Design and technology development of solid breeder blanket cooled by supercritical water in Japan

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

https://doi.org/10.1088/0029-5515/43/12/026

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。

Thermal cycle experiments of neutron-irradiated CFC/Cu mock-ups

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

https://doi.org/10.1238/Physica.Topical.091a00113

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。

Fabrication and testing of small scale mock-ups of ITER shielding blanket

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

JAERI-Tech-98-058.pdf:6.08MB

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。

JT-60U用BC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

JAERI-M-94-046.pdf:3.08MB

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300~400m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。

照射位置で一様なビーム強度を得るためのビームレット偏向の最適化

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。

Research and development on selecting first wall material of JT-60

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

https://doi.org/10.3327/jnst.25.81

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。