JT-60UのW型ダイバータの設計と据付け

児玉 幸三; 正木 圭; 笹島 唯之; 森本 将明*; 高橋 昇龍*; 櫻井 真治; 岸谷 和広*; 西堂 雅博; 井上 雅彦*; 河内 俊成*; et al.

JAERI-Tech 98-049, 151 Pages, 1998/11

JAERI-Tech-98-049.pdf:6.45MB

JT-60のダイバータは、エネルギー閉じ込めと放射ダイバータの両立とダイバータ機能の向上を図ることを目的としてW型ダイバータに改造された。W型ダイバータの改造は、平成7年度から設計作業が開始され、平成9年の5月の据付作業の完了をもって終了した。本報告書は、W型ダイバータの設計、据付け及び平成9年の運転状況が含まれる。

Development of divertor high heat flux components at JAERI

鈴木 哲; 鈴木 隆之*; 中村 和幸; 秋場 真人

Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.385 - 388, 1998/00

原研における核融合実験炉用ダイバータ板の開発の現状について報告する。これまで表面材料として用いられてきた1次元CFC材に比べ、強度の点で優れている3次元CFC材を採用した小型ダイバータ試験体の加熱実験では、定常熱負荷20MW/mを試験体に繰り返し与え、その疲労挙動を観察した。その結果、表面材料の昇華による損耗がみられたものの、除熱性能に変化はほとんどみられず、試験体は1000サイクルの繰り返し加熱に耐えることが示された。また、実規模大のダイバータ板試験体の加熱実験の結果、純銅製の冷却管から熱疲労によるものと考えられるき裂が発生し、冷却水の漏洩が観察された。これに対し、アルミナ分散強化銅製の冷却管は冷却水の漏洩もなく、熱疲労に対する強度が純銅に比べ高いことが実証された。

ITER用高熱流束機器

鈴木 哲; 秋場 真人

プラズマ・核融合学会誌, 73(6), p.581 - 587, 1997/06

https://ci.nii.ac.jp/naid/110003826876

原研におけるITER用プラズマ対向機器開発、特にダイバータ板開発の最新の成果を報告する。これまでの小・中規模試験体の高熱負荷実験において、ITERダイバータ板の設計熱負荷条件を満たす試験体の開発に成功した。一方、これらの実験から従来用いられてきた純銅製冷却管の熱疲労に重大な懸念があることが判明し、より高強度で疲労特性に優れたアルミナ分散強化銅製の冷却管を開発した。また、アーマ材も従来の1次元CFC材では熱応力による割れを生じやすいため、3次元繊維配向をもつCFC材を用いた試験体の開発に成功した。さらに、実機ダイバータ板のプロトタイプともいえる実規模試験体を開発し、高熱負荷実験に着手した。本報告では、これらの試験体に対する高熱負荷実験の結果、ならびに今後の課題について報告する。

Divertor diagnostics and physics in the JT-60U tokamak

逆井 章

Fusion Engineering and Design, 34-35, p.45 - 52, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(96)00673-4

JT-60Uでは、種々の計測装置をダイバータ部を観測できるように配置して、ダイバータの物理研究を行っている。ダイバータ研究において、炉心プラズマの定常化に向けて解決すべき、いくつかの重要な課題がある。その主なものは、熱・粒子の制御、排出、ヘリウム灰の輸送、排気、ダイバータ板上での不純物発生機構の解明、ダイバータの放射損失の分光的解明及びダイバータのモデリングである。特に、熱・粒子の制御、排出は、ITER等の実験炉の設計において、熱負荷をどのように許容値まで抑制できるか、問題となっている。このために、JT-60Uダイバータ部を3方向が観測できるように、3つのボロメータアレイを設置し、放射損失を測定している。これにより、高密度放電及び不純物ガスパフにおける遠隔放射冷却の進展、X点付近のMARFEに至る時の放射損失領域の挙動を明らかにした。

Thermomechanical investigation on divertor supports for fusion experimental reactor: hydraulic experimental results

荒井 長利; 日野 竜太郎; 武藤 康; 中平 昌隆; 渋井 正直*; 古谷 一幸; 多田 栄介; 関 昌弘

Fusion Engineering and Design, 28, p.103 - 112, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00095-O

原研はJT-60に続いて核融合実験炉(FER)の建設を目指した研究開発を行っている。炉心構造の一つであるダイバータは厳しい熱負荷/粒子負荷を受けキーコンポートネントである。その構造要素の一つである支持具は強度設計及び交換容易性の観点から詳細化と最適化が必要である。本研究では、ダイバータ管路の熱機械的特性との関連を調べるため、改良型支持機構を装着した1/1スケールの冷却管路ユニットを製作し、高速水流動条件下の管路圧力損失特性と流体誘起振動特性の測定を行い、概要を把握した。主な結果は次の通りである。1)通常時定路流速10m/sにおける全圧力損失は、水温20Cで約0.7MPaであった。CDAの設計値はほぼ妥当であった。2)管路折返しベンド部は上下管間の拘束具を装着した条件で、流速が10m/s以上において振動現象が急激に著しくなる。

アルミナ分散強化銅と316ステンレス鋼による核融合炉ダイバータ用ろう付継手の機械的性質

西 宏; 荒木 俊光*

日本原子力学会誌, 36(10), p.958 - 966, 1994/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.36.958

アルミナ分散強化銅と316ステンレス鋼のろう付接合を、ろう材、接合面間隔、接合時間を変え行った。それら接合材について引張り、シャルピー、硬度試験、破面と組織の観察を行いその接合性を検討した。さらに固相拡散接合材の強度とも比較した。ろう接合材は、使用したろう材の中で金ろうBAu-Zが最も高い接合強度が得られた。その引張り強度は接合面間隔0.2mm、接合時間300sで拡散接合材の強度に達するが、衝撃強度は拡散接合材より小さい。アルミナ分散強化銅はろう材が拡散するため溶融・再結晶し、その再結晶部より破壊する。また接合部にはボイドが多数存在し強度のバラツキが大きく、強度に及ぼすボイドの影響は大きい。

Particle balance and heat balance in JT-60U

朝倉 伸幸; 嶋田 道也; 伊丹 潔; 細金 延幸; 辻 俊二; 清水 勝宏; 久保 博孝; 中村 博雄

Journal of Nuclear Materials, 196-198, p.1069 - 1073, 1992/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(06)80197-2

JT-60Uのダイバータ板に取り付けられた静電プローブアレイでダイバータへの粒子束,熱流束を測定し、主プラズマのパラメータ依存性について調べた。(1)イオン・grad-Bドリフトがダイバータ板方向の場合、粒子束,熱流束ともに電子側のダイバータ板に集中する。(2)主プラズマの密度上昇に伴い、粒子束は上昇。熱流束はダイバータ密度の上昇のため、放射冷却され減少する。(3)トロイダル磁場を変え、コネクション長を短くしても、電子の衝突長より長いため、ダイバータ部の温度,密度は変化せず、粒子束,熱流束ともにわずかに上昇。(4)SOL層を含むプラズマ全体へ供給される粒子数は、粒子束と定量的に一致する。また、SOLを含むプラズマ全体の粒子閉じこめ時間は高密度領域でnで減少する。この実験結果を述べるとともに、ダイバータとプラズマ本体との関係について議論する。

JT-60ダイバータ板および第一壁材料の特性試験

山本 正弘; 安東 俊郎; 高津 英幸; 清水 正亜; 新井 貴; 児玉 幸三; 堀池 寛; 照山 量弘*; 木内 昭男*; 後藤 純孝*

JAERI-M 90-119, 77 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-119.pdf:1.75MB

本報告は、臨界プラズマ試験装置の大電流化におけるダイバータ板および第一壁の材料選定のために実施した黒鉛系材料の特性試験結果について述べるものである。本試験においては、種々の候補材料に対して同一形状の試験片を製作し、同一試験方法にて物理的特性試験および機械的特性試験を実施した。得られた試験データに基づき、熱伝導特性、耐熱衝撃特性、機械的特性などに重点を置いて比較評価するとともに、ダイバータ板および第一壁としての構造化の難易性、製作可能寸法および材料の入手性についても検討した。また、別途実施した高熱負荷試験および真空特性試験の結果についてもあわせて比較評価した。このような試験結果よりダイバータ板材料としては高熱伝導率C/Cコンポジェット材を、また、第一壁材料としては、従来実績のあるJT-60使用材の他に熱伝導率の比較的高い等方性黒鉛材を選定した。

Lifetime analysis for fusion reactor first walls and divertor plates

堀江 知義; 辻村 誠一*; 湊 章男; 東稔 達三

Nucl.Eng.Des./Fusion, 5, p.221 - 231, 1987/00

核融合炉の第一壁およびダイバータ板は、厳しい条件下に置かれるため、設計上、寿命評価が重要である。この寿命を制限するメカニズムを検討するために、1次元の板モデル,2次元の弾塑性有限要素法を用いて寿命解析を行なった。実験炉第一壁はディスラプション時に大きな圧縮応力が生じ塑性変形が生じるが、温度が下がると引張り応力になる。照射クリープで応力緩和すると、ディスラプションのたびにひずみが蓄積される。通常運転時は6MW・y/m以下の低フルエンスでは照射の影響は無く、エロージョンと疲労損傷で寿命が決まる。実験炉ダイバータ板は接合構造であり、2次元的な変形及び銅のシェークダウンの影響があり、2次元弾塑性解析が重要である。動力炉第一壁の最大板厚は熱応力よりもスウェリング差で、最小板厚は冷却材内圧による膜応力で決まるなどの成果が得られた。

ダイバータ板用タングステン-銅接合構造の熱疲労に対する健全性試験

小川 益郎; 関 昌弘; 湊 章男; 深谷 清; 東稔 達三

日本原子力学会誌, 28(11), p.1038 - 1044, 1986/11

https://doi.org/10.3327/jaesj.28.1038

本研究は、現在原研で設計を進めている核融合実験炉のダイバータ板の一例として提案されているタングステン-銅(W-Cu)接合構造の熱疲労に対する健全性を調べたものである。すなわち、タングステンと銅をロー付けした接合試験片を製作し、アルゴンプラズマジェットを用いてタングステン表面に周期的に熱負荷をかけ、試験前後に走査型電子顕微鏡による微細構造の検査とヌープ硬さの測定を行った。試験の結果、いずれの試験片も破断することはなく、タングステンと銅のロー付けによる接合方法が有効であり、W-Cu接合構造は熱疲労に対して十分健全であることがわかった。