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西尾 敏; 大森 順次*; 黒田 敏公*; 飛田 健次; 榎枝 幹男; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 佐藤 聡; 河村 繕範; 中村 博文; et al.
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1271 - 1276, 2006/02
被引用回数：20 パーセンタイル：78.83(Nuclear Science & Technology)2020年頃の運転開始を想定したトカマク型発電実証プラントのブランケットについて構造体としての側面から考察を行った。比較的近未来を想定しているため前提となる要素技術に過度に先進的と考えられる技術を導入することは避けた。特に留意した点は、高い稼働率の実現に鑑みてブランケットの保守方式にはセクター一括引き抜きのいわゆる、ホットセルメインテナンス方式を導入した。本方式を導入することによって強固な電磁力支持構造を確保しながら要求されるトリチウム増殖率を確保し、前述の高稼働率を得る見通しが得られた。
Song, Y.*; 西尾 敏
Plasma Science and Technology, 7(2), p.2731 - 2733, 2005/04
球状トカマク炉用常伝導トロイダル磁場コイルの許容電流密度を合理的に増加させる新方式について論じたものである。最重要課題は電磁力である。トロイダルコイルのクリティカルな部位はトーラス軸近傍の直線部である。これは、この部位が強磁場環境に置かれることと空間的に制約され支持部材の導入が困難なためである。全トロイダルコイルでこの部位は一本の柱状をなし中心柱と呼ばれ、ここでの荷重形態は中心力によるピンチ力とフープ力による引っ張り力である。この両荷重形態は相乗して応力強さを増加させることになり、コイル許容電流が著しく制限される。応力強さを軽減する目的で中心柱に上下方向からフープ力を相殺する以上の圧縮荷重を加える。この場合、圧縮荷重は座屈によって制限されるとした。この圧縮荷重を最適化することで電磁力の観点からコイル許容電流を2倍以上増加させることが可能となり、ジュール発熱の冷却をする場合でも60%程度の電流密度の増加が見込めることが明らかとなった。
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
JAERI-Tech-2002-098.pdf:24.33MB
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。
浦田 一宏*; 鈴木 優*; 工藤 文夫*; 木村 晴行; 三浦 幸俊; 山本 正弘
Fusion Engineering and Design, 56-57, p.849 - 853, 2001/10
被引用回数：4 パーセンタイル：33.39(Nuclear Science & Technology)真空容器の内壁を強磁性・フェライト鋼板でカバーすることがJFT-2Mの先進材料プラズマ試験(AMTEX)の第3段階で計画されている。フェライト鋼板(設計例)に対してプラズマディスラブション時に作用する全電磁力を3次元電磁場解析コードEDDY3Dを用いて計算するとともに、フェライト鋼板における磁化と渦電流の結合効果を評価した。真空容器に対してボルトで固定するフェライト鋼板の支持構造の健全性をこの計算により確認した。
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
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。
櫻井 真治; 細金 延幸; 正木 圭; 児玉 幸三; 笹島 唯之; 岸谷 和廣*; 高橋 昇竜*; 清水 勝宏; 秋野 昇; 三代 康彦; et al.
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.371 - 376, 1998/00
被引用回数：5 パーセンタイル：44.27(Nuclear Science & Technology)現在、改造工事が進められている、JT-60Uのダイバータ改造の設計及び工事の概要について発表する。既存の真空容器、ポロイダルコイルを利用し、各種の実験配位へ対応可能なこと、放射冷却ダイバータプラズマの形成と制御及び主プラズマへの中性粒子逆流の低減により高閉じ込め性能とダイバータへの熱流低減を両立することを目標として、コンパクトなW型構造を採用した。既設のNBIクライオポンプに排気速度可変機構を付加した排気系とガス供給系の増力、配置最適化により粒子制御機能を実現する。真空容器内での作業性、保守性、拡張性及び熱応力低減の観点から、分割式の基本構造を採用した。バックル板の隙間を絶縁スライド式のガスシールで塞ぎ中性粒子の漏れを低減する。ハロー電流を含めた電磁力、構造解析により全体の健全性を確認している。据付前に真空容器変形量の精密測定を行い、要求される設置精度を確保している。
三木 信晴*; 伊尾木 公裕*; F.Elio*; 児玉 徹彦*; S.Chiocchio*; D.Williamson*; M.Roccella*; P.Barabaschi*; R.S.Sayer*
Fusion Technology 1998, 2, p.1389 - 1392, 1998/00
本論文では、ブランケットモジュール、バックプレート、ダイバータモジュールの電磁石解析結果をまとめる。プラズマディスラプション時は、約1msの熱消滅に続いて、50~100msの電流消滅が生じる。熱消滅時に、プラズマ中のトロイダル磁束が増加する。この磁束変化により、バックプレート、ダイバータには2.5MAのポロイダル電流が誘起され、約0.7MPaのプラズマ方向電磁力荷重が生じる。電流消滅時には、プラズマ電流は21MAから0に減少し、ポロイダル磁束が変化する。バックプレートには、トロイダル方向渦電流が誘起され、最大0.6MPaの電磁石荷重が生じる。ブランケットモジュールには半径方向とポロイダル方向の2つの渦電流ループが誘起され、2方向の回転トルクが問題となる。VDE(プラズマ上下方向変位事象)時は、約7.4MAのハロー電流が流れ、下側モジュールの電磁力が問題となる。
高瀬 治彦; 仙田 郁夫; 荒木 政則; 荘司 昭朗; 常松 俊秀
IAEA-CN-69/FTP/28, 4 Pages, 1998/00
プラズマ・ディスラプション時の電磁力評価は、トカマク型核融合炉を設計するうえで重要な課題の1つである。特に垂直移動現象(VDE)に伴う渦電流の発生とハロー電流の炉内機器への流入は電磁力の最も危険な源であるので、将来の核融合炉の設計においてはこれら現象について充分解析しておく必要がある。本解析では炉内機器を3次元形状で精密に取扱い、さらに従来充分なモデル化がなされていなかったハロー領域を、炉内機器と同様なモデル化を行ってハロー電流のヘリカル状電流経路を表現している。これらのモデル化の後、3次元有限要素法による数値解析を行ったところ、電磁力評価において炉内機器の3次元形状やハロー電流のヘリカル状電流経路の効果が重要であることがわかった。
閨谷 譲; 牛草 健吉; 飛田 健次; 栗田 源一; 久保 博孝; 宮 直之; 正木 圭; 神永 敦嗣; 細金 延幸; 長島 章; et al.
JAERI-Research 97-024, 295 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-024.pdf:8.26MB
定常炉心試験装置(JT-60SU)の真空容器、ダイバータ及びクライオスタットの設計を行った。真空容器の材質はトリチウムの吸蔵がなく中性子による放射化が低いものを主な選定基準として(1)SUS316+W板方式および(2)Ti-6Al-4V合金+SUS430方式の2方式で検討し、トロイダル方向に連続した薄板二重構造で構造強度、組み立て、熱解析、遮蔽性能において設計条件をほぼ満足する基本構造が得られた。ダイバータの基本構造として、チャンネル型及びバーティカル型の2ケースで検討し、保守・交換のため、トロイダル方向に分割できるセクタ構造を採用した。また、クライオスタットとして、胴部とドーム部から構成される基本構造を決定した。
宮 健三*; 武藤 康; 高津 英幸; 羽田 一彦; 小泉 興一; 實川 資朗; 荒井 長利; 大川 慶直; 島川 貴司*; 青砥 紀身*; et al.
Fusion Engineering and Design, 31, p.145 - 165, 1996/00
被引用回数：3 パーセンタイル：32.72(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉ITERを我国に建設する際に構造設計基準上の観点から、どのような規制が必要となるかについて検討を行った。検討課題は、機器区分、運転状態分類、解析手法、破壊基準、簡易評価手法、材料特性、溶接及び検査などである。この結果、機器区分案及び運転状態分類案を作成し、また第1壁の316SS部分が中性子照射により脆化する際の破壊がティアリングモジュラス・クライテリオンで評価でき、更に現在用いられている応力ベースの許容基準が安全側であること、電磁力による振動及び破壊挙動に関する実験結果、真空容器が第3種機器に相当する場合に要求される溶接、検査、ISIの項目について記す。
平塚 一; 笹島 唯之; 児玉 幸三; 新井 貴; 正木 圭; 閨谷 譲; 柳生 純一; 神永 敦嗣; 西堂 雅博
Fusion Technology 1996, 0, 4 Pages, 1996/00
真空容器内は、プラズマの熱負荷から内面を保護するために、等方性黒鉛やC/C複合材による第一壁やダイバータタイルで覆われている。ダイバータタイル等は、熱負荷や電磁力による損傷を受けるため毎年交換を行っている。損傷は、ダイバータタイルのエッジに集中してエロージョンや破損が見られるが、第一壁も損傷している。これらの原因として、ハロー電流に起因した電磁力、熱応力等が推定される。最近では、電磁力によると思われるポート部NBI保護板の破損やダイバータタイルと第一壁の間にあるダイバータ冷却配管がビーム状の熱負荷を受けて溶融した(冷却ガスのリーク)不具合例がある。各不具合は、短期間のうちに調査、対策、復旧が行われ、JT-60の運転への支障は少なかった。本報告では、プラズマにより損傷した第一壁、ダイバータタイル及びダイバータ冷却配管の不具合例、復旧、調査、不具合対策等について報告する。
櫻井 真治; 細金 延幸; 児玉 幸三; 正木 圭; 笹島 唯之; 岸谷 和廣*; 鶴見 聰*; 高橋 昇竜*; 西堂 雅博; 井上 雅彦*; et al.
Fusion Technology 1996, 0, 4 Pages, 1996/00
平成9年春に行われる、JT-60Uのダイバータ改造の概念及び詳細設計について発表する。既存の真空容器、ポロイダルコイルを利用し、各種の実験配位へ対応しつつ、放射冷却ダイバータプラズマの形成と放射領域の制御、更には、主プラズマへの中性粒子逆流の低減による高閉じ込め性能と熱流速低減の両立を目標として、コンパクトなW型構造を採用した。既設のNBIクライオポンプに排気制御能力を付加した排気系とガス供給系の配置最適化により粒子制御機能を実現する。容器内での作業性、保守性、拡張性及び熱応力低減の観点から、分割式の基本構造を採用した。隙間を絶縁スライド式のガスシールで塞ぎバッフル板下部からの中性粒子の漏れを低減する。ハロー電流に関する最新の実験結果を考慮した電磁力、構造解析を行い、真空容器も含め全体の健全性を確認している。
喜多村 和憲*; 高津 英幸; 小泉 興一; 常松 俊秀
JAERI-Tech 95-032, 17 Pages, 1995/05
核融合炉ブランケットに作用するプラズマ崩壊時の電磁力低減対策として、第一壁を電気接続する構造概念の実用性について検討した。適用した構造概念は、電気接続部を銅合金からなる薄板多層板で構成し、隣接する第一壁間にボルトとキーで固定する構造である。検討は電気接続部のプラズマ熱負荷、ジュール発熱に関する熱的検討、強大な電磁力に耐える機械的剛性およびブランケット匡体の熱膨張吸収のための柔軟性等を検討し、上記問題点を満足する電気接続部構造の最適設計領域を求めた。また、設計可能領域を満たす薄板多層板の第一壁電気接続構造を提案した。その結果、熱的、機械強度的および製作的に満足する構造であるも、設計可能領域が狭く、ブランケット匡体の製作精度の信頼性を考慮すると、今後さらに詳細な最適化検討が必要であると判断された。
伊尾木 公裕*; G.Johnson*; 清水 克祐*; D.Williamson*
Fusion Engineering and Design, 27, p.39 - 51, 1995/00
被引用回数：13 パーセンタイル：76.19(Nuclear Science & Technology)ITER装置の真空容器は第1の安全バウンダリーであり、信頼性の高い機器であることが要求されている。使用材料はインコネル625もしくは316ステンレス鋼であり、全溶接構造の二重壁構造を採用している。冷却は水を用い、最高圧力は約2MPaである。プラズマディスラプション時の電磁力・その結果生じる応力について解析・評価し、ほぼ成立する見通しを得た。
宮 健三*; 武藤 康; 高津 英幸
機械の研究, 47(1), p.179 - 184, 1995/00
核融合実験炉の設計例としてITERのCDA設計を選び、これを設計・製作・運転するにあたって準拠すべき構造設計基準が具備すべき内容についての検討を、日本溶接協会FSD小委員会への委託研究として過去4年間にわたって実施した。核融合の原理と実用化の1項目として研究の成果を紹介したものである。内容は、構造設計基準を構成する項目の説明、運転状態分類及び機器区分についての提案とその考え方の説明、強磁場下で導電性材料が振動する場合の磁気粘性効果や強磁性材料に作用する磁気剛性効果についての実験結果の紹介、中性子照射を受けて脆化した316SSを構造材料として使用する時に微小欠陥からの不安定破壊が危惧されるが、これに関する実験及び解析結果の紹介、電磁力による破壊実験結果の紹介、ならびに溶接・検査に関する課題の解説などである。
炉設計研究室
JAERI-M 89-202, 119 Pages, 1989/12
本設計は、核融合エネルギーの実用化を目指したブランケット総合開発計画に反映することを目的とし、特に固体増殖材を使用する増殖ブランケットの開発に必要な開発手順と試験項目並びに試験設備について検討を行い、そのうちの下記試験設備について概念設計を行ったものである。1.高熱負荷試験設備、2.伝熱・流動試験設備、3.健全性試験設備、4.製造技術開発設備
東稔 達三; 関 昌弘; 湊 章男*; 堀江 知義; 河村 洋; 小川 益郎; 藤村 薫; 武田 哲明; 深谷 清; 飯田 浩正; et al.
JAERI-M 86-176, 299 Pages, 1987/01
核融合炉においてプラズマに面して設置される構造物(主として第1壁、ダイバ-タ板、リミタ板)の健全性及び寿命評価に関する総合的な解析的及び実験的研究を行なった。以下の項目について成果が得られた。(1)寿命制限の主用因子の検討、(2)2次元弾塑性解析による塑性変形効果、(3)再付着効果によるダイバ-タ板/リミタ板の正味エロ-ジョン量の緩和、(4)片面熱負荷条件化における、非一様熱伝達率分布を求める機能を有する2次元有限要素法熱構造解析コ-ドの開発(5)プラズマ・ディスラプションを模擬した、電子ビ-ムによる金属材料の溶融厚みと蒸発量の測定及び解析、(6)溶融層の安定性解析モデルの開発、(7)ろう付け及び鋳込によるW/Cu接合構造のアルゴン・プラズマジェットによる熱サイクル疲労実験、(8)ろう付けによるW/Cu接合構造のせん断疲労実験、(9)非磁性体厚肉構造の過電流と動的電磁力及び磁性体の磁化による電磁力の解析手法の開発、(10)非磁性体(304SS)と磁性体(HT-9、軟鉄)の電磁力による変形実験
高津 英幸; 大久保 実; 山本 正弘; 太田 充
日本原子力学会誌, 28(7), p.628 - 640, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)JT-60本体コイル通電試験が、1984年12月から2ヶ月強の期間を要して実施された。本試験の目的は、プラズマの生成に先立ち全コイルに最大定格まで電流を流し、本体、電源、制御などの全システムの健全性を確認することである。本報告は通電試験の結果について本体の機械的特性の観点からまとめたものであり、主な結論は以下の通りである。(1)全コイルを同時に最大定格まで通電することに成功し、全システムの健全性が確認された。(2)測定された歪、変位は設計値と比較的よく一致し、電磁力の支持が設計通りなされていることが確認された。(3)電磁力による真空客器の振動が顕著であり、真空客器に取り付く機器は振動対策が必要である。(4)機械的な観点から、運転に対する制限事項や追加が必要と考えられる計測事項が明らかにされた。
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。
湊 章男
JAERI-M 83-125, 149 Pages, 1983/08
スイミングプール型トカマク炉の真空容器では、トーラス内側領域のモジュール間をボルトによる締結を行わず、分解、修理の為遠隔操作による作業の軽減を図った設計が提案されている。そのようにトーラス内側のモジュール間がトロイダル方向に機械的に不連続な真空容器に外圧(水圧+大気圧)およびプラズマディスラプション時の電磁力が作用した場合の応力解析を行い、真空容器の健全性を評価するとともに、モジュール間に取り付けられるリップシール(真空境界形成)の形状を提案し、真空容器の変形に伴う強制変位に耐する健全性も評価した。尚、電磁力による真空容器の動的反応解析を行うに際し、渦電流および電磁力解析コードと応力解析コードの結合および応力解析コードの改良も合わせて行った。
