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報告書

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。

論文

Engineering and maintenance studies of the ITER diagnostic upper port plug

佐藤 和義; 大森 順次; 近藤 貴; 波多江 仰紀; 梶田 信*; 石川 正男; 閨谷 譲; 海老沢 克之*; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1713 - 1715, 2009/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.61(Nuclear Science & Technology)

ITERの計測装置は、中性子遮蔽構造を兼ね備えたポートプラグと呼ばれる構造体に組み込まれる。日本が調達を予定している上部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、構造健全性を評価することは必須である。このため、ディスラプション時における電磁力解析結果をもとに三次元モデルを用いて変位及び応力を評価した。ポートプラグ先端に荷重を与え静/動解析により変位量を求めたところ、最大変位約9mm,動的拡大係数1.45が得られた。これはポートとの隙間20mmに対して製作・組立誤差を考慮すると設計裕度はほとんど見込めない。このため、ブランケット遮蔽モジュール先端にスリットを3本設け電磁力の低減を図ったところ、変位量は5mm以下に低減できることがわかった。一方応力については、局所的に高応力箇所は認められたものの、補強等で低減できる範囲であることがわかった。以上の結果から、ポートプラグは応力上の問題はなく、変位抑制対策を取ることで健全性を確保できる見通しを得た。また、ポートプラグの保守・組立時のシナリオについて検討し、内部フレーム及び把持機構を設けることにより、シナリオが成立する見通しを得た。

論文

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

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。

論文

Demonstration tests for manufacturing the ITER vacuum vessel

清水 克祐*; 小野塚 正紀*; 碓井 志典*; 浦田 一宏*; 辻田 芳宏*; 中平 昌隆; 武田 信和; 角舘 聡; 大森 順次; 柴沼 清

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2081 - 2088, 2007/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:65.75(Nuclear Science & Technology)

ITER真空容器の製作・組立手順を確認するため実施した以下の試験について紹介する。(1)実規模部分モデルにより、製作性を確認した。(2)現地組立作業を確認するため、試験スタンドを製作した。(3)現地溶接時の外壁外側のバックシールについて、3種類の構造について試験した。(4)UTの適用性について試験を実施した。(5)高真空環境機器への浸透探傷試験の適用性について確認した。

論文

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

 被引用回数:24 パーセンタイル:14.19(Nuclear Science & Technology)

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700N$$cdot$$m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。

論文

SlimCS; Compact low aspect ratio DEMO reactor with reduced-size central solenoid

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.

Nuclear Fusion, 47(8), p.892 - 899, 2007/08

 被引用回数:52 パーセンタイル:11.63(Physics, Fluids & Plasmas)

コンパクトな核融合原型炉概念SlimCSについて報告する。この原型炉は通常のトカマク炉と比べると小規模な中心ソレノイドコイル(CS)を採用している点に特徴がある。通常、CSの主要な役割はポロイダル磁束の供給とされるが、これをプラズマ形状制御とみなすことでCSの大幅な小型化が可能であり、これによりトロイダルコイルの軽量化しいては炉本体重量の低減が期待できる。さらに、CSの小型化はプラズマの低アスペクト比(=2.6)化を可能にし、高楕円度,大プラズマ電流化,高ベータ化など炉心プラズマの高出力密度を実現するうえで望ましい条件が整う。この結果、SlimCSはARIES-RSのような先進トカマク炉概念と同規模の炉寸法でありながら、比較的無理のない炉心プラズマ条件でほぼ同等の核融合出力を発生するメリットを持つ。

報告書

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170$$mu$$m/event(Be)、下方VDE発生時で約240$$mu$$m/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)$$mu$$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。

論文

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

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。

報告書

Applicability assessment of plug weld to ITER vacuum vessel by crack propagation analysis

大森 順次; 中平 昌隆; 武田 信和; 柴沼 清; 佐郷 ひろみ*; 小野塚 正紀*

JAEA-Technology 2006-017, 134 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-017.pdf:15.96MB

核融合実験装置(ITER)の真空容器の製作性を向上させるため、真空容器の外壁と、補強リブあるいはブランケット支持用ハウジングの溶接に、プラグ溶接を適用できる可能性を、プラグ溶接部のクラック進展解析を行って評価した。ITERの真空容器は、内壁と外壁からなる二重壁で構成され、二重壁間にはリブやハウジングが設けられる。真空容器の製作では、内壁にリブとハウジングを溶接した後、これらを外壁と溶接するため、多数の溶接部の位置合わせが必要である。プラグ溶接は、通常の突き合わせ溶接に比べて溶接部の位置ずれを許容することができる。しかしながら、プラグ溶接は溶接部に外壁表面に沿った、非溶け込み部を生ずるので、ITER真空容器製作にプラグ溶接を適用するためには、許容非溶け込み長さを評価する必要がある。評価は、非溶け込み部を保守的に亀裂とみなし、溶接部にかかる荷重条件に対し亀裂進展解析を行って許容非溶け込み長さを求めた。インボード側の代表的直線部と、ハウジングの応力が最大となるインボード側上部曲線部について行った解析の結果、溶接部の非破壊検査による誤差を4.4mmと仮定して、真空容器のリブに許容される初期亀裂長さは8.8mm、ハウジングは38mmとなり、外壁の溶接部にプラグ溶接を適用することができる。

論文

Design study of fusion DEMO plant at JAERI

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02

 被引用回数:111 パーセンタイル:0.77(Nuclear Science & Technology)

原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、Nb$$_{3}$$Al導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。

論文

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

 被引用回数:15 パーセンタイル:25.19(Nuclear Science & Technology)

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。

報告書

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。

論文

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

 被引用回数:3 パーセンタイル:74.69(Nuclear Science & Technology)

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。

論文

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

トロイダル磁場コイルや真空容器等のITERの主要機器に用いられる板バネを用いた支持構造体に関して、剛性の荷重方向依存性等の基礎的機械特性の取得を目的として、小規模試験体を用いた振動試験を行った。打診試験と周波数スイープ試験とによって得られた実験結果は一致しており、実験方法の信頼性が確認された。また、適切な数値計算手法を評価するため、実験結果を数値計算結果比較した。その結果、ボルト締結が支持構造の剛性に強い影響を与えることが明らかになった。ボルトのモデル化に関する考察の結果、ボルトの引張方向の剛性のみを有限とし、他の方向の剛性を有限とするモデルを用いた数値計算結果が実験結果と一致した。このモデルを用いて、ITERの主要機器の動的挙動を評価するために必要な、支持構造の剛性が正確に計算できる。

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:32.57(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。

論文

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。

論文

Wave form of current quench during disruptions in Tokamaks

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

プラズマ・核融合学会誌, 79(7), p.706 - 712, 2003/07

トカマクのプラズマディスラプション時の電流減衰波形に関して、JT-60の実験解析を行い、ITER設計の物理ガイドラインを導出した。速い電流減衰は指数関数的波形でよく表され、遅い電流減衰は直線的波形でよく表される。

報告書

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。

報告書

Study for reducing radioactive solid waste at ITER decommissioning period

佐藤 真一*; 荒木 政則; 大森 順次*; 大野 勇*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 西谷 健夫

JAERI-Tech 2002-083, 126 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-083.pdf:4.07MB

ITERの主要な目標の1つとして、魅力ある安全性及び環境適合性を実証することが上げられる。このためには、解体期における放射性物質及び廃棄物を確固たる規制のもと、慎重に取り扱うことが重要である。ITER調整技術活動の一環として、日本参加チームはITERの基本設計及び主要な機器構造を保ちつつ、最小限の機器材料を変更することにより、さらなる放射化レベルの低減に向けた検討を実施した。本提案に基づく放射化レベル及び放射性廃棄物量の再評価は、より良い環境への受容性をもたらすものと考える。

報告書

Alternatives of ITER vacuum vessel support system

大森 順次*; 喜多村 和憲*; 荒木 政則; 大野 勇*; 荘司 昭朗

JAERI-Tech 2002-053, 86 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-053.pdf:3.81MB

国際核融合実験炉(ITER)の真空容器支持構造として、現設計の板バネ構造の発生応力を下げるためと、座屈裕度を持たせるため、2種類の代替支持構造を検討した。代替構造の一つは、真空容器上部に吊り下げ支持構造を設け、アウトボード側に振れ止めの支持構造を設ける。もう一種類は、従来の圧縮型の支持構造で、トロイダルコイルのコイル間構造物から支持する方式と、クライオスタットリングから支持する方式の2方式がある。いずれも多層板バネ構造で、圧縮型ではダイバータポートの一つおきにトーラス方向9ヶ所に支持構造を設ける。構造の成立性を確認するため、全ての荷重の組み合わせについて強度評価を行った結果では、いずれの支持脚も十分な構造強度を有している。

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