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西谷 健夫; 荒木 政則
no journal, ,
原型炉の開発においては、発電ブランケット、とりわけ増殖ブランケット技術の確立が最も重要な工学課題である。増殖ブランケット技術の開発では、高い中性子フルエンス,高温,高磁場等の厳しい環境で健全性を有する構造材及びトリチウム増殖材・中性子増倍材等の機能材料の開発が急務となっている。日欧間で進められているブローダーアプローチ活動(BA)の一つである原型炉工学R&D調整センター活動では、現在の日欧双方の原型炉概念に直接依存せず、双方が重要かつ不可欠と考える基盤的、かつ共通なR&Dとして、低放射化フェライト鋼,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材,トリチウム工学技術及びチャレンジングなSiC/SiC複合材の開発を行うことで日欧の合意が得られた。これら5つのR&Dについて全体計画を報告する。
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。
春日井 敦; 梶原 健; 高橋 幸司; 小田 靖久; 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120
C(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。
神藤 勝啓; Vermare, C.*; 杉本 昌義; Garin, P.*; 前原 直; Mosnier, A.*
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During 6 years of IFMIF/EVEDA project, design, construction, operation and dismantle of a prototype accelerator as an engineering validation activity and an accelerator engineering design activity for IFMIF including the interfaces with the Li loop target system and the material irradiation test facilities will be performed. The prototype accelerator consists of a 100 keV injector equipped with an ECR ion source, a radio-frequency quadrupole (RFQ) linac accelerating the beam up to 5 MeV, the first section of the drift tube linac (DTL) accelerating the beam up to 9 MeV, a beam diagnostic system, RF high power sources and subsystems. Most of the accelerator components are provided by European institutions (CEA/Saclay, CIEMAT, INFN, etc.), while the RF couplers for the RFQ linac, the supervision of the accelerator control system and the accelerator prototype building constructed at Rokkasho BA site for the beam tests are provided by JAEA. The R&D activities and the future schedule of the prototype accelerator of the IFMIF/EVEDA project will be presented.
安堂 正己; 谷川 博康; 若井 栄一
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低放射化フェライト鋼F82H鋼は、核融合炉の第一壁構造材料として開発が進められており、照射特性評価については米国HFIR炉を用い、重照射データの取得が進行中である。一方、これまでに取得されたデータの信頼性を高めるために、イオン照射実験から得られる硬化挙動・ミクロ組織変化評価からの硬化予測によるデータ補間の努力が一層必要となってくると考えられる。本研究では、これまでにF82H鋼を中心として実施した、イオン照射材からの照射硬化挙動、中性子照射材による引張試験・ビッカース硬さ試験の結果より、高照射量での硬化挙動についての予測を行った。その結果、10dpaまでの中性子照射材から得られたF82H鋼のビッカース硬さ(VH)及び微小引張試験の結果から、降伏応力(
)は以下の近似式で求められる。=3.23.4
VH(0.1)
、ただしnは加工硬化指数。この結果と、未照射材から得た微小硬さとビッカース硬さからの相関近似式によって得られた降伏応力の見積り結果とは比較的よく一致する傾向にあった。これらの結果と、ミクロ組織から降伏応力変化量を見積もった場合についても報告する予定である。
久保 隆司; 奥村 義和; 大平 茂; 前原 直; 榊 泰直; 大西 世紀; 米本 和浩; 小島 敏行; Garin, P.*; 杉本 昌義; et al.
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IFMIF/EVEDAのうち加速器系の工学実証試験を行う加速器試験建家は、青森県六ヶ所村に開設されるBAサイト内に建設される。実施設計及び建設工事に先立ち、日欧協議により合意した基本設計に基づく調達取決めを日欧の実施機関間で結んでいる。実施設計は平成19年度に行い、平成20年度から建設工事を開始する。加速器試験建家は、東西約58m,南北約37m,延床面積約2,020m
の規模である。建家内の配置は、南北の中央に加速器室があり、その北側に高周波源及び電源関係を、南側に給排気設備及び冷却水設備を配置している。制御室を含むユーティリティ関係は建家の北西側にまとめている。遮蔽設計は、日欧の専門家による評価に基づいて行っている。IFMIF/EVEDAで試験する加速器は、重陽子を125mA, 10MeV程度まで加速する計画であり、発生する放射線遮蔽のために、加速器室は厚さ1.5mの普通コンクリートの遮蔽体で覆われている。また、中性子のストリーミング防止のために、高周波導波管は地下ピットを、給排気ダクトは加速器室上部に設けた迷路を経由して加速器室内に引き込まれる。冷却水配管は壁貫通としている。
奥村 義和; 大平 茂; 江尻 伸太郎; 武本 純平; 内海 重雄*; 木村 愛*
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日欧の幅広いアプローチ協定の下、日本原子力研究開発機構が、日本の実施期間として、青森県六ヶ所村を拠点とし国際核融合エネルギー研究センター及び国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動の事業を実施する計画である。この事業を行うためのサイト整備及び研究施設等の建設工事を平成20年より本格的に行う。本発表においては、六ヶ所BAサイト及び各建物の概要を紹介し、サイトの現状及び今後の予定について述べる。
津田 孝; 栗田 源一
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簡約方程式系を用いた磁気流体コードを用いて抵抗性壁モード帰還制御のシミュレーションを行い、安定化に必要な帰還ゲイン,周波数特性,センサー位置,センサーの向き(径方向磁場とポロイダル磁場信号の比較)等を検討した。適切な位置にセンサーを設置することにより帰還系に遅れ要素がない場合には、抵抗壁と帰還制御の併用により理想導体壁を模擬することができることが示された。しかし実際の系ではさまざまな原因により帰還信号に遅れが生じる。抵抗壁で理想導体壁を模擬するような高い帰還ゲインの状態では抵抗壁の時定数よりずっと短い時定数の遅れ要素により系が不安定化する。このため安定化できる範囲は、理想導体壁より狭い領域に制限される。
鈴木 哲; 横山 堅二; 秋場 真人; 関 洋治; 江里 幸一郎
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ITERダイバータの調達において、日本は原子力機構を中心として外側ターゲットの全数を調達する予定である。ITERへの初期装荷分のターゲットでは、最大
の入熱がある下半分に炭素系複合材料(CFC)製モノブロックを、熱負荷は低いものの粒子負荷の高い上半分にタングステン製モノブロックを、それぞれ銅合金製冷却管に接合した構造となっている。ITERダイバータ調達予定極はクオリフィケーション試験体(QP)を製作し、ITER機構が行う調達能力認証試験に合格する必要がある。このQPでは、実機と同様の製作工程を採用し、使用する材料や工程に対して品質保証システムや非破壊検査工程を適用して製作する。現在、原子力機構ではターゲット製作の鍵となるCFCと冷却管の接合を大量生産に適した工程・加工精度にするための調達準備活動を行っており、本報告では本活動の最新の成果を報告する。
飛田 健次; 西尾 敏; 西谷 健夫; 小関 隆久; 荒木 政則; 岡野 邦彦*; 日渡 良爾*; 小川 雄一*
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原型炉設計活動の最初の3年間はワークショップ形式で日欧間の意見交換を行う計画である。これまでにワークショップを2回開催し(第1回:2007年7月,第2回:2008年1月)、原型炉の定義,開発計画上の役割・要件などの基本的考え方,原型炉の物理及び炉工学の課題に関する意見交換を行った。ワークショップでの議論をとおし、特定の原型炉概念に依存しない物理・炉工学の共通設計課題として、(1)ダイバータ,(2)保守,(3)超伝導コイル,(4)電流駆動(定常運転)などが指摘された。ダイバータについては中性子重照射環境下で利用可能なF82H等の構造材料による高熱流除去、保守については工学的成立性があり高稼働率を見通しうる保守方式、超伝導コイルについては高磁場(16T)の必要性、電流駆動については電流分布制御性・効率を見据えた駆動方式の選定が中心的な課題である。
奥 愛*; 飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 聡; 榎枝 幹男
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原型炉SlimCSにおけるトリチウム増殖比(TBR)の検討を行った。さまざまな炉構造やラジアルビルドを構想する際の基礎データとするため、ブランケット構成材料の種類及びブランケット寸法とTBRの関係を体系的に評価した。トリチウム増殖材としてLi
TiO
及びLiZrO、中性子倍増材としてはBe
Ti及びBe、冷却材として軽水と重水を用いた。また、大量調達の難しい濃縮
Liに対する要件を明らかにするためLi濃縮度を変化させた場合のTBRもあわせて評価した。中性子倍増材としてBeTiを用いる場合、局所TBR1.35以上を確保するためには、60%を超える高濃縮Liが必要になる。また、LiZrOの方がLiTiOより高いTBRを示すが、その差は小さく、TBRの観点からはどちらの材料も利用可能と考えられる。
小関 隆久; 鈴木 喜雄; 戸塚 俊之; 射場 克幸*; 中島 康平; 坂田 信也; 諫山 明彦; 井手 俊介; 竹永 秀信; 大島 貴幸; et al.
no journal, ,
核融合研究開発においては、大型装置による実験・実証が不可欠であり、そのため数少ない装置を国内あるいは国際協力に基づいて運営し、遠隔地に居る多くの研究者を取込み、共同して多様な研究を実施することが鍵となっている。その有効な方法として遠隔実験システムがあるが、安全性と操作性のトレードオフを図ることが課題であった。JT-60Uでは高度なネットワークセキュリティーを有する遠隔実験システムを開発し、検証した。これは、グリッド計算基盤技術として開発されたセキュリティー技術を、核融合実験装置へ応用したものであり、Web技術を使った放電条件設定等の機能との組合せによって実現した。このシステムを用いて、ドイツ・マックスプランクプラズマ物理研究所から、JT-60Uへの遠隔実験を実施し、その有効性を実証した。この結果は、ITERへの遠隔実験の技術基盤となるものである。
波多江 仰紀; 梶田 信*; 林 利光; 吉田 英次*; 藤田 尚徳*; 中塚 正大*; 海老沢 克之*; 草間 義紀
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ITERの周辺トムソン散乱計測装置はプラズマ周辺部(r/a
0.9)の電子温度・密度分布を計測する装置である。目標とする測定性能は、電子温度測定範囲0.0510keV,電子密度測定範囲510
310
m
,測定周期10ms,空間分解能5mmである。この計測装置は日本が調達する予定であり、設計検討及び構成要素の試作試験を進めている。(1)計測用レーザーシステム: 計測用レーザーは、波長1064nm,エネルギー5J,繰り返し周波数100Hzの性能が要求される。この性能を達成するために、発振器1台(20mJ, 100Hz),増幅器4台を持つレーザーシステムの設計を行った。増幅器を試作し、初期試験を行った結果、ロッド1本あたりの正味抽出エネルギーは1.4Jとなり、目標値の9割に迫る性能であることを確認した。(2)ポリクロメーター: ポリクロメーターの設計は電子温度の測定性能に直接結び付く。アニーリング法を用い、分光に用いる干渉フィルターの数と波長分割の最適設計を行った。(3)ポートプラグ内機器配置検討: 上側ポート#11に設置するポートプラグ内機器の配置検討を行った。ポートプラグ内には、集光光学系,レーザー入射光学系,シャッター,放射線遮蔽及びそれらの支持構造と冷却系が組み込まれる。
田中 照也*; 室賀 健夫*; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 高倉 耕祐; 近藤 恵太郎; 今野 力; 加田 渉*; 佐藤 文信*; 村田 勲*; et al.
no journal, ,
液体Li冷却核融合ブランケットのニュートロニクス設計における計算精度を検証するために、Li/V(バナジウム)合金模擬体系に対する14MeV中性子照射実験を原子力機構・FNS施設において実施した。模擬体系は金属Liブロックを用いて455050cm
の寸法に構築し、模擬体系内部の前面から15cmの位置に23245cmのV合金層を設けた。また、模擬体系の中心軸上には直径20mmの貫通孔を設け、小型リチウムガラスシンチレーション検出器を挿入して、Liからのトリチウム生成率分布を測定した。得られたトリチウム生成率分布はV合金層近傍において増加しており、これは、V合金の弾性・非弾性散乱による中性子の減速,反射及び(n, 2n)反応に起因すると考えられる。また、模擬体系の中心軸上にNb, Ni, In, Au箔を設置した中性子照射を行い、反応率の測定も行った。講演会では、MCNP5コードとJENDL-3.3ライブラリーを用いた計算結果との比較についても報告する。
本多 充; 滝塚 知典; 福山 淳*; 吉田 麻衣子; 小関 隆久
no journal, ,
JT-60Uなどのトカマクで、順方向のNBIにもかかわらず特にプラズマ周辺部でプラズマ電流と逆方向のトロイダル回転が観測されている。JT-60Uではフェライト鋼を真空容器に装着しリップル磁場強度をおよそ半分に低下させることで、同じNB吸収パワーにもかかわらず逆方向の回転が解消され、より順方向に回転する現象が観測された。これをシミュレーションによって再現しその物理機構を明らかにするため、トカマクにおけるプラズマ回転と径電場を自己無撞着に取り扱うことのできる1次元多流体輸送コードTASK/TXにリップルモデルを組み込んだ。リップルによっておもに高速イオンの損失が増えるため、リップルによる高速イオンの対流・拡散損失を評価し、ビームイオンの方程式に項を付加した。また、JT-60Uの磁場リップルを再現するため、ベッセル関数モデルを導入した。リップルを半分に減らした場合では順方向入射にもかかわらず、周辺部に逆回転の領域が存在していることを数値計算によって再現した。また、この逆回転を生むトルクは、リップルによる高速イオンの損失に釣り合うようバルクに流れる径方向電流が引き起こす
トルクであることを明らかにした。
中村 博雄; 井田 瑞穂; 宮下 誠; 吉田 英一; 荒 邦章; 西谷 健夫; 奥村 義和; 堀池 寛*; 近藤 浩夫*; 寺井 隆幸*; et al.
no journal, ,
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)の液体リチウム(Li)ターゲット系タスクを、日欧の国際分担及び大学等との国内連携協力で、2007年より2013年までの計画で実施中である。Liターゲット系は、ターゲットアセンブリ,Li主ループ及びLi純化系から構成されている。Liターゲットの設計要求は、重水素ビーム入射による平均1GW/mの超高熱負荷除熱のため、最大流速20m/sで長時間安定なLi流を実現することである。そのため、EVEDA Li試験ループ,計測系,純化系,腐食損耗,遠隔操作,リチウム安全取扱い等の工学実証タスク及び工学設計タスクを実施し、最終設計報告書に取りまとめ建設に備える。本報告では、日本の活動を中心に、ターゲット系開発の現状を報告する。
森 雅博
no journal, ,
国際共同で核融合実験炉を建設し運転しようというITER計画は、2007年10月24日に共同実施協定が発効するとともに計画実施に責任を持つITER機構が正式に発足した。ITER機構職員については、池田機構長を先頭に、約200人の専門職員と約70人の支援要員が採用され(2008年4月末現在)、ITER機構の業務を遂行しており、組織の整備も順調に進行している。ITER建設サイトの整備については、90haの樹木の伐採と土地のレベリング,サイト内道路と給排水網の整備,暫定フェンスの設置などがかなり進捗した。これらの作業と並行して、ITER機構と参加極国内機関(DA)は、各参加極が分担する物納機器の調達取り決めの準備を進めている。日本は、ITER協定発効の同日に政府により日本原子力研究開発機構が我が国のDAに指名され、我が国が分担する機器の調達準備を、ITER機構と調整しつつ進めている。特に、TFコイルの導体(25%)の調達取り決めを他極に先んじて昨年11月に締結し、契約手続きも行って、着々と調達作業を進めている。また、原子力機構は、ITER計画への人員参加の窓口として、ITER機構職員の募集に関する情報の提供と応募の取りまとめなどを適時に行っている。