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論文

液体ダイバータ

嶋田 道也; 宮澤 順一*

プラズマ・核融合学会誌, 92(2), p.119 - 124, 2016/02

AA2015-0751.pdf:0.61MB

能動対流型の液体金属ダイバータは、原型炉における熱負荷除去やディスラプション対策などの課題を解決する選択肢として有望である。この章では、研究の動機、これまでの経過、最近の動き、将来の展望、研究の課題について概説する。

論文

Progress of ITER full tungsten divertor technology qualification in Japan

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 関 洋治; 毛利 憲介; 横山 堅二; Escourbiac, F.*; 平井 武志*; Kuznetsov, V.*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1281 - 1284, 2015/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:4.16(Nuclear Science & Technology)

原子力機構において、現在進められているフル・タングステンITER用垂直ターゲット、特に20MW/m$$^{2}$$の繰り返し高熱負荷に耐える必要があるプラズマ対向機器の開発を進め、フル・タングステンITERダイバータに十分な接合技術の健全性を実証することに成功した。接合技術の開発において、Wモノブロックとその支持構造体への取り付け支持脚の接合部の引張荷重試験を実施し、ITERダイバータの要求値の3倍以上である20kNの荷重に耐えることを確認した。また、6体の小型試験体を製作し、Wタイル接合部および冷却管の耐久性を確認するため、10および20MW/m$$^{2}$$における繰り返し熱負荷条件で試験を行った結果、全ての試験体がWタイルの剥離や冷却管からの水漏れを生ずることなく10MW/m$$^{2}$$・5000サイクルおよび20MW/m$$^{2}$$・1000サイクルに耐えた。この20MW/m$$^{2}$$のサイクル数はITERダイバータへの要求値の3倍以上である。

論文

Actively convected liquid metal divertor

嶋田 道也; 廣岡 慶彦*

Nuclear Fusion, 54(12), p.122002_1 - 122002_7, 2014/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:15.86(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合炉のダイバータ材料に最も有望なものとしてタングステンが検討されている。タングステン・ダイバータはITER実験炉の熱負荷には耐えられるものの、原型炉レベルの熱負荷を処理することは困難である。またディスラプション等に伴って短時間に膨大な熱負荷が生じた場合、溶融し再固化した後タングステン表面に凹凸が生じるため処理可能な熱負荷が著しく劣化する可能性がある。さらにタングステンは延性脆性遷移温度が摂氏400度と高く、中性子照射によりさらに上昇して亀裂を生じる懸念がある。そこで液体金属をダイバータ材料として用い、磁場に垂直の電流を液体金属中に流すことにより液体金属を循環させることを提案する。液体金属の流速が0.3m/s程度あれば、原型炉レベルの熱負荷を処理することが可能である。MHD方程式を円筒座標系で検討し、電極に印加する電圧は数ボルト程度で十分であること、隣接するダイバータ・モジュールの間に絶縁版を設置し、電圧の立ち上げを1分程度かけて行えば、電極あたりの電流は数アンペアに抑制できることを示した。この初期的解析により、この新しいダイバータ概念が更なる検討に値することを示した。

論文

Kinetic modelling of divertor fluxes during ELMs in ITER

細川 哲成*; Loarte, A.*; Huijsmans, G.*; 滝塚 知典*; 林 伸彦

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.P5.003_1 - P5.003_4, 2014/06

The Type I ELMy H-mode is the reference inductive operation for ITER, but the periodic ELM power loads on plasma facing components need to be understood and controlled. Understanding of the mechanisms of ELM particle and heat loads is required: electron/ion contributions, in/out asymmetry and timescale of ELM heat fluxes. Modelling of typical edge plasma conditions during ITER ELMs has been carried out with PARASOL (PARticle Advanced code for SOL and divertor plasmas) code, which has been developed in JAEA. Simulations show that ions carry larger heat flux than electrons for large ELM particle loss, whereas ions and electrons deposit comparable heat flux for small ELM particle loss. The total energy loss to the two divertors is similar for the two divertors for ELM energy loss larger than 10 MJ independent inter-ELM divertor conditions. Even though inner peak heat flux is larger than outer one in some cases, inner time-integrated heat load is smaller than outer one. This is due to strong current flow in SOL during ELM.

論文

Particle simulation of the transient behavior of one-dimensional SOL-divertor plasmas after an ELM crash

滝塚 知典; 細川 哲成*

Contributions to Plasma Physics, 46(7-9), p.698 - 703, 2006/09

 被引用回数:13 パーセンタイル:51.64(Physics, Fluids & Plasmas)

ELMyHモードプラズマ中のELM崩壊後のダイバータ板への大きな粒子束と熱束は、トカマク核融合炉運転において重要問題である。このときのSOLとダイバータプラズマの過渡的挙動に及ぼす運動論的影響についてよくはわかっていない。ここで、先進的粒子シミュレーションコードPARASOLを用いてこの問題を研究する。粒子と熱の伝搬の衝突度への依存性を系統的に調べる。また、粒子リサイクリングの影響についても調べる。

論文

Thermal properties of redeposition layers in the JT-60U divertor region

石本 祐樹; 後藤 純孝*; 新井 貴; 正木 圭; 宮 直之; 大山 直幸; 朝倉 伸幸

Journal of Nuclear Materials, 350(3), p.301 - 309, 2006/05

 被引用回数:19 パーセンタイル:16.65(Materials Science, Multidisciplinary)

ELMによる過渡的な熱負荷を評価するため、JT-60UW型ダイバータの内側ターゲットタイル上に形成された再堆積層の熱物性値をレーザーフラッシュ法を用いて初めて測定した。再堆積層の観察は走査電子顕微鏡によって行い、ストライクポイントの頻度が高い位置に200マイクロメートルを超える再堆積層を確認した。この位置より再堆積層のみの試料を取り出し、分析を行った。マイクロバランスを用いて試料の質量を測定し、再堆積層のかさ密度が、タイル基材である炭素繊維材料のおよそ半分であることを明らかにした。室温から1000度の領域では、比熱は参照試料である等方性黒鉛とほぼ同じであるが、熱拡散係数は、炭素繊維材料に比べておよそ2桁小さいことがわかった。測定した熱物性値をELMの熱流負荷解析に適用すると、熱負荷はタイル表面を炭素繊維材料であるとして解析した場合の10分の1程度になると示唆される。これは、赤外カメラの温度上昇から見積もったダイバータへの熱負荷がプラズマ蓄積エネルギーの減少分よりも大きくなっているという矛盾を説明する理由の1つとなることがわかった。また、熱物性値のポロイダル分布や熱負荷の非一様性を考慮する必要があることも明らかになった。

論文

Impact of wall saturation on particle control in long and high-power-heated discharges in JT-60U

仲野 友英; 朝倉 伸幸; 竹永 秀信; 久保 博孝; 三浦 幸俊; 清水 勝宏; 木島 滋; 正木 圭; 東島 智; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 46(5), p.626 - 634, 2006/05

 被引用回数:17 パーセンタイル:42.17(Physics, Fluids & Plasmas)

長い時間スケールにおけるプラズマ・壁相互作用を理解するため、放電時間を15秒から65秒に、中性粒子ビーム加熱時間を10秒から30秒に伸張した。長時間Hモード放電の後半ではダイバータ板が粒子飽和することが確認された。放電中にダイバータ板での粒子吸収が徐々に減少し、その後、粒子を吸収しない状態に達した。この壁飽和現象によって、ダイバータ排気を有効にしているにもかかわらず中性粒子ビーム以外の粒子供給がなくても主プラズマの密度が上昇した。また、総入力エネルギーが350MJに達したが、カーボンブルームと呼ばれる急激な炭素不純物の発生や、主プラズマの不純物による希釈は観測されなかった。

論文

First wall and divertor engineering research for power plant in JAERI

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 廣瀬 貴規; 佐藤 和義; 吉田 肇; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.93 - 103, 2006/02

 被引用回数:11 パーセンタイル:32.35(Nuclear Science & Technology)

本論文では、核融合発電実証プラントのプラズマ対向機器である第1壁及びダイバータの原研における研究開発の活動について報告する。核融合発電実証プラントはITERのような実験炉に比べ、運転期間が長期にわたるため、プラズマ対向機器は厳しい中性子照射及び熱・粒子負荷を受ける。現状の設計では、核融合発電実証プラントのプラズマ対向機器の構造材としては、中性照射を考慮して低放射化フェライト鋼(F82H)が候補材となっている。一方、その表面保護材料としては、スパッタリング損耗に対する耐久性及び低トリチウム吸蔵特性からタングステン材料が候補材となっている。このような材料を組合せたプラズマ対向機器を実現するために、原研では、(1)高性能冷却構造の開発,(2)表面保護材料の開発,(3)F82H鋼とタングステンに対する接合技術の開発及び(4)構造健全性の評価を行うなど精力的な開発を行っている。本稿では、これらの開発活動に関する最新の成果として、高性能冷却管(スクリュウ冷却管)の開発,単軸圧縮による拡散接合法の開発,ダイバータ構造の熱疲労寿命評価法の開発及び表面保護材料のスパッタリング評価用低エネルギーイオン照射装置の開発について報告する。

論文

Experimental examination of heat removal limitation of screw cooling tube at high pressure and temperature conditions

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.347 - 354, 2006/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.06(Nuclear Science & Technology)

核融合炉高熱流束機器用冷却管開発の一環として、冷却内面に三角フィンを加工した冷却管を提案している。この冷却管では、三角フィンを簡単なねじ切り加工で形成しており、スクリュウ管と呼ばれる。これまでの室温における実験の結果、フィン形状M10ピッチ1.5mmで最も高い限界熱流束が得られている。本研究では、同形状を有するスクリュウ管の熱伝達係数(HTC)とさらに高温のITERダイバータ冷却条件に相当する4MPa・100$$^{circ}$$Cにおける片側加熱条件における限界熱流束(CHF)実験結果を報告する。熱伝達実験の供試体は無酸素銅製スクリュウ管に、管壁温度測定用の熱電対を埋設したものである。HTCの評価は、実験で得られた壁温度の周方向分布と数値解析を比較することにより行った。解析では冷却面のHTCとして強制対流域における平滑円管のHTCの3倍までを仮定した。実験で得られた壁温は2倍のHTCを適用した場合とほぼ同じであることから、スクリュウ管が平滑管に比べて約2倍の熱伝達係数を持つことを示している。限界熱流束実験の結果、ITERダイバータの設計値である26MW/m$$^{2}$$のCHFを得るのに必要な流束は4MPa・入口温度100$$^{circ}$$Cにおいて約4.5m/sであり、室温(40$$^{circ}$$C)の場合と比較して約20%の減少が生じることを明らかにした。

論文

Heating, current drive, and advanced plasma control in JFT-2M

星野 克道; 山本 巧; 玉井 広史; 大麻 和美; 川島 寿人; 三浦 幸俊; 小川 俊英; 荘司 昭朗*; 柴田 孝俊; 菊池 一夫; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.139 - 167, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.7(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mで開発されたさまざまな加熱電流駆動装置や外部コイルやダイバーターバイアス装置により得られた成果を先進能動的トカマクプラズマ制御の観点からレビューする。各装置の設計などについても特徴を述べる。この分野でのJFT-2Mの貢献についてまとめる。

論文

Study of SOL/divertor plasmas in JFT-2M

川島 寿人; 仙石 盛夫; 上原 和也; 玉井 広史; 荘司 昭朗*; 小川 宏明; 柴田 孝俊; 山本 正弘*; 三浦 幸俊; 草間 義紀; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.168 - 186, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.7(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mトカマクでは、SOL/ダイバータプラズマの物理を理解し、熱・粒子を能動的に制御するための実験研究を進めてきた。1984年のJFT-2M実験開始後10年間は開ダイバータ形状で、ダイバータプラズマの内外非対称性,熱・粒子の輸送,ELM中のSOL電流特性等が明らかとなり物理的理解を進めた。局所排気,境界摂動磁場印加,ダイバータバイアス,周辺加熱などの先進的手法を取り入れ、熱・粒子を能動的に制御できることを実証した。ダイバータでの熱・粒子独立制御性向上を目指し、1995年に熱・粒子束流を考慮しながらダイバータ開口部を狭める閉ダイバータ化を実施した。ダイバータ部から主プラズマ周辺への中性粒子の逆流を抑える遮蔽効果が有効に機能し、主プラズマの高閉じ込め状態を劣化させることなく、ダイバータ板熱負荷を低減するための強力ガスパフが可能となり、n$$_{e}$$$$^{div}$$=4$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$, T$$_{e}$$$$^{div}$$=4eVまでの低温高密度ダイバータプラズマを実現することができた。また、高閉じ込めモード中、周辺プラズマにおいて特有の揺動が現れることがわかり、閉じ込めとの関係が示唆された。本論文はこれらの成果のレビューである。

論文

Deuterium depth profiling in JT-60U W-shaped divertor tiles by nuclear reaction analysis

林 孝夫; 落合 謙太郎; 正木 圭; 後藤 純孝*; 沓掛 忠三; 新井 貴; 西谷 健夫; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 349(1-2), p.6 - 16, 2006/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:35.66(Materials Science, Multidisciplinary)

核反応分析法(NRA)を用いてJT-60Uダイバータ部のプラズマ対向壁に用いられている炭素タイル中の重水素保持量深さ分布を測定した。最も重水素濃度が高かったのは外側ドームウィングタイルでD/$$^{12}$$Cの値は0.053であり、その重水素蓄積過程は炭素-重水素の共堆積によるものと推定された。また外側及び内側のダイバータターゲットタイルにおいてはD/$$^{12}$$Cは0.006以下であった。軽水素を含めた水素同位体の濃度については、NRA及びSIMS分析結果からドーム頂部タイルの(H+D)/$$^{12}$$Cを0.023と推定した。一方OFMC計算を用いてNBIで入射した高エネルギー重水素がドーム領域に打ち込まれることを示した。また重水素の打ち込みや炭素との共堆積などによる重水素蓄積は、タイルの表面温度や損耗・堆積などの表面状態の影響を受けることを示した。重水素保持量深さ分布,SEM分析及びOFMC計算により、重水素分布はおもに重水素-炭素の共堆積,重水素イオンの打ち込み及びバルクへの拡散の複合したプロセスにより決まることを明らかにした。

論文

Study of particle behavior for steady-state operation in JT-60U

久保 博孝; JT-60チーム

Plasma Science and Technology, 8(1), p.50 - 54, 2006/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:91.14(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60における定常運転のための粒子挙動に関する最近の研究成果(特に、第一壁の水素蓄積の飽和,炭素材ダイバータ板の損耗/堆積と水素保持、及びそれらに関連したSOL及びダイバータ・プラズマ中の粒子挙動に関する研究成果)をまとめて発表する。JT-60では、長時間放電を繰り返すことにより、ELMy Hモード・プラズマの後半で第一壁の水素蓄積が真空容器内全体として飽和する現象が観測された。炭素材ダイバータ・タイルについては、外側ダイバータではおもに損耗が、内側ダイバータではおもに堆積が観測された。炭素堆積層中の水素同位体保持率(H+D)/Cは0.032であった。低磁場側の水平面では内側ダイバータ方向のSOLプラズマ流が、プライベート領域では外側ダイバータから内側ダイバータに向かうドリフト流が観測された。炭素材の損耗/堆積の内外ダイバータの非対称性は、これらの流れが原因であることが考えられる。第一壁に到達した水素のほとんどは水素分子として再放出されると考えられているが、その水素分子挙動を直接診断するために、水素分子線の発光分布を測定し、中性粒子輸送コードを用いて解析した。

論文

Cross sections of charge transfer by slow doubly-charged carbon ions from various carbon containing molecules

日下部 俊男*; 塩田 健司*; 久保 博孝; 白井 稔三*

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.7, p.237 - 239, 2006/00

核融合プラズマ装置においてプラズマ対向面として炭素材料を用いた場合、周辺プラズマには炭素イオンや種々の炭化水素分子が不純物として発生する。これら不純物の挙動をモデル化するには、炭素イオンと炭化水素分子の電荷移行断面積が必要である。われわれは、C$$^{+2}$$と種々の炭化水素分子及びCO, CO$$_2$$の1電子及び2電子の移行断面積を0.7-6keVのエネルギー領域で測定した。その結果、ここで測定したほとんどの場合に対して電荷移行断面積はエネルギー依存性が弱いことがわかった。また、炭化水素分子の1電子移行断面積は炭化水素分子の電離エネルギーに依存することがわかった。一方、2電子移行断面積にはそのような依存性は見られなかった。

論文

Electron capture processes in low energy collisions of C$$^{4+}$$ ions with excited H atoms

島倉 紀之*; 本間 真由美*; 久保 博孝

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.7, p.199 - 202, 2006/00

トカマク実験装置のダイバータプラズマでは、C IV n=6-7(722.6 nm)とn=5-6(466.0nm)のスペクトル線が、C IVの基底状態からの電子衝突励起のみを考えた場合に予想されるより、非常に強く現れる場合がある。これは、C$$^{4+}$$がn=2に励起した水素原子と衝突し、電子を捕獲することによって起きると考えられる。このスペクトル線は、可視領域にあるので、ダイバータプラズマにおける高電離炭素イオンの挙動診断に非常に便利に利用できる。この利用のためにはC$$^{4+}$$イオンと励起水素原子(H*(n=2))の衝突による電子捕獲断面積が必要となるが、今まで多価イオンと励起水素原子の衝突による電子捕獲断面積に対する定量的な評価は行われていなかった。ここでは、C$$^{4+}$$イオンと励起水素原子(H*(n=2))の衝突による電子捕獲断面積を60-6000eV/amuの衝突エネルギー領域において分子基底展開緊密結合法を用いて計算した結果について報告する。

論文

Incident energy dependence of blistering at tungsten irradiated by low energy high flux deuterium plasma beams

Luo, G.; 洲 亘; 西 正孝

Journal of Nuclear Materials, 347(1-2), p.111 - 117, 2005/12

 被引用回数:63 パーセンタイル:2.23(Materials Science, Multidisciplinary)

鏡面仕上げした焼結材タングステン試料片にITERダイバータ周辺プラズマを模擬する重水素プラズマを照射し、そのブリスタリング挙動を調べた。今回行った照射の条件は、フラックス:1$$times$$10$$^{22}$$D/m$$^{2}$$/s,エネルギー:7$$sim$$98eV/D,フルエンス:3$$times$$10$$^{23}$$$$sim$$6$$times$$10$$^{25}$$D/m$$^{2}$$,照射温度:室温であるが、いずれのエネルギーの照射においても、ブリスタリングの発生がSEM観察により確認された。また、ブリスタリング発生のフルエンス閾値が入射エネルギーの減少とともに増加すること、特に20eV/D以下の入射エネルギーの場合には、この閾値の増加が著しいことを見いだした。本現象は、試料表面に酸化皮膜が存在し、重水素の外部への再放出と内部への侵入に影響を及ぼしていると考えることによって説明できる。さらに、ブリスタの寸法と数はフルエンスの増加とともに初期にはいずれも増加するが、直径が2$$mu$$m程度に逹すると成長が止まり、数のみが増加していく結果を得た。本結果は、ブリスタが2$$mu$$m程度に成長すると亀裂が発生して内部のガスが放出されるため、と考えられる。

論文

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high-$$beta$$ plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:47.83(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

論文

Critical heat flux testing on screw cooling tube made of RAFM-steel F82H for divertor application

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.313 - 318, 2005/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:59.33(Nuclear Science & Technology)

発電実証プラント用ダイバータへの適用性を調べるため、冷却面にねじ加工を施したF82H製スクリュウ管の入射限界熱流束(ICHF)実験を実施した。F82Hは低放射化フェライト鋼の1種であり、設計が進められている発電実証プラントにおける構造材候補となっている。本スクリュウ管のねじ形状はM10ピッチ1.5mmであり、F82H製円管,純銅製円管の内表面に加工されている。F82H製スクリュウ管のICHFは、純銅製管の値と比較して40-50%に低減した。例えば、冷却水条件1MPa・室温・4m/sにおいて、純銅製管では25MW/m$$^{2}$$であるのに対し、F82H製管のICHFは13MW/m$$^{2}$$であった。しかしながら、このICHF値は発電実証プラントダイバータの設計値(13MW/m$$^{2}$$)を上回るものであり、F28Hスクリュウ管がダイバータ冷却への適用できる可能性があることを示す。ICHF減少の原因を調べるため壁面の熱伝導解析を行ったところ、F82H製スクリュウ管ではその低熱伝導率のため入射した熱流束が伝熱面において集中していることがわかった。これらのことから、実機適用の場合高熱伝導材であるタングステンなどで被覆させ入射熱流束の集中を緩和させることが有効であると考えられる。

論文

Proposal of hot-pressed, rod-shaped tungsten armor concept for ITER divertor and its high-heat-flux performances

佐藤 和義; 江里 幸一郎; 谷口 正樹; 鈴木 哲; 秋場 真人

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(7), p.643 - 650, 2005/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:65.3(Nuclear Science & Technology)

原研におけるプラズマ対向機器の研究、特に、粒子負荷の厳しい部分に採用されるタングステンダイバータの接合について報告する。タングステン/銅接合については、これまで両者の線膨張係数や弾性率が大きく異なるため、タングステンタイルの剥離が生じる懸念があった。このため、アーマタイルを細かくわけることによりこの応力を低減する方法が検討されてきた。今回、原研では、小さいロッド型タングステンを用いた熱間プレス法による接合法を開発し、ITERダイバータへの適用をはかった。 熱間プレス法は、銅製熱シンクにあらかじめ加工した穴に対してロッド型タングステンを高温下で圧入し製作するものである。この方法にて製作したダイバータ試験体は、ITERダイバータ設計条件である5MW/m$$^{2}$$,3000回の熱サイクルに対し健全性を維持することを明らかにした。また、同時に実施した熱解析により、タングステン/銅ヒートシンク間の接触熱伝達率は2400W/m$$^{2}$$/Kと見積もられた。この値は、表面温度を再結晶温度以下に保つためには若干低い値である。しかしながら、実験では脆化によるタングステンタイルの損傷等は認められなかった。今後、ロッド接合面の表面処理や中間層を入れる等して熱伝達の向上を図る必要があることがわかった。

報告書

核融合発電実証プラントに向けた炉工学研究開発の展開

核融合工学部

JAERI-Review 2005-011, 139 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-011.pdf:11.95MB

我が国の核融合工学研究開発は原子力委員会策定の「第三段階核融合研究開発本計画」に基づき、国際熱核融合実験炉(ITER)に必要な主要構成機器の開発・高性能化を図ること、及び核融合炉開発に必要な炉工学技術の基盤を構築すること、の2項目の実現を目標とする。原研は、これらにかかわる研究開発の中心的機関として、ITER工学技術開発及び建設・運転に向けた研究開発,ITERでの工学試験及び発電実証プラントに向けた研究開発、及び核融合工学基盤研究を実施している。本報告は、ITERでの工学試験及び発電実証プラントに向けた研究開発の現状と今後の展開を、核融合工学基盤研究を含めて取り纏めるものであり、これまでの核融合炉工学研究開発の進捗をレビューするとともに、発電実証プラントに向けた研究開発中核である発電ブランケット開発,材料開発,IFMIF計画について、その計画目標,技術課題及び研究開発計画について述べる。また各種炉工学機器の高度化及び核融合基盤研究に関する展開を紹介する。

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