Feasibility study of tritium recoil barrier for neutron reflectors

石塚 悦男; 坂本 直樹*

Physical Sciences and Technology, 6(2), p.60 - 63, 2019/12

https://doi.org/10.26577/phst-2019-2-p8

試験研究炉運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、Beの二段反応で生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためのベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止膜の概念検討として、PHITSで多様な材料のトリチウム反跳を計算した。この結果、3桁低下させるために必要なトリチウム反跳防止厚みは、材料によって依存するが2040m必要であることが明らかとなった。

Development of manufacturing technology for ITER TF coil structure

櫻井 武尊; 井口 将秀; 中平 昌隆; 稲垣 隆; 松井 邦浩; 小泉 徳潔

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1592 - 1597, 2016/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.11.013

原子力機構は、ITER計画において、9個のトロイダル磁場コイル(TFコイル)と19個のTFコイル構造物の調達を担当している(予備1個を含む)。TFコイル構造物は、D型形状の超伝導巻線を格納する高さ16.5m、幅9mの超大型で複雑な構造物本体と、TFコイル及び他の機器とを接続する付属品で構成される。TFコイル構造物の完成寸法には2mm以下というTFコイルの大きさに比して非常に厳しい公差が要求されている。その要求を達成するためには、溶接変形を見込んで完成寸法よりも大きい材料(余肉付きの材料)を調達し、溶接後にその余肉を機械加工して完成寸法に仕上げる必要がある。合理的な製造を実現するには、詳細な溶接変形を把握し、余肉量を適正化することで機械加工量の低減を図ることが重要である。原子力機構では、TFコイル構造物の一部、曲率3mを持つコの字型容器の試作試験を行った。コの字型容器の溶接変形で最も顕著に表れるのは、容器の側板が外板に対して倒れる変形である。過去に実施した形状が等しい試作体を対象とした試作試験では、治具による強拘束を採用し、側板の倒れ量は+6.5/+8.9mmであった。本試作ではバランス溶接と呼ばれる変形を随時モニタリングしながら溶接を行う方法を採用し、右側板の倒れ量は-3.0/+1.6mm、左側板の倒れ量は0.0/+2.4mmと、大幅に狙い値(0mm)近傍に変形を制御できた。本試作から得られた知見を踏まえ、2014年4月から実機製造を開始した。

Advanced control scenario of high-performance steady-state operation for JT-60 superconducting tokamak

玉井 広史; 栗田 源一; 松川 誠; 浦田 一宏*; 櫻井 真治; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 三浦 友史; 木津 要; 鎌田 裕; et al.

Plasma Science and Technology, 6(3), p.2281 - 2285, 2004/06

https://doi.org/10.1088/1009-0630/6/3/003

JT-60SCの高性能定常運転シナリオをTOPICSを用いて検討・評価し、5で自発電流割合86%の定常状態をI=1.5MA, B=2T, NBパワー11MWで維持できることを示した。またERATO-Jを用いた解析を行い、導体壁半径とプラズマ小半径との平均比約1.2では、トロイダルモード数1、または2の外部キンクモードに対する壁安定効果により、5.5まで達成可能であることを示した。さらに 、プラズマを壁に近付けることによって発生する抵抗性壁モードは、容器内コイルを用いた能動制御により抑制されると予測している。一方、のさらなる向上のためにTOSCAによるプラズマ形状の解析を行い、S=(I/aB)qで定義されるプラズマ形状係数(非円形度と三角形度に強く依存)を4から6まで変えられることを示した。これは高性能プラズマ運転を実現するうえで重要な電流分布と圧力分布の制御性の拡張を示唆している。

CSモデル・コイル試験装置

加藤 崇; 中嶋 秀夫; 礒野 高明; 濱田 一弥; 河野 勝己; 杉本 誠; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 押切 雅幸*; et al.

低温工学, 36(6), p.315 - 323, 2001/06

https://doi.org/10.2221/jcsj.36.315

CSモデル・コイル試験装置は、ITER R&Dで製作されたCSモデル・コイル及びCSインサート・コイルの検証すべきコイル性能を試験する超伝動コイル試験装置である。本装置の最大の特徴は、高出力の大電源(最大出力225MVA: JT-60トロイダル磁場用電源)と大型ヘリウム冷凍システム(5kW@4.5K及び超臨界圧ヘリウムを1.0kg/sまで強制循環可能)を併せ持つ点である。本試験装置は、世界最大の超伝動コイル試験装置となり、CSモデル・コイル及びCSインサート・コイル試験において約5ヶ月間に渡る連続運転にその性能を十分に発揮し試験成功を導いた。本試験装置の設計,仕様,そして、性能について述べる。

ITER cryostat main chamber and vacuum vessel pressure suppression system design

伊藤 彰*; 中平 昌隆; 高橋 弘行*; 多田 栄介; 中島 義種*; 上野 修*

JAERI-Tech 99-026, 158 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-026.pdf:6.58MB

クライオスタットは真空容器と超伝導コイルを格納する円筒状容器であり、4Kという低温で運転される超伝導コイルの真空断熱を目的に、クライオスタット内部は圧力が10Paに維持される。また、クライオスタットは放射性物質の第2障壁を形成する。圧力抑制システムは炉内冷却水漏洩により、真空容器内部圧力が設計値0.5MPa以上となることを防止するためのシステムであり、真空容器及び生体遮蔽体の下方に設置される圧力抑制タンク並びに真空容器とタンク間を接続する放出配管からなる。今回、ITER用クライオスタット及び圧力抑制システムの構造設計並びに製作、現地組み立て手順及びスケジュールの検討を行い、詳細構造を明らかにしたので、これを報告する。

Effects of primary recoil (PKA) energy spectrum on radiation damage in FCC metals

岩田 忠夫; 岩瀬 彰宏

Radiat. Eff. Defect Solids, 144(1-4), p.27 - 61, 1998/00

固体に各種イオン、中性子のような異種の高エネルギー粒子を照射した時の効果を比較し、新粒子の照射効果を予測することを可能にするために、FCC金属について相互比較の物理的枠組の構築を行った。我々の行った極低温イオン照射実験と、欧米で行われた原子炉中性子、電子線照射実験から、低温回復ステージ、欠陥生成、及び、照射アニーリング断面積を抽出して比較検討した。照射効果を特徴づけるパラメータとして、PKAメディアンエネルギーを定義し、上記物理量は、DKAメディアンエネルギーの関数として、統一的に説明できることを示した。

Measurements of the response function and the detection efficiency of an NE213 scintillator for neutrons between 20 and 65 MeV

明午 伸一郎

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 401, p.365 - 378, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0168-9002(97)01061-9

7Li(p,n)反応から生成する25,30及び65MeV準単色中性子を用いてNE213の検出効率と応答関数を測定し、SCINFUL及びCECILコードによる計算値との比較を行った。その結果、SCINFULによる検出効率の計算値は実験値と実験誤差内で一致したが、CECILによる計算値は実験値に比べ20%大きくなることがわかった。この原因は、SCINFULで使用される炭素の荷電粒子放出断面積は実験値と良く一致するのに対し、CECILで使用される断面積は実験値より5倍以上も大きいためである。また応答関数の比較から、SCINFULによる重陽子の発光効率に問題があることがわかった。そこで、MurayとMeyerの経験則を用いて、陽子の発光効率から重陽子の発光効率を作成した。新しい発光効率を用いたSCINFULによる応答関数は、実験値をよく再現した。

Test results of the DPC-TJ; Mechanical performance

和智 良裕*; 向 博志*; 小野 通隆*; 真田 芳直*; 藤岡 勉*; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 小泉 興一; 吉田 清; 大内 英義*; et al.

Cryogenics, 33(6), p.603 - 608, 1993/00

https://doi.org/10.1016/0011-2275(93)90117-7

原研と東芝が共同研究にて製作したDPC-TJコイルの実験結果のうち、機械的特性について述べる。DPC-TJコイルは、核融合炉用超電導コイルの高平均電流密度化を目指したコイルであり、プリフォームド・アーマ方式を考案し採用することによって、高平均電流密度と高剛性を両立させた設計となっている。今回の通電実験の結果、剛性が高いことが示されたとともに、機械的に安定したコイルであることが示された。

DPC-TJ実験結果; 熱・流体特性

杉本 誠; 加藤 崇; 河野 勝己; 檜山 忠雄; 上谷内 洋一*; 石田 秀昭*; 岩本 収市*; 三宅 明洋*; 戎 秀樹*; 奥野 清; et al.

低温工学, 27(3), p.239 - 244, 1992/00

https://doi.org/10.2221/jcsj.27.239

DPC-TJコイルの製作及び実験はDPC計画の中で位置づけられ、遂行されてきた。本論文は1991年6月より6週間かけて行われた実験のうち、DPC-TJコイルの熱・流体特性について述べる。対象となる特性項目は、(1)予冷特性、(2)熱負荷、(3)圧力損失および(4)入口流量の低下現象の4つである。

Conceptual design of SC magnet system for ITER, II; Stress analysis

小泉 興一; 長谷川 満*; 吉田 清

JAERI-M 91-121, 200 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-121.pdf:3.95MB

IAEAの協定に基づいてEC、ソ連、米国及び日本の四極による国際協力で実施された国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は、1990年12月に3年間の共同作業を終了した。プラズマ性能と装置寸法を左右する最も重要な構成機器である超電導コイル系の概念設計は核融合実験炉特別チームが中心となり超電導磁石研究室が日本案を取りまとめた。本報告はITER用超電導コイルの概念設計に関する一連の報告書の一分冊であり、トロイダル磁場コイル、中心ソレノイド・コイル、平衡磁場コイル、並びに支持構造について有限要素法による応力解析結果を報告するものである。コイルの大型化と高磁界化に伴って増大する巨大な電磁力の支持はコイル設計の最重要課題であり各コイルに発生する電磁力と要求される性能に応じて異なる導体構造、コイル構造を採用して応力の低減とコイル性能とを両立させた。