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武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆; 松本 泰弘; 田口 浩; 小坂 広; 柴沼 清
no journal, ,
ITERでは、DT反応による中性子が構造材を放射化し、保守時においても真空容器内部が高放射線環境下となるため、真空容器内機器の保守作業は遠隔装置によって行われる。ブランケットの遠隔保守システムは日本が調達することとなっており、原子力機構では調達を円滑に実施するため、各種装置の試作・試験を行っている。本報では、ケーブル巻き取り装置及び軌道接続装置に関する試験結果を中心に報告する。
中村 一男*; 松藤 伸治*; 友田 誠志*; Wang, F.*; 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*; et al.
no journal, ,
JT-60で開発し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、穴の開いた特異性のある真空場の厳密解を基本とし、電磁気センサー信号を用いて精度よくプラズマの断面形状を同定できる。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)のプラズマ平衡実時間制御へ適用し高精度に再構築することを確認した。これまではCCS法における観測方程式に最小自乗法を用いてきたが、ここでは、係数マトリクスを特異値分解し特異値の大きな成分から順に一般逆行列を求めた。また、真空容器に流れる渦電流の寄与がある場合の最小自乗法,特異値分解法を含む一般逆行列の特徴も比較した。本発表は、一連の検討結果報告である。
近藤 貴; 石川 正男; 西谷 健夫; 草間 義紀
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ITERにおいて日本が調達する予定のマイクロフィッションチェンバー(MFC)について、開発の現状を発表する。MFCはITERの真空容器中にポロイダル方向に2か所、トロイダル方向に2か所の合計4か所に設置し、総中性子発生量と核融合出力の計測を目的とする。中性子輸送コードを用いた設置場所の検討を行い、現在設置が検討されている場所では、ブランケットモジュール間からの中性子ストリーミングを考慮する必要があることが示された。また、3次元CADを用いて検出器から真空容器ボートのフランジまで、他の機器との干渉を避けながら検出器の設置及びケーブルの配線ルートを検討している。今後の開発計画についても報告する。
鎌田 正輝; 花田 磨砂也; 池田 佳隆
no journal, ,
JT-60U負イオン源の長パルス化研究の一環として、課題の一つである大面積多孔加速電極の熱負荷低減に向けて、大面積多孔ビームの集束性を改善するための電界補正板を新規に制作し、実機に装着して試験した。補正板の設計には三次元ビーム軌道計算を用いた。ビームレットの偏向角度を計算した結果、従来より薄い補正板を用いるとともに、補正板と電極孔の距離を広げることによって、イオンビームの電極への衝突を低減できることがわかった。加えて、引出電極内の電子抑制用磁石の影響によって偏向角度が列ごとに異なるため、列ごとに補正板と電極孔の距離を変えた。最適化した補正板を実機に装着し、加速電圧300kVにおける最外ビームレットの偏向角度を測定した結果、従来の8.5mradから4.2mradまで低減した。この偏向角度の改善により、熱負荷が最も高かった接地電極の熱負荷は、加速電源出力に対して従来の9%から7%まで低減した。これらの結果から、JT-60SAで要求される500keV, 22AのD-ビームの100秒生成においても、同様の補正板を用いることによって電極熱負荷を許容範囲内に抑制できる見通しを得た。
野澤 貴史; 谷川 博康
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SiC/SiC複合材の擬延性挙動は、微視的亀裂の累積的な蓄積過程からなり、本質的には非可逆的な破損を意味する。そのため、その使用限界を定める設計基準が延性金属などの基準とは異なる。このような背景のもと、BA活動において、SiC/SiC複合材の設計基準策定に向けた検討を開始した。具体的には、(1)評価指標の定義,(2)評価試験法の規格化,(3)強度特性データベースの構築を段階的に実施する。評価指標の定義に際し、母材部亀裂導入により開始する破損過程の理解は重要である。本研究では複合材の破壊抵抗の評価を主目的に、片側ノッチ曲げ試験により亀裂進展エネルギーについて議論した。レプリカ法による微細組織観察により、複合材の破損過程を、(1)初期の微細亀裂の発生,(2)巨視亀裂の進展,(3)界面摩擦と繊維の累積破断による擬延性過程の三段階に分類した。特に除負荷ヒステリシス試験により各破損過程における非可逆エネルギーと正味の亀裂進展エネルギーを分離・評価することに成功し、SiC/SiC複合材料の亀裂進展にかかわる正味の破壊抵抗を得た。一方で、複合材の破壊抵抗のノッチ鈍感性を特定し、破損基準を考えるうえで応力評価が妥当との結論を得た。
花田 磨砂也; 池田 佳隆; 小林 薫; 鎌田 正輝
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JT-60SA用負イオンNBI(N-NBI)装置では、10MWのD0ビームを100秒間入射することが要求されている。原子力機構では、同装置の開発の一環として、現有のN-NBIを用いて、高出力・長パルス入射を行っている。大出力・長パルスビームの課題の一つである負イオン源の加速電極の熱負荷低減に向けて、イオンビームの収束性を改善するための電界補正板を新規に製作し、実機負イオン源で試験した。熱負荷が最も高い接地電極の熱負荷を、加速電源出力に対して、従来の9%から長パルス時の許容値である7%まで低減した。同電界補正板を用いて、これまでに、1MW D0ビームを装置の限界であるパルス幅(30秒)まで伸延した。このとき、ビーム入射によるJT-60Uプラズマの中性子発生量は30秒間一定であり、長パルス化による負イオン生成量の減少はなかった。現在、3MW以上の高出力ビームの長パルス入射を目指し、負イオン源のコンディショニングを行っている。
杉本 昌義; Garin, P.*
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The IFMIF was conceived as a solution to connect the developmental study of the DEMO-oriented fusion materials and the application for the design and operation of the DEMO, by supplying a neutron irradiation test bed. Its concept was established in 2003 and the Engineering Design and Engineering Validation Activities (EVEDA) was proposed as the important step to complete the engineering design for making a decision of construction of the IFMIF. Since middle of 2007 the IFMIF/EVEDA was started as one of the three projects under the Broader Approach activities, and many supplementary studies to complete the conception to build up the contents of the tasks were carried out this one year. The coordination of the project is insured by a Project Team in Rokkasho relying on the engineering and experimental work carried out as Tasks. The overview of the project plan and important technology base will be presented in addition to the organization structure for undertaking all works.
宮下 誠; 井田 瑞穂; 若井 栄一; 中村 博雄; 古谷 一幸*
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IFMIFターゲット背面壁は、最大で年間50dpaの中性子照射下で発生する核発熱による熱応力に耐えられる材料・構造を選定する必要がある。IFMIF/EVEDAにおける設計では放射化した背面壁の遠隔交換のためリップシール方式に基づく背面壁取付け構造を採用し、背面壁材料は中心部が低放射化フェライト鋼(F82H)、周辺部がSUS316Lである。工学実証タスクでは2011年度までに背面壁とリップシール部の接合技術開発及び背面壁交換の遠隔操作システムの開発と操作性能実証試験を完了する予定である。現在、接合技術開発として、背面壁はTIG溶接によるF82H/SUS316L異材接合技術、また、リップシール部(SUS316L)は遠隔操作を前提としたレーザによる溶接/切断の技術検討を八戸工業高等専門学校と共同して進め、室温条件での溶接接合材の健全性を確認した。また、背面壁構造の特徴として、熱応力緩和するために外周部に応力緩和部を設けた。ABAQUSによる解析の結果、背面壁外周部の熱応力を316Lの許容値(328MPa@300
C)以下にするには厚さ5mm以上必要である。
柏木 美恵子; 井上 多加志; 谷口 正樹; 梅田 尚孝; 渡邊 和弘; 鎌田 正輝; 花田 磨砂也; 池田 佳隆; 坂本 慶司
no journal, ,
JT-60UやITER用中性粒子入射装置の多孔多段大面積負イオン源加速器における長パルス運転時の課題は、ビームの空間電荷により相互に反発し、偏向されたビームレットによる電極への熱負荷の抑制である。JT-60Uでは、引出電極周辺に金属バーを設置して電界を湾曲させ、偏向補正を試みた結果、周辺ビームには有効であることが確認された。そこで、電極の孔の電界レンズを利用する孔ずれ偏向補正によって、大面積電極のすべてのビームレットに対して正確に偏向補正を実現するために、JT-60Uの多孔3段加速器を電極モデルとし、5
10の格子上に開けられた孔から加速される負イオンについて、大規模な3次元ビーム解析を実施した。重水素負イオンビーム(加速電圧340kV,引出電圧5.4kV,電流密度110A/m
)について解析した結果、ビームレット反発により元の孔位置より大きく外側に偏向され、周辺部の偏向角は最大6mradであった。そこで、薄いレンズ理論に従い、各孔に対して最大0.7mmの孔ずれを施した結果、引出面すべてのビームレットの偏向を補正できることを解析的に明らかにした。
井田 瑞穂; 吉田 英一; 中村 博雄; 平川 康; 谷田部 敏男; 堀池 寛*; 近藤 浩夫*; 山岡 信夫*
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EVEDAではリチウム試験ループを2010年度に建設し、実機ターゲット流れを模擬した高速リチウム流の流体的安定性と装置全体の長時間安定性を中心とした実証運転試験を実施する。これまで実施した水/リチウム流実験及び流体解析により、二段絞りノズルが高速一様流を安定して生成すること、それより下流の流速分布は凹面壁曲率と流れ厚さ方向の位置に依存すること、側壁付近の自由表面上の航跡の範囲が流速に依存することが判明した。これに基づき、リチウム試験ループの設計を、実機と同一の最高流速20m/s,流れ厚さ2.5cmとし、二段絞りノズルによる縮流及び凹面壁曲率も実機と同一とした。航跡の範囲3cmを除けば流れは幅方向の位置には依存しないので、流れ幅については実機26cmに対して約1/3の10cmとした。別途開発される流体計測装置、リチウム中不純物(O, N, H等)の除去装置の実証試験も含めて、本ループを用いた実証試験を2012年度まで実施する。
山本 昌則; 渡邊 和弘; 井上 多加志; 山下 泰郎*
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ITER用NBI電源は、エネルギー1MeVで電流40Aの負イオンビームを加速するための直流超高圧電源である。日本はNBI電源のうち、1MV超高圧発生部,伝送部,サージ抑制部等の主要な機器を担当する。特に、イオン源放電破壊時のサージ抑制は、イオン源と加速器の保護及びビームの安定出力に極めて重要である。一方、サージ抑制機器は、性能はもちろんのこと電源全体の機器配置とも協調のとれたものでなければならない。そこで、最新のサイト機器配置等の諸条件を考慮し、回路解析コードEMTDCを用いてサージ抑制機器の定数,配置について次の項目について検討した。(1)サージブロッカーを高電位デッキ2(重水素・冷却水絶縁供給部)の前後に分配して配置する。(2)電源リターンラインにエネルギー吸収用の抵抗(50
)を新たに設置する。(3)中間電極保護抵抗は、加速器直前の設置が不可能であり、高電位デッキ2の上流側に設置する。これらの検討の結果、加速器への流入エネルギーを許容値(50J)以下に抑えられることを明らかにした。
星野 毅; 林 君夫; 中村 和*; 根本 忠洋*; 蓼沼 克嘉*
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使用済みのトリチウム増殖材用リチウムセラミックス微小球から希少資源であるリチウム(
Li)を回収・再利用する技術を開発することを目的に、その溶解方法と溶解液中の不純物除去方法を検討した。LiセラミックスとしてLi
O, LiTiO
, Li
SiOを試料とし、溶解方法及び不純物除去方法を検討した結果、硝酸又は過酸化水素水(HO)を用いて試料を溶解し、放射化不純物(
Co)の除去を行うことにより、Li成分を効率よく溶解回収できるだけでなく、Li回収溶液中に含まれる放射化不純物を高い除染係数にて除去するプロセスを開発した。
近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 山岡 信夫*; 宮本 斉児*; 堀池 寛*; 井田 瑞穂; 中村 博雄; 松下 出*; 室賀 健夫*
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IFMIFリチウムターゲット流は1mPaの真空中を流速10
20m/sほどの高速で凹面壁に沿って流れるよう設計されている。本研究はIFMIFの現設計を模擬した試験装置にてターゲット流表面に発生する波の波長・振幅を計測したものである。本実験に用いた大阪大学大型液体リチウム循環装置試験部はIFMIF用ノズルの1/2.5スケールモデルを有し、流速15m/s程度までの流動試験が可能である。実験では、リチウム流の自由表面を高感度CCDカメラで可視化し、その表面の流速に対する変化を明らかにし、可視化画像より表面に発生する波の波長を計測した。それら波による自由表面の変動計測には接触式プローブと呼ぶ計測装置を導入し、流速の変化に対する液面の平均的な厚みと、波高分布の計測に成功した。波高分布は無次元規格化を施し整理したうえで波の特徴を明らかにした。実験で得られたリチウム表面波の波高を平均波高で規格化したものとその発生頻度の確率密度との関係は、115m/sの流速範囲において、レイリー分布と非常によく一致しており、不規則な波の様相を呈すことが明らかになった。
杉浦 寛和*; 近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 丹羽 勇太*; 山岡 信夫*; 宮本 斉児*; 堀池 寛*; 井田 瑞穂; 中村 博雄; 松下 出*; et al.
no journal, ,
IFMIFでは現在液体リチウムがターゲットに用いられる設計となっている。液体リチウム噴流にはビーム入射による熱の除去,沸騰の抑制,中性子を安定に供給することが求められており、そのためリチウム噴流は通常15m/sの高速で流される。本研究ではIFMIFターゲットを模擬したリチウムループの噴流試験部を用いて流動状況モニター法の開発を目的とし、自由表面波の伝播速度計測を行った。ノズル出口付近に流れ方向に二次元波が観測された。この液面に発生する波の輝度分布パターンから伝播速度を得た。流れ表面の画像はCCDカメラ,ストロボスコープを用いて撮影された。撮影画像を直接相互相関法により画像解析を行い、伝播速度を得た。主流速8m/sの条件での実験結果から得られた伝播速度を速度の度数で整理し、代表的な波長の波の伝播速度を求め、主流の速度で規格化した値をプロットした。また計算結果は分散関係に基づく波の位相速度と実験により修正された自由表面速度分布を用いて求めた。実験結果と計算結果の良好な一致が確認できた。この計測技術はIFMIFターゲットの健全性を診断するインターロックシステムとしてIFMIFに適応できる可能性がある。
中村 和幸; Garin, P.*; 杉本 昌義; Molla, J.*; M
slang, A.*; 若井 栄一
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日欧協力の幅広いアプローチのもとで国際核融合材料照射施設/工学実証工学設計活動(IFMIF/EVEDA)の試験設備(テスト)系タスクを日欧の分担及び国内の大学等との連携協力で、2007年より実施中である。本報告では、高中性子束照射装置,計測装置,微小試験片技術などの工学実証タスク、及び照射後試験設備などの工学設計タスクからなる試験設備(テスト)系開発の現状を報告する。
菊地 孝行; 杉本 昌義; 中村 和幸; 若井 栄一; Garin, P.*; Molla, J.*
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IFMIF/EVEDAでは概念設計で検討された照射後試験項目を実施できる照射後試験(PIE)施設の詳細設計を行う。今回予備的作業として実施したハード面での設備機器検討項目の洗い出し、設計境界(取合い)条件に加え、これまで未検討の照射済試料の再装荷,施設の除染作業を含むメンテナンス等を考慮したエリア区分,廃棄物の搬出ルート確保,PIEセル内での機器故障時の線源回収方法等の現状を報告する。
春日井 敦; 梶原 健; 高橋 幸司; 小田 靖久; 小林 則幸; 坂本 慶司
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原子力機構では、ITER用170GHzジャイロトロンの開発において、出力1MW,パルス幅500秒,エネルギー変換効率50%の開発目標値を上回る1MW-800秒-55%の性能を達成した。本成果によりジャイロトロンの開発ミッションを世界に先駆けて達成した。これは発振を維持しつつ共振器磁場強度を変化させる積極的なパラメータ制御を行う先進運転方法によって、高効率が期待できる難発振領域に安定に移行できたことによるものである。この先進運転方法を応用し、0.8MWの出力で2000秒間の動作や、数秒間で0.8MW出力を立ち上げる手法を確立した。さらにITER用ジャイロトロン調達に向けた、5kHzの出力変調化や、一層の出力向上へ向けた発振モードの高次化などのITER用ジャイロトロンの高性能化の検討と実験を行っている。
森山 伸一; 小林 貴之; 横倉 賢治; 下野 貢; 長谷川 浩一; 澤畠 正之; 寺門 正之; 五十嵐 浩一; 和田 健次; 藤井 常幸
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JT-60U電子サイクロトロン加熱装置のジャイロトロンにおいて、1秒以上のパルス幅では世界初となる1.5MWの高パワー発振に成功している。1-1.5MW出力時のジャイロトロン各部の温度分布測定を行って、運転可能領域を評価するための試験を実施した。キャビティ温度の飽和時間は出力1MW以上の場合、1秒以下であった。1.5MW 1秒間出力時の温度上昇は120C(到達温度140C)と冷却水(3-5atm)の沸点を下回っており、さらにパルス幅を伸ばしても、キャビティ温度に関しては問題ないと考えられる。一方、コレクタ温度分布測定では、1.44MW, 1秒間において最高温度が100Cを大きく上回らないと推測できるデータが得られた。コレクタ周方向の温度の偏差は25%以下であった。また、1-1.5MWの範囲でコレクタ温度と出力RFパワーの相関は小さかった。これは、定格の1MWを超えてもなお、大出力になるほど効率が高くなる(45%)傾向に起因すると考えられる。長パルス技術の開発においてはアノード、ヒーター制御を用いて0.5MW, 30秒をプラズマに入射し、伝送系の健全性を評価した。
小林 貴之; 森山 伸一; 横倉 賢治; 長谷川 浩一; 鈴木 貞明; 平内 慎一; 佐藤 文明; 鈴木 高志; 和田 健次; 藤井 常幸
no journal, ,
電子サイクロトロン加熱(ECH)装置の高出力・長パルス化に対応するため、信頼性の高い冷却・駆動・排気機構を持つ伝送・結合系の開発が重要である。現在、直線駆動のみによりミリ波のポロイダル入射角度(
)を制御し、冷却・駆動機構の信頼性を高めた結合系の検討を進めている。電子サイクロトロン波による電流駆動と電子加熱を効率的に行うには、目的に応じてトロイダル入射角(
)を制御することが求められるため、本方式で可能なの範囲についてミリ波伝送の観点から検討した。本方式の特徴として、に応じて直線可動鏡での反射位置がポートの奥行き方向へ変化するため、ポートサイズ制限と曲面鏡曲率により、が小さい場合はの範囲に制限を受ける。JT-60U ECHポートを仮定したポート内でのミリ波伝送計算によりポート出口でのRF強度分布を調べた結果、=0の中心入射の場合においても0
20が可能であることがわかった。これにより、トカマク実験に有効な範囲でトロイダル入射角度を振ることが、本アンテナ方式で可能であることをミリ波伝送の観点から示した。
梶原 健; 高橋 幸司; 小林 則幸; 小田 靖久; 春日井 敦; 坂本 慶司
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原子力機構においては、調達予定のITER電子サイクロトロン加熱/電流駆動用水平ポートランチャーの開発を行っており、20MWの電子サイクロトロン波のトロイダル入射角を20度から40度まで掃引可能なランチャーを設計している。ランチャーには十分な中性子遮蔽性を有し、ランチャー内で発生する不要電磁波が最小になるよう設計することが求められ、これらを満たすためには中性子を遮断する隔壁の狭い隙間を通して電磁波をプラズマ中に入射する必要がある。狭い空間に、電磁波ビームの束を集めるため、電磁波を集光するミラーが必要であり、その集光ミラーの形状の最適化等を行った。この最適化設計をもとにランチャーモックアップの製作を行った。モックアップは実機と同じサイズで8本の電磁波ビームラインを有しておりそのうち一本は実際に高パワー(1MW)連続の電磁波の伝送試験ができるように、コルゲート導波管、及び、冷却構造が採用されている。今後ジャイロトロンを用いたランチャーモックアップの高パワー試験を行う予定である。