシナリオに対して、3次元有限要素法により電磁力評価を行った。その結果、電磁力は許容範囲にあることが確認されたが、そのマージンはそれほど大きくない。次に垂直位置移動現象(VDE)時や熱クエンチ時の炉内構造物への熱負荷を求めた。さらに、2次元熱伝導コードを用いてベリリウム第一壁及びタングステンダイバータバッフルの浸食量を求めた。この結果、VDE発生時の浸食量は小さく、熱クエンチ時の浸食量は上方VDE発生時で約170m/event(Be)、下方VDE発生時で約240m/event(W)となり相当に大きい。ITERでは、これらVDEは移動時間に0.5秒程度を要するため、その間に大量ガス注入などの影響緩和手段を講じることが十分に期待できる。一方、中心位置ディスラプションでは、ディスラプション発生予測と緩和に失敗する確率をゼロにすることができないため、上部ベリリウム第一壁の浸食量は約(30-100)m/eventとなり、発生予測・緩和の失敗回数を数十回程度に抑える必要がある。

Concept of compact low aspect ratio Demo reactor, SlimCS

飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/10

http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/FEC/FEC2006/html/node305.htm#60147

コンパクトな原型炉を実現するための新概念を提案する。原型炉で見通しうる保守的な設計パラメータでありながら、経済的実用炉の設計例ARIES-RS, CRESTと同規模にコンパクトな原型炉が実現できる可能性を示した。本研究で提案する炉SlimCSは、主半径5.5m、アスペクト比2.6、最大磁場16.4T、核融合出力2.95GWの原型炉であり、規格ベータ値2、規格化密度0.4のときにゼロ電気出力、規格ベータ値4.3,規格化密度1.1の定格運転では1GW程度の正味電気出力を発生する。この概念の特徴は、小規模な中心ソレノイド(CS)を設置することによって形状制御等の炉心プラズマにかかわる技術的困難を回避しつつ、トロイダル磁場コイルをできる限り中心軸に近づけて設置し、プラズマを低アスペクト比化したことである。これによりトロイダル磁場コイルの蓄積エネルギーが大幅に減少し、トロイダル磁場コイルの物量、ひいては炉本体の建設コストの削減に寄与しうる。また、低アスペクト比のため高楕円度及び高ベータ限界が期待され、このようなコンパクトな原型炉が構想可能になる。

Consideration on blanket structure for fusion DEMO plant at JAERI

西尾 敏; 大森 順次*; 黒田 敏公*; 飛田 健次; 榎枝 幹男; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 佐藤 聡; 河村 繕範; 中村 博文; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1271 - 1276, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.100

2020年頃の運転開始を想定したトカマク型発電実証プラントのブランケットについて構造体としての側面から考察を行った。比較的近未来を想定しているため前提となる要素技術に過度に先進的と考えられる技術を導入することは避けた。特に留意した点は、高い稼働率の実現に鑑みてブランケットの保守方式にはセクター一括引き抜きのいわゆる、ホットセルメインテナンス方式を導入した。本方式を導入することによって強固な電磁力支持構造を確保しながら要求されるトリチウム増殖率を確保し、前述の高稼働率を得る見通しが得られた。

Structural analysis of support structure for ITER vacuum vessel

武田 信和; 大森 順次*; 中平 昌隆

JAERI-Tech 2004-068, 27 Pages, 2004/12

JAERI-Tech-2004-068.pdf:7.68MB

ITER真空容器はトリチウムや放射化ダスト等の放射性物質を閉じ込める安全機器である。本報告では、真空容器支持脚について、真空容器下部ポートから支持する独立支持構造を提案する。この独立支持方式は2つの利点を持つ。一つは、真空容器とトロイダル磁場コイルとの大きな温度差による熱荷重が軽減される点であり、もう一点は、トロイダル磁場コイルが真空容器と独立であることにより、安全機器として分類される必要がない点である。この支持脚の健全性を評価するため、真空容器の詳細モデルを用いて応力解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの相対変位は、設計クリアランスの100mmに対して15mmに押さえられた。また、支持脚を含む真空容器の応力はASMEで定められた許容値以下に押さえられた。これらの評価によって、提案する独立支持構造が真空容器支持脚として成立することが確認された。

Design and structural analysis of support structure for ITER vacuum vessel

武田 信和; 大森 順次*; 中平 昌隆; 柴沼 清

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1280 - 1286, 2004/12

https://doi.org/10.3327/jnst.41.1280

ITER真空容器はトリチウムや放射化ダスト等の放射性物質を閉じ込める安全機器である。現設計では、多層板バネによる真空容器支持脚はトロイダル磁場コイルに直接接続されているが、本論文では、真空容器下部ポートから支持する独立支持構造を代替案として提案する。この独立支持方式は現設計と比較して2つの利点を持つ。一つは、真空容器とトロイダル磁場コイルとの大きな温度差による熱荷重が軽減される点であり、もう一点は、トロイダル磁場コイルが真空容器と独立であることにより、安全機器として分類される必要がない点である。この支持脚の健全性を評価するため、真空容器の詳細モデルを用いて応力解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの相対変位は許容値100mmに対して15mmに押さえられた。また、支持脚を含む真空容器の応力はASMEで定められた許容値以下に押さえられた。これらの評価によって、提案する独立支持構造が代替案として成立することが確認された。

Examinations on plasma behaviour during disruptions on existing tokamaks and extrapolation to ITER

杉原 正芳; Lukash, V.*; 河野 康則; 芳野 隆治; Gribov, Y.*; Khayrutdinov, R.*; 三木 信晴*; 大森 順次*; 嶋田 道也

Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/07

ディスラプション時のプラズマ挙動に関して、JT-60などの実験結果を詳細に解析する。その結果を2次元自由境界平衡発展解析コード「DINA」に組み込み、ITERにおけるディスラプション挙動の予測解析を行う。

Japanese contribution to the design of primary module of shielding blanket in ITER-FEAT

黒田 敏公*; 秦野 歳久; 三木 信晴*; 廣木 成治; 榎枝 幹男; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-098, 136 Pages, 2003/02

JAERI-Tech-2002-098.pdf:24.33MB

ITER-FEATの遮蔽ブランケット設計における日本での検討事項をまとめた。第一壁/遮蔽ブロックの熱・応力解析及び遮蔽ブロックの熱・流力解析を行い、遮蔽ブロックの一部に熱応力が過大となる箇所があること、また遮蔽ブロック内の流路で閉塞的な状態となっている箇所があることを指摘するとともに改善を提案した。つぎに、ソリッド要素を用いた3次元電磁力解析を行って、ディスラプション時にブランケットモジュールに生じる電磁力を求めるとともに、第一壁と遮蔽ブロック、また遮蔽ブロックと真空容器の接続構造の強度検討を行った。最後に、ブランケットへの主給排水管が真空容器内部に埋設された場合の水-水リーク検出システムについて検討した。