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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：93.52(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Li
TiO
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。
呉田 昌俊; 秋本 肇
International Journal of Heat and Mass Transfer, 45(20), p.4107 - 4115, 2002/09
被引用回数：44 パーセンタイル：80.8(Thermodynamics)本研究では、片面加熱狭隘矩形流路における高熱流速限界熱流束実験を行い、狭隘流路内サブクール沸騰流用無次元限界熱流束相関式を提案することを目的とした。まず、片面加熱狭隘矩形流炉用無次元相関式を、各種パラメータの限界熱流束に及ぼ影響を整理しなから導出した。従来の限界熱流束予測式を片面加熱狭隘矩形流路へ適用した場合と比べて、計算精度が2~10倍程度改善できた。次に、得られた式の両面加熱狭隘矩形流路,半周加熱小口径鉛管,全周加熱小口径鉛管への適用性を検討し、各種狭隘流路に対して限界熱流束を統合的に評価できる式を提案した。
石塚 悦男; 内田 宗範*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 河村 弘
Fusion Engineering and Design, 56-57, p.421 - 425, 2001/10
被引用回数：2 パーセンタイル：19.6(Nuclear Science & Technology)炭素繊維強化炭素複合材とアルミナ分散強化銅からなるダイバータモックアップを中性子照射し、高熱負荷試験を実施した。試料の照射条件は、照射温度が約300
、照射損傷量が0.3及び0.4dpaであった。高熱負荷試験は、熱流束を5MW/m、加熱及び冷却時間を10秒として実施した。この際、冷却水の流速及び圧力は、各々11m/s及び1.5MPaであった。試験の結果、0.3dpaまで照射した試料の表面温度は約800となり、未照射試料により約400高くなり、0.4dpaの試料では1100となることが明らかとなった。この原因は、中性子照射によって、炭素繊維強化炭素複合材の熱伝導率が低下したためと考えられる。さらに、同じ高熱負荷試験条件で1000回の熱サイクル試験を実施した結果、炭素繊維強化複合材とアルミナ分散強化銅の剥離はなく、冷却性能が低下しないことを確認した。
呉田 昌俊; 秋本 肇
日本機械学会論文集,B, 67(662), p.2550 - 2557, 2001/10
核融合炉中性子工学研究用中性子源(FNS)の回転ターゲットや核破砕中性子源の固体ターゲットは、冷却流路として狭隘な矩形流路が検討されており、流路の片面から大強度のビーム入射がある高熱負荷機器である。これらの機器の最適設計を行ううえで狭隘矩形流路内のサブクール沸騰限界熱流束を適切に評価することが重要である。本研究では、片面加熱狭隘矩形流路における高熱流速限界熱流束実験を行い、無次元限界熱流束相関式を提案することを目的とした。本報では、片面加熱狭隘矩形流路の無次元相関式を導出した。従来の限界熱流束予測式を片面加熱狭隘矩形流路へ適用した場合と比べて、計算精度が2~10倍程度改善できた。次に、得られた式の両面加熱狭隘矩形流路,半周加熱小口径円管,全周加熱小口径円管への適用性を検討し、各種狭隘流路に対して限界熱流束を統合的に評価できるように検討を加えた。
佐藤 和義; 石塚 悦男; 内田 宗範*; 河村 弘; 江里 幸一郎; 谷口 正樹; 秋場 真人
Physica Scripta, T91, p.113 - 116, 2001/07
被引用回数：1 パーセンタイル：11.94(Physics, Multidisciplinary)2種類のアーマ材からなるダイバータ模擬試験体を中性子照射して高熱負荷試験を実施し、アーマ材の影響を調べた。試験体は、1次元及び2次元の炭素繊維強化炭素複合(CFC)アーマ材とアルミナ分散強化銅製冷却構造体からなり、無酸素銅の中間層を介して銀ろうで接合した構造である。試験体の照射温度は280~320、照射損傷量0.3~0.5dpaである。本試験体をITER定常熱負荷条件を模擬した5MW/mで10s間の加熱を実施した結果、照射量0.43dpaの1次元材及び2次元CFC材の表面温度は、それぞれ650及び1200に達し、未照射材より高くなった。これ、CFC材の熱伝導率が中性子照射によって低下したためであるが、その低下する割合は1次元及び2次元とも同程度であった。また、1000回の熱サイクル試験を実施した結果、接合部の剥離等は認められなかった。
秦野 歳久; 鈴木 哲; 横山 堅二; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男
Journal of Nuclear Materials, 283-287(1), p.685 - 688, 2000/12
被引用回数：20 パーセンタイル：76.44(Materials Science, Multidisciplinary)核融合原型炉におけるブランケット/第一壁構造材として低誘導放射化フェライト鋼F-82Hが提案されている。原型炉ブランケットの開発の一環として、既に製作したF-82H第一壁パネルを用いて高熱負荷試験を実施しその製作性と熱・機械特性を評価した。試験は熱負荷2.7MW/mで繰り返し5000回まで試験した。試験の結果からHIP接合面に割れや剥離はなく、健全性を示した。また試験中パネルの温度応答は解析とよく一致しており、有意な結果を得た。パネルの熱構造解析より、熱負荷表面に最大0.46%の機械ひずみが発生した。それは材料試験データと比較すると長寿命であることを確認した。
正木 圭; 森本 将明*; 逆井 章; 竹永 秀信; 笹島 唯之; 児玉 幸三; 宮地 謙吾; 細金 延幸
Proceedings of the 18th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE '99), p.123 - 126, 1999/00
JT-60Uでは、1997年にオープンダイバータからW型ダイバータ(内側排気)に改造しており、既に良好な実験結果を得ている。パフ&ポンプによる炭素不純物の減少や、ヘリウム炭の連続的な排気等を実証している。しかし、これらは低密度プラズマでの実験結果であり、高密度プラズマでは外ダイバータの中性粒子圧力が上昇してダイバータプラズマの制御が困難になり、良好な結果が得られていなかった。そこで、高密度領域のプラズマ性能を向上させるために、新たに外側排気溝を設け、両側排気とした。この改造に伴い、ダイバータ、ドームタイルの高熱負荷に対する熱応力評価及びディスラプションに対する強度評価を実施し、その健全性を確認した。この両側排気W型ダイバータでの初期実験結果では、排気速度が30%程度改善され、Hモード遷移加熱しきい値においても30%以上低減することに成功している。
秦野 歳久; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 横山 堅二; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸; 小原 祥裕
JAERI-Tech 98-058, 77 Pages, 1998/12
ITER遮蔽ブランケットの製作性を確認すると共に熱負荷試験による特性評価を行うことを目的として、一般第一壁及びバッフル第一壁、遮蔽ブロックと第一壁端コーナー部の小型モックアップを製作した。これらのモックアップは従来より実施してきた接合技術開発の成果を反映し、熱間等方加圧(HIP)法を用いて製作した。バッフル第一壁では銅合金の熱シンク上にアーマータイルとして炭素繊維複合材を二段ロウ付けを適用して接合した。いずれのモックアップも精度良く製作することができ、モックアップ端部の破壊試験から健全な接合が得られていることを確認した。また、熱機械的特性を評価するための高熱負荷試験では、熱解析より予想した除熱性能と良い一致を示すと共に、試験中の除熱性能の劣化は見られなかった。したがって、製作した構造体の健全性を確認した。
前原 直; 関 正美; 鈴木 哲; 横山 堅二; 菅沼 和明; 清野 公広; 今井 剛; 鈴木 靖生*; 奥山 利久*; 斎藤 房男*; et al.
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.355 - 361, 1998/00
被引用回数：5 パーセンタイル：44.25(Nuclear Science & Technology)低域混成波帯電流駆動(LHCD)用のアンテナ先端部は、プラズマ対向機器としての機能を持たせる必要がある。そこで炭素系繊維材を用いたアンテナ先端部モジュールの開発を行い、その高熱負荷特性について、電子ビームによる照射実験を行った。その結果、ITERの第一壁で要求される熱負荷の約13倍(3.2MW/m)をモジュールに2分間照射しても、炭素系繊維材にメッキした銅が剥離しないことが確かめられた。この高熱負荷実験及び結果につき、詳細に報告する。
鈴木 哲; 鈴木 隆之*; 荒木 政則; 中村 和幸; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.318 - 322, 1998/00
被引用回数：8 パーセンタイル：57.22(Materials Science, Multidisciplinary)核融合実験炉用ダイバータ板模擬試験体の高熱負荷実験について報告する。試験体は表面材料に高熱伝導率をもつCFC材料を使用し、冷却管には疲労強度が高く、接合性にも優れたアルミナ分散強化銅製の2重管を使用している。本試験体、並びに比較のための純銅製冷却管をもつ試験体に対して定常熱負荷(20MW/m)をくり返し与え、熱疲労強度を評価する実験を行った。その結果、純銅製冷却管をもつ試験体は約400サイクルで冷却管が疲労により破損した。一方、アルミナ分散強化銅製冷却管をもつ試験体は顕著な疲労損傷を受けることなく1000サイクルの負荷に耐えることを実証し、本冷却管の疲労強度における優位性を示した。
数土 幸夫
日本機械学会論文集,B, 63(608), p.177 - 183, 1997/04
超高熱流束負荷の除熱技術開発が、近年加速器ターゲット、高性能研究炉、核融合工学等の分野で重要となっており、細径流路内の高サブクール高流速の強制対流沸騰時の限界熱流束(CHF)の予測、評価が必要となっている。本報は、0.33~4mmという細管内の高サブクール高流速下の限界熱流束を、流路長径比15~97、圧力0.1~7.1MPa、入口サブクール13~210
C、質量流速124~90,000kg/msの既存の実験結果と体系的に検討し、4.2~224MW/mの超高熱流束をほぼ
35%の誤差内で評価できるCHF相関式を導出したものである。
秦野 歳久; 佐藤 和義; 深谷 清; 佐藤 聡; 大楽 正幸; 黒田 敏公*; 秋場 真人; 高津 英幸
JAERI-Research 97-017, 67 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-017.pdf:6.75MB
高温静水圧(HIP)法によりブランケット第一壁パネルを試作して、原研の粒子工学試験装置(PBEF)を用いて高熱負荷試験を実施した。高熱負荷試験は、ITER通常運転時に銅合金とステンレス鋼の間に発生する温度及び歪みを模擬した熱サイクル試験とプラズマ崩壊時の高熱負荷を模擬した熱衝撃試験からなる。熱サイクル試験では試験中に測定された温度応答より除熱性能の劣化は確認されず、熱衝撃試験では熱負荷表面から小さな飛散物が多数確認された。試験後の試験体断面観察よりHIP接合面に剥離やき裂は確認されなかった。
酒井 陽之; 河村 弘
KAERI-NEMAC/TR-32/95, 0, p.65 - 77, 1995/00
JMTRホットラボでは、運転開始以来、利用者のニーズに応えて照射後試験機器の開発を行い、試験の高度化及び拡充を図ってきた。特に1994年から1995年にかけて、多くの機器の開発・整備がなされつつあるのでそれらを紹介する。1)ベリリウム照射後試験設備;トリチウム放出率等の測定を行うグローブボックス 2)照射済試験片の溶接・加工装置;再溶接及び切削加工を行う溶接装置及び加工装置 3)電子ビーム加熱試験装置;プラズマ対向材料の試験を行う高熱付加試験装置 4)管材切断装置及び放電加工装置;炉内管等の切断装置及び試験片を切出す放電加工装置 5)IASCC試験装置 高温高圧水中で照射材の応力腐食割れ試験を行う装置
C表面改質炭素材の高熱負荷試験中村 和幸; 石川 博史*; 安東 俊郎; 佐藤 和義; 横山 堅二; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 荒木 政則; 秋場 真人
JAERI-M 94-046, 28 Pages, 1994/03
JT-60U用ダイバータ材としての本格的使用を開始する前に、JEBISを用いて高熱負荷試験を行い、材料の耐熱特性を調べた。試験を行った材料は、前回の試験で最も密着性に優れた被覆法として評価された化学反応法(CVR)でBCを被覆した炭素系材料である。加熱条件は、JT-60Uで想定されている10MW/mで5秒及び約3MJ/mの二条件である。試験の結果、10MW/m、5秒の加熱条件では、約300~400
mの膜厚までは、溶融、剥離等の有害な損傷が見られないこと、3MJ/mの加熱条件では、複数回の被覆処理を行った試料にのみ剥離が生じることなどが明らかとなった。
C被覆C/C材の高熱負荷試験中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 横山 堅二; 大楽 正幸; 安東 俊郎; 神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 深谷 清; H.Bolt*; et al.
JAERI-M 92-052, 41 Pages, 1992/04
JT-60U用第一壁として三種類のBC被覆C/C材の使用が検討されている。JT-60Uでは、第一壁は通常運転時には数十MW/m、ディスラプション時には数MJ/mもの高い熱負荷を受けると予想されているので、使用に当たってはそれら被覆材料の耐熱特性を十分に研究しておく必要がある。耐熱特性試験は、原研NBI加熱研究室の高熱負荷試験装置、JEBISを用いて、5~40MW/m、5sおよび550MW/m、5~10msの二種類の照射条件で行った。その結果、BCをコンバージョンで被覆した材料の密着性が、CVDおよびプラズマスプレーで被覆した材料のそれよりも優ることが明らかになった。照射後試料の表面分析も、併せて行った。
松岡 守
電気学会論文誌,B, 112(9), p.829 - 834, 1992/00
高熱負荷試験用のイオンビーム照射装置、あるいは表面組成を変えるためのイオン注入装置においては、必要な照射範囲でビーム強度が一様である必要がある。多孔型のイオン源をこの用途に用いる場合、引き出されるビームをなるだけ有効に使い、かつ必要な範囲で一様なビーム強度を得るために、各孔からのビームレットの偏向角をどのような分布にすれば良いかを検討し、この問題が一変数のガウス問題の形に記述できることを示した。さらにこの式を離散化して極値問題の形に変形して数値的に解いた。その結果、最適な照射位置におけるビーム軸の分布は、照射範囲に比してビーム発散の程度が大きい場合、離散的となり、ビーム発散の程度が小さくなるにつれて次第に連続的となり、さらには滑らかになってくることがわかった。
C-overlaid C/C composites for plasma facing materials of JT-60U中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 横山 堅二; 大楽 正幸; 安東 俊郎; 神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 深谷 清; H.Bolt*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 196-198, p.627 - 632, 1992/00
被引用回数：29 パーセンタイル：90.54(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60U用第一壁として三種類のBC被覆C/C材の使用が検討されている。JT-60では、第一壁は通常運転時には数十MW/m、ディスラプション時には数MJ/mもの高い熱負荷を受けると予想されているので、使用に当たってはそれら被覆材料の耐熱特性を十分に研究しておく必要がある。耐熱特性試験は、原研NBI加熱研究室の高熱負荷試験装置、JEBISを用いて、5~40MW/m、5sおよび550MW/m、5~10msの二種類の照射条件で行った。その結果、BCをコンバージョンで被覆した材料の密着性が、CVDおよびプラズマスプレーで被覆した材料のそれよりも優れることが明らかになった。照射後試験の表面分析も、併せて行った。
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。
下村 安夫
溶接学会誌, 56(3), p.162 - 171, 1987/03
トカマク・プラズマ研究の最近の進展と、炉の設計研究をレビューするとともに、炉の第一壁と高熱負荷の課題について論じる。
中村 博雄; 新倉 節夫*; 内川 高志*; 小野塚 正紀*; 山尾 裕行*; 名山 理介*; 伊尾木 公裕*
JAERI-M 86-048, 48 Pages, 1986/03
トカマク装置のリミタ材としての炭化チタン被覆モリブデン、高級黒鉛(IG-11,AXF-5Q、ATJ)及び熱分解黒鉛(PYROID)の熱衝撃特性・熱疲労特性を調べる為に、120KW級の電子ビ-ム加熱装置を用いて光熱負荷試験を行った。試験形状は、JT-60リミタ形状(TiC/M
、平板形状(IJ-11,AXF-5Q,ATJ,PYROID)及びバンパ-リミタ形状(IJ-11)の3種類とした。実験条件は、熱サイクル試験の場合、340W/cm
3sec1000回とした。また熱衝撃試験の場合、0.9~2.2KW/cm2.5~21secとした。TiC/Moは、1.1KW/cm11secでは 損傷はないが、1.1KW/cm21sec及び2.2KW/cm2.5secでは表面溶融・TiC層の剥離が見られた。IG-11,AXF-5Q,ATJの平板形状黒鉛の場合、1.1KW/cm11secでは損耗はないが、1.1KW/cm21sec、2.2KW/cm2.5secでは蒸発による損耗があった。PYROIDは、損耗が見られなかった。
