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鈴木 哲; 上田 良夫*
日本原子力学会誌, 47(4), p.266 - 271, 2005/04
核融合炉の壁(第一壁とダイバータ)に入射する熱負荷とその軽減法,ダイバータの機能(ヘリウムの除去),壁材料に求められる条件と候補材料について説明するとともに、核融合実験炉ITERや発電実証炉を例に取り、プラズマに面する壁の構造を説明する。
河村 弘; 岡本 眞實*
JAERI-Conf 98-001, 363 Pages, 1998/01
本報文集は、IEA主催の「第3回核融合炉ベリリウム技術国際会議」の報文を収録したものである。本会議は、1997年10月22日から24日まで、水戸市の茨城県産業会館において、開催され、発表件数は48件であった。会議の要旨として、ブランケット関連では、スエリング、ヘリウム及びトリチウムの放出挙動、充填層の有効熱伝導率、トリチウム透過とコーティング等、プラズマ対向材としては、寿命評価、ダストの生成量評価、接合技術及び廃棄物、機械的特性及びスエリングによる変形などの研究の重要性が指摘された。また、材料と共通化させた試験の重要性が指摘され、国際的な協力体制のもとに、共同で実験を行う提案がベリリウムワークショップ国際組織委員会から提出された。
古谷 一幸; 佐藤 聡; 三浦 秀徳*; 黒田 敏公*; 倉沢 利昌; 戸上 郁英*; 秦野 歳久; 高津 英幸; 大崎 敏雄*; 佐藤 真一*; et al.
Fusion Technology 1996, 0, p.1343 - 1346, 1997/00
遮蔽ブランケットモジュール小規模モデルと円管内蔵型第1壁パネルを製作した。小規模モデルは第1壁のポロイダル方向に曲率2000mmを有する高さ500mm、幅400mm、奥行き150mmの箱形形状構造体で、第1壁と遮蔽ブロック体から構成される。第1壁はDSCu、SS316L冷却配管、及びSS316L裏板より構成される。遮蔽ブロック体は冷却水流路用にドリル穴加工を施したSUS316塊である。第1壁及び第1壁と遮蔽ブロック体は同時HIPにより接合された。接合状態は良好で、HIP処理後の小規模モデルの寸法精度は1mm以下であった。円管内蔵型第1壁パネルは厚さ27mm、幅130mm、長さ300mmの板状で、DSCu及びSUS316L裏板より構成され、DSCu内部にはSUS316冷却配管を埋め込んである。第1壁パネルにおけるDSCu/DSCu,DSCu/SUS316L、及びSUS316L/SUS316L同士の接合には同時HIPを適用した接合状態は良好であり、寸法誤差も最大0.52mmであった。
O
-dispersed copper and SS316 joints fabricated by friction welding method土谷 邦彦; 河村 弘; 斎藤 実
Fusion Technology 1994, Vol.1, 0, p.447 - 450, 1995/00
高強度及び伝導度を有する銅合金の使用が、核融合装置のダイバータ及び第1壁において考えられている。銅合金の中で、アルミナ分散強化銅が有望視されており、最近、アルミナ分散強化銅とステンレス鋼の接合技術の開発が行われている。本研究において、摩擦圧接法によるアルミナ分散強化銅とSS316の継手を試作し、それらの試作した継手と無酸素銅とSS316の継手の機械的特性評価を行った。評価項目として、これらの継手の引張強度、金相観察及びEPMA分析を実施した。その結果、継手の機械的強度は、ほぼ接合母材(銅合金)に匹敵する値が得られ、異材継手としての使用に耐えうる特性が得られた。
吉田 浩; 岡本 真実*; 寺井 隆幸*; 小田原 修*; 芦部 楠夫*; 小原 敦*
JAERI-M 92-100, 97 Pages, 1992/07
ITER等の核融合実験炉では中性子増倍材、第1壁及びプラズマ対向材にベリリウムを適用することが検討され、今後ベリリウムに関する種々のR&Dが進められる見通しである。ベリリウムは有害性の高い物質であり、十分な安全対策を行うことによって研究者等の安全を確保するとともに周辺環境の汚染防止に努める必要がある。本報告書は、今後原研でも想定されるいろいろなベリリウム研究の安全性に資することを目的としてまとめたものであり、以下のような内容を含む。(1)各国の安全基準、(2)海外の代表的研究機関のベリリウム取扱い施設における安全管理(マニアル、考え方、実施例等)、(3)小~中規模ブランケット試験のための安全設備概念検討、(4)ベリリウムの毒性に関するデータ、自然環境分布、等。
林 巧; 奥野 健二; 山中 恵一*; 成瀬 雄二
Journal of Alloys and Compounds, 189, p.195 - 199, 1992/00
核融合炉の第一壁に注入されるトリチウムが持つと予想されるエネルギー(数10~数100eV)に近い領域のD
イオンを用いてアルミニウム(Al)中での重水素の透過挙動を調べた。純度99.999%のAl円板(厚さ0.1mm、直径約34mm)を脱脂洗浄後試料とした。実験条件は、入射エネルギー(E)=100~1800eV、入射フラックス(
)=0.7~10
10
D/cm
・s、試料温度(T)=550~825Kとした。結果、重水素の透過フラックス(
)と入射エネルギー(E)との間には顕著な相関は認められなかったが、入射フラックス()との間には=a()
/2の相関を示した。このことから、Alの場合、透過がRD過程で起こることが示唆された。また、は1/Tに対して良い相関を示し、透過の活性化エネルギーは実験条件下で、59.9
5.0kJ/molであった。
櫛田 浩平; 北條 喜一; 古野 茂実
Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.351 - 355, 1992/00
核融合炉におけるプラズマ対向材料の有力候補である黒鉛のイオンによる照射損傷の基礎的過程を知るため、これまで水素イオンビーム照射による黒鉛結晶構造の変化をいろいろな温度について、主に電子エネルギー損失分光法(EELS)を用いて調べてきた。その結果、黒鉛結晶はイオン照射によって非晶質化をおこし、その開始には温度に依存する臨界フルエンスがあることが分かった。今までに、室温から600
Cまでの温度範囲で温度依存性を調べて来たが、今回は試料を液体チッソで冷却することにより、極低温での照射効果を調べた。その際のEELSのプラズモンロスピークのシフトから、非晶質化の臨界フルエンスは今までの温度依存性の傾向から予想できるものであったが、さらに照射を続けると、低エネルギーにシフトしたプラズモンピークが再び上昇するという特異な変化が見られた。特にこの点に注目し、結果を報告する。
杉江 達夫; 久保 博孝; 逆井 章; 小出 芳彦; 平山 俊雄; 嶋田 道也; 伊丹 潔; 河野 康則; 西谷 健夫; 永島 圭介; et al.
核融合研究, 65(SPECIAL ISSUE), p.287 - 306, 1991/03
JT-60は、第1壁の材料を金属から炭素に変え、プラズマの配位についてもリミッター、外側X点閉ダイバータ、下側X点開ダイバータ配位での高加熱入力実験を行ってきた。これら第1壁及び配位の違いによる不純物の特性について調べた結果、酸素不純物の少ない、金属第1壁の外側X点閉ダイバータ配位でのプラズマが一番不純物が少なかった。また、高密度領域では、ダイバータ部での炭素、水素からの放射冷却により、ダイバータ板への熱流束が低減された。プラズマ中の不純物輸送については、Lモードの中性粒子加熱プラズマでは、異常輸送が支配的であり、不純物のプラズマ中心への集中は観測されなかった。ただし、ペレット入射プラズマでは、電子密度が中心ピークした時に、不純物のプラズマ中心への集中が観測された。
関 昌弘
セラミックス, 25(7), p.627 - 635, 1990/07
核融合炉、特に次期装置を中心として、プラズマ対向機器のおかれる環境と負荷条件、材料の課題、研究開発の現状について解説した。
河村 弘; 石塚 悦男; 相良 明男*; 鎌田 耕治*; 中田 宏勝; 斎藤 実; 二村 嘉明
Journal of Nuclear Materials, 176-177, p.661 - 665, 1990/00
被引用回数：24 パーセンタイル：88.55(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉において、ベリリウムは中性子増倍材や低Z被覆材として用いられようとしている。このような環境下においてベリリウムが使用される場合、ベリリウム中のトリチウムインベントリーが大きいか否か、すなわちトリチウムを保持しやすいか否かは、燃料のリサイクリング(トリチウム回収等)の観点から重要な事項になる。今回は、最も一般的な製作方法であるホットプレス法によって製作されたベリリウムに重水素を打ち込み、反跳粒子検出法によって求めたベリリウム中の重水素深さ分布及び加熱時の重水素保持特性について報告する。
中村 博雄; 清水 正亜; 山本 正弘; 高津 英幸
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(1), p.81 - 91, 1988/01
本報告では、JT-60のモリブデン(Mo)第1壁の選定に関連した研究開発(R&D)について述べた。JT-60のパラメータは、B
=4.5T、放電時間=5~10s、追加熱パワー20~30Mwであり、従来装置に比較して厳しい。そのため、材料・熱・強度・真空特性についてR&Dを行なった。まず、高融点金属材としてMoを、低原子番号材として熱分解黒鉛(PyG)とSiC被覆黒鉛を候補材として選択した。これらについて、実機形状第1壁の試作を行ない、加工性・製作性・接触熱抵抗等についてのデータを得た。Moについては、スパッタ比軽減効果のあるハニカム形状第1壁の試作を行なった。次に、Mo,PyG,SiC/C,Moハニカムについて、電子ビーム加熱試験を行なった。以上のR&Dから、JT-60の第1壁材としての総合評価を行ない、熱衝撃特性・放出ガス特性の優れているMoを選定した。PyGおよびSiC/Cは低原子番号材としての将来性を含んでおり、今後、データベースの蓄積が必要である。
J.R.Haines*; 喜多村 和憲*; 小林 武司*; 飯田 浩正
JAERI-M 86-099, 65 Pages, 1986/07
FERのような次期大型トカマク装置において想定される かなり広い範囲の設計条件において、第1壁およびダイバータ板の材料を種々変えて その熱的・機械的及び寿命に関する特性を調べた。解析の結果に基づき、想定される負荷条件範囲(熱流束,プラズマエッジ温度)に応じて最適組合わせを提案した。これらはFERで想定される設計条件の大部分の範囲で充分な特性を有する事が分かった。
関 昌弘; 山崎 誠一郎*; 湊 章男; 堀江 知義; 田中 義久*; 東稔 達三
Journal of Fusion Energy, 5(3), p.181 - 189, 1986/03
プラズマディスラプション時に予想されるような非定常高熱負荷を受ける固体壁の挙動を調べるため実験を行った。高熱負荷用熱源として電子ビームを用いた。ビームの焦点をぼかし、試験片表面での熱流量を一様とした。試験体は直径5mmの304SS,Al、Zn製で、熱流束10-110MW/m、加熱時間90-180msの範囲で実験を行った。溶融、蒸発解析コードDAT-Kを開発し、実験値と比較した。溶融量については、実験と解析とは良く一致したが、蒸発量についてはさほど良くなかった。
関昌 弘; 武田 哲明; 河村 洋; 橋爪 秀利*; 宮 健三*
Computational Mechanics 86;Theory and Applications, p.8 - 97, 1986/00
核融合炉第一壁の熱構造設計においては、第一壁の熱応力や最高温度が壁の厚さを制限する要因となることが多い。そこで流体のエネルギー方程式と固体壁内の熱伝導方程式を同時に解き、実験的な熱伝達率を用いないで、非円形冷却流路を持つ第一壁内の熱応力と温度分布を求めた。 その結果、熱伝達率が冷却流路断面内で分布を持つときは、一様に与えたときよりも熱応力が増加する。また流路の形状によっても熱伝達率分布や熱応力が変化することを示した。
中村 博雄; 荻原 徳男; 稲川 幸之助*; 高橋 善和*; 伊藤 昭夫*
JAERI-M 85-022, 52 Pages, 1985/03
本報告は、JT-60モリブデン第1壁の不純物対策のために1980年度に行なった炭素および炭化チタン破覆の検討結果について述べたものである。今回の試験には破覆材料として炭素および炭化チタンを選んだ。破覆方法は、炭素が放電分解法、炭化チタンがホローカソード式物理蒸着法とした。膜厚は、20
mとした。蒸着温度は、炭素が周囲温度、100C、200C、300Cとした。400C以上の温度では、5m以上の安定な膜が得られなかった。一方炭化チタンは、蒸着温度が周囲温度~700Cで20m以上の安定な膜が得られた。制作膜の性能評価として、平均析出速度、膜厚分布、結晶構造解析、表面および破断面観察、析出膜中のガス分析、組成分布、および熱サイクル試験を行なった。熱サイクル試験の結果、炭素膜は1回の熱サイクルで剥離した。一方、炭化チタン膜は、10~100回の加熱で局所的に剥離した。以上から、JT-60への適用は炭化チタン膜の方が有望である。
中村 博雄; 清水 正亜; 牧野 俊郎*; 国友 孟*
JAERI-M 85-007, 30 Pages, 1985/02
JT-60第1壁の除熱特性の詳細評価のために、第1壁材であるInconel625、Mo、TiC破覆Moの光学鏡面および実機模擬表面に対する輻射率および反射率等の熱輻射性質を測定した。実機表面は、酸洗い面(Inconel625)、電解研磨面(Mo)および破覆面(TiC破覆Mo)である。測定は、室温から最大1300Kの範囲で、可視域から赤外域(0.34~20mm)について行なった。また、Inconel625およびMoの光学鏡面の測定結果について、金属電子論に基づき解析を行ない波長・温度依存の幅射率の一般式を求めた。光学鏡面の輻射率スペクトルから求めた全輻射率によれば、Inconel625の場合、温度依存性は小さく、0.13(常温)~0.21(1300K)であり、Moの場合、温度依存性は大きく、0.035(常温)~0.18(1300K)である。TiC破覆Moの場合、0.053(常温)である。一方、実機表面の常温における全輻射率は、0.35(Inconel625)、0.124(Mo)、0.073(TiC/Mo)であり、光学鏡面値より1.4~3.5倍大きい。
安東 俊郎; 大久保 実; 中尾 敬三; 太田 充; 滝沢 照広*; 木内 照男*; 神谷 宏之*; 帆足 亮二*; 笹島 強*; 照山 量弘*; et al.
Proc.13th Symp.on Fusion Technology, p.1571 - 1577, 1985/00
磁気リミタコイルは、JT-60のダイバータ運転においてセパラトリクス磁気面を形成するために使用される。磁気リミタコイルの設計においては、プラズマに関連した問題のみならず、電気、機械強度、熱的および真空に関する種々の条件が満足されねばならない。本報告は磁気リミタコイルの設計の概要を述べるとともに、磁気リミタコイルの製作および組立についても簡単に説明している。
安東 俊郎; 渡辺 庸一*
JAERI-M 84-072, 103 Pages, 1984/04
トーラス空間に分布するふく射熱源から第1壁へのふく射熱流束の計算手法を示した。計算では、壁面はトロイダル方向に一定断面を持つ連続面としふく射源はポロイダル断面である分布をもつがトロイダル方向には一様分布と仮定した。また壁面及びふく射領域はトーラス中中央水平面に関して対称性を有するとした。さらにふく射は等方的に放出され、プラズマ空間での吸収はなく、壁面では完全に吸収されるとした。じれらの仮定に基づき壁面ふく射熱流束の表示式を導いた。数値計算においては、JT-60のような複雑なポロイダル断面を有するトーラスをも取扱うことが可能なように、「ライトパス(light path)」という考え方を導入した。計算例としてJT-60磁気リミタ室内でふく射に対する計算結果を示した。
中村 博雄; 清水 正亜; 桝田 道夫; 清水 徹; 宮内 康行*; 太田 充
JAERI-M 84-062, 50 Pages, 1984/03
本報告は、臨界プラズマ試験装置JT-60mp第1壁設計の概要について述べている。JT-60は、臨界プラズマ条件の達成および5~10秒の長時間放電維持を主要な実験目的としており、第1壁には従来の装置よりもはるかに厳しい物理・工学上の条件が課せられている。その為に、1974~1976年にかけて、物理検討や試作開発が行われ、基本的な問題点や技術的見通しが明らかにされた。その結果、第1壁材としてモリブデンが採用され、第1壁構造としてトロイダルリシタ・磁気リシタ板・ライナが採用された。一方、核融合研究の進展に対応して、プラズマ電流消滅的定数の変更、時期リシタ板への熱負荷の見直し、リップルロス板の追加等の設計変更が行われた。第1壁の強度設計は、3msecのプラズマ電流消滅に耐える様に行われている。現在、第1壁の制作が行われており、本年9月までに真空容器の取付けを完了する予定である。
炉設計研究室
JAERI-M 83-216, 593 Pages, 1984/03
核融合実験炉(FER)ブランケット等の概念設計を行なった。本概念設計の目的は核融合実験炉ブランケット等の設計を幅広く詳細に行ない、核融合実験炉の炉概念の選定及び建設のために必要な工学・技術資料を得ることにある。主な設計内容は、ブランケット等の炉内構造物(第1壁、増殖ブランケット、遮蔽体、タイバータ、ブランケット・テストモジュール)、炉内構造物の分解修理システムおよびトリチウム関連システムの概念設計である。本概念設計の結果、システム全体との整合性を充分に考慮したブランケット等の概念を明らかにし、その設計・製作上の問題点を摘出した。
