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櫻井 武尊; 井口 将秀; 中平 昌隆; 松井 邦浩; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 小泉 徳潔
no journal, ,
原子力機構では、現在ITERトロイダル磁場(TF)コイル構造物の調達を進めている。TFコイル構造物はD型形状の超伝導巻線部を格納する、高さ16.5m、幅9mの大型溶接構造物であるが、最終寸法公差には2mm以下という厳しい公差が要求されている。公差達成のためには、溶接後にTFコイル構造物を機械加工する必要がある。そのため、合理的な製造のためには、詳細な溶接変形を把握し、機械加工量を低減することが重要である。本講演では、TFコイル構造物の調達活動の進捗の概要を紹介するとともに、実規模試作の進捗について報告する。
土屋 勝彦; 村上 陽之; 木津 要; 小出 芳彦; 吉田 清
no journal, ,
JT-60SA装置は、日欧共同プロジェクト「幅広いアプローチ」の 「サテライト・トカマク装置」と国内重点化装置計画との合同計画に基づき、建設が進められている。本装置の超伝導コイルは日欧協力のもとで製作しており、日本は平衡磁場(EF)コイルと、中心ソレノイドを担当している。EFコイルは6つの円形コイルで構成されるが、このうちEF4,5,6の各コイルは、トロイダル磁場(TF)コイルの下部に設置されるため、TFコイルや真空容器などに先行して製作し、完成状態で本体底部に予め設置(仮設置)されている必要がある。これら3つのコイルは、2014年1月に全て完成し、その後、トカマク本体底部の所定場所に仮設置した。これらのコイルは最小のEF4で直径4.5m、EF6で10.5mと巨大であるが、プラズマの形状制御を行うことから高い精度が要求されていた。完成したコイルの電流中心半径のばらつきは、EF4, 5, 6の各コイルについて、それぞれ0.6, 1.0, 2.3mmと、要求精度の1/3以下となり、特にEF4は要求精度の1/10という高い精度で製作することができた。
中道 勝; 金 宰煥
no journal, ,
幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、先進中性子増倍材としてのベリリウム金属間化合物(ベリライド)の合成・造粒技術開発を実施しており、プラズマ焼結法及び回転電極法を組み合わせることによりベリライド微小球製造に成功した。今回は、Be-Ti系ベリライド微小球中に含まれるベリリウム含有量がベリライド微小球の耐酸化性能に与える影響について調べた。本試験の結果、ベリライド中のベリリウム(Be)含有量の増加に伴い、酸化反応による重量増加が多くなることを明らかにし、Be相を含まないベリライド微小球が優れた耐酸化性を有することを示した。
金 宰煥; 中道 勝
no journal, ,
先進的中性子増倍材料のベリリウム金属間化合物(ベリライド)微小球の製造に成功し、その特性評価の一環として、高温下におけるベリライド微小球の水素生成反応特性評価を行い、その結果をまとめて発表する。
礒野 高明; 河野 勝己; 尾関 秀将; 佐藤 稔; 齊藤 徹; 西野 克巳
no journal, ,
ITER超伝導導体の導体性能を評価するために、試験コイルを製作した。試験コイルは外径約1.5m、約9ターンのコイルで、原子力機構が保有するCSモデル・コイル試験装置に組み込み試験する。この試験コイルは、中心ソレノイド(CS)実機導体を用いて製作した。CS導体は、1辺49mmの角形の外形で、576本のNb
Sn超伝導線を用いたケーブルが挿入されており、13Tの磁場中で40kA通電する。試験コイルの製作手順は、約40mのCS実機導体を1.5mの直径に巻いた後、両端にターミナルを製作し、超伝導生成熱処理後、ターン絶縁を巻き、対地絶縁施工後、上下フランジを組込み、計測素子を取り付ける。試験コイルの製作前に、同じ長さのダミー導体を用いてコイルを試作し、その製作要領を実証して、試験コイルの製作を行った。本発表では、試作及び実機製作の結果を報告する。
大楽 正幸; 戸張 博之; 阿部 宏幸; 関 則和; 花田 磨砂也; 渡邊 和弘; 柏木 美恵子; 山中 晴彦; 梅田 尚孝
no journal, ,
ITER中性粒子入射装置実機試験施設(NBTF)の建設がイタリア・パドバで進行中であり、日本はHVブッシング及び1MV電源高圧部の調達を担当している。HVブッシングは、最大1MVが印加された電力供給用導体を真空中のビーム源に繋ぎ込む絶縁碍子である。本発表では、基本構造はITER中性粒子入射装置用HVブッシングと同一ながら、品質確認を検証するために要所をO-リングシールを用いて分解可能構造としたNBTF用HVブッシングの工学設計と性能検証試験の結果について報告する。
太田 雅之; 高倉 耕祐; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 今野 力
no journal, ,
原子力機構FNSのDT中性子源を用いたチタンのベンチマーク実験を行った。45cm
45cm40cmのチタンの周りを厚さ5-10cmの酸化リチウムで囲んだ実験体系においてDT中性子照射を行い、体系内におけるNb, In, Auの箔を用いた反応率測定と
Uの核分裂率測定を実施した。この実験をENDF/B-VII.1, JEFF-3.1.2, JENDL-4.0等の核データファイルを用いてモンテカルロコードMCNP5で解析し、実験データとの比較からチタンの核データの精度を検証した。
白石 淳也; 宮戸 直亮; 松永 剛
no journal, ,
トカマクプラズマのMHD安定性に対するトロイダル回転シア効果を明らかにするため、運動論的MHDモデルを拡張した。トロイダル回転シア効果を含むように一般化された案内中心ラグランジアンに基づいて、MHDモードと粒子運動の共鳴によるエネルギー変化を表わす二次形式を再計算したところ、従来の二次形式に新たな項が付け加わることが明らかになった。回転が無い極限では、これらの項はゼロとなるため、従来の二次形式に縮退する。導出したモデルの応用として、抵抗性壁モード(RWM: Resistive Wall Mode)の安定性解析を行う。これまで、大アスペクト比近似を用いて分散関係の解析を行うことにより、回転シアによりRWM成長率が減少するという、実験結果と矛盾しない結果を得ている。本発表では、定量的な解析を目指して、トカマク配位におけるRWM解析コードRWMaCへのモデルの実装について報告する。
前島 哲也; 渡邊 和弘; 柏木 美恵子; 山中 晴彦; 照沼 勇斗; 梅田 尚孝; 大楽 正幸; 戸張 博之; 山下 泰郎*; 柴田 直樹; et al.
no journal, ,
日本はイタリア・パドバに建設中のITER中性粒子入射装置試験施設(NBTF)用-1MV高電圧電源の調達を進めている。これまでに直流-1MVの伝送ライン、5段構成の直流発生器の低圧側3段分、直流フィルター、-1MV絶縁の純水冷却水供給系等の超高電圧機器の詳細設計を終了し工程通りITER機構のレビューを受けて製作に着手した。これら主要機器の絶縁設計、機械強度設計について報告するとともに、設計のために必要であった、-1MV電位部への高温純水の絶縁特性の実験についても報告する。
草間 義紀
no journal, ,
ITER計画では、本部ビルやポロイダル磁場コイル組立建家が完成するとともに、ITER本体が設置されるトカマク建家の建設が進むなど、サイト整備が進展している。また、建家及び機器全体の約84%の調達取決めがITER機構と参加極の国内機関との間で既に締結され、各極において機器等の調達活動が進められている。最近の新しい展開として、運転初期からのフルタングステンダイバータの採用が決定され、また、ELM制御用コイルと安定化コイル(VSコイル)の真空容器内へ設置が決定された。我が国は、トカマク機器の約17%の調達責任を有し、そのうちの88%の調達取決めをITER機構との間で締結して、調達活動を進めている。トロイダル磁場(TF)コイル用導体は、日本担当分の33導体全てが完成し、さらに、実機コイルの巻線やコイルケースなどのコイル構造物の製作が開始された。また、中心ソレノイド(CS)用導体の実機製作を開始するとともに、中性粒子入射加熱装置実機試験装置用の機器の製作・試験も順調に進んでいる。これらに加え、講演では、ダイバータターゲット、高周波加熱装置、ブランケット遠隔保守機器、プラズマ計測装置等の調達の進展についても紹介する。
Breyiannis, G.; 矢木 雅敏; Dudson, B. D.*; Xu, X.*
no journal, ,
Recently the open source BOUT++ code (https://bout.llnl.gov/) has been deployed on IFERC-CSC HELIOS super computer in Rokkasho (http://www.iferc.org/). This code is applied to simulate L/H transition in JT-60SA plasmas, which will be compared with the result obtained by integrated transport simulation. Then, ITB formation and ELM crush which occur subsequently, will be investigated. We report on the present status of development within our lab. A new python toolset has been developed that allows for processing of EFIT experiment reconstructions in order to produce the necessary input files. A scaling experiment on HELIOS compares well with the ones reported elsewhere. A number of benchmarks validates and verifies the code on HELIOS. An outline of future development is also presented.
松山 顕之; 矢木 雅敏
no journal, ,
ITERでは近接衝突による雪崩的増幅現象が起こることでディスラプション前のプラズマ電流の2/3に達する大電流逃走電子の発生が予測されており、発生の回避および緩和手法の開発が重要な課題となっている。本講演では、ITERへの適用を目指して開発を進めているディスラプション統合コードのうち、逃走電子シミュレーションの進展について報告する。特に、巨視的磁場揺動の存在下では、ドリフト共鳴の影響を含めた軌道のストキャスティック化が逃走電子増幅回避に必要なレベルの軌道損失をもたらすことを示す。
酒瀬川 英雄; 谷川 博康
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核融合原型炉のためには約11,000トンの低放射化フェライト鋼が必要となる。この量はこれまで用いられてきた真空誘導溶解炉(数トン程度)のみの利用で対応できる量ではなく、より多くの量を溶解できる商用電気炉(数十トン以上、最大級で数百トン)の利用が必要となる。しかしこのような溶解量のスケールアップは材料特性に影響を及ぼすことが一般的であり、もし有意な特性低下が認められた場合、材料の実用化に際して解決すべき最初の課題となる。そこでここでは上記の大量製造を目標として電気炉溶解によるF82H(BA12ヒート鋼: Fe-8Cr-2W-0.2V-0.08Ta)を製作しその材料特性を調査した。そしてこれまで取得済みのF82Hの材料特性と比較することで、その影響を明らかとすることを目的とした。
今野 力; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 佐藤 聡
no journal, ,
IAEAは中性子反応のエネルギーを20MeVから60MeV以上に拡張した核融合炉用核データライブラリーFENDL-3.0を2012年に公開した。今回、原子力機構TIARAでの40MeV準単色中性子による鉄、コンクリート遮蔽実験の解析を行い、FENDL-3.0の中性子入射の20MeV以上の汎用データの妥当性検証結果を調べた。解析には、モンテカルロコードMCNP-5とFENDL-3.0を用いた。その結果、FENDL-3.0を用いた計算は鉄遮蔽実験をよく再現するものの、コンクリート遮蔽実験を過大評価することがわかった。また、FENDL-3.0を用いた計算のコンクリート遮蔽実験での過大評価の原因が
Oの弾性散乱以外の断面積が小さすぎることにあることを特定した。FENDL-3.0のOデータは修正が必要である。
北澤 真一; 石川 正男; 河野 康則; 今澤 良太; 波多江 仰紀; 谷塚 英一; 杉江 達夫; 竹内 正樹; 小川 宏明; 山本 剛史; et al.
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ITERプロジェクトでは、RAMI(信頼性, 可用性, 保守性, 検査性)解析が、装置の運転と保守に対する装置設計の技術的なリスク管理のために採用されている。RAMI解析では、各装置の機能解析、故障モード・影響・致命度解析、信頼性ブロック図解析により、技術的なリスクの抑制やプロジェクトの要求に合うように装置の信頼性を高めるための方法の検討を行う。我々は、ITER計測装置のうち、日本が調達するマイクロ・フィッション・チェンバー、ポロイダル偏光計測装置、周辺トムソン散乱計測装置、ダイバータ不純物モニター、ダイバータ・サーモグラフィー、ダイバータ熱電対等の装置の予備設計の一部としてRAMI解析を行っている。予備設計を開始した時点で各装置の機能解析を行い、各装置の機能を主機能と二次以降の副機能に分類し、その関連性により階層構造を作成した。この機能解析と予備設計の過程で明確になる技術設計情報により、定量的および定性的に精度が高いRAMI解析が行われる見通しがついた。
辺見 努; 松井 邦浩; 梶谷 秀樹; 水谷 拓海; 山根 実; 安藤 真次; 高野 克敏; 小泉 徳潔
no journal, ,
原子力機構は、ITER計画における日本国内機関として、9個のトロイダル磁場(TF)コイルの製作を担当している。TFコイルでは、絶縁材の信頼性向上のため、導体周りの絶縁材に他のターンの電磁力が重畳されないように、ラジアル・プレート(RP)構造を採用している。また、超伝導生成熱処理後に0.1%以上の曲げ歪を超伝導導体に加えることができないため、D型形状に巻線した後、超伝導生成熱処理を実施し、RP溝に導体を挿入する。RP溝と導体のギャップから、導体をRPに挿入するためには、導体長として0.02%(1ターン約34mに対して7mm)で巻線形状を管理する必要がある。そこで、(1)RP組立時のRP溝長の調整、(2)高精度巻線技術の確立、及び(3)熱処理前後の導体収縮量の予測により、この技術的困難に立ち向かうこととし、その結果、許容できる導体長の裕度の範囲で巻線形状を管理できることを実証し、導体をRP溝に挿入可能であることを示した。これより、TFコイルの製作技術が確立した。
近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一
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幅広いアプローチ活動の一つである国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)の枠組みの中で、EVEDAリチウム試験ループ(以下ELTLと略す)の試験が進められている。ELTLでは、IFMIFのリチウムターゲットの流動条件が模擬でき、実験的にリチウムターゲットの安定性が評価される計画である。本発表は、ELTLにおける実証試験計画とこれまでの実証試験における成果の概要である。本研究では、IFMIF実機で想定されているLiターゲット流動条件(温度: 250度、真空度: 1e-3から1e-2Pa、流速:15m/s)を満足することを実証した。電磁ポンプ性能曲線を確認し、250から300度、正圧(Ar雰囲気)下および真空下で、性能を発揮することを示した。また、Liターゲット流動中に目標の真空度を超えることを確認した。さらに、Liターゲット診断機器試験を行い、Liターゲット診断機器としてレーザー波高計の適用性を実証した。その結果、定格流速15m/sにおける安定性を確認(温度: 300度、圧力: 0.12MPa)し、Liターゲット実証の見通しを得た。これと並行し、コールドトラップ純化試験を実施し、目標温度200度(酸素濃度10wppm)におけるコールドトラップの安定運転に成功した。
金村 卓治; 近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; 若井 栄一
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国際核融合材料照射施設(IFMIF)では、定格流速15m/s、厚み25mmの液体Li噴流を40MeV-250mAの重陽子ビームと核反応させて14MeV相当の中性子を発生させるためのターゲットとして採用する計画である。ターゲット厚み変動は10
Paの真空下で
1mm以内に維持するよう要求される。現在、工学実証・工学設計活動(EVEDA)事業にて建設したEVEDAリチウム試験ループにて、Liターゲットが上記要求値を満たすか確認するためにその厚みを計測している。現時点で、カバーガス(Ar)圧力10Pa
0.12MPaのもと最大流速20m/sまでのターゲット厚み計測が終了した。計測の結果、Ar圧力0.12MPa、流速15m/sでは、本試験で着目する重陽子ビーム照射中心にて、ターゲット厚みは計測時間60秒間の平均値で26.1mmであった。一方、時間変動に関しては、計測時間内での変動振幅の平均および最大は、同条件でそれぞれ0.3mm、1.4mmであり、全計測波高のうち約99.9%以上が設計要求値以内であった。したがって、Ar圧力0.12MPaでは、リチウムターゲットは大変安定であることがわかった。IFMIF条件となる真空下での計測結果を解析中であるが、概ね設計要求を満足する結果を得ている状況である。
前山 伸也; 渡邉 智彦*; 井戸村 泰宏; 仲田 資季; 矢木 雅敏; 宮戸 直亮; 沼波 政倫*; 石澤 明宏*
no journal, ,
核燃焼プラズマでは核融合生成高速アルファ粒子による電子加熱が主要な加熱プロセスとなるため、電子熱輸送の理解はITERにおける極めて重要な課題である。本研究では実質量比・実ベータ値での電子/イオン系マルチスケール乱流解析を行い電子熱輸送特性の評価を行った。本研究結果から、実質量比においてもマルチスケール相互作用を介したETG乱流の抑制が起こり、ITG乱流が電子熱輸送を支配すること、および、有限ベータ値効果によりITGが安定化されると電子スケール乱流の寄与が有意になることが明らかになった。
前山 伸也
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本講演では、京コンピュータにおけるジャイロ運動論的シミュレーションコードの最適化手法とそれにより実現された電子/イオン系マルチスケールプラズマ乱流シミュレーションの結果について報告する。多次元・多粒子種の問題を高効率に並列計算するために、多次元領域分割、MPIプロセス配置最適化、通信と演算の同時処理を実装することで、シミュレーションコードの演算性能・並列性能を飛躍的に向上させた。電子・イオン実質量比マルチスケール乱流シミュレーションにより、大きくスケールの離れた電子・イオン系乱流においても両者の相互作用が重要であることを明らかにした。このような直接シミュレーションは、マルチスケール相互作用のモデル化や輸送評価に貢献する貴重なデータを提供すると期待される。