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論文

Recent results and engineering experiences from JT-60

岸本 浩; 永見 正幸; 菊池 満

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.73 - 81, 1998/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:39.76(Nuclear Science & Technology)

JT-60は、現在、ITER・EDAへの貢献と定常トカマク炉の基礎の形成を目指して研究を進めている。負磁気シアと高ベータモードが主たる運転の形式である。負磁気シアでQ$$_{DT}$$=1.05,高ベータモードで核融合積1.5$$times$$10$$^{21}$$m$$^{-3}$$$$cdot$$s$$cdot$$keVを最近実現した。負磁気シアでは、高リサイクリング・高放射冷却ダイバータプラズマとの並存ができた。定常トカマク炉の諸条件をほぼ満たす高性能プラズマの長時間維持も実証した。JT-60は1985年に運転を開始し、1989$$sim$$90年には大改造を行った。最も頻度の高いトラブルは、制御ソフトのバグ,真空容器のエアリーク,電気絶縁不良等である。予想外の事象としては、改造前容器の脱振動,TFコイル冷却管水もれ,ハロー電流によるダイバータタイル損傷,高速粒子侵入によるダイバータ冷却管損傷等があった。これらは今後の核融合研究にも大切な技術課題である。

論文

ITER fuelling, pumping, wall conditioning systems and fuel dynamics analysis

中村 博雄; Ladd, P.*; Federici, G.*; Janeschitz, G.*; Schaubel, K. M.*; 杉原 正芳; Busigin, A.*; Gierszewski, P.*; 廣木 成治; Hurztmeirer, H. S.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.883 - 891, 1998/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:45.37(Nuclear Science & Technology)

本講演は、ITERの燃料供給、排気システムの設計の現状及び、燃料サイクルシステムの過渡応答解析について述べる。燃料供給システムは、ガス供給方式とペレット方式から構成されている。ガス供給場所は、ポロイダル断面で真空容器上部とダイバータ部の2か所で、トロイダル方向には5か所である。ペレット方式の燃料供給は、2台の遠心加速方式入射装置で行う。これらは、1個の容器(長さ6m,幅3m,高さ4.5m)に納められている。排気システムは、高英空用ポンプと粗引きポンプから構成されている。前者は、16台のクライオポンプ(排気速度200cm$$^{3}$$/s),後者は、2セットの機械式粗引きポンプである。トリチウムプラントを含んだ燃料サイクル系のトリチウムインベントリの最適化のために、過渡応答コードを開発中である。

論文

Development of ceramic breeder blankets in Japan

高津 英幸; 河村 弘; 田中 知*

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.645 - 650, 1998/09

 被引用回数:17 パーセンタイル:78.96(Nuclear Science & Technology)

日本における固体増殖ブランケットの開発の現状に関するレビュー報告を招待論文として報告する。内容は、(1)原形炉用ブランケットの設計,(2)原形炉用ブランケットの開発計画,(3)材料開発の現状,(4)工学R&Dの現状,(5)大学における基礎研究の現状である。

論文

Safety scenario and integrated thermofluid test

関 泰; 栗原 良一; 西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦

Fusion Engineering and Design, 42(1-4), p.37 - 44, 1998/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.58(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の真空容器には、大量のトリチウムと放射化ダストが存在すると想定される。そこで、これらの放射性物質が、異常時にどの程度の割合で可動化し、真空容器外に放出され、環境中に放出されるかを評価する必要がある。異常事象として、真空容器内の冷却材浸入事象(ICE)と真空破断事象(LOVA)が想定されており、これらに関しては、ITER工学R&Dとして個別に予備試験がなされており、事象解明と評価モデルの構築を進めている。今後は、さらにICEからLOVAへの事象進展の可能性、進展した場合の影響を評価するとともに、評価モデルの妥当性を示すために、真空容器内伝熱流動安全総合試験を計画している。本報告は、真空容器内の熱流動事象の検討結果から導出された総合試験装置の概要と試験計画を紹介する。

論文

Effect of seismic isolation on the tokamak in ITER

常松 俊秀; 難波 治之*; 圷 陽一; 大川 慶直; 薬研地 彰; 武田 正紀*; 矢島 健作*; 新田 義雄*; 小林 健一*; 前田 郁生*; et al.

Fusion Engineering and Design, 41(1-4), p.415 - 420, 1998/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:32.94(Nuclear Science & Technology)

ITERトカマクは運転時の熱応力と重力支持並びに耐ディスラプション支持のために従来の大型機器に比べて柔構造になっており、現在の設計は0.2Gの地震力に対する設計がなされている。この設計をさらに大きな地震が想定されるサイトに建設した場合のオプションとして免震の採用が提案されており、本論文では建屋、トカマクを含めた振動解析モデルを使い免震を導入した時のトカマクへの地震力の影響を解析し、その結果から免震採用時の技術的課題を摘出している。

論文

Analyses of divertor high heat-flux components on thermal and electromagnetic loads

荒木 政則; 喜多村 和憲*; 浦田 一広*; 鈴木 哲

Fusion Engineering and Design, 42(1-4), p.381 - 387, 1998/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.58(Nuclear Science & Technology)

ITER炉内機器のうち、ダイバータの熱及び電磁負荷荷重下における構造解析を実施した。この結果、標準設計として考えている構造を多少改良することにより、許容応力内におさまることが明らかとなった。本論文では、従来、単独でしか行われていなかった熱及び電磁負荷を総合的に評価したものである。

論文

Experimental study of separative characteristics of cryogenic-wall thermal diffusion column for H-D and H-T systems

有田 忠昭; 山西 敏彦; 奥野 健二; 山本 一良*

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.1021 - 1026, 1998/09

 被引用回数:16 パーセンタイル:77.7(Nuclear Science & Technology)

熱拡散法による水素同位体の分離は、インベントリが少ない,構造が簡単,運転が容易などの点で優れており、核融合炉におけるトリチウム製造システム等での同位体分離法として有望視されている。従来熱拡散法では水で冷却していたが、液体窒素を用いて冷却するとより高い分離が得られることが指摘された。それに基づきH-D系で実験が行われ、水冷却方式よりより高い分離が行われることが確認された。今回、運転圧,流量,ヒータ温度を変数とした実験をH-D系,H-T系について実施した。流量が増えると分離係数は小さくなり、最適圧力は高い領域へ移行することがわかった。最大の分離係数は流量25cm$$^{3}$$/minの条件でH-D系では16.4,H-T系では26.0が得られた。また、最大分離係数を示す圧力はH-T系がH-D系よりわずかに高いことがわかった。

論文

Development of a 13T-46kA Nb$$_{3}$$Sn conductor and central solenoid model coils for ITER

高橋 良和; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 杉本 誠; 礒野 高明; 押切 雅幸*; 河野 勝己; 小泉 徳潔; et al.

Fusion Engineering and Design, 41(1-4), p.271 - 275, 1998/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:39.76(Nuclear Science & Technology)

原研において、ITER-EDAのもと、中心ソレノイド(CS)モデル・コイルを開発している。本コイル閉導体は、Nb$$_{3}$$Snが用いられ、ほぼ完成しつつある。導体接続部、熱処理及び巻線技術のR&Dが行われ、それぞれの技術が確立された。これを踏まえて、外層モジュール(8層)の最初の1層の巻線が完成した。本コイルは、1998年に完成し、原研の試験装置において実験が行われる予定である。

論文

Beamline performance of 500 keV negative ion-based NBI system for JT-60U

伊藤 孝雄; NBIグループ

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.123 - 128, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:32.94(Nuclear Science & Technology)

JT-60高密度プラズマにおける電流駆動実験及び中心加熱実験のため500keV負イオンNBI装置を1996年4月に完成した。それ以来、負イオンNBIの入射実験を行ってきた。その入射実験で重要な課題の1つは、残留イオンビーム用偏向磁場の制御方法である。JT-60N-NBIにおいて、残留イオンの偏向にJT-60からの漏洩磁場を積極的に使っている。即ち、残留イオンビームによるビームダンプ表面の熱負荷の位置が一定となるようにJT-60からの漏洩磁場と偏向コイルの磁場との組合わせを制御する。イオンダンプ上の正及び負イオンビームによる熱負荷分布はイオンダンプ表面上に銀ロー付けした熱電対で測定する。ここでは、偏向磁場の性能及びイオンビーム熱負荷について、入射実験結果を報告する。

論文

Operation of the negative-ion based NBI for JT-60U

栗山 正明; 秋野 昇; 磯崎 信光*; 伊藤 孝雄; 井上 多加志; 薄井 勝富; 海老沢 昇; 大島 克己*; 小原 祥裕; 大原 比呂志; et al.

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.115 - 121, 1998/00

 被引用回数:33 パーセンタイル:90.87(Nuclear Science & Technology)

JT-60用負イオンNBI装置によるプラズマへのビーム入射が1996年3月から開始された。本NBIによる最初のビーム入射(180keV,0.1MW/0.4秒)が1996年3月に成功して以来、負イオン源及び加速電源の運転パラメータを最適化することによりビーム出力の増大を図ってきた。同年9月には、重水素ビームにより、2.5MW/350keV/0.9秒/2台イオン源の中性ビーム入射を行った。同時に負イオンビームの中性化効率が250~370keVの範囲で60%であることを確認した。更に1997年1月~2月の運転では、イオン源1台により水素ビームで3.2MW/350keVのビーム入射を達成した。

論文

Development of First wall/blanket structure by hot isostatic pressing(HIP) in the JAERI

佐藤 聡; 黒田 敏公*; 秦野 歳久; 古谷 一幸; 戸上 郁英*; 高津 英幸

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.609 - 614, 1998/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:61.86(Nuclear Science & Technology)

国際熱核融合実験炉(ITER)の基本性能段階(BPP)において設置される遮蔽ブランケットは、高熱負荷を受ける第一壁と熱シンクである銅合金の中にステンレス鋼製冷却管を配する構成とし、これらをステンレス鋼製の遮蔽ブロックに接合する構造となっている。原研では、この遮蔽ブランケットの製作方法として、高温静水圧(HIP)法を用いて銅合金/銅合金及び銅合金/ステンレス鋼、ステンレス鋼/ステンレス鋼の接合を同時に行う手法を提案しR&Dを進めてきた。本稿では、ブランケット構造体開発の一環として行ってきた製作技術開発に関し、HIP条件の最適化及びHIP継手の機械強度試験、小規模及び中規模モックアップの製作・熱負荷試験等をまとめて報告する。

論文

Deposition of D$$_{2}$$O from air to plant and soil during an experiment of D$$_{2}$$O vapor release into a vinyl house

安藤 麻里子; 天野 光; 一政 満子*; 一政 裕輔*

Fusion Engineering and Design, 42, p.133 - 140, 1998/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:67.76(Nuclear Science & Technology)

トリチウムの環境中での移行挙動を調べる目的で、トリチウムの安定同位体である重水水蒸気を用いた放出実験を95年秋及び96年夏の2回、茨城大学敷地内において行った。ここでは、栽培植物の葉、根、実に対する重水沈着挙動について夜間と日中で比較した結果及び、植物の種類で比較した結果を報告する。実験に用いた植物の中で、特に稲の取り込み速度は、根から重水濃度の低い水を吸収しているにも関わらず顕著に高く、大気中にトリチウムが放出された場合、水田の水の濃度が低くても稲に簡単にトリチウムが移行することが示唆された。気孔が閉じる夜間であっても重水水蒸気の取り込みが大きい動植物が存在し、昼と夜の濃度比は、トマト、ミカンで大きく、ラデイッシュでは低い値を示した。

論文

Thermofluid experiments on ingress of coolant event

功刀 資彰; 高瀬 和之; 栗原 良一; 関 泰; 柴田 光彦

Fusion Engineering and Design, 42, p.67 - 72, 1998/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:61.86(Nuclear Science & Technology)

本論文は、国際熱核融合実験炉ITERの核融合熱流動安全性研究のうち、原研で実施されている真空容器内冷却材侵入事象(ICE:Ingress of Coolant Event)を調べるための予備試験装置を用いて最初に得られた実験結果についてその特徴をまとめたものである。実験は、容器内初期圧力が真空の場合と大気圧の空気で満たされた場合について、容器内圧力及び壁面温度の経時変化を測定し、安全性解析コードの性能・精度検査データとして提供することを目的とした。主な実験結果としては、容器内における圧力上昇は真空条件の方が初期1気圧条件に比べて格段に圧力上昇が小さいこと、及び冷却材衝突面での温度降下が極めて大きいことが明らかとなった。この原因として、容器内での比凝縮性ガスの存在、容器内へ噴出した水の蒸発形態及び容器に取り付けた各種ノズル・パイプ内での凝縮効果が指摘された。

論文

Temperature distributions in a tokamak vacuum vessel of fusion reactor after the loss-of-vacuum events occurred

高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰

Fusion Engineering and Design, 42, p.83 - 88, 1998/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:67.76(Nuclear Science & Technology)

国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究のうち、真空境界破断事象時に真空容器の破断口部に生じる置換流挙動を定量化するために真空境界破断事象予備実験を行っている。筆者らはすでに常温下における実験の結果から、真空容器に設けられた破断口数及び破断口位置が真空容器内の置換量に与える影響を明らかにした。今回は、真空容器を200$$^{circ}$$Cに加熱した条件の基で真空境界が破断した場合の真空容器内の温度分布を定量的に調べ、その結果をもとに真空容器内の流動挙動を評価した。本研究の結果、破断口が1つの場合は破断口位置に応じて破断口部に対向流または成層流が形成され、破断口が2つの場合は同様に破断口位置に応じて一方向流または二方向流が形成されることが真空容器内温度分布の測定結果から明らかになった。

論文

Fusion reactor safety; Issues and perspective

稲辺 輝雄; 関 昌弘; 常松 俊秀

Fusion Engineering and Design, 42, p.7 - 12, 1998/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:39.76(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の認許可に耐え得る安全性を確保する観点から、測定される安全原則、安全要件、信頼性確保のための問題点及び必要なR&Dを述べる。安全確保のための基本原則としては、深層防護とALARAの原則が核融合炉の場合にも不可欠と考えられ、特に深層防護の概念に基づく核融合炉のための具体策を例示する。また、同概念に基づく設計の妥当性を確認するための安全解析上の留意点を示す。さらに、使用する材料の信頼性と実証性のあるデータベース、適切な構造設計基準、供用中検査への設計上の配慮、安全解析で仮定する機器の性能や被ばく評価にかかわるソースタームの担保、解析コードの検証等の重要性を指摘し、核融合実験炉ITERの工学設計活動を中心として国際的に進展中のR&D活動に言及する。また、低放射化材料の廃棄物にもたらす優位性を概説し、今後の展望を示す。

論文

Optimization of plasma initiation in the ITER tokamak

仙田 郁夫*; 荘司 昭朗; 常松 俊秀; 西野 徹*; 藤枝 浩文*

Fusion Engineering and Design, 42, p.395 - 399, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:32.94(Nuclear Science & Technology)

国際核融合実験炉(ITER)の炉内構造物に誘起される渦電流の評価を行い、プラズマ制御への影響を検討した。特に、初期励磁からプラズマ電流初期立ち上げまでのポロイダル磁場コイル制御の最適化を渦電流を考慮して行った。ITERの炉内構造物は複雑な構造を有しており、そこに誘起される渦電流の複雑な経路を模擬するために、有限要素法を用いた詳細な炉内機器のモデル化を行った。プラズマ放電開始においては、ポロイダル磁場コイルにより、大きな誘導電場をトカマクにかけ、絶縁破壊を起こしプラズマ電流を発生させる。その後、プラズマ電流成長に適した磁場配位を作ることにより、プラズマ電流を増加させる。ITERでは、このプラズマ放電初期に大きな渦電流が誘起されることが予測される。本発表では、誘起される渦電流を考慮して、コイル制御を最適化することにより有効なプラズマ立ち上げを得ることを報告する。

論文

Diffusion bonding of alumina dispersion-strengthened copper to 316 stainless steel with interlayer metals

西 宏; 荒木 俊光*; 衛藤 基邦

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.505 - 511, 1998/00

 被引用回数:26 パーセンタイル:87.73(Nuclear Science & Technology)

ITERの第一壁等に用いられる予定のアルミナ分散強化銅と316ステンレス鋼の拡散接合について、インサート材として金、無酸素銅、ニッケル箔を用いて、インサート材や接合条件が接合強度に及ぼす影響を明らかにした。(1)金インサート材の引張強度は銅やニッケルインサート材より高く、アルミナ分散強化銅母材の強度が得られる。(2)直接接合材のシャルピー強度は母材の20%であるが、金インサート材では衝撃強度を50%まで上昇させることができる。(3)金、銅インサート材ではインサート材中に金属間化合物が生成する。ニッケルインサート材ではカーケンダルボイドが生成し、接合材はこのボイド部より破壊する。(4)銅インサート材では分散強化銅と銅インサート材の界面より破壊する。これは銅同士の拡散速度が小さいため、接合性が悪いためと考えられている。

論文

Dynamic analysis of the tokamak support system in ITER

田戸 茂*; 喜多村 和憲*; 伊藤 裕*; 小泉 興一; 多田 栄介; 常松 俊秀

Fusion Engineering and Design, 41, p.421 - 429, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:32.94(Nuclear Science & Technology)

ITERトカマク及び支持構造の設計では、温度変化に伴う変位や電磁力などの複合荷重を考慮する必要があることから、従来の大型構造物と比べ、地震荷重などの水平方向荷重に対する剛性がかなり低いものとなっている。ここでは、水平方向の標準設計地震波に対するトカマク本体部の動的応答解析を行った。トカマク本体部の固有振動数は約2cycle/secとなり、SL2相当の水平方向地震荷重に対する最大応答変位としては、マグネット/真空容器間の相対変位として約14mmとなることが示された。

論文

Estimation of permeation probability in plasma driven permeation

滝沢 真之; 木内 清; 石塚 秀俊*; 岡本 眞實*; 藤井 靖彦*

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.923 - 928, 1998/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

同様な表面状態に前処理された厚さ20$$mu$$m,50$$mu$$m,及び200$$mu$$mのニッケル薄膜を使用して、水素透過実験を実施した。ECR加熱により水素プラズマを生成し、523Kに保ったニッケル薄膜に対するプラズマ誘起透過現象(PDP)を調べた。上流側および下流側表面の再結合係数については、ガス圧による透過(GDP)実験データにより評価した。下流測表面再結合係数が最大となる条件における上流側及び下流側表面結合係数はそれぞれ3.4$$times$$10$$^{-29}$$m$$^{4}$$/sec,2.9$$times$$10$$^{-29}$$m$$^{4}$$/secであった。上流側表面再結合係数をパラメータとして変化させることで透過量及び透過確率を評価した。1.33Paの低エネルギー(~eV)トリチウムプラズマにおいて、上流側表面再結合係数を2桁低下させるように前処理した523K,10$$mu$$mのニッケル薄膜では、入射流量に対する透過流量の比を示す透過確率が約20%となるトリチウム透過(約2Ci/m$$^{2}$$secに相当)が期待される。

論文

Streaming analysis for radiation through ITER mid-plane port

佐藤 聡; 高津 英幸; 内海 稔尚*; 飯田 浩正; 森 清治*; R.Santoro*

Fusion Engineering and Design, 42, p.213 - 219, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.58(Nuclear Science & Technology)

ITERメンテナンス及びテストモジュールポートに対する2次元遮蔽解析を行った。これらのポート周辺のトロイダル及びポロイダルコイルの核的応答を計算した。これらのポートには遮蔽プラグが設置されており、遮蔽プラグ(あるいはテストモジュール)とブランケットとの間には、数10mmのギャップが存在する。20mm幅のギャップに対して、設計目標値を満足させる為には、メンテナンスポートの場合には540mm厚さの遮蔽プラグが、テストモジュール(500mm厚さのテストモジュールを仮定)ポートの場合には150mm厚さの遮蔽プラグが要求される。また50mmギャップの場合には、各々、750mm及び390mm厚さの遮蔽プラグが必要であることが判った。

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