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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:88 パーセンタイル:5.83(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

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:77.64

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

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:86.18(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。

論文

High heat flux test of a HIP-bonded first wall panel of reduced activation ferritic steel F-82H

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:19.85

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$$^{2}$$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。

報告書

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。

報告書

HIP接合により製作されたITER用第一壁パネル部分モデルの高熱負荷試験

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。

報告書

JT-60U用B$$_{4}$$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

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B$$_{4}$$C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$$^{2}$$で5秒及び約3MJ/m$$^{2}$$の二条件である。試験の結果、10MW/m$$^{2}$$、5秒の加熱条件では、約300~400$$mu$$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$$^{2}$$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。

報告書

JT-60U用B$$_{4}$$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

JAERI-M-92-052.pdf:4.3MB

JT-60U用第一壁として三種類のB$$_{4}$$C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$$^{2}$$、ディスラプション時には数MJ/m$$^{2}$$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$$^{2}$$、5sおよび550MW/m$$^{2}$$、5~10msの二種類の照射条件で行った。その結果、B$$_{4}$$C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。

論文

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。

論文

High heat flux experiment on B$$_{4}$$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:27 パーセンタイル:9.09

JT-60U用第一壁として三種類のB$$_{4}$$C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$$^{2}$$、ディスラプション時には数MJ/m$$^{2}$$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$$^{2}$$、5sおよび550MW/m$$^{2}$$、5~10msの二種類の照射条件で行った。その結果、B$$_{4}$$C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。

論文

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

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$$_{T}$$=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。

報告書

炭化チタン被覆モリブデンおよび黒鉛リミタの高熱負荷試験

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

JAERI-M-86-048.pdf:3.55MB

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$$_{0}$$$$_{)}$$、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$$^{2}$$$$times$$3sec$$times$$1000回とした。また熱衝撃試験の場合、0.9~2.2KW/cm$$^{2}$$$$times$$2.5~21secとした。TiC/Moは、1.1KW/cm$$^{2}$$$$times$$11secでは 損傷はないが、1.1KW/cm$$^{2}$$$$times$$21sec及び2.2KW/cm$$^{2}$$$$times$$2.5sec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/cm$$^{2}$$$$times$$11secでは損耗はないが、1.1KW/cm$$^{2}$$$$times$$21sec、2.2KW/cm$$^{2}$$$$times$$2.5sec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。

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