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伊尾木 公裕*; Elio, F.*; 丸山 創; 森本 将明*; Rozov, V.*; Tivey, R.*; Utin, Y.*
Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.185 - 190, 2005/11
被引用回数:5 パーセンタイル:35.8(Nuclear Science & Technology)ITERでは真空容器の発注仕様書の準備が進行している。また、真空容器及び第一壁・ブランケット設計についても進展があった。例えば、インボードの上部及び下部においては、えび管に代わり3次元プレスの採用があり、これにより、製造方法や非破壊検査を簡略化できる。第一壁のプラズマ対向面はリーディング・エッジ問題を回避するために形状最適化を行った。第一壁パネルの中央支持ビームにはレース・トラック形状を選択することにより、より強固な構造強度と、遮蔽ブロックにおいて簡潔な冷却流路設計が可能となり、圧損は0.05MPaまで下げることができた。R&D開発については、溶接部での20度あるいは30度の浅い入射角の超音波検査において良好なSN比を得るための試験が進行中である。また、非定常時における自然循環冷却を実証するために試験が実施された。
関口 哲弘; 馬場 祐治; 下山 巖; Nath, K. G.
Journal of Electron Spectroscopy and Related Phenomena, 144-147, p.437 - 441, 2005/06
被引用回数:3 パーセンタイル:17.62(Spectroscopy)表面における配向を化学結合種ごとに分析する新しい実験手法を開発した。偏光NEXAFS法はX線吸収スペクトル測定により表面の結合状態や配向方向を決定する手法である。軟X線領域ではX線吸収測定のためには通常全電子収量を測定する。本研究においては放射光励起に起因する脱離イオンの質量分析を行い、X線励起エネルギー依存性及びその偏光依存性を測定することにより個々の化学結合について配向解析を行う実験を試みた。系としては核融合第一壁において重要とされる重水素イオン照射グラファイトを用い、脱離するH及びDイオンを観測した。また高配向グラファイト単結晶を出発物質として使い照射による配向の乱れを観測した。電子収量はC-HとC-Dの平均構造を与えるのに対し、D収量は照射により生じたC-D結合周辺のみの局所構造を与える。Hは未照射領域のC-H結合の情報を与える。
正木 圭
日本原子力学会誌, 46(12), p.834 - 837, 2004/12
JT-60UのW型ダイバータ及び第一壁タイル内に残留したトリチウムをイメージングプレート法及び燃焼法により測定した。両者の測定結果は良い一致を示し、ドーム頂部で最もトリチウム濃度が高く、運転時の表面温度が高いダイバータ部では低い値を示した。タイル表面の堆積層の厚さを、走査型電子顕微鏡による断面観察により測定した結果、トリチウム分布と堆積層との相関は認められなかった。DD反応で生成される高エネルギートリトンの軌道損失を、軌道追跡モンテカルロコードで計算した結果、計算結果とイメージングプレート法及び燃焼法によるトリチウム分布の測定結果はよく一致した。また、計算結果と燃焼法測定結果との比較から、ダイバータターゲットタイルに取込まれたトリチウムは、タイル表面の温度上昇により放出されたことがわかった。これらのことから、JT-60Uのダイバータ及び第一壁タイルのトリチウム分布は、DD反応で生成される高エネルギートリトンのトロイダル磁場リップルによる損失を反映し、生成時のエネルギーが損失されずに壁に深く入射されたことを示している。さらに、ダイバータターゲットにおいては、タイル表面温度上昇の影響を受けた結果、トリチウムが放出されたことがわかった。
伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Barabaschi, P.*; Barabash, V.*; Chiocchio, S.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; Federici, G.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.31 - 38, 2004/08
被引用回数:14 パーセンタイル:66.09(Materials Science, Multidisciplinary)ITER主要コンポーネントの発注仕様書の準備が現在進行中である。製造方法や非破壊検査法などを考慮しつつ炉構造機器(真空容器や容器内機器)の詳細設計を現在行っている。R&D開発については、20度あるいは30度の入射角の超音波試験,2チャンネルモデルによる流量配分の試験,第一壁のモックアップやパネルの製造及び試験,ハウジングを含めた全システムとしてのフレキシブル支持構造の試験,リーク試験のための予備真空領域を設けた同軸冷却管接続の試験,ダイバータの垂直ターゲットのプロトタイプの製造と試験などが行われた。こうした結果により、設計の成立性について確信を与えるとともに、低コストの代替え製造法の可能性を示すものである。
栗原 良一
JAERI-Tech 2004-052, 39 Pages, 2004/07
核融合動力炉の設計において、コンパクトな炉で高い核融合出力を達成しようとすれば、プラズマから第一壁やダイバータ板上に数MW/mの熱流束と高速中性子束が作用する。その場合、第一壁表面や材料中に微小き裂が発生する可能性は十分考えられる。微小き裂が疲労やクリープなどによって有意な寸法のき裂に成長した場合、第一壁の構造健全性は非常に低くなる。第一壁内をき裂が貫通すれば、核融合炉の安全性を脅かす要因の一つになりうる。本報では、このような使用環境にさらされるフェライト鋼またはSiC/SiC複合材料で製造した核融合炉第一壁が抱える構造健全性上の課題を整理した。
正木 圭
核融合炉, (11), p.30 - 33, 2004/03
JT-60のW型ダイバータ及び第一壁タイル内に残留したトリチウムをイメージングプレート法及び燃焼法により測定した。両者の測定結果は良い一致を示し、ドーム頂部で最もトリチウム濃度が高く、運転時の表面温度が高いダイバ-タ部では低い値を示した。タイル表面の堆積層の厚さを、走査型電子顕微鏡による断面観察により測定した結果、トリチウム分布と堆積層との相関は認められなかった。DD反応で生成される高エネルギートリトンの軌道損失を、軌道追跡モンテカルロコードで計算した結果、計算結果とイメージングプレート法及び燃焼法によるトリチウム分布の測定結果はよく一致した。また、計算結果と燃焼法測定結果との比較から、ダイバータターゲットタイルに取込まれたトリチウムは、タイル表面の温度上昇により放出されたことがわかった。これらのことから、JT-60のダイバ-タ及び第一壁タイルのトリチウム分布は、DD反応で生成される高エネルギートリトンのトロイダル磁場リップルによる損失を反映し、生成時のエネルギーが損失されずに壁に深く入射されていることがわかった。さらに、ダイバ-タタ-ゲットにおいては、タイル表面温度上昇の影響を受け、トリチウムが放出されていることがわかった。
榎枝 幹男; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 三木 信晴*; 本間 隆; 秋場 真人; 小西 哲之; 中村 博文; 河村 繕範; et al.
Nuclear Fusion, 43(12), p.1837 - 1844, 2003/12
被引用回数:101 パーセンタイル:93.45(Physics, Fluids & Plasmas)本論文は、高い経済性を有する核融合発電プラント用ブランケットの設計と開発に関するものである。高い経済性と実現性の双方を有する発電ブランケットとして、超臨界圧水冷却方式の固体増殖ブランケットの概念設計を明らかにした。最重要設計項目として、モジュール構造の核特性,熱機械特性に関し基本的な成立性を示した。また、発電システムとして41%以上の発電効率を有することを示し、本方式の経済的な魅力を明らかにした。また、構造体製作技術開発の成果としては、実機構造を模擬する第一壁パネル試験体を用いて、原型炉で想定している最高熱負荷1MW/m に相当する加熱試験を行い、試験体が母材と同等の熱疲労寿命を持つことを実証した。さらに、ブランケット熱設計の要となる増殖材充填層の有効熱伝導率研究に関しては、湿式法で製造したLiTiO を用いて、充填層の有効熱伝導率を明らかにし、裕度のある設計を可能とした。
飛田 健次; 西尾 敏; 小西 哲之; 佐藤 正泰; 田辺 哲朗*; 正木 圭; 宮 直之
Fusion Engineering and Design, 65(4), p.561 - 568, 2003/07
被引用回数:20 パーセンタイル:77.2(Nuclear Science & Technology)核融合出力2GWのトカマク炉を想定して、プラズマから逃げ出す高エネルギーイオンの粒子束を定量評価し第一壁に及ぼす影響を検討した。高エネルギーアルファ粒子の粒子束は最大210msに達し、タングステンアーマに対する損耗率は約20m/yrとなる。このことは、タングステンアーマがサイクル期間(約2年)中、残存するためには少なくとも100mの厚さが必要であることを示している。プラズマ中のD-D反応によって生成するトリチウムイオンが軌道損失によって壁に捕捉される量は7.5g/yrであり、トリチウム経済上は無視できる。トリチウムイオン粒子束は10-10msとなり大きな値ではないが、このような粒子束の高エネルギー水素イオン照射による材料の変質については理解されておらず、実験による材料健全性の確認が必要になることを指摘した。
伊尾木 公裕*; Barabaschi, P.*; Barabash, V.*; Chiocchio, S.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; Gervash, A.*; Ibbott, C.*; Jones, L.*; et al.
Nuclear Fusion, 43(4), p.268 - 273, 2003/04
被引用回数:21 パーセンタイル:54.59(Physics, Fluids & Plasmas)ITERの真空容器や容器内コンポーネントの基本設計概念は変わっていないが、信頼性向上,メインテナンス性改善,コスト低減の観点から、設計の詳細において幾つかの点の改良を検討した。真空容器のR&Dにおける最も大きな成果は必要な製作組立精度の実証である。さらに最近ポートの切断による変形量を測定し、その値が十分小さいことを確認した。また、厚板の溶接,切断、及び超音波非破壊検査に関する先進技術の開発をさらに進めた。第一壁/ブランケットとダイバータのR&Dについては、第一壁パネル,ブランケット遮蔽ブロック,ダイバータのフルスケールのモックアップの製作に成功し、設計条件を満たす技術を開発することができた。
仲野 友英; 東島 智; 久保 博孝; 柳生 純一; 新井 貴; 朝倉 伸幸; 伊丹 潔
Journal of Nuclear Materials, 313-316(1-3), p.149 - 152, 2003/03
被引用回数:29 パーセンタイル:85.65(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60では酸素不純物と粒子リサイクリングを低減するためにデカボラン (BD) を用いたボロン化処理を行った。しかし、デカボランに含まれる軽水素が重水素プラズマを希釈することが問題であった。調整用トカマク放電数を減少させるために、重水素化デカボラン(BD)を用いたボロン化処理を近年導入した。本研究では同一放電条件の放電を定期的に繰り返し、重水素化デカボランを用いたボロン化処理の効果の持続性を調べた。中性粒子ビーム加熱4MWのLモード放電において、20gのデカボランを用いたボロン化処理では、主プラズマの酸素量は1.9%から1.3%までにしか減少させることができなかったが、70gのデカボランを用いたボロン化処理では、2.2%から0.5%まで減少させることができた。その後、酸素量は徐々に増加したが、約400ショットの間、約1%以下に抑えることができた。また、10-20gのデカボランを用いたボロン化処理を繰り返すことにって主プラズマの酸素量を約0.5%に維持することに成功した。講演では、構築したデータベースに基づいて、デカボランの使用量と頻度の最適化について議論する。
黒田 敏公*; 秦野 歳久; 三木 信晴*; 廣木 成治; 榎枝 幹男; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 秋場 真人
JAERI-Tech 2002-098, 136 Pages, 2003/02
ITER-FEATの遮蔽ブランケット設計における日本での検討事項をまとめた。第一壁/遮蔽ブロックの熱・応力解析及び遮蔽ブロックの熱・流力解析を行い、遮蔽ブロックの一部に熱応力が過大となる箇所があること、また遮蔽ブロック内の流路で閉塞的な状態となっている箇所があることを指摘するとともに改善を提案した。つぎに、ソリッド要素を用いた3次元電磁力解析を行って、ディスラプション時にブランケットモジュールに生じる電磁力を求めるとともに、第一壁と遮蔽ブロック、また遮蔽ブロックと真空容器の接続構造の強度検討を行った。最後に、ブランケットへの主給排水管が真空容器内部に埋設された場合の水-水リーク検出システムについて検討した。
東島 智; 中村 博文; 堀川 豊彦*; 神永 敦嗣; 関 正美; 久保 博孝; 小西 哲之; 田辺 哲朗*
Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/00
国際熱核融合実験炉(ITER)では、炭素タイルや炭素再堆積層に含まれるトリチウムが運転を制限する可能性があり、トリチウムリテンションを下げる手法の確立が望まれている。また、除去されるトリチウムの化学形に対する知見は、トリチウム回収プラントを設計するうえで不可欠である。JT-60Uではこれまで、不純物低減・粒子リサイクリング低減の観点から壁調整法を開発して来たが、水素同位体除去の観点からも壁調整法の最適化が必要である。そこで、大型トカマク装置における真空容器内の水素同位体挙動を研究し、その有効な除去方法を探索することを目的として、壁調整放電を実施した。講演では、水素同位体除去を目的としたJT-60U壁調整放電の解析結果を報告する。
秦野 歳久; 黒田 敏公*; Barabash, V.*; 榎枝 幹男
Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1537 - 1541, 2002/12
被引用回数:4 パーセンタイル:29.25(Materials Science, Multidisciplinary)ITER第一壁においてベリリウムとアルミナ分散強化銅の冶金的に接合した構造体が必要である。そこで熱伝導がよく、高い接合強度が得られる高温等方加圧接合法を適用することにした。しかし、直接接合すると熱膨張率の差及び接合面での脆い金属間化合物の生成により十分な性能を有する接合体が得られない問題があった。これらの問題を解決するために、応力緩和及び反応抑止を目的として第3金属を中間層として挿入する方法を考案した。中間層材質,中間層成膜方法,HIP条件等をパラメータに機械試験と金相観察により評価することによって、これらを最適化し良好な性能を発揮する二種類の接合方法を選定した。選定した条件は中間層にアルミ/チタン/銅、接合温度555と中間層に蒸着した銅、接合温度620である。さらにそれら接合体の熱負荷試験により性能を比較し、熱機械特性について考察した。
内田 宗範*; 石塚 悦男; 秦野 歳久; Barabash, V.*; 河村 弘
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1533 - 1536, 2002/12
被引用回数:3 パーセンタイル:23.41(Materials Science, Multidisciplinary)ITER第1壁の開発を目的として、Al,Ti,Cuから成る中間層及びCu中間層を用いて製作したベリリウム/銅合金接合体の熱負荷試験を実施し、試験体の健全性を調べた。除熱性能を確認した後に、接合部温度が約200Cとなる熱負荷条件(5MW/m)で15秒加熱,15秒冷却で1000回の熱サイクル試験を実施した。Al/Ti/Cu中間層の試験体は、1000回まで良好な除熱性能を維持したが、Cu中間層を用いた試験体は除熱性能の低下が見られた。試験後、接合部の断面を調べた結果、接合体のコーナー部の接合界面において剥離が確認され、これが熱伝導の低下を招いたものと推定された。
伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Cardella, A.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; Lorenzetto, P.*; 三木 信晴*; 大崎 敏雄*; Rozov, V.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.399 - 405, 2002/11
被引用回数:11 パーセンタイル:58.11(Nuclear Science & Technology)ITERブランケットの20002001年における設計とR&Dにおける進展について報告する。ここではブランケットの主要な4つの部分(第一壁,シールド体,フレキシブル・サポート,電流接続体)に焦点をあてた。第一壁パネルにおけるディスラプション中の電磁力を銅やステンレス鋼を貫通するスロットによって低減した。また、最大荷重のハロー電流による第一壁の中央支持ビームにおける最大応力は許容値の範囲に入っている。最近のR&Dにより、実寸大第一壁パネルを標準的な製造方法であるHIPにより、製作することに成功した。シールド体については、ヘッダをプラズマ側に配置し、ラジアル方向の冷却チャネルに冷却水を供給している。シールド体は4つの鍛造ブロックから構成し、背面側で互いに電子ビーム溶接している。最近のR&Dでは、鍛造ブロックを、ドリルや機械加工及びプラグや溶接し、実寸大のシールド体を製作し、第一壁パネル(中央支持ビームつき)とともに組み立てることができた。ブランケットモジュールの接続体についても詳細な設計検討をすすめた。チタン合金のフレキシブル・サポートについては、座屈試験,疲労試験,動的応答試験(550kN)を実施した。電流接続体(280kA)についても、機械疲労や熱疲労の試験,ソレノイドコイル磁場中での通電試験を実施した。ブランケットの設計及びR&Dの進展により、コスト低減の見通しが得られたと同時に、設計の成立制とコンポーネントの製作性を確認した。
Bakhtiari, M.; 河野 康則; 玉井 広史; 三浦 友史; 芳野 隆治; 西田 靖*
Nuclear Fusion, 42(10), p.1197 - 1204, 2002/10
被引用回数:49 パーセンタイル:80.12(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク型核融合炉では、プラズマのディスラプション時に急激に放出される熱エネルギーと逃走電子の発生とによって、第一壁等が損傷を受けることが懸念され、その緩和・抑制を行う手法の開発が進められている。その中で、プラズマ電流を急激に減少させてディスラプションを模擬し、そこへアルゴンと水素の混合ガスをプラズマ中に入射して、逃走電子の発生を防ぎつつ放電を速やかに停止するシナリオを考案し、JT-60Uにおいて実験的に証明した。この結果、アルゴンガスは放射損失を高めて放電の高速遮断に寄与する一方、水素ガスは電子密度を高めるとともに逃走電子の抑制に寄与することが明らかとなり、混合ガスパフの有効性が示された。
川島 寿人; 都筑 和泰; 谷 孝志; 佐藤 正泰; 鈴木 貞明; 木村 晴行
プラズマ・核融合学会誌, 78(9), p.935 - 940, 2002/09
JFT-2Mにおいて高空間時間分解能を持つ2次元赤外線カメラ(IRTV)システムを開発した。目的は、フェライト鋼板(FP)による高速イオンのリップル損失低減効果を評価することにある。IRTV本体は、時間分解能1/60秒,測定可能温度範囲0-500を有す。検出部分には、3~5mの赤外線に感度を持つPtSi素子が256256個並べられている。第一壁を見込むための光学系構成を簡素化(レンズ,反射鏡,サファイア真空窓各1枚)し、カメラ位置から壁までの距離を3.5mまで短くして高空間分解能約3mmを得た。これを用いて、NBIが熱中,リップル補足損失イオンによる局所的温度上昇を観測することができ、FP装着前には、温度の最高上昇分Tsが約75に達した。FP装着後、Tsは明らかに減少し、リップル低減の最適条件では温度上昇がほぼ零になってFPの高速イオン損失低減効果を明らかにできた。
河村 弘
JAERI-Review 2002-011, 165 Pages, 2002/06
本報告書は、IEA主催の「第5回核融合炉用ベリリウム技術に関する国際会議」において、核融合炉用ベリリウム技術に関する日本の研究開発現状についてレビューしたものである。本国際会議は、モスクワのファイナンシャルアカデミー会議場において、ドイツ,ロシア,カザフスタン,米国,日本等10カ国から約60名(発表件数:39件)の出席のもとに2001年10月10日から12日まで3日間開催された。日本からの発表件数は13件であった。本国際会議で発表された日本におけるベリリウム技術開発の最近の傾向としては、中性子増倍材料技術に関しては、BeTi等のベリリウム金属間化合物の研究開発に特化されつつあることと、第一壁材料技術に関しては、高温等方加圧法(HIP法)を用いたベリリウムと銅合金の接合技術について明るい見通しが得られつつあることが明らかになった。
玉井 広史; 芳野 隆治; 徳田 伸二; 栗田 源一; 閨谷 譲; Bakhtiari, M.; Khayratdinov, R. R.*; Lukash, V.*; Rosenbluth, M. N.*; JT-60チーム
Nuclear Fusion, 42(3), p.290 - 294, 2002/03
被引用回数:34 パーセンタイル:70.69(Physics, Fluids & Plasmas)ディスラプション時に発生する逃走電子電流は、第一壁の損耗をもたらすことが懸念されている。そこで、JT-60Uにおいて、発生した逃走電子を遮断するために表面安全係数(q)を下げる方法を開発した。qが減少して、2または3となったときに発生する強い磁場揺動によって逃走電子電流が消滅することを実験的に明らかにした。その消滅機構として、プラズマ周辺部に形成される低温の磁気バブルによる磁気面の変形を通した逃走電子の閉じ込め劣化を考察した。また、磁場揺動に伴って放出される逃走電子のエネルギーによる第一壁の熱負荷と、逃走電子遮断時にバッフル板に流れるハロー電流の測定・解説結果から、本遮断方法では逃走電子による第一壁の損耗を低減できることを示した。
柳生 純一; 新井 貴; 神永 敦嗣; 木津 要; 荒井 優*; 宮 直之
Proceedings of 19th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE), p.388 - 391, 2002/00
臨界プラズマ試験装置(JT-60U)では第一壁コンディショニングとして、ボロンを第一壁に蒸着させるデカボラン(BH)を用いたボロナイゼーションを実施している。ボロナイゼーションは、ほかのDischarge-cleaning(DC)に比べて酸素不純物量及び水素リサイクリング量低減に有効であるが、ボロン膜中に含まれる軽水素の低減とDCグロー放電の安定化において問題があった。これらを解決するためにBHに代わって重水素デカボラン(BD)を使用したボロナイゼーション処理技術の開発を進めた。この結果、ボロン膜中の軽水素は激減し、ボロナイゼーション直後の実験運転における調整放電の数が従来比で1/10まで削減した。また、ヘリウム雰囲気中でボロナイゼーションが行えるので、DCグロー放電が安定し、ボロナイゼーションに要する処理時間が最大30時間節約でき、BDを用いたボロナイゼーションが、非常に効率的,かつ効果的な第一壁コンディショニング手法であることを示した。