アスファルト固化処理施設火災爆発事故の中期的課題の対応,1; ドラムの熱解析

三浦 昭彦; 今本 信雄

JNC TN8410 99-044, 189 Pages, 1999/10

JNC-TN8410-99-044.pdf:7.18MB

本報告はアスファルト固化処理施設における火災爆発事故の原因を究明するために実施された種々の解析結果についてまとめたものである。本報告における種々の解析は、放冷試験の結果を参考にして、事故直後(平成9年春から)から実施されたものであり、当時多くの物性値、化学反応系を特定できていなかったため詳細な検討には至らなかったが、本報告の後に実施されたドラム内混合物の解析の基礎となった。これらの解析では、伝熱の理論および安全性評価の理論(Semenovの理論、Frank-Kamenetskiiの理論)を基本としている。したがって、第1編において各解析に共通なこれらの理論についてまとめた。また、第2編において種々の計算結果についてまとめた。これらの計算は各々速報の形式でまとめられたため、作成順にこれを編集してある。また、おもな解析の方法は、まず放冷試験の結果を参考にして固化体モデルの条件を設定した。設定したモデルを使用し、固化体内の全域あるいは一部で発熱が生じた際にどのような温度分布をたどるかを計算した。安全性評価の理論はこれらの発熱・放熱のバランスから、どの程度の発熱が生じれば発熱が放熱を上回り、熱暴走に至るかを評価することができるため、本解析では各々のモデル・解析法における限界発熱量を見積もった。

Behaviour of divertor neutral pressure during the divertor detachment in the pumped W-shaped divertor of JT-60U

玉井 広史; 朝倉 伸幸; 逆井 章; 細金 延幸; 伊丹 潔; 木島 滋; JT-60グループ

26th European Physical Society Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics, 23J, p.409 - 412, 1999/00

高い放射冷却状態と高性能コアプラズマとの両立を実現させるために必要な両側ダイバータデタッチ状態では、プライベートドーム内側と外側の中性粒子圧力バランスが一定であることを内側排気付きW型ダイバータで発見した。この圧力バランスの領域は、ダイバータ形状・排気の有無により大きく異なり、ダイバータ中性粒子のX点への逆流をいかに抑制するかで決まる。最近改造した両側排気では、外側も排気されるとともに、ドームとセパラトリクス間の空隙をより小さくできるため、中性粒子の遮蔽効果が高まるとの予測通り、X点への逆流抑制が顕著であり、この結果、デタッチ状態が出現する圧力バランスの領域が、内側排気のみのときと比べて大きく拡張した。これは、今後、予定しているガスパフを用いた中性粒子圧力比の帰還制御による両側デタッチ状態の維持の可能性をより明確に支持する実験結果である。

Radiative plasma by impurity seeding in W-shaped pumped divertor experiment of JT-60U

伊丹 潔; 細金 延幸; 木島 滋; 櫻井 真治; 朝倉 伸幸; 東島 智; 逆井 章; 玉井 広史; 嶋田 道也

Journal of Nuclear Materials, 266-269, p.1097 - 1102, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00855-1

ITERをはじめとした大型核融合プラズマ装置において、高いダイバータ熱流束密度条件下で放射冷却ダイバータプラズマを生成するためには不純物ガスの注入が必須であると、考えられている。JT-60Uに新たに設置されたW型ポンプダイバータを用いた実験において、注入不純物であるネオンが効果的に排気制御できることが実証された。従来までのダイバータ実験では、注入不純物を排気してしまうと放射冷却ダイバータを維持できなかったが、JT-60Uにおいては、炭素不純物によるMARFEを維持しながらネオンを排気することに成功した。ELMy H-modeプラズマにおいて最大NB加熱パワー25MWで実験が行われた。

Feedback control of radiation region in radiative divertor plasma on JT-60U tokamak

玉井 広史; 木島 滋; 細金 延幸; 朝倉 伸幸; 坂田 信也; 齋藤 直之; 秋葉 賢一*; 赤坂 博美; 川俣 陽一; 栗原 研一

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.163 - 167, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(97)00175-0

ダイバータ部のボロメータ信号を用いてダイバータ領域に注入するガスパフ量のフィードバック制御を行い、放射冷却ダイバータを定常に維持した。このとき、全加熱入力の40%に当たる6MWのダイバータ放射損失が、約3秒間ほぼ一定値に保たれた。一方、放射損失を加熱入力の50%以上にすると、MARFEが発生して急激に増加し、帰還制御が困難となった。放射損失量の制御領域を広げるためには、パフするガスの種類や入力に用いるボロメータ信号の選択など、各種のパラメータの最適化を行う必要がある。来年度予定されている改造ダイバータでは、ガスの補給だけでなく排気も組み合わせた広範な圧力領域での運転制御が可能になると考えられる。

Isolation of the improved core confinement from high recycling and radiative boundary in reversed magnetic shear plasmas of JT-60U

伊丹 潔; 芳野 隆治; 朝倉 伸幸; 藤田 隆明; 細金 延幸; 内藤 磨; 東島 智; 木島 滋

Physical Review Letters, 78(7), p.1267 - 1270, 1997/02

https://doi.org/10.1103/PhysRevLett.78.1267

JT-60Uの負磁気シア放電において、中心プラズマの輸送障壁内の改善閉じ込め性能を、高粒子リサイクリングかつ高放射冷却の周辺プラズマから隔離できることが初めて実証された。ネオンと水素ガスパフにより周辺プラズマの粒子リサイクリングと放射損失量は増加したが、内部輸送障壁は保持された。抵抗性の電流拡散により輸送障壁の半径は時間とともに縮小したが、輸送障壁上の粒子輸送の改善率(10倍から15倍の)は維持された。

Behaviour of radiation power loss from radiative divertor with reversed shear plasmas in JT-60U

玉井 広史; 木島 滋; 朝倉 伸幸; 伊丹 潔; 逆井 章; 細金 延幸; 東島 智; JT-60チーム

Proc. of 24th European Physical Society Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics, 21A, p.493 - 496, 1997/00

JT-60Uの放射冷却ダイバータプラズマにおいて、放射冷却のためにパフするガスの種類を変えてダイバータ放射損失量を比較した。冷却効率もリサイクリング率も高いネオンを用いた場合、最も少ないパフ量でダイバータ放出損失量を高めることができたが、同時に主プラズマ領域へのネオンの流入による主プラズマの放射損失の増大が観測された。通常シアのELM付Hモードでは、ダイバータ領域での放射損失増加に伴い分布のピークはX点の方向に移動し、やがてMARFEの発生による周辺プラズマの不安定性をもたらす。一方、逆転シア配位では、分布のピークがX点を越えてセパラトリクスの内側まで移動した状態でダイバータ放射損失量の高い状態で安定に維持される。一方、閉じ込めの改善度はダイバータ放射冷却の増加とともにいずれの配位でも劣化しており、改造ダイバータの重要課題の一つとして解明が期待される。

ITERのダイバータ設計

嶋田 道也

プラズマ・核融合学会誌, 72(9), p.858 - 865, 1996/09

https://ci.nii.ac.jp/naid/110003826582

同誌の小特集「最近のダイバータ研究の動向」の第2章。ダイバータ設計は、ITERの設計の中でも困難な部分が多いとされてきたが、ITER物理R&D及び工学R&Dの進展により設計が進捗し、その成果は中間設計報告書にまとめられた。本論文は、中間設計報告書までのダイバータ設計の概要。ダイバータの最大の課題である熱除去は、ダイバータ板に熱流束が到達する前にプラズマによる放射冷却によって行う方式が最も有望とされている。放射冷却を強くしたときの主プラズマの閉じ込め特性の改善、及び放射冷却に必要な高密度プラズマの生成が課題である。ディスラプション時の電磁力も大きな課題であるが、最近JT60Uにおいてディスラプションの回避・緩和法が進展し、解決の見通しが得られた。

Modelling of impurity and plasma transport for a radiative divertor

清水 勝宏; 細金 延幸; 滝塚 知典; 嶋田 道也; 辻 俊二; 久保 博孝; 杉江 達夫; 朝倉 伸幸; 伊丹 潔; 竹永 秀信*; et al.

IAEA-CN-60/D-P2, 0, p.431 - 439, 1996/00

核融合炉のデザインで大きな問題となっているダイバータ板への熱負荷低減の方法の一つは、高密度低温ダイバータ・プラズマによる遠隔放射冷却である。しかし、そうしたプラズマにおいて、不純物による放射損失が局所的にX点近傍で増大し、MARFEを引き起こし、時にディスラプションを誘起する。従って、MARFEを生じることなく、高密度低温ダイバータ・プラズマを形成する条件を明らかにする必要がある。本論文では、モンテカルロによる不純物輸送のモデリングを行い、それを用いてJT-60Uの高密度プラズマにおける不純物の挙動を調べた。高密度プラズマになると、ダイバータ板近傍のイオン温度減少によって、それまでの不純物発生の主因であった物理スパッタが減少する。一方、private領域への中性粒子のフラックス増大によって、化学スパッタでメタンが発生し、これが直接主プラズマに混入することを明らかにした。

Recent progress in JT-60U experiments

閨谷 譲

Fusion Engineering and Design, 30, p.25 - 37, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00399-R

JT-60Uでは、「閉じ込め改善」と「定常化研究」を主なテーマとして実験を行っている。閉じ込め改善の分野では、加熱分布を制御することにより、高 Hモードの最適化を推進した。定常化研究においては、ITERの物理R&Dの主要課題でもあるダイバータの熱負荷低減のための放射冷却ダイバータの研究、核融合プラズマの核反応粒子等、高速イオンによって引き起こされる不安定性(TAEモード)の研究等が進展した。ディスラプション回避及びそれに伴う電磁力の低減化研究では、エネルギークエンチ直前の蓄積エネルギーとプラズマ電流消滅時間との関係を明らかにした。また、第一壁のディスラプションによる破損の現象から、ハロー電流のトロイダル方向の非一様性を評価した。

核融合炉の原理と実用化,4.B.2; 先進ダイバータ

嶋田 道也; 野田 信明*

機械の研究, 47(1), p.195 - 200, 1995/00

ダイバータが果たすべき役割、すなわち不純物制御、粒子制御、熱制御について論じ、次にその役割を果たすためのスキームについて概説した。今日までのダイバータ実験は、低温・高密度ダイバータの特性と遠隔放射冷却に力が注がれている。最近、低温・高密度ダイバータと、主プラズマの閉じ込め特性の改善を両立させるため、ダイバータの形状をよりクローズにして排気することが、大型トカマク装置で計画されている。また、ITERの設計研究においては、放射冷却パワーをさらに増大させるため、ガス・ダイバータの検討を行っている。これは低温・高密度ダイバータの概念をさらに押し進め、高圧のガスでダイバータ・プラズマを囲い、プラズマの熱流がダイバータ板へ到達しないようにするというものである。