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林 巧; 鈴木 卓美; 山田 正行; 奥野 健二
Fusion Technology, 30(3), p.931 - 935, 1996/12
原研・TPLでは、核融合炉用大量トリチウム貯蔵設備におけるその場トリチウム計量技術の開発を進めている。一般にトリチウムは金属水素化物として貯蔵され、その貯蔵ベッドのトリチウム計量は、ベッドを昇温し、大量のトリチウムを解離・移送する容量法によって実施されてきたが、時間や労力大で安全上にも問題をひめている。本研究では、金属ベッド内にHeガスを循環できる2次配管を設置し、その循環Heガスのベット出入口温度差とトリチウム量(崩壊熱0.32W/1g当り)との関係から計量する通気式熱量法を採用し、最大25gのトリチウムを貯蔵可能な試験装置を作成して計量特性を取得・蓄積してきた。本報では、実際にトリチウムを貯蔵した時の計量結果をまとめるとともに、「確からしさ」は1000Ciレベル、検出感度は500Ci程度であること、その値は試験ベッドの真空断熱層圧力等、計量時の条件の安定性に大きく左右されること等を議論する。
石田 敏勝*; 林 巧; 山田 正行; 鈴木 卓美; 奥野 健二
Fusion Technology, 30(3), p.926 - 930, 1996/12
水素、及び水分に対して高い透過性を有しているポリイミド製分離膜モジュールをトリチウム除去設備へ適用することにより、従来から用いられてきた触媒酸化・吸着設備での処理量を低減し、設備の減容が可能であると考えられている。本実験では、ポリイミド製分離膜モジュールに水素含有乾燥窒素、アルゴンガス、及び乾燥空気(水素濃度300~1,000ppm)を各々供給して水素ガスの分離実験を実施した。また、既設SPSグローブボックス空気雰囲気に水素ガスを添加し(約600ppmv)、気体分離膜を用いた水素ガス除去試験を実施した。併せて、本気体分離膜モジュールをグローブボックス等の二次格納系へ適用したときの設備規模についても検討を行う。また、各ベースガスである窒素,アルゴン,乾燥空気中の水素成分の膜分離について、理論的条件における解析作業を行う。
前川 藤夫; 今野 力; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 和田 政行*; 宇野 喜智; Y.M.Verzilov*; 前川 洋
Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1081 - 1087, 1996/12
国際熱核融合実験炉ITERで使われようとしているSS316と水で構成される遮蔽体に対して、ITER/EDA R&Dのタスクの1つとして14-MeV値による遮蔽実験が原研FNSで行われた。本研究では、この実験の解析によりITERで用いられている遮蔽設計手法、つまり核データベースと輸送計算法、の妥当性評価を行った。核データとしてJENDL Fusion FileやFENDL/E-1.0を使用したMCNP計算では設計パラメータを20%以内の十分な精度で予測できる。しかし多群S
輸送計算コードを使用する場合、従来の設計で使用されてきた粗いエネルギー群構造や無限希釈断面積の計算条件下では設計パラメータを数10%以上過小評価する傾向のあることが分かった。
関 泰; 青木 功; 山野 直樹*; 田原 隆志*
Fusion Technology, 30(3), p.1624 - 1629, 1996/12
核融合動力炉において、その運転期間中及び廃炉時に発生する放射性廃棄物の放射化のレベル、崩壊熱、物量等を5通りの構造材料を使用した場合について評価した。その結果が我が国においてどのような意味を有するかについての考察を試みた。中性子フルエンスが10MW・a/m
以上の重照射の場合には、中性子多段反応の結果生成する放射性核種の寄与が大きいこと、炉停止後の崩壊熱は構造材料によって減衰の様子が大きく異なることが明らかになった。
栗原 良一; 植田 脩三; 多田 栄介
Fusion Technology, 30(3), p.1465 - 1469, 1996/12
核融合実験炉の真空容器は、トリチウム等の放射性物質を内蔵するため、安全上重要な機器の一つである。真空容器はトロイダル一周抵抗を高くするため、ステンレス鋼製の二重壁構造としている。二重壁内部には冷却材として水が循環しており、寿命期間中には応力腐食割れ等によって亀裂の発生が考えられる。また、冷却材侵入事象が起きると、発生した水蒸気による内圧荷重およびプラズマディスラプションによるVDE荷重が膜応力として真空容器に作用する。亀裂を有する二重壁をモデル化し、有限要素法解析コードADUNAを用いて破壊力学的検討を行った結果、3dpaまで照射され脆化した真空容器内壁に板厚の1/4深さの亀裂を想定しても、未照射材の降伏強さ程度の膜応力が作用した場合、亀裂先端のJ積分値は材料の破壊靱性値J
に比べて十分小さいことが判った。
中嶋 秀夫; 檜山 忠雄; 加藤 崇; 河野 勝己; 礒野 高明; 杉本 誠; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; et al.
Fusion Technology, 30, p.1248 - 1252, 1996/12
原研では、ITER工学R&Dの一環として、CSモデルコイルを試験するための試験装置を建設した。本装置では、1995年10月までに、コンピュータ・システムを除くすべてについて性能試験が完了した。例えば、液化システムにおいては、801l/hの液化能力、液化能力114l/hのもとでの冷凍能力5.03kWを達成し、ITER実機で必要とされる液化システム開発における中間目標を実証した。本報告では、試験装置全般の建設と性能試験結果について報告する。
池田 裕二郎; D.L.Smith*
Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1190 - 1196, 1996/12
D-T中性子による核融合炉構成材の放射化の問題は、炉停止後の線量、崩壊熱、放射性廃棄物評価で基本的であり、特に長寿命放射性核種生成は長期に渡る廃棄物処理のシナリオ作成上重要である。IAEA-CRPとして過去5年間の活動として放射化断面積の精度が飛躍的に向上した。本論文は、関連する断面積の測定に係わる技術的な取組みとこれまで世界各国の主要な専門家によって得られた実験データの現状をレビューするとともに、特に重要な14MeV中性子放射化断面積測定で中心的な貢献をした原研FNSにおける成果を中心に紹介する。本論文は、上記会議の特別セッション「核融合炉のための核データ」の招待講演として発表するものである。
荒木 政則; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人
Fusion Technology, 30(3), p.674 - 679, 1996/12
ITERダイバータは、プラズマ異常消滅時に巨大な熱負荷を受けるとともにプラズマ電流の変化に伴い、大きな電磁力が発生する。本論文及び講演では、ITER運転シナリオにより変化するプラズマ電流をもとに、ダイバータ部に誘起される渦電流を解析し、これによって発生する電磁力を評価した結果について述べる。
加藤 崇; 西田 和彦*; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 本田 忠明*; 辻 博史; N.Michel*; 吉田 清; 島本 進
Fusion Technology, 30(3), p.1253 - 1257, 1996/12
ITER超電導コイルの安全評価として、超電導コイル群が設置されているITERクライオスタットの断熱真空が喪失するといった事故を想定し、この事故により超電導コイルが、どのような影響を受け、どのようにそれらの安全性が評価されるかについて解析を行った。その結果、断熱真空喪失により急激な対流熱伝達による大きな入熱が4Kに冷却されている超電導コイルに与えられるが、ITERクライオスタットの体積が非常に大きいため、入熱によりコイルがクエンチ等の緊急動作停止に至る時間が比較的長いことがコンピュータを用いた解析により判明した。
鈴木 哲; 佐藤 和義; 荒木 政則; 中村 和幸; 大楽 正幸; 横山 堅二; 秋場 真人
Fusion Technology, 30(3(PT.2A)), p.788 - 792, 1996/12
ITER等の次期核融合実験炉におけるダイバータ板はプラズマディスラプション等によって表面材料が損耗し、交換が必要となる。本報では、遠隔保守によるこの交換作業を容易にするために、熱接合層と呼ばれる低融点接合材料を用いたダイバータ模擬試験体の加熱実験について報告する。今回開発した試験体は、従来の銀ロウ(融点:約800
C)に代えて、鉛(融点:約330C)を接合材料とすることで融点が低く、柔軟な接合層を形成している。実験では、ITERの定常条件・非定常条件を模擬し、熱負荷5MW/m、15MW/mの2つの条件の下で加熱を実施し、除熱状態の変化を観察した。その結果、これらの熱負荷に対して試験体は安定した除熱性能を維持することを確認し、熱接合層を有するダイバータ構造が、遠隔保守を必要とする次期装置のダイバータ板として非常に有望な構造であることが明らかになった。
鈴木 哲; 佐藤 和義; 荒木 政則; 中村 和幸; 大楽 正幸; 横山 堅二; 秋場 真人
Fusion Technology, 30(3(PT.2A)), p.793 - 797, 1996/12
ITER等の次期核融合実験炉におけるダイバータ板はプラズマからの高熱負荷によって変形を生じる。隣り合うダイバータ板との段差が生じることを避けるために、ダイバータ板支持構造の開発が急務となっている。本報では、冷却基板自体を剛な支持構造とするダイバータ模擬試験体を開発し、その熱疲労特性を評価するために実施した熱サイクル実験について報告する。実験は熱負荷25MW/m、加熱時間15秒の条件下にて実施した。その結果、約1250サイクルを負荷した時点で、加熱側冷却管(純銅製)に貫通き裂が発生した。実験後のSEM観察の結果、き裂はくり返し熱応力による疲労き裂であることが確認された。さらに、実験を模擬した3次元弾塑性熱応力解析の結果、冷却管には局部的に極めて高い歪みが発生することが判明したため、より疲労強度の高い冷却管構造材料の開発が必要であることが明らかとなった。
有田 忠昭; 山西 敏彦; 岩井 保則; 奥野 健二; 小林 登*; 山本 一良*
Fusion Technology, 30(3), p.864 - 868, 1996/12
ITERの設計では廃水からのトリチウムの回収が要求されている。このため水蒸留法,極低温蒸留法が考えられている。しかし、水蒸留法では分離系数が小さいため装置が大きくなる。一方、極低温蒸留法では液体水素を扱うためインベントリーが大きくなる。廃液からのトリチウム回収方法としてCECEと深冷熱拡散法を提案する。CECEは既に構成要素について試験が行われ、多段方式では良好な結果が得られている。水蒸留方式に比べ分離系数が大きいので装置を小型化できる。CECEからのガスは深冷熱拡散筒で最終処理される。これは熱拡散筒壁を液体窒素で冷却し分離系数を大きくしたもので、ガス状態で運転するのでインベントリーは小さい。また、深冷熱拡散筒単独の運転も行われている。今回の発表はCECEと深冷熱拡散装置の大きさ,インベントリー,制御における主な変数等についてである。
榎枝 幹男; 河村 繕範; 奥野 健二
Fusion Technology, 30(3), p.885 - 889, 1996/12
低温モレキュラーシーブ塔は、ヘリウム放電洗浄排ガスのトリチウム浄化装置として、ITERの設計候補となっている。本報告では、実条件を模擬したガスを用いて、トリチウムの低温モレキュラーシーブ塔による除去性能を実証し、ベンチスケール実験のデータからの予測性能と比較を行った。実験の結果、予測値と実測値は概ね良い一致を示し、開発した設計予測方法がスケールアップに利用できることが確認された。また除去性能としては、非常に良い性能であることが実証された。さらに、使用後の低温モレキュラーシーブ塔の再生方法についても実験を行い、有効な再生方法の検証を行った。再生運転に関しても、ベンチスケールデータによる予測が可能であることが明らかとなった。減圧再生により所要時間の短縮が可能であることが実証され、実機用システム設計のデータとして必要不可欠な情報が定量的に明らかになった。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰
Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1459 - 1464, 1996/12
核融合炉の真空容器が破断すると、破断口部に密度差駆動による置換流が形成される。この置換流は放射化したダストを同伴して容器内部から外部へと流れるため、汚染領域の拡大に繋がり、この置換流挙動を把握することは核融合炉の安全上大変重要である。著者らはすでに、核融合炉の真空容器をスケールモデルで模擬した実験装置を使って真空容器破断事象(LOVA)予備実験を行い、破断口位置と置換量との関係を明らかにした。今回は、破断口に直径及び長さの異なる数種類のダクトを取り付けて、破断面積と破断長さが置換流量に及ぼす影響を調べた。その結果、ダクト長さに比例してダクトの摩擦損失が増加するために、置換量は減少することが分かった。また、大口径破断の場合には破断口位置には無関係に置換量は破断面積に比例して増大した。一方、小口径破断の場合には、置換量は破断口位置に依存する傾向を示した。すなわち、真空容器の上部に破断口がある場合には対向流の影響を受けて破断面積の縮小とともに置換量は大きく減少したが、破断口が真空容器側部にある場合には成層流の影響が支配的になり破断面積によらず置換量はほぼ一定値を示した。
大平 茂; 奥野 健二
Fusion Technology, 30(3), p.869 - 873, 1996/12
DT核融合炉プラントでは燃料排ガスプロセス,同位体分離,燃料注入において実時間にその場でガス組成等を分析測定するシステムが必要である。しかも、各々の過程において複数の測定点で並行して分析する必要がある。既存のガスクロマトグラフ,質量分析などの方法は配管,排気系などシステムを複雑にするだけでなく、測定時間を短縮するのに難がある。われわれはこれまでにレーザーラマン分光法によりプロセスガス中の水素同位体,炭化水素の定性定量分析が可能で、実時間測定が可能であることを実証している。レーザーを測定点に導入しラマン散乱光を分光器に導くことを光ファイバーにより行い、検出器に感度のよい液体窒素冷却CCD検出器を用いることで遠隔にしかも短時間にプロセスガスの分析測定を行えるシステムを開発した。複数の分析測定点で同時に測定を行える多点分析測定システムについても考察する。
中平 昌隆; 小泉 興一; 伊藤 裕*; 金森 直和*; 多田 栄介
Fusion Technology, 30(3(PT.2A)), p.569 - 573, 1996/12
国際熱核融合実験炉(ITER)における工学設計活動の一環として、真空容器及びブランケット後壁の初期組立の検討を行った。ITERの真空容器は、主半径約8m高さ約15mの二重壁構造体であり、ブランケット後壁はブランケット・モジュールを支持する厚肉のトーラス構造体で、真空容器内部に壁に沿った形で配置される。これらの巨大な重量物を、三重に及ぶ閉じたドーナツ形状に組み立てる手順を考案した。この結果、溶接変形の蓄積、重量物の水平方向取回し距離を極力抑え、並行作業による工期の短縮も取り入れた手順案が作成された。本件は、日本案としての初期組立手順、工程及び組立機器の概念設計を紹介するものである。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰; 栗原 良一; 植田 脩三
Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1453 - 1458, 1996/12
核融合炉の第一壁やダイバータ等のプラズマ対向機器には、除熱のために多数の冷却水配管が組み込まれている。これら冷却水配管が何らかの理由で損傷し、配管内を流れる高温高圧水が真空容器内に噴出した場合、水が高温壁に接触して沸騰・蒸発して急激に容器内圧力が上昇することが考えられる。もし真空容器内圧力が安全装置(ラプチャーディスク)の動作時間よりも速く真空容器の耐圧値に達するならば、最悪事態として真空容器が破損することが考えられる。そこで、核融合炉の真空容器を模擬した予備実験装置を使って、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)時の熱流動挙動を定量的に調べた。実験条件は、容器内真空度10Torr以上、容器内壁温度150~250C、高温高圧水の温度80C及び圧力3.5MPaである。その結果、圧力上昇速度は侵入水量に依存するものの、本実験の範囲では0.05MPa/s以下であり安全装置の動作時間を十分確保できることが分かった。また、水衝突面の温度分布から噴出水の衝突面上の影響範囲と噴出水量との関係を明らかにした。さらに、一次元の2相流計算の結果、ICE時の容器内圧力変動は数値的に予測できることを示した。
佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 関 泰
J. Fusion Eng. Des., 30(3), p.1076 - 1080, 1996/12
国際熱核融合実験炉(ITER)排気ダクト周囲のトロイダルコイル(TFC)に対する遮蔽解析を、2次元SN放射線輸送解析コードDOT3.5を用いて、ダイバータ遮蔽体が無い場合と有る場合に関して行った。ダイバータ遮蔽体が無い場合、排気ダクト周囲のTECの核的応答を1桁減少させるには、排気ダクトの壁厚を約160mm増加させる必要があり、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約480mmの厚さの排気ダクト壁が必要である。140mm幅のスリットを有する480mm厚さのダイバータ遮蔽体を、排気ダクト入口の前に設置することによって、TFCの核的応答は、約1/16になった。ダイバータ遮蔽体が有る場合には、TFCの遮蔽設計目標値を満足するには、約290mm厚さの排気ダクト壁が必要である。
佐藤 聡; 高津 英幸; 関 泰; 内海 稔尚*
J. Fusion Eng. Des., 30(3), p.1129 - 1133, 1996/12
ITERブランケットモジュール間の幅20mmのギャップを透過する放射線を考慮した、ブランケットや真空容器のヘリウム生成率、トロイダルコイル(TFC)の核的応答(絶縁材の吸収線量等)を、2次元S放射線輸送解析コードDOT3.5及び3次元モンテカルロコードMCNP4.2を用いて評価した。その結果、TFCの核的応答は、設計目標値を充分下回った。真空容器表面(プラズマ側)のヘリウム生成率は、ギャップの中心線上においては、設計目標値の1appmを約2倍上回った。但し、中心線上から40mm以上離れた位置でのヘリウム生成率は、目標値を下回ることが判った。モジュール間のギャップの幅を変えた場合に関しても、同様の解析を行った。その結果、ギャップ幅が50mmの場合には、中心線上から、約130mm以上離れていれば、真空容器のヘリウム生成率は、目標値を下回った。