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井田 瑞穂; 中村 博雄; 千田 輝夫; 荒 邦章; 杉本 昌義
no journal, ,
IFMIFターゲットアセンブリには、液体リチウムを装荷する際にリチウム固化を防止する保温構造及び中性子発生時に核発熱による熱応力と変形を抑制する構造が必要である。また、長期間運転中にリチウムループ内に蓄積されるベリリウム-7等の放射性核種による作業員被曝の制限も必要である。これらの要求を満たすために実施したアセンブリの熱解析,背面壁の熱応力解析,リチウムループ周りの線量評価に関し発表する。
津田 孝; 栗田 源一
no journal, ,
テアリング・モードの成長により磁気島が形成されている状態に逆位相の外部ヘリカル磁場を加えると磁気島の幅は小さくなる。しかし帰還制御を行わず外部磁場を加えると磁気島はよりエネルギー状態の低い位相に回転し、より大きな磁気島の状態に落ち込んでしまう。この磁気島の位相が変化する時間スケールはアルフェン時間程度であるため、NTMを含むテアリング・モードの外部コイルによる制御は困難となる。ここではn=2とn=3(n:トロイダル・モード数)の外部ヘリカル磁場を加えることにより磁気島の位相を固定することが可能であり、そこに逆位相のn=1磁場を加えることにより磁気島の幅を低減できることを示す。
濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 阿部 加奈子*; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 奥野 清
no journal, ,
日本原子力研究開発機構は、国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル磁場(TF)コイル構造物の製作性検討を産業界と協力して実施している。TFコイル構造物は、高強度ステンレス鋼(JJ1),強化型SS316LN鍛造材及び316LN熱間圧延板を組合せた溶接構造物である。JJ1及びSUS316LNについては、JJ1鍛造材,SUS316LN鍛造材及び熱間圧延材(200mmt及び140mmt)を実機規模で試作し、その製作性を検証した。さらに、これらの試作材から機械試験片を切り出し、4Kで引張,破壊靭性試験及び疲労試験を実施した。その結果、0.2%耐力,靭性,疲労特性は、ITERの要求値を満たしていることを確認した。これらの試作や機械試験の結果により、安全性設計に資する構造材料データ・ベースが構築されるとともに、構造材料の調達準備が進展した。
戸張 博之; 関 孝義; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 大楽 正幸; 渡邊 和弘; 坂本 慶司
no journal, ,
ITER NBIで想定されているセシウム型大面積負イオン源のビーム一様性の改善を行った。一様性の低下の要因が従来用いられてきた磁気フィルターに起因する高速電子のドリフトであることを突き止め、新たにテント型フィルターと非対称性のないカスプ磁場配位を組合せて負イオンビーム引出しを行った結果、空間分布の偏差をこれまでの約1/2の13パーセントに抑え、ITER NBIで要求される偏差10パーセント以下の一様な負イオンビームに近づいた。
中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 河野 勝己; 名原 啓博; 阿部 加奈子*; 奥野 清
no journal, ,
ITER超伝導コイル製作に必要な技術開発について述べる。Nbn
Sn素線では高性能素線を安定して量産する必要があり、このため実機規模の素線試作を実施し、超伝導特性を評価することで、実機で要求される特性を満足する素線製作の見通しを得た。導体調達では、CS導体ジャケット用として日本が開発した、超伝導生成熟処理後も特性劣化の少ないステンレス鋼(JK2LB)の実機適用に目処がつき、実機規模の試作材での最終的な検証の段階に入った。また、TFコイル製作では巻線部製作の主要技術である 巻線,熱処理,含浸及びレーザー溶接技術の検証に着手した。さらに、構造物では高強度高靭性の新しいステンレス鋼の大型素材製造に目処をつけるとともに、ラジアル・プレート,コイル容器の合理的製作を目指した要素技術試験を進めている。
小野塚 正紀*; 清水 克祐*; 浦田 一宏*; 木村 政宏*; 門脇 宏*; 岡本 護*; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 奥野 清
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ITERトロイダル磁場コイル容器の製作性検討の一部として、高窒素添加の極低温用高強度ステンレス鋼の製作性を把握するための要素試験を実施した。溶接時間の短縮を目指した電子ビーム溶接及び高効率(高溶着速度)TIG溶接の試験により、板厚40mmまでの電子ビーム溶接施工及び26g/minの溶着速度のTIG溶接施工が可能であることを確認した。また、切削加工試験により、極低温用高強度ステンレス鋼の切削は、304L, 316L等の従来のステンレス鋼に比べ難しく、製作精度確保のためには、切削条件の最適化を計る必要のあることがわかった。
春日井 敦; 南 龍太郎; 高橋 幸司; 小林 則幸; 坂本 慶司
no journal, ,
原子力機構では、ITER用170GHzジャイロトロンの開発を精力的に継続している。長パルス化を阻害する要因として、発振に重要な役割を果たす電子ビーム電流が、動作中に徐々に減少し、それに伴い出力が減少するあるいは他の不要モードを誘起し目的の発振モードを維持できないという課題が指摘されていた。そこでこの課題を解決し、ジャイロトロンの長パルス動作を実証するために、カソードヒータの制御にプレプログラミング制御を導入し、ビーム電流を維持することを試みた。プレプログラミング制御の結果、安定なビーム電流制御に成功し、初期結果として出力200kWで、ITERで必要とされる1000秒間の安定な発振を実現するとともに、プレプログラミング制御の有効性を実証した。また、300kWの出力では500秒間の発振にも成功しており、ジャイロトロン内部の発熱/除熱は定常に達していることが確認でき、管内真空度も安定であった。今回達成した成果は出力エネルギーとしては、機構が開発したジャイロトロンの中では最大である。一方で、パルス幅はジャイロトロンの出力をダミーロードまで導くための伝送系内部の発熱により制限されたが、ジャイロトロンに搭載されているモード変換器のモード変換効率を向上させることで、伝送系内部の高周波損失も抑制することができ、1MW出力時の長パルス動作に見通しを得ている。
高橋 幸司; 小林 則幸; 春日井 敦; 鈴木 哲; 横山 堅二; 坂本 慶司
no journal, ,
ITER ECアンテナの要素機器開発を行っている。可動ミラーや高周波伝送系,真空窓等の高周波機器とフロントシールドや内部遮蔽体といった放射線シールドから構成される。例えば、可動ミラーは8ビーム(1MW/1ライン,定常伝送)の反射とトロイダル方向に20
45度の可変性といった性能が要求されており、最重要機器の位置づけで開発を行っている。最近では、ミラーモックアップの熱負荷実験やスパイラル型冷却水供給用配管の耐久試験,磁場環境下で使用可能な可動ミラーの耐放射性駆動機構の開発等を実施している。これまでに電子ビームによる1500ショットの実負荷を与え健全性を確認した。スパイラル配管は、応力をより抑えた形状に対して、実環境相当の温度(100度)下で2万回の繰り返し応力負荷試験を実施し健全性を実証した。講演ではこのほかに、アンテナ設計の最新成果やフロントシールドの電磁力解析などについて報告する。
小川 宏明; 杉江 達夫; 勝沼 淳*; 河西 敏
no journal, ,
ダイバータ不純物モニターは、ITERのダイバータ部における不純物,重水素及びトリチウムのスペクトル線の強度分布を測定し、不純物制御及びダイバータプラズマ制御にフィードバックするデータを提供するための計測装置で、昨年度より本モニターの設計検討を実施している。光学設計に際しては、製作性と光軸調整用光学系等他の光学系を容易に組込むことができる利点を考慮して、集光光学系を補正レンズと球面鏡を使用したカセグレンテレスコープへ変更することとした。さらに、トロイダル方向の測定視野を拡げて入射光量の増大を図るため、光ファイバー前面にマイクロレンズアレイを設置する構造とした。以上の変更と真空窓有効径150mmとの整合性を取り、ポート内での有効径を120mmとして光学設計を行った。その結果、各測定視野においてITERで要求されている空間分解能50mmを満たすことができた。さらに、光軸調整機構及びマイクロリトローリフレクターアレイを使用した感度較正機構についても光学設計を行い、プラズマ測定系と組合せ可能な光学系を構築することができた。現在、光学設計を確認するためのマイクロ光学素子やカセグレン集光系の試作並びに、実機の製作のために必要な各ポートの先端部に設置する光学ミラーを保持・冷却するためのミラーボックス及びシャッターの機械設計を進めている。講演では一連の設計作業の詳細と今後の予定について発表する。なお、本研究は、ITER-ITAの一環として実施したタスク(ITA 55-10)に基づくものである。
渡邊 和弘
no journal, ,
原子力機構では、JT-60中性粒子入射装置(NBI)やITER NBIの開発を通して、水素(重水素)正,負イオン源の大出力化開発を行ってきた。現在、ITER用中性粒子入射装置に向けて、セシウム添加型負イオン源の高性能化研究を進めている。負イオンの大面積生成での課題となっている負イオンの一様生成について検討がなされ、プラズマ源における高速電子の挙動と負イオン生成の相関を明らかにし、高速電子の制御により大面積で一様な負イオン生成の見通しが得られた。MeV級加速技術の開発では、5段の静電加速方式でかつ加速器全体が真空中に設置されるITER用真空絶縁型の加速器で、電界の緩和や加速器内外の真空圧力の制御による高耐圧化により、ITER加速器での目標の約70%である146A/m
(836keV)の高密度負イオン加速に成功している。1MV級のイオン源用電源技術開発では、加速器で発生する放電短絡を高速に遮断制御の可能な高周波インバータ方式の電源について設計を進めるとともに、イオン源保護のためのサージ抑制と電源からイオン源まで1MVを安定に送電する伝送系の絶縁技術を確立させた。これらイオン源及びイオンビーム技術の高性能化、すなわち、一様な負イオン生成を目指したソースプラズマにおける電子温度制御,大面積プラズマ生成技術,真空超高電圧絶縁技術,イオン源用電源でのサージ抑制技術等は、直接的あるいは間接的に産業用イオンビーム装置や高エネルギー物理研究用加速器等の開発にも貢献している。これら負イオンビーム技術開発と波及,応用について述べる。
大森 順次; 榎枝 幹男; 杉原 正芳; 伊尾木 公裕
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ITERの遮蔽ブランケットは、電磁力として、プラズマディスラプション時の渦電流によるモーメントと、ハロー電流による並進力を受ける。支持キーは真空容器に溶接されており、ブランケットにかかる電磁力を支持する。キーの負荷面はセラミックをコーティングしたパッドを設けて、キーとブランケット間を絶縁し、かつ、ブランケットの取付け位置の調整を行う。支持キーの健全性を評価するため、極限解析と弾塑性解析を行って、支持キーが負荷荷重と絶縁特性について健全であることを示した。
角舘 聡; 武田 信和; 中平 昌隆; 柴沼 清
no journal, ,
ITERブランケット遠隔保守機器(ロボット)は、大型・重量物の高精度ハンドリング技術が要求される。このため、ITERブランケット保守用ロボットは、真空容器内にリング状の軌道を敷設し、マニピュレータが軌道上を走行するビークル型マニピュレータ概念を採用した。本保守用ロボットを構成するビークル/マニピュレータ及び軌道展開機構の技術課題は、(1)真空容器内でブランケットの搬送姿勢を確保する場合の他機器との干渉問題,(2)駆動源のない多関節軌道を真空容器内に展開するための最適な駆動機構の配置設計等である。これらの技術課題を解決するためにビークル/マニピュレータの小型化設計及び軌道展開にかかわるキネマティクス解析による駆動機構配置の合理化設計を実施した。ビークル/マニピュレータの小型化設計では、荷重支持と走行機能を有するローラ(転がり機構)の機能分離,軌道回り回転機構歯車に負荷される荷重を分散するダブルヘリカルギヤの採用等により重量30%減の小型化設計を実現した。また、軌道展開機構の設計では、軌道展開について展開機構配置を決定するためにキネマティクス解析を実施し、展開機構の配置上の必要条件を明らかにした。今後、上記の解析結果及びビークル/マニピュレータの小型設計に基づいて、軌道展開装置の小型化設計を実施する。
鈴木 優; 川島 寿人; Coster, D. P.*; 櫻井 真治; 松川 誠; 玉井 広史
no journal, ,
JT-60超伝導化改修装置(JT-60SA)は、高ベータプラズマの長時間閉じ込めを特徴の一つとしており、高ベータ化にかかわる装置アスペクト比,プラズマ断面形状等のパラメータとダイバータプラズマの最適設計との両立が重要なテーマである。ここでは、装置の持つ広い運転パラメータの中でも特徴的なダブルヌルダイバータ配位について、B2.5/Eireneコードを用いて行った数値シミュレーションの初期結果につき報告する。JT-60SAのダブルヌル標準配位;CDN(connected-double-null)を解析対象とし、ダイバータプラズマ特性を評価した。また、上側ヌル点を若干SOL外側にずらし、下側ヌル点と異なる磁気面上に置いた配位;DDN(disconnected-double-null)でのダイバータプラズマ特性との比較検討を行った。流入境界条件は、プラズマ電子密度ne=2.0
10
[/m
],SOLへの流入パワーQe=Qi=10[MW]とした。シミュレーションの結果、CDNでは上下ダイバータ板に均等に流入する熱及び粒子束が、DDNでは下側ダイバータ板に集中することが解析的に示せた。さらに、CDN配位でインボード側及びアウトボード側赤道面からD2ガスパフを行った場合とダイバータ板上でのカーボンスパッタリングにより生じる炭素不純物を考慮した場合についてシミュレーションを行った。いずれのケースも、ダイバータプラズマ部の低温高密度化が促進され、ダイバータ板への熱負荷の低減が確認できた。
池田 佳隆
no journal, ,
JT-60のNBI加熱装置は、高圧力プラズマ定常化研究を推進するために、正イオンNBI(P-NBI)接線入射ユニットを改造し、入射パルス幅を10秒から30秒に伸長した。また負イオンNBI(N-NBI)ユニットにおいても、2台のイオン源の1台を用いて25秒までの長パルス入射を行った。一方、ITERの運転シナリオの最適化研究やデモ炉に向けた高圧力プラズマの定常化研究を推進するために、JT-60を超伝導化するJT-60SA計画が、日本と欧州との共同で開始した。同計画では、NBI加熱装置として、12基のP-NBIユニット,24MWと1基のN-NBI,10MWによる計34MW,100秒入射が要求されている。現在、30秒化の結果をもとに、JT-60SA用のNBI装置の増力の工学設計を進めており、講演では、NBI加熱装置の現状と今後の増力計画を報告する。
柳生 純一; 木津 要; 石本 祐樹*; 芦川 直子*; 西村 清彦*; 吉河 朗*; 宮 直之; 奥野 健二*; 相良 明男*; 大矢 恭久*
no journal, ,
本研究は、次期核融合試験装置の壁材料・壁温度において有効な表面処理法の基礎データを取得することを目的としている。その一環として、ボロナイゼーションを行った実機の第一壁に対するグロー放電洗浄の影響を評価するため、グロー放電洗浄前後におけるボロン化膜の膜厚変化と軽水素蓄積の変化を調査した。静岡大学のボロン化装置を用いて作製したボロン化膜試料をLHDに取付け、その後、He-GDCに6時間と12時間晒した試料をSIMSで分析したところ、12時間照射した場合にのみボロン化膜は24nm損耗することを確認した。これに対し、Ar-GDCに6.5時間と13時間晒したボロン化膜試料は、6.5時間の照射で平均150nm,13時間では平均190nmのボロン化膜が損耗した。Ar-GDCを13時間行うことでLHDのボロナイゼーションで生成する膜厚とほぼ同程度の厚さが損耗してしまうことは、装置の運用上極めて重要な知見である。また、軽水素の蓄積変化については、ガス種に関係なく、GDCに晒すことによってすべてのボロン化膜試料で最表面のみ水素が増加し、膜中においては顕著な変化が見られなかった。なお、最表面の水素挙動は、GDCによって周囲の壁材料から叩き出された軽水素が不純物である鉄と結合して再堆積したものと考えられる。
玉井 広史; 藤田 隆明; 栗田 源一; 土屋 勝彦; 松川 誠
no journal, ,
JT-60SAはITERのサテライトトカマクとして位置づけられ、原型炉に向けた定常高ベータプラズマの研究に加えて、運転シナリオの最適化等を通じたITER支援研究を遂行することが重要な使命となっている。このため、ポロイダル磁場コイル系の設計を見直し、アスペクト比と断面形状がITERとほぼ一致する配位を可能とした。また、高性能プラズマの運転領域の拡張に必要な加熱入力を増強し、41MW-100秒入射を定格仕様とした。達成可能なプラズマ性能の予測を、平衡解析及び輸送解析コードを用いて行い、加熱入力の増強に伴う電子温度の増加,ビーム駆動電流・自発電流の増加により、ITER相似形状の高密度領域において高いプラズマ電流の維持が可能であることを明らかにした。
近藤 恵太郎; 高木 智史*; 四間 公章*; 志度 彰一*; 村田 勲*; 宮丸 広幸*; 落合 謙太郎; 久保田 直義; 西谷 健夫
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14MeV中性子入射による放出粒子の二重微分断面積は中性子輸送計算に不可欠であり、核発熱やトリチウム生成量,材料損傷の評価を行うために正確なデータが必要である。しかし現状では、依然として整備が不十分で精度に問題のあるデータが存在し、その主な原因は測定が困難なことに由来する実験データの不足にあった。われわれは従来の等方中性子源を用いた測定の困難性を打開するため、ペンシルビーム状にコリメートした中性子を利用した2つの新しい測定手法を開発した。1つは(n,2n)反応によって放出される2つの中性子を直接2台のNE213検出器で同時測定し、そのエネルギースペクトルと二粒子の角度相関を得る手法である。これまでに核融合炉において極めて重要であるベリリウムの測定を完了し、後方の放出角度において評価済核データの過小評価を示唆する結果が得られた。現在は評価済み断面積に問題があることがわかっているジルコニウムの測定を進行中である。もう1つは(n,p), (n,
)反応等によって放出される荷電粒子を半導体検出器を用いて測定し、そのエネルギースペクトルと放出角度分布を得る手法である。これまでに核融合炉において第一壁やブランケットの候補材料であるベリリウム,炭素,フッ素についてのデータを取得した。これらの測定結果から、いずれの元素についても評価済み核データとの不一致が大きい,データが格納されていないなど、問題点が多いことが明らかになった。
佐藤 和義; 大森 順次; 海老沢 克之*; 矢葺 隆*; 川崎 弘光*; 草間 義紀; 閨谷 譲
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ITERにおいては高い中性子束のため、計測装置のプラズマへの近接性は既存の装置と大きく異なる。日本は、上部計測ポートに計測装置を組み込む中性子遮蔽体を備えた構造体(ポートプラグ:長さ約6m,重量約22トン)2体を調達する見込みである。ポートプラグ内の機器配置と構造検討及び中性子遮蔽・核発熱,電磁力等を評価するためのモデル作成等の検討を進めており、設計の現状と今後の計画について報告する。
藤井 常幸; 関 正美; 森山 伸一; 寺門 正之; 澤畠 正之; 篠崎 信一; 鈴木 貞明; 平内 慎一; 五十嵐 浩一; 下野 貢
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局所的な電子加熱・電流駆動による高性能プラズマの生成,維持のために、JT-60Uでは周波数110GHz,入射パワー3MW(出力1MW,5秒のジャイロトロン4基使用)の世界最大級の電子サイクロトロン加熱(ECH)装置を開発、導入した。近年のJT-60Uでの実験の進展に伴い、同装置の長パルス入射(目標30秒)を目指している。そのために、ジャイロトロンのパルス幅伸長及びミリ波帯パワー計測に関する技術開発を推進している。パルス幅伸長では、JT-60Uジャイロトロンの特長である3電極電子銃のアノード電圧を変化させて、発振出力を維持させるアノード電圧制御を開発した。アノード電圧(-25kV)をわずかに0.4kV増加させると、パルス幅は10秒から16秒へと伸長した。さらに、アノード電圧を2-3kV変化させると発振停止から再び発振させることにも成功した。その結果、1MW, 15秒の入射を達成した。一方、ミリ波帯パワー計測では、人工ダイヤモンドの極めて高い熱伝導率に着目し、人工ダイヤモンド製真空封止窓の端部温度の上昇からパワーを評価する方法を開発している。
Wang, F.*; 中村 一男*; 御手洗 修*; 栗原 研一; 川俣 陽一; 末岡 通治; 佐藤 浩之助*; 図子 秀樹*; 花田 和明*; 坂本 瑞樹*; et al.
no journal, ,
JT-60で開発されたプラズマ最外殻磁気面の同定法であるコーシー条件面(CCS)法は、真空場の解析解を基本とし、電磁気センサーの入力信号を用いて同定を行うことができる。また、その結果は非常に精度よくプラズマの形状を同定でき、JT-60Uの実時間制御において既に使用されているという実績を持っている。このCCS法を九州大学で計画されている球状トカマク装置(ST)のプラズマに対して利用することを想定して行っている導入開発の一環で、高精度再構築に必要な電磁気センサーの配置を最適化した。本発表はこの結果報告である。