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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：56.73(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。
江里 幸一郎*; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人
日本機械学会第6回動力・エネルギー技術シンポジウム'98講演論文集, p.117 - 120, 1998/00
原研におけるITERダイバータ板開発の成果、特に実規模長のダイバータ試験体の製作、及びイオンビーム照射による加熱実験の結果について報告する。試験体は炭素系材料とタングステン材料をアーマ材とする約1.3mの垂直ターゲット及び約90cmのウィングと呼ばれるものである。加熱実験の結果、ITERダイバータ板の定常熱負荷条件(5MW/m,1000回以上)に耐える実規模長ダイバータ試験体の開発に成功した。
鈴木 哲; 鈴木 隆之*; 中村 和幸; 秋場 真人
Proceedings of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 1, p.385 - 388, 1998/00
原研における核融合実験炉用ダイバータ板の開発の現状について報告する。これまで表面材料として用いられてきた1次元CFC材に比べ、強度の点で優れている3次元CFC材を採用した小型ダイバータ試験体の加熱実験では、定常熱負荷20MW/mを試験体に繰り返し与え、その疲労挙動を観察した。その結果、表面材料の昇華による損耗がみられたものの、除熱性能に変化はほとんどみられず、試験体は1000サイクルの繰り返し加熱に耐えることが示された。また、実規模大のダイバータ板試験体の加熱実験の結果、純銅製の冷却管から熱疲労によるものと考えられるき裂が発生し、冷却水の漏洩が観察された。これに対し、アルミナ分散強化銅製の冷却管は冷却水の漏洩もなく、熱疲労に対する強度が純銅に比べ高いことが実証された。
J.Boscary*; 荒木 政則; 秋場 真人
JAERI-Research 97-053, 50 Pages, 1997/08
JAERI-Research-97-053.pdf:1.71MB
本報告はこれまで原研において核融合実験炉を模擬した伝熱流動条件-片面加熱場、高熱流束、水冷-の下で実施された限界熱流束(CHF)実験の結果をまとめたものである。平滑管、外部フィン付スワール管、スクリュウ管及びハイパーベイパートロンが供試された。外部フィン付スワール管とスクリュウ管の性能ははとんど等しく、供試された冷却管の中で最も高い限界熱流束を示した。実験条件の範囲内では、冷却水の質量流量がCHFに大きな影響を与え、冷却水の圧力はCHFにほとんど影響を与えないことがわかった。平滑管と外部フィン付スワール管のCHFは、CHF相関式であるTong75式によって
20%の精度で予測可能であることが明らかになった。
鈴木 哲; 秋場 真人
プラズマ・核融合学会誌, 73(6), p.581 - 587, 1997/06
原研におけるITER用プラズマ対向機器開発、特にダイバータ板開発の最新の成果を報告する。これまでの小・中規模試験体の高熱負荷実験において、ITERダイバータ板の設計熱負荷条件を満たす試験体の開発に成功した。一方、これらの実験から従来用いられてきた純銅製冷却管の熱疲労に重大な懸念があることが判明し、より高強度で疲労特性に優れたアルミナ分散強化銅製の冷却管を開発した。また、アーマ材も従来の1次元CFC材では熱応力による割れを生じやすいため、3次元繊維配向をもつCFC材を用いた試験体の開発に成功した。さらに、実機ダイバータ板のプロトタイプともいえる実規模試験体を開発し、高熱負荷実験に着手した。本報告では、これらの試験体に対する高熱負荷実験の結果、ならびに今後の課題について報告する。
鈴木 哲; 荒木 政則; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人
Fusion Energy 1996, 3, p.565 - 570, 1997/00
ITERダイバータ板用に開発されたサドル型ダイバータ板模擬試験体の電子ビーム加熱実験について報告する。本試験体は、サドル型構造として初めて並列流路を採用したもので、より実機ダイバータ板に近い構造を有している。実験ではITERダイバータ板の熱負荷条件(定常時:5MW/m、非定常時:15MW/m、10秒)を模擬した熱負荷をくり返し与え、熱サイクルに対する試験体の除熱性能の変化を観察した。その結果、定常時を模擬した熱負荷条件において、本試験体はITERダイバータ板の寿命(1,000サイクル)を上回る10,000サイクルの加熱に耐えることを確認した。さらに、非定常時を模擬した条件においても、1,000サイクルの加熱に対し、本試験体は除熱性能の劣化もなく、健全性を維持することができた。
荒木 政則; 小川 益郎; 功刀 資彰; 池田 秀一*; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 西野 好彦*; 大楽 正幸; 中村 和幸; 横山 堅二; et al.
JAERI-Tech 95-022, 89 Pages, 1995/03
片面加熱条件下における熱伝達特性の予測に関して、例えば、ThomやShahの提案する一様加熱条件での熱伝達相関式の適用性についての研究はなされておらず、不明である。さらに、これらの熱伝達相関式において、同一の解析条件のもとで得られる熱伝達率には大きな相違があるため、問題となっている。一方、核融合炉ダイバータ板では、高い表面熱流束のため過熱度20K以上の核沸騰が部分的に予想される。したがって、片面加熱条件下における熱伝達現象を系統的に評価するために、2種類の冷却管構造に対する熱伝達実験を実施した。本報では、異なる冷却及び加熱条件のもとでの温度測定結果を示すとともに、実験結果と既存の熱伝達相関式からの予測結果の比較を実施して、既存の熱伝達相関式の適用性を調べた。また、新たな熱伝達相関式を開発する目的で熱伝導逆問題解法コードを開発した。
荒木 政則; 佐々木 真*; S.Kim*; 鈴木 哲; 中村 和幸; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.1329 - 1334, 1994/00
被引用回数：10 パーセンタイル：65.83(Materials Science, Multidisciplinary)次期核融合実験炉、例えばITERやFER用ダイバータ板表面材料または接合面構造への傾斜機能材料の適用性を評価する目的で、新たに開発されたSiC/C、TiC/C傾斜機能材料の加熱実験を実施した。傾斜機能層の厚みは1mmであり、東北大学にて化学蒸着法により黒鉛に取り付けたものである。これら材料に70MW/m、数秒までの表面熱負荷を与え、材料の熱特性を評価した。この結果、傾斜機能材料は、傾斜機能を持たない接合体に比べて熱応力緩和作用があることを実験的に明らかにした。また、傾斜機能材料は溶融、剥離およびき裂なしに傾斜機能層間の温度落差1500Kに耐え、プラズマ対向機器への適用性に明るい見通しが得られた。
田中 茂; 広岡 慶彦*; 荒木 政則; M.Khandagle*; 中村 和幸; 関 昌弘
JAERI-M 93-176, 17 Pages, 1993/09
UCLA/PISCES-B装置において、原研にて製作した3種類の炭素系材料をアーマタイルとする強制冷却型ダイバータ板モデルへの定常高粒子束重水素プラズマ照射実験を世界で初めて行った。その結果、直径数10
mの団子状炭素の集団が観察されるなど新たな現象が得られた。
森山 幸記*; 西野 徹*; 関 泰; 山崎 誠一郎*
JAERI-M 93-130, 71 Pages, 1993/07
定常トカマク型核融合動力炉(SSTR)のダイバータの改良を検討した。本研究で行なった改良は、ダイバータプラズマ周辺にバッフル板を付加したり、ダイバータプレートにスロットを設置するなどの構造上の変更を加えることによってダイバータプラズマをより低温、高密度化し、ダイバータプレートの熱負荷を低減することである。SSTRに従来から採用されていたダイバータ、バッフル板を付加したダイバータ、下方に排気するダイバータ及びガスを標的とするダイバータについてダイバータ解析コード(UEDA)を用いてダイバータプラズマの特性の評価・比較を行なった。数値解析の結果、バッフル板を付加したダイバータが、ダイバータプラズマの温度、密度及びダイバータプレートの熱負荷低減の面で優れていることが示された。スロット内のガスを標的とするダイバータや下方に排気するダイバータは、成立自体が困難であることが示された。
荒木 政則
JAERI-M 93-073, 132 Pages, 1993/03
日本、EC及び米国のいわゆる3大トカマクの設計・建設を終え、臨界プラズマ条件を達成することに成功した。これに伴い、核融合炉の開発研究は新たな展開を迎え、国際核融合実験炉ITERの概念設計及び実験的基礎研究を行う段階、更には工学設計へと進展している。ITERでは、核融合反応により生成する熱及び粒子エネルギーを利用するため、炉工学技術の研究開発が重要な課題として指摘されるようになってきた。中でもプラズマに直接面するプラズマ対向機器の開発は、ITER設計上最も重要な課題の1つとして上げられる。本稿では、プラズマ対向機器の中で最も熱的に厳しい環境下で使用されるダイバータ板の開発研究に関する研究結果について述べた。
池田 秀一*; 荒木 政則; 小川 益郎; 秋場 真人; 西野 好彦*
JAERI-M 93-070, 22 Pages, 1993/03
次期核融合実験炉ITER用ダイバータ板は、片面より15MW/m以上の高い熱負荷を定常的に受ける受熱機器であり、ITERを実現する上で重要な開発課題である。しかしながら、片面加熱条件下における熱伝達特性、特にスワール管に関しては殆ど実験データがない。そこで、片面加熱実験による熱伝達データの蓄積及び数値計算コードの開発を進めている。本稿では、片面加熱条件下の熱伝達評価実験の第1段階として、スワールテープが挿入されていない銅製平滑円管について、非沸騰域からバーンアウト域までの加熱条件で、冷却管壁内の温度分布を測定した結果を報告する。また、温度測定値と一様加熱条件下における既存熱伝達相関式を用いた熱伝導計算結果との比較を行った結果についても報告する。
荒木 政則; 秋場 真人; 大楽 正幸; 飯田 一広*; 伊勢 英夫*; 関 昌弘; 鈴木 哲; 横山 堅二
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.901 - 908, 1992/09
次期核融合実験炉用プラズマ対向機器は、プラズマからの高熱負荷を繰り返し受ける受熱機器である。工学的な観点からプラズマ対向機器を考えた場合、アーマ材と冷却構造体との接合特性を評価することが重要である。このため、異った炭素系材料をアーマとして取り付けたダイバータ試験体を製作し、次期核融合実験炉ITER/FERで予想される等価な熱流束を原研の粒子工学試験装置で模擬した熱サイクル実験を行った。実験の結果、CFCをアーマ材として取り付けた接合体において、10MW/m定常、1000サイクルの熱サイクルに損傷なく耐えることを確認した。さらに、12.5MW/m定常、1000サクイルの熱サイクル実験では、実験後の接合体観察において微小破損が接合部に確認されたが、表面温度の上昇等の変化なく、本接合体が耐え得ることを確認した。また、残留応力解析では、製作後のダイバータ試験体観察結果をよく予測しており、十分妥当であることが明らかとなった。
M.Z.Hasan*; 功刀 資彰; 関 昌弘; 横川 三津夫; 伊勢 英夫*; 蕪木 英雄; ARIESチーム
Fusion Technology, 19, p.908 - 912, 1991/05
ARIESトカマク型核融合炉研究プログラムは、米国内大学・研究機関が参加したトカマク型核融合動力炉プラント開発を目指している。ARIES計画では3つの概念が提案されているが、ARIES-Iはこのうちの最初のもので、DT燃焼で第1次プラズマMHD安定性領域内で正味1000MWeの運転を行うものである。不純物制御と第1壁の防御は高リサイクルポロイダル方向ダイバータで行う。ターゲット板は中性子による放射化を低減化するために処理された2mm厚さのタングステンコーティングされたSiC冷却材流路で構成されている。タングステン被膜の目的はスパッタリングエロージョンとプラズマディスラプションに対する防護である。断熱計算、1次元非定常計算を通じて蒸発層やエロージョン層の厚さを求め、必要な被膜厚さを設計側へ提供した。さらにより現実的な解析を行うため、2次元非定常溶融・蒸発挙動の数値シミュレーションを実施した。
安東 俊郎; 中村 博雄; 吉田 英俊; 砂押 秀則; 新井 貴; 秋野 昇; 廣木 成治; 山本 正弘; 大久保 実; 清水 正臣*; et al.
Proc. 14th Symp. on Fusion Technology, 1986, Vol.1, p.615 - 620, 1987/00
JT-60ダイバータ室粒子排気装置は、中性粒子入射加熱時における過度のプラズマ密度上昇を防止することを目的として設置された。本装置は4系統のZr/Alゲッターポンプから構成され、各系統には3台のSORB-AC C-500ゲッターカートリッジが取り付けられ、各々ダイバータ室へ接続されている。また、ダイバータ室粒子がトーラス主排気ポートへ流入され易くするように、真空管容器内に排気促進板を取り付けるとともに、ダイバータ室圧力を高めるために、ダイバータ室と主プラズマ容器との間にバッフル板を取り付けた。本排気装置は水素に対して約5m
/sの排気速度を有することを確認した。また、JT-60ジュール加熱ダイバータ放電において、ダイバータ室圧力がプラズマ電子密度の約2乗に比例して上昇すること、平均電子密度が約1
10
m
になれば、中性粒子入射によるものとほぼ同程度の粒子を排気可能なことがわかった。
芳野 隆治; 二宮 博正; 関 省吾; 菊池 満; 吉田 英俊; 細金 延幸; 辻 俊二
JAERI-M 84-120, 26 Pages, 1984/06
JT-60ではプラズマの水平位置及び形状制御の為に垂直磁場コイル、四重極磁場コイル、時期リミタコイルの各電流を持つが、これらを独立に制御するとプラズマ位置(最外殻磁気面の中心位置)、固定リミタと最外殻磁気面の間のクリアランス、及びダイバータ板上でのセパラトクリクスライン位置の間で相互干渉を抑制する一手法として、非干渉制御法を提案し、それがJT-60磁気リミタプラズマ平行配位の制御に対して有効であることを示している。例えば、他の制御量への干渉を起こすことなくダイバータ板上にて、セパラトリクスラインを+-4cmスイングすることが出来る。又、非干渉制御法が、プラズマの水平位置の制御特性を向上させる上でも有効であることを示している。
喜多村 和憲*; 飯田 浩正; 迫 淳
JAERI-M 9945, 25 Pages, 1982/01
国内次期装置の一候捕であるスイミングプール型トカマク炉のダイバータ板について熱・構造設計を行なった。ダイバータ板はプラズマディスラプション時の電磁力を低減するため二重管構造を採用した。冷却表面の最大熱流束はバーンアウト熱流束を十分下回り、熱的には問題なかった。機械的強度面では、冷却管(銅)のア-マー材(タングステン)接続部に過大な熱応力が発生する。熱応力による冷却管寿命を妥当なものに延ばすため、冷却水圧力を下げ、管内沸とうを促進して熱応力を軽減する方法や、ビームとダイバータ板の角度を変え、入射熱流束を低減するような対策が必要である。イオン・スパッタリングによるダイバータ板の寿命は約4年になった。
