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論文

Numerical evaluation on fluctuation absorption characteristics based on nuclear heat supply fluctuation test using HTTR

高田 昌二; 本多 由貴*; 稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

HTGRに接続する核熱利用システムの設計では、化学プラント会社の容易な参入を可能にするため、非原子炉級で設計されるが、熱利用システムで異常が発生した場合でも原子炉の運転を継続できることとしている。需要地近接立地で負荷追従運転を実現するため、原子炉入口および出口冷却材温度を一定に保ちながら一次系ガス圧力を変化させるインベントリ制御は原子炉出力を制御する方法の候補の1つとされている。HTTRを用いた非核加熱運転による熱負荷変動吸収試験結果をもとに、異なる一次系ガス圧力で原子炉入口温度をステップ状に変動させた。数値解析の結果、圧力の低下により変動吸収特性が劣化しないことが明らかになった。また、原子炉出力の80%でも、原子炉出口温度がスクラムレベルに達しないことも明らかにした。

論文

Steady state operation research in JT-60U with extended pulse length

藤田 隆明; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 46(3), p.S3 - S12, 2006/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:66.44(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uにおいては、加熱パワーの入射時間を10秒から30秒に伸長し、電流拡散時間を超え、壁飽和時間に近い時間スケールでのプラズマ特性の研究を開始した。加熱装置の入射時間は順調に伸長し、入射エネルギー350MJを達成した。規格化ベータ値2.3を22.3秒間維持するなど高ベータの維持時間を大幅に伸長した。また、負磁気シアプラズマ及び弱磁気シアプラズマにおいて、完全電流駆動に近い状態での高自発電流割合の維持時間も5.8秒及び7.4秒まで伸長した。いずれの場合も電流分布は定常状態に達し、高ベータ,高自発電流割合の長時間維持に明るい見通しを得た。長時間スケールでの制御性の研究のため、電流分布の実時間制御システムを構築し、低ベータプラズマで実証した。高密度放電を繰り返すことにより、壁の粒子吸蔵量が飽和する状態をJT-60で初めて得た。壁飽和状態でダイバータ排気による粒子制御を実証した。ダイバータ板へのパルス的な熱負荷のない静かなHモード(QHモード)を初めて表面のトロイダル回転がゼロに近い状態で実現した。

論文

Recent progress of negative ion based neutral beam injector for JT-60U

梅田 尚孝; 山本 巧; 花田 磨砂也; Grisham, L. R.*; 河合 視己人; 大賀 徳道; 秋野 昇; 井上 多加志; 椛澤 稔; 菊池 勝美*; et al.

Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.385 - 390, 2005/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:40.6(Nuclear Science & Technology)

JT-60U用負イオン中性粒子入射装置において、パルス幅を設計の10秒から30秒に伸ばす改造が行われた。パルス幅の延伸を妨げていたのは、イオン源接地電極とビームラインリミタへの過大な熱負荷であった。熱負荷を下げるために、イオン源のビーム引出領域を長パルス化に最適化するとともに、ビームリミタを熱容量が約2倍のものに変更した。これらにより、接地電極を冷却している水温上昇を定常運転に必要な40$$^{circ}$$C以下に抑えることができ、リミタの温度上昇も60%に抑えた。これにより、パルス幅を伸ばすことができ、これまでエネルギー336keV,パワー1.6MWで17秒間のビームをプラズマに入射することができており、今後30秒まで入射パルスを伸ばす予定である。

論文

JT-60U NBI装置における長パルス運転

海老沢 昇; 秋野 昇; 椛澤 稔; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 関 則和*; 大賀 徳道; 池田 佳隆

平成16年度大阪大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2005/03

JT-60Uの長時間放電に対応して、NBI加熱装置の電源,制御,ビームリミタ等を改良し、ビーム入射パルス幅の伸長を図った。パルス幅伸長過程では特にビームリミタへの熱負荷増大や入射ポート部の再電離損失低減化が重要なため、これらを監視しながら徐々にパルス幅を伸延し、最終的には30秒のビーム入射に成功した。ビームリミタを中心とした改良内容とパルス幅延伸過程について報告する。

論文

JT-60U負イオンNBI装置イオン源の改造

藻垣 和彦; 河合 視己人; 椛澤 稔; 小又 将夫; 梅田 尚孝; 池田 佳隆

平成16年度大阪大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2005/03

JT-60Uの長時間放電実験運転に対応して、負イオンNBI装置の入射パルス幅の延伸(目標30秒)を図った。パルス幅の延伸では加速電極熱負荷の増が問題であった。結果熱負荷の低減には、ビーム軌道の補正と加速部の残留ガス低減が有効と判断し電極へのビーム偏向板の設置,加速電極の一部排気口化の改造を実施した。現在まで25秒入射を達成しており、その詳細は、本講演で報告する。

論文

核融合炉用高熱伝導セラミックス製ダイバータプレートモデル試験体に関する基礎的研究

石山 新太郎

日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.288 - 297, 2004/09

低放射化/軽量材料のSi/xSiC金属マトリックス複合材と高強度/項熱伝導SiCを用いて核融合炉用ターゲットプレートモデル試験体を試作し、5MW/m$$^{2}$$$$times$$30secの熱負荷試験を実施し、試作モデルに異常のないことを検証した。

論文

Thermal cycling tests of 1st wall mock-ups with Beryllium/CuCrZr bonding

宇田 実*; 岩立 孝治*; 内田 宗範*; 山田 弘一*; 中道 勝*; 河村 弘

JAERI-Conf 2004-006, p.60 - 65, 2004/03

ITER遮蔽ブランケットの第一壁アーマ材料の候補であるベリリウム(Be)とヒートシンク材料の候補である銅合金(CuCrZr)を高温等法圧プレス(HIP)法で接合することが提案されている。本研究では、使用後のリサイクル性を向上させることを目的に開発された、中間層としてAlの箔とCrの蒸着層の複合層を用いたHIP接合体の熱サイクル特性を評価した。熱サイクル試験では、JMTRホットセル内の熱負荷試験装置(OHBIS)に試験体を装着して、電子ビームを照射し、試験体の表面温度,内部温度,外観及び接合部の変化を測定・観察することにした。表面熱負荷は5MW/cm$$^{2}$$、熱負荷時間は15秒として、最大1000サイクルまでの熱サイクルを与えた。その結果、開発された試験体は、1000サイクルまで良好に除熱性能を維持した。会議においては、実験結果の詳細及びHIP条件が熱サイクル特性に与える影響についても報告する。

論文

効率的実験運転に向けたJT-60放電周期管理機能の開発

高野 正二*; 戸塚 俊之; 米川 出

KEK Proceedings 2003-16 (CD-ROM), 4 Pages, 2004/02

トカマク型核融合試験装置JT-60の運転においては、受電電力量やトロイダル磁場コイル絶縁材の最高許容温度の制約があり、運転員の監視業務の負担となっていた。その状況を改善し実験の効率化を図るために制約条件を計算機に組み入れた放電周期管理を行い、最短周期で実験運転を実施して来た。昨年、プラズマ放電時間を15秒から65秒に延伸する改造に伴い、プラズマを生成,制御するためのポロイダル磁場コイル電源では、設計限界値に近い熱負荷で運転を実施することになり、装置保全上、放電周期管理をより強化することが要請された。そこで、新たにポロイダル磁場コイル導体及び電源の熱負荷の制約条件を加えた放電周期管理機能を開発したので、本機能の概要,開発結果について報告する。

論文

潜熱蓄熱を用いた核熱利用システムの熱負荷変動吸収

椎名 保顕; 西原 哲夫

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.418 - 427, 2003/12

環状流路の内管と外管の間に相変化媒体(PCM)を配すると、PCMの相変化潜熱により内管を流れる伝熱流体温度の変動を低減化することができる。そこで、入口流体温度が周期的に変動する場合の伝熱流体温度変動の低減効果を、近似解析及び数値解析により求めた。その結果、ステップ状温度変化に対する近似解を得るとともに、PCMの熱伝導率を高くすると、低減効果が高くなることがわかった。この結果を用いて、核熱利用システムが、カスケード式に高温ガス炉に接続された場合の上流側システムの熱負荷変動を吸収する装置の実現可能性について検討した。10MWの熱を利用するシステムで、最大$$pm$$100Kの温度変動が発生した場合に、それに対処できる時間を3時間とすると、その間の熱負荷吸収に必要なPCMの量は約15m$$^{3}$$程であり、IHXと同じ寸法の伝熱管を用いると配管長さが約7mあれば温度変動を$$pm$$5K以内に低減化できることから、十分実現可能であることが示された。

論文

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

 被引用回数:85 パーセンタイル:5.79(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$$^{2}$$ 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$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ 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。

論文

Development of Be/DSCu HIP bonding and thermo-mechanical evaluation

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:67.05

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$$^{circ}C$$と中間層に蒸着した銅、接合温度620$$^{circ}C$$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。

論文

Heat load rest of Be/Cu joint for ITER first wall mock-ups

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:73.33

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200$$^{circ}$$Cとなる熱負荷条件(5MW/m$$^{2}$$)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。

論文

Critical heat flux correlation for subcooled boiling flow in narrow channels

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:26 パーセンタイル:25.42

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。

論文

Runaway current termination in JT-60U

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:33 パーセンタイル:24.18(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$$_{s}$$)を下げる方法を開発した。q$$_{s}$$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。

論文

Studies of ELM heat load, SOL flow and carbon erosion from existing Tokamak experiments, and projections for ITER

朝倉 伸幸; Loarte, A.*; Porter, G.*; Philipps, V.*; Lipschultz, B.*; Kallenbach, A.*; Matthews, G.*; Federici, G.*; Kukushkin, A.*; Mahdavi, A.*; et al.

IAEA-CN-94/CT/P-01, 5 Pages, 2002/00

実験炉ITERダイバータ設計と運転に関する重要な以下の3つの物理課題について、既存装置(JET, JT-60U, ASDEX Upgrade, DIII-D, Alcator C-Mod and TEXTOR)の実験データやシミュレーション解析から得られた成果についてまとめた。(1)タイプ1ELMの熱負荷により、ダイバータ板の運転寿命が決まる可能性がある。ELM熱負荷のスケーリングモデルを決める物理ベースを理解するため、ELM熱流と粒子流の輸送過程に関する最新のデータから、各装置において対流熱輸送過程(convective transport)が重要であることを明らかにした。(2)境界層(SOL)におけるプラズマ流に関する各装置のデータと、ドリフト効果を導入したSOLプラズマ・シミュレーション(UEDGE)の計算結果が定性的に一致することを見いだした。ITERにおけるダイバータ設計の最適化のために、ドリフト効果の検討が必要であることを示唆した。(3)各装置における炭素ダイバータ板の化学損耗率のデータから、その表面温度,入射粒子束,吸着層の状態に関する依存性をまとめた。

論文

High heat load tests of neutron-irradiated divertor mockups

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:77.58

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$$^{circ}C$$、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$$^{2}$$、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$$^{circ}C$$となり、未照射試料により約400$$^{circ}C$$高くなり、0.4dpaの試料では1100$$^{circ}C$$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。

論文

R&D of the heat-resistant LH antenna

関 正美; 前原 直; 藤井 常幸

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.581 - 585, 2001/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.58

低域混成(LH)波は、トカマクを定常運転化し閉じ込め性能を向上できる。LH波用アンテナの工学的な課題は熱負荷対策で、耐熱性材料でアンテナを構築することが重要である。現在、耐熱性に優れた炭素繊維材を用いた開発を行っており、そのひとつはプラズマや高周波放電でダメージを受けやすいアンテナ先端部のみを耐熱化する型である。特徴はボルト締により交換可能としメンテナンス性を向上できることで、アンテナ先端部劣化による入射パワーの低下を防ぐのが目的である。開発のポイントは、導波管構造を持つSUS部材と炭素繊維材との接合方法の確立で、拡散接合を用いて成功した。今後、耐電力試験等を行い健全性を確認する。もうひとつの型は次世代の長パルス用の開発である。特徴は、LHアンテナを構成する電力分岐部全体が炭素繊維材で作られることで、高周波損失低減のため炭素材表面に銅の層を確実に着ける技術が重要である。そのために、チタンを緩衝材としたメッキ法やプラズマスプレー法を開発し、約50MW/m$$^{2}$$(3.7GHz)の耐電力特性を確認した。高周波放電を持続させないことで耐熱性LHアンテナ製作の目処を得た。

論文

高熱負荷狭隘流路におけるサブクール沸騰限界熱流束

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。

論文

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

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.11(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$$^{circ}C$$、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$$^{2}$$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$$^{circ}C$$及び1200$$^{circ}C$$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。

報告書

もんじゅ2次系床ライナの機械的健全性について

一宮 正和; 堂崎 浩二; 上野 文義; 森下 正樹; 小林 孝良; 奥田 英一; 嵐田 源二

JNC-TN2400 2000-005, 103 Pages, 2000/12

JNC-TN2400-2000-005.pdf:3.98MB

もんじゅ2次系床ライナについて、漏えいナトリウムの燃焼による熱荷重条件に対するライナの機械的健全性を、溶解塩型腐食による減肉を考慮したうえで、非弾性解析及び部分構造模擬試験により評価した。非弾性解析の結果、減肉が著しく進行しても、ライナに生じるひずみ値は材料固有の延性限度内にあるため、ライナに貫通性損傷が発生することはなく、その機械的健全性が確保されることを確認した。また、部分構造模擬試験の結果、非弾性解析による推定値を大幅に上回るひずみを与えても損通性損傷はなく、機械的健全性を維持することを確認した。

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