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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。
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。
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。
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。
