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礒野 高明; 高橋 良和; 布谷 嘉彦; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 名原 啓博; 辺見 努; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 奥野 清
no journal, ,
原子力機構では、ITER超伝導導体の製作を2008年から開始し、製造プロセス認定のためのTFコイル用導体の製作が終了し、順次TFコイル実機に用いられる導体を製作中である。TFコイル用導体は、900本のNb
Sn超伝導素線と522本の銅線を撚り、長さ約760mのステンレス鋼管に挿入し圧縮成型する。講演では、TFコイル用導体の製造方法や約40トン製作した素線の超伝導特性について報告する。
林 巧; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 河村 繕範; 山西 敏彦; Perevezentsev, A.*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構は、ITERのトリチウムプラントにおいて、トリチウム除去設備(DS)の50%を詳細設計に基づき調達分担することとなっている。DSは、ITERの安全上重要な機器(SIC:Safety Important Component)であり、燃料サイクルを構成する設備はもとより、トカマク及びホットセル建家や許認可とも密接に関係し、高い稼働率と信頼性が求められている。処理対象は、(1)平常時においてはトリチウム汚染排ガス処理,段階的負圧制御,保守時の真空容器等やホットセルの雰囲気トリチウム制御,(2)異常時においてはすべてのトリチウム漏洩区画の負圧維持とそれに伴う建家外への排出ガスのトリチウム除去。安全上必須(SIC)の要求は負圧・負圧差維持と建家外排出ガスの除染であり、停電,単一故障想定及び火災時の機能確保が求められる。触媒酸化・水分吸着方式の従来設備と触媒酸化・水-水蒸気交換方式の新型設備を組合せ、それぞれ1500m
/h程度の標準型モジュールを複数系統配置することで設計を最適化した。現在、ケーブル火災時の触媒被毒影響評価と1/4規模の水-水蒸気交換塔のトリチウム除去性能実証試験を実施中である。
中道 勝; 米原 和男
no journal, ,
日本の原型炉開発に向けた先進中性子増倍材料として、高温での安定性に優れたベリリウム金属間化合物(ベリライド)の製造技術の開発研究及びその特性評価をITER-BA活動の一環として進めている。ベリライドは、金属ベリリウムに比べて高温下においてスウェリングや水蒸気との水素生成反応に対する耐性に優れていることが明らかになっている。本発表では、ITER-BA活動におけるベリライドの製造技術開発等の現状について報告する。
林 巧; 河村 繕範; 中村 博文; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 鈴木 卓美; 山田 正行; 山西 敏彦
no journal, ,
ブローダーアプローチ活動(BA)の原型炉工学R&Dにおいて、トリチウムに関する研究開発を行っている。研究課題は、青森県六ヶ所サイトで実験を行うための、(1)トリチウム取扱い装置の整備,(2)トリチウム計量管理,(3)トリチウムと材料の相互作用,(4)トリチウム耐久性、であり、日本が研究を担当し、研究成果の評価をEUと共同で行う。2009年までの第一フェーズ期間では(1)の研究課題に取組み、トリチウム除去装置等の設計・製作が完了した。また、(2), (3)の研究課題について、大学等との共同研究を開始した。
土屋 勝彦; 木津 要; 村上 陽之; 神谷 宏治; 柏 好敏; 本田 敦; 吉田 清
no journal, ,
JT-60SA装置の超伝導コイルシステムは、18個のトロイダル磁場(TF)コイル,6個のプラズマ平衡磁場(EF)コイル,4つのモジュールから成る中心ソレノイド(CS)から構成される。これらのうち、TFコイルは欧州が、ポロイダル磁場(PF)を形成するEFコイルとCSは日本が、各々設計・製作を担当する。日本担当のPFコイルにおける超伝導導体の複合化作業は、原子力機構那珂核融合研究所内において進んでおり、4月現在EF4コイル用導体(全長444m)が、必要量10本中4本分完成している。また、大きな口径を持つEFコイルは、最大直径が13m程度あり、路上輸送が困難であるため、これらも当所内で製作する。PFコイルの支持構造設計に関しては、巻線と構造物の熱収縮差によるギャップをなくすように、予荷重を与えられる構造を持っており、CSは9組のタイプレートで、EFコイルはロッドによって、それぞれ巻線を締め付けるようにしている。これらのうち、EF4コイルの支持構造物については、実機サイズ試作品が完成しており、巻線に加えるべき予荷重の印加方法などの試験を行う予定である。
小田 靖久; 梶原 健; 高橋 幸司; 坂本 慶司
no journal, ,
EC加熱電流駆動システムでは、ジャイロトロンからの大電力RFビームを、導波管を用いプラズマまで長距離・高効率伝送させる必要がある。今回、伝送損失の主原因の一つであったジャイロトロン出力の導波管との結合において発生する高次モード成分を、新たに結合用ミラーの遠隔調整機構を導入し、さらに伝送モードの成分解析を結合位置において実施することで最小限に抑えることに成功した。その結果、ITERで要求される95%のHE
モード純度を達成し、40mの長距離伝送試験にて95%という高い伝送効率を実証した。
宇藤 裕康; 飛田 健次; 佐藤 聡; 関 洋治; 染谷 洋二; 高瀬 治彦
no journal, ,
核融合炉におけるブランケットは、TBRの確保とブランケットの構造強度,ブランケット内の核発熱の除熱という複数の相反する要求を同時に満足するものでなくてはならず、原型炉のブランケットの概念検討においては、正確な核・熱解析が必須となる。今回新たに、2次元核熱連成コードDOHEATを開発した。DOHEATは、Sn法に基づく2次元輸送計算コードDOT3.5及びJENDL-3.1をもとにした群定数ライブラリーFUSION-40を用いて輸送計算を行い、得られた中性子及び
線スペクトルから2次元化したAPLLE-3を介して、核発熱率やTBR等の物理量を計算する。また、得られた核発熱率及び材料物性データを用いて伝熱解析を行い定常状態における温度分布を算出する。DOHEATを用いることにより、2次元的に配置された内部構造を正確に模擬し、解析することが可能となった。
飛田 健次; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 岡野 邦彦*; 小川 雄一*; 西谷 健夫; 日渡 良爾*; 中村 誠*
no journal, ,
原型炉に対する日欧間の見解の共通点及び相違点を理解するため、BA原型炉設計活動のPhase One(2007-2009)では専門家によるワークショップ形式での意見交換を行ってきた。このワークショップの主な議題である(1)原型炉の役割,(2)原型炉の技術課題について日本の主張点を紹介する。
朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 飛田 健次; 川島 寿人; 滝塚 知典
no journal, ,
原型炉SlimCS(核融合出力3GWクラス)のダイバータでの熱除去設計において、不純物入射による放射損失分布を正確に計算するためSONICコード中の不純物輸送モンテカルロ・コードについて開発を進めている。現在、不純物イオンの輸送過程を考慮した評価が可能となり、ダイバータにおける粒子輸送時間程度(30ms)まで計算を行い放射損失分布を評価した。その結果、以前のモデル計算(不純物イオンの分布をプラズマイオンに対する割合と仮定)と比較して、ダイバータ板付近でより放射パワーが大きく、完全非接触プラズマ状態でも放射によるダイバータ板への熱負荷が増加する結果となった。さらに計算を進め不純物輸送による放射領域の変化と熱負荷について検討結果を発表する。
星野 毅
no journal, ,
BA活動における原型炉用増殖ブランケット開発の一環として、原型炉環境下でも安定な先進的トリチウム増殖材料微小球の大量製造技術開発を実施している。また、ブランケットから使用済みトリチウム増殖材料微小球の回収・再利用を図ることは、稀少資源としてのリチウムの有効利用の観点で重要であり、リサイクルプロセスの確立に向けた研究開発も実施している。本発表では、Li 
TiOを試料とし、微小球の試作試験及びリサイクル技術開発の現状について報告する。
中村 和幸; 井田 瑞穂; 近藤 浩夫; 渡辺 一慶; 古川 智弘; 平川 康; 堀池 寛*; 深田 智*; 寺井 隆幸*; 辻 義之*; et al.
no journal, ,
国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)は2007年7月に開始され、リチウムターゲット系に関しては、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)が、日欧協力の下で実施されている。「リチウム試験循環設備の製作及び運転(LF1)」は、現在、ターゲットアッセンブリと窒素及び水素トラップを除くすべての機器タンク類の製作,据え付けが終わり、配管系統の据付けを実施している段階である。「計測設備(LF2)」は、現在、大阪大学において接触型液面計の特性試験などが実施されており、これらの成果をもとにリチウムループ用液面計の設計を行う予定である。「リチウム精製設備(LF4)」は、東京大学においてFe-Tiゲッター材による窒素の吸収実験が、また九州大学においてY(イットリウム)ゲッター材による水素の吸収実験などが実施されており、これらの成果をもとにリチウムループ用純化系の設計を行う予定である。「遠隔操作(LF5)」は、現在、実証試験用の装置の設計を完了したところである。「工学設計(LF6)」は、5つの工学実証の成果をもとにIFMIF実機の設計を行うものであり、これまでに熱応力及び熱構造解析を実施し、IFMIF実機の基本的な構造評価を行った。
佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 飯田 浩正*; 諸田 秀嗣*; Nasif, H.*; 田中 政信*
no journal, ,
ITER NB設計が放射線遮蔽設計条件や原子力規制許認可要件を満たしていることを確認するために、生体遮蔽体からトカマク建家にかけてのNBシステム全体を対象にした核解析を行った。計算モデルには、おもに、生体遮蔽体,HNB2インジェクター,高電圧電送ライン,L2室,L3室,L2室天井,L3室天井,トカマク建家等が含まれている。またHNB2インジェクターには、おもにカロリメータ,残留イオンダンプ,ニュートラライザー,イオン源,ブッシング,受動磁気遮蔽体等が含まれている。モンテカルロ放射線輸送計算コードMCNP5,核融合用評価済核データライブラリーFENDL-2.1を用いて、運転中の中性子及び線輸送計算を行い、受動磁気遮蔽体や高電圧電送ライン周囲のL2室やL3室の線量率分布、トカマク建家から約130m離れたトカマク建家外の放射線管理区域境界までの線量率分布を求めた。また、運転中の中性子フラックスと放射化計算コードACT-4を用いて、各構成機器の放射化量等を計算した。加えて、MCNPの機能の一部を変更した崩壊線モンテカルロ輸送計算手法を用いて、運転停止後の崩壊線輸送計算を行い、受動磁気遮蔽体や高電圧電送ライン周囲の運転停止約10日後の崩壊線線量率分布を求めた。本講演会で詳細な計算結果について報告する。
神藤 勝啓; 大平 茂; 菊地 孝行; 久保 隆司; 米本 和浩; 粕谷 研一; 前原 直; 高橋 博樹; 小島 敏行; 堤 和昌; et al.
no journal, ,
IFMIF/EVEDA事業の加速器系の日本側タスクの現状及び今後の予定を報告する。2010年3月に原型加速器のビーム試験を行うIFMIF/EVEDA開発試験棟が竣工した。今後2年間で、原型加速器を駆動するための電源設備,2次冷却水循環設備の設置や、ビームダンプ周辺の局所補助遮蔽壁などを設置し、2012年より加速器機器の搬入及び上流側より段階的にビーム試験を行う予定である。軸長9.8mのRFQの中央部に直径90mmの8つのポートからRFパワーを供給するためのRFカプラーの開発では、これまでに4-1/16インチと6-1/8インチの2種類のRF真空窓,同軸管を介したループアンテナによるRFカプラーの設計を行った。テストベンチを製作し、検証試験の結果によって採用するRF真空窓のサイズの選定を行う予定である。加速器制御では、人員保護システムや機器保護システム,タイミングシステムは、特に高い信頼性が求められる。これらのシステムはテストベンチを製作して試験を進めてきた。今冬よりCEAでの入射器のビーム試験でそれらのシステムを組み込んで制御系の試験を行い、原型加速器制御系の設計及び開発に反映させる。
プラズマにおけるディスラプション時の電流減衰時間決定モデルの評価柴田 欣秀*; 渡邊 清政*; 大野 哲靖*; 岡本 征晃*; 諫山 明彦; 栗原 研一; 大山 直幸; 仲野 友英; 河野 康則; 松永 剛; et al.
no journal, ,
ディスラプション時に真空容器等に発生する電磁力は電流クエンチ時の電流減衰時間から予測される。これまで、電流減衰時間の予測の一般的なモデルとしてプラズマの抵抗とインダクタンスだけで評価するL/Rモデルが使われてきた。しかし、JT-60Uの多量ガスパフディスラプション放電では、電流クエンチ時でもプラズマ中心で数100eV程度の電子温度を有しており、電流減衰初期において単純なL/Rモデルが成り立たないことが過去に示された。今回、これまでとは電子温度,電流分布,加熱方式が異なる定常負磁気シア放電のディスラプション時の電流減衰時間と電子温度の関係について調べた。その結果、電流減衰初期の電子温度(
)が数倍程度異なっているにもかかわらず電流減衰時間がほぼ同じとなる場合があることがわかった。このことは今回解析した放電においてもプラズマ抵抗(
)以外の効果の寄与が電流減衰時間を決定するうえで重要であることを示唆している。
羽田 和慶*; 長崎 百伸*; 増田 開*; 井手 俊介; 諫山 明彦
no journal, ,
超伝導トカマクではオーミック加熱のためのループ電圧が常伝導トカマクに比べて低いため、真空容器壁等の状況によってはプラズマ着火が行えない可能性があり、電子サイクロトロン共鳴加熱(ECRH)を用いた予備電離が必要と考えられている。本研究では、JT-60SAにおいて信頼性あるプラズマ着火を行うこと、及びその物理過程を理解することを目的に、ECRHを用いた予備電離によるプラズマ着火に関する理論解析を行った。計算では、空間的に一様なプラズマ密度,イオン及び電子の蓄積エネルギー,プラズマ電流に関する0次元モデルを考え、それらの時間発展の方程式を解いた。その結果、プラズマ着火のためにECRHパワーが2.25MW程度必要であることがわかった。
松永 剛; 武智 学; 櫻井 真治; 井手 俊介; 浦野 創; 大山 直幸; 逆井 章; 鎌田 裕; JT-60SAチーム
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高定常運転を目指して建設中のJT-60SAでは、超伝導コイル群の設置誤差や中性粒子ビーム入射装置の磁気シールドなどにより数ガウスの誤差磁場がプラズマ中心で予想されるため、真空容器内に誤差磁場補正コイルの設置を検討している。誤差磁場はプラズマ着火やMHD安定性に影響し、特に高プラズマでは共鳴及び非共鳴磁場ともにMHD安定性への影響が懸念されている。そこでJT-60SAにおける誤差磁場の定量的な評価及び誤差磁場補正コイルの設計を現在進めており、本講演ではこれらの詳細について紹介する。
秋場 真人; 榎枝 幹男
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現在、7極の国際協力で建設が進められているITERは二つの大きなミッションを負っている。すなわち一つは核燃焼プラズマの実証であり、もう一つは核融合炉の実用化に必要な核工学要素機器の試験を行うことである。核工学要素機器の統合された試験として、ITER参加各極はそれぞれ独自にITERにモジュール規模の原型炉用ブランケットを取りつけて機能試験を行うテストブランケット・モジュール(TBM)試験計画を進めている。本報では我が国のTBM試験計画の進捗状況を中心に報告する。
正木 圭; 芝間 祐介; 櫻井 真治; 片山 雅弘*; 逆井 章; JT-60SAチーム
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JT-60SA真空容器の外径寸法は、10メートル,高さ6.6m,胴部総重量約150トンであり、9本の支持脚で支えている。材料は、SUS316Lであるが、放射化低減のため低コバルト材(Co
0.05wt%)を使用する。一周抵抗を上げ(
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)、かつ運転時の電磁力に耐える強度を得るために二重壁構造を採用しており、この二重壁は、外壁及び内壁とも18mm厚,二重壁はインボード側194mm幅,アウトボード側242mm幅で構成されている。運転時には、外部に設置される超伝導コイルの核発熱を低減させるために、二重壁間にホウ酸水(最大50
C)を流す。また、真空容器ベーキング時には200Cの高温窒素ガスに切り替えて流す設計である。クライオスタットは、直径13m,高さ16mもの大型真空断熱容器であり、SUS304低コバルト製の一重壁(34mm厚)で構成されている。壁の外側には、リブを設置して、大気圧や自重よる変形量を極力減らす構造にしている。真空容器には55個もの大型ポートがあり、これらはすべてベローズを介してクライオスタットに接続される。
武智 学; 松永 剛; 栗田 源一; 櫻井 真治; 井手 俊介; 相羽 信行; Bolzonella, T.*; Villone, F.*; JT-60SAチーム
no journal, ,
JT-60Uの次期装置であるJT-60SAの最も重要な課題は高ベータ定常プラズマの維持であるが、そのためには抵抗性壁モード(RWM)の安定化が必須である。RWM安定化に十分な回転を持つプラズマでも、ELMや高速イオン励起MHD不安定性等でRWMが不安定化される現象が観測されている。そのためJT-60SAでは外部コイルを用いたフィードバック制御による安定化を予定している。RWMコイルは18個設置され、コイルはそれぞれ8ターンであり、最大2.5kA/Turn、計20kATの電流を流すことを予定している。摂氏200度にベーキングされる真空容器内で用いるため、ケーブルは無機材を絶縁材に用いたケーブル(Mineral Insulated Cable, MICケーブル)を使用することを予定している。また、RWM制御に必要な1kHz程度の発生磁場に対するシールド効果を低減するためシースをステンレスにした物を開発している。講演ではRWM安定化のターゲットとなる高ベータ定常プラズマの詳細,RWM安定化シミュレーション等について報告する。また、RWM制御コイルにはディスラプション時に最も大きな電磁力がかかるが、ディスラプションシミュレーションコード(DINAコード)を用いた計算結果についての報告を行う。
奥野 清; 中嶋 秀夫; 小泉 徳潔; 高橋 良和
no journal, ,
ITER計画では、日本は「準ホスト国」として、ホストの欧州に次ぐ大きな貢献が期待されており、本体機器の約2割の調達を分担する。とりわけ、本体建設費(約5千億円)の約1/4を占める超伝導マグネットの調達では、これまでの開発実績が広く認められ、NbSn超伝導導体やトロイダル磁場コイルなどの主要部分を分担し、参加7極中最大の貢献をすることになっている。ITER超伝導マグネットは18個のトロイダル磁場(TF)コイル,1組の中心ソレノイド(CS),6個のポロイダル磁場(PF)コイルから構成される。原子力機構は日本の国内実施機関として、日本分担分であるTFコイル用導体の25%,CS用導体100%、さらにTFコイル巻線部を9個、TFコイル構造物を19個、調達する。講演では、これらの調達のための技術開発の成果や、調達の実施状況について述べる。