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工藤 祐介; 沢井 友次; 櫻井 真治; 正木 圭; 鈴木 優; 笹島 唯之; 林 孝夫; 高橋 龍吉*; 本田 正男; 實川 資朗; et al.
Journal of the Korean Physical Society, 49(96), p.S297 - S301, 2006/12
JT-60Uでは、大体積運転においてプラズマ加熱の低下,プラズマ対向機器への熱負荷の増大を引き起こすトロイダル磁場のリップル損失を低減するため、フェライト鋼製タイルの導入を図った。JT-60Uでは重水素運転であるため、中性子発生量が低いことから、フェライト鋼として、F82Hの放射化元素の含有成分の制限を緩めた8Cr-2W-0.2V鋼を製作した。製造されたフェライト鋼は焼戻しマルテンサイト構造を示し、十分な、磁気,機械特性であった。鋼板の飽和磁化は573Kで1.7Tであり、予想より低かったものの、JT-60Uの運転では十分有効であることが計算により確認された。8-9Crフェライト鋼の飽和磁化に対する材料条件を調べることは、フェライト鋼を炉内構造物として使用する将来の核融合装置において重要である。
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：12 パーセンタイル：63.96(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。
山本 正弘*; 柴田 孝俊; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 木村 晴行; 岡野 文範; 川島 寿人; 鈴木 貞明; 篠原 孝司; JFT-2Mグループ; et al.
Fusion Science and Technology, 49(2), p.241 - 248, 2006/02
被引用回数：2 パーセンタイル：17.58(Nuclear Science & Technology)将来の核融合炉における構造材料として低放射化フェライト鋼F82Hの適合性をJFT-2M装置を用いて研究する先進材料プラズマ試験計画についてまとめた。トロイダル磁場リップルの低減を目的としたフェライト鋼板(壁)は、JFT-2M真空容器の外側や内側位置に三段階に分けて設置した。本論文は、これら3回の構造変更における技術的な課題として、フェライト鋼板を適切に固定するための電磁解析,許容誤差を少なくする設置方法,設置時の基準表として真空容器の実際の形状の情報を得るために使用された3次元磁場測定装置に焦点を当てて述べた。錆びやすいフェライト鋼板に対して良好な表面状態を確保するために、設置前の表面処理を念入りに実行した。酸素不純物を低減するために、安全で操作が容易なトリメチルボロンを使用したボロン化処理システムを開発した。
湯谷 順明*; 中村 博雄; 杉本 昌義
JAERI-Tech 2005-036, 10 Pages, 2005/06
JAERI-Tech-2005-036.pdf:2.06MB
材料の照射特性は温度依存性が強いため、照射中の試料温度測定は重要である。しかしながら、中性子照射損傷が20dpa/年以上となるIFMIFの高中性子束領域において、鉄ベースの合金を照射する場合、大量の核発熱が生じるため、試料温度を正確に計測することは、不活性ガスを照射試料と試料ホルダーとの間のギャップに充てんして試料温度を試料ホルダーに埋め込んだ熱電対によって測定する従来の方式では、照射中にギャップの熱伝達率が変化するため極めて困難である。その対策としてギャップの熱伝達率がより安定と期待される液体金属(ナトリウム又はナトリウム-カリウム合金)をギャップに充てんする方法が提案(FZKが提案)されているが、液体金属と低放射化フェライト鋼との両立性に懸念があった。本報告は、このような液体金属と低放射化フェライト鋼との両立性について検討し、照射リグ設計への提案として、充てん前の液体金属の純度管理や炭素原子移行を予防する材質選択上の注意を述べる。
吉田 肇; 古作 泰雄*; 榎枝 幹男; 阿部 哲也; 秋場 真人
JAERI-Research 2005-003, 13 Pages, 2005/03
JAERI-Research-2005-003.pdf:3.33MB
核融合炉におけるトリチウム漏洩量見積りの高精度化に資するため、低放射化フェライト鋼の水素透過速度を真空熱天秤法で測定した。本測定法では、水素ガスを封入した低放射化フェライト鋼F82H製の試料カプセルを用意し、試料カプセルを真空中で等温加熱して、試料カプセルを透過しカプセル表面から脱離する水素を以下の2つの独立した方法で測定する。すなわち、試料カプセルの正味の重量減少量と、試料カプセルからの水素脱離による排気ガス分析である。このような手法で測定の信頼性を増すことが可能である。本実験条件で、正味の重量減少量から求めた水素透過速度と排気ガス分析から求めた値の比は、1/4から1/1であった。本実験を通して、真空熱天秤法がF82Hの水素透過速度を評価するために有効な手段であることが示された。
谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Klueh, R. L.*
Materials Transactions, 46(3), p.469 - 474, 2005/03
被引用回数：19 パーセンタイル：73.39(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉材料構造材料として開発されてきた低放射化フェライト鋼については、これまで多くの照射実験が行われてきた。中でも300
Cでの照射による強度特性変化の評価は、水冷却ブランケット構造を基本設計とする日本の開発方針においては、もっとも重要なものである。これまで300C, 5dpa照射された低放射化フェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr等)について引張強度,衝撃特性,微細組織について調べた結果、鋼によって異なる特性変化を示すが、これらの違いは照射によって形成される転位ループによっては十分説明できないものであった。そこで本研究では析出物挙動に着目した研究を行った。研究にあたっては特に平均的な情報を得るために、抽出残渣法により析出物量を測定し、さらに残渣についてX回折による構造解析、及び化学分析を行った。その結果、照射によって、析出物(主としてM
C
)が増加する傾向にあること,析出物に含まれるCr量が増加する一方でW量が減少すること,MX系析出物が消滅したこと、が明らかになった。
三浦 幸俊; 星野 克道; 草間 義紀
プラズマ・核融合学会誌, 80(8), p.653 - 661, 2004/08
原研のトカマク装置JFT-2Mにおける全ての実験運転が2004年3月をもって終了した。1983年4月27日のファーストプラズマ以来21年間の実験運転により、高閉じ込めモード(Hモード),加熱・電流駆動,先進プラズマ制御,低放射化フェライト鋼と改善閉じ込めとの両立性の確認などの研究において、核融合エネルギー研究やプラズマ物理研究をリードする多くの重要な成果を挙げた。これらの成果の中から、特に重要な幾つかについて述べる。
松廣 健二郎; 安堂 正己; 中村 博雄; 竹内 浩
JAERI-Research 2004-003, 12 Pages, 2004/03
JAERI-Research-2004-003.pdf:0.85MB
IFMIFターゲット背面壁の候補材である低放射化フェライト鋼(F82H鋼)におけるトリチウム透過量に与える中性子照射損傷の影響について評価を行った。その結果、照射損傷により実効拡散係数は10
20%減少することが予想され、透過開始後数百秒までの範囲では照射損傷によりトリチウム透過量は1020%以上減少する。またIFMIFターゲット背面壁のF82H鋼における一日あたりのトリチウム透過量は1.3x10
g/d(4.7x10
Bq/d)であり、316ステンレス鋼を用いた場合に比べ約30倍であり、この量はIFMIFの主ループでのトリチウム透過量の約8%に相当する。
浦田 一宏*; 篠原 孝司; 鈴木 正信*; 鎌田 功*
JAERI-Data/Code 2004-007, 45 Pages, 2004/03
JAERI-Data-Code-2004-007.pdf:5.63MB
トカマク型核融合装置では、離散的トロイダル磁場コイル(TFC)のつくるトロイダル磁場にリップルが存在して高速イオンの損失を招き、真空容器の損傷につながる。近年、強磁性体を用いてリップル損失を低減する手法が提案され、低放射化,高熱伝導率特性を併せ持った低放射化フェライト鋼の核融合炉への導入が検討されている。しかし実際の装置では、他機器との干渉のため、リップル低減に効果的なトロイダル対称性を持ったフェライトの設置が困難となる場合がある。また損失境界である第一壁形状がトロイダル対称性を持たない場合がある。このような理由から実機に即したリップル補正磁場中の高速イオン損失計算を行うためには、トロイダル非対称性を取り扱えることが望ましい。そこで、フェライト鋼によるリップル補正磁場を計算するFEMAG(FErrite generating MAGnetic field)コードの開発を進め、トロイダル非対称の場合でも全トーラス磁場の計算を高速で行えるようにした。さらにこの磁場データを基礎として、高速イオン損失を計算する軌道追跡モンテカルロコードOFMC(Orbit Following Monte Carlo)をトロイダル非対称性が取り扱えるように改良した。FEMAG/OFMCコードの使用方法,JFT-2M装置による実験結果の解析評価とトカマク国内重点化装置の設計検討への適用について報告する。
シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム
JAERI-Tech 2004-012, 62 Pages, 2004/02
JAERI-Tech-2004-012.pdf:16.4MB
東北電力(株)女川原子力発電所1号機(沸騰水型)では、第15回定期検査の際に、炉心シュラウド中間部リングH2及び下部リングの溶接線近傍にき裂が確認された。本調査は、東北電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として加わり、最終的な調査データを入手し、原研独自の報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査により、以下のことが明らかになった。(1)中間部リングの外表面近傍には150250
m程度の深さまで硬化層が存在した。(2)き裂の内部には腐食生成物が付着しており、腐食が粒内へ進行した部位も見られた。(3)中間部リング外表面近傍から100m程度の深さの領域では主として粒内割れが観察され、200m程度の深さより内部の領域では、粒界割れが観察された。(4)結晶粒界には、熱鋭敏化材に見られるようなCr濃度の顕著な低下傾向がなかった。(5)中間部リング材料の化学組成は、JIS規格SUS304Lに相当する組成であった。本調査の結果と、溶接によりき裂部付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、き裂は応力腐食割れ(SCC)であると結論される。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Cho, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
被引用回数：33 パーセンタイル：70.05(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉の実現に向けて経済性と環境適合性の向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉で想定されているように、強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御をもち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。既存のJT-60設備を最大限に生かし、原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現に向けて、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という克服すべき課題に取り組むための設計を行った。
核融合炉研究委員会; 核融合材料研究委員会
JAERI-Review 2003-015, 123 Pages, 2003/05
JAERI-Review-2003-015.pdf:24.89MB
拡大核融合炉・材料合同研究委員会が、2002年7月12日に東京で開催された。この合同研究委員会では、原研及び大学におけるブランケット,材料及び国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発計画と開発の現状に関する報告が行われるとともに、今後の原研と大学の協力に関する議論が行われた。本報告書は、合同委員会で用いられた資料及びその纏めから構成されている。
浦田 一宏*
JAERI-Data/Code 2003-005, 36 Pages, 2003/03
JAERI-Data-Code-2003-005.pdf:2.96MB
将来の核融合装置の設計において、低放射化フェライト鋼をプラズマ対向材料、及びリップル低減デバイスとして使用することを計画している場合、プラズマに対する誤差磁場評価、及びリップル低減検討を行うために、フェライト磁場の計算が必要となる。しかし、フェライト鋼磁気特性(B-Hカーブ)の非線形性から収束計算が不可欠となるため、設計ツールとして要求される計算の高速実行は難しくなる。トカマク装置の特徴である強いトロイダル磁場中ではフェライトが磁気飽和することから、磁場源である磁荷分布を一意的に決定することができる。さらに実際に使用するフェライト板形状は薄板に限られ、またその薄板の配置がトロイダル磁場に沿うことからも、計算の高速化を図ることが可能となる。以上のようなトカマク装置特有の状況を活用することにより、高速なフェライト磁場計算コード「FEMAG」を開発した。本報告書は、「FEMAG」コードの定式化,「FEMAG」コードの使用法、及び「FEMAG」コードの妥当性検討(3次元有限要素法コードとの比較、及びJFT-2M装置における磁場実測値との比較による)を詳述したものである。計算実行例として、現在原研で計画を進めているJT-60改修装置設計における各種検討結果を示した。
實川 資朗; 田村 学*; Van der Schaaf, B.*; Klueh, R. L.*; Alamo, A.*; Petersen, C.*; Schirra, M.*; Spaetig, P.*; Odette, G. R.*; Tavassoli, A. A.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.179 - 186, 2002/12
被引用回数：156 パーセンタイル：99.3(Materials Science, Multidisciplinary)低放射化フェライト/マルテンサイト鋼は照射下寸法安定性に優れ、また大きな投資無しで低放射化したコンポーネントを製造するに適する。このため、材料の開発及びこれを用いた炉設計研究が進められている。これまでIEAの低放射化フェライト/マルテンサイト鋼開発国際協力で、原研とNKKが開発した低放射化マルテンサイト鋼F82Hを標準材料としたラウンドロビン試験等が、EU,米国等の協力を受けて進めてきた。ここではF82Hについて、合金設計の考え方,熱物理的特性等の物性,照射前後の強度特性及びミクロ組織の評価結果,さらにこれらのデータベース化について報告する。ラウンドロビン試験等では、評価項目として、例えば強度特性について、引張,破壊靭性,衝撃,クリープ,疲労等といった、合金挙動を包括的に評価できる項目を選び、F82Hを代表とする低放射化マルテンサイト鋼の利用可能性について検討を加えた。その結果、F82Hのクリープ強度は、高温機器用材料として評価が高い9Cr-1Mo鋼と同等か優れること、また最も重要な照射挙動の一つである照射損傷による延性脆性遷移温度の上昇も他の合金と比較して小さい結果を得た。
寺田 泰陽*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 和田 政行*; Klix, A.; 山内 通則*; 堀 順一; 西谷 健夫
JAERI-Research 2002-019, 70 Pages, 2002/10
JAERI-Research-2002-019.pdf:8.47MB
低放射化フェライト鋼 F82Hは核融合炉の有力な構造材料である。核融合中性子源FNSを用いて、F82Hの放射化特性を得ることを目的として原型炉ブランケット模擬体系に対するD-T中性子照射試験を行い、F82Hシート,クロム箔,タングステン箔における放射性核種56Mn,54Mn,51Cr,187Wの生成反応率を測定した。併せて、評価済み核データJENDL-3.2とFENDL/E-2.0を用いてモンテカルロ輸送コードMCNPによる計算値との比較検討を行った。計算結果は、56Mn,54Mn,51Crともに10~20%程度の精度で測定結果と一致した。しかし、タングステンに関しては、30~40%の精度であることがわかった。また、タングステンの放射化断面積に使用する核データによって大きく計算結果が変わり、タングステンの中性子捕獲反応の共鳴領域における断面積評価に核データによって相違があることを示唆する結果となった。
二宮 博正; 狐崎 晶雄; 清水 正亜; 栗山 正明; JT-60チーム; 木村 晴行; 川島 寿人; 都筑 和泰; 佐藤 正泰; 伊世井 宣明; et al.
Fusion Science and Technology, 42(1), p.7 - 31, 2002/07
被引用回数：13 パーセンタイル：27.27(Nuclear Science & Technology)先進定常トカマク運転に必要な高い総合性能を維持する科学的基盤を確立するため、JT-60Uは改善閉じ込めモードの運転制御シナリオの最適化を進め、各種のプラズマ性能を向上してきた。この結果、定常トカマク炉に向けた顕著な成果を得た。これらの成果の詳細を報告する。JFT-2Mでは、高性能プラズマの開発と核融合炉で採用が予定されている構造材料開発のための先進的研究と基礎的な研究を進めている。真空容器外側に設置したフェライト鋼により、トロイダル磁場リップルが減少することが示された。真空容器内の20%の領域にフェライト鋼を設置しても、プラズマ性能への影響は見られなかった。TRIAM-1Mの結果についても報告する。
核融合炉研究委員会; 核融合材料研究委員会
JAERI-Review 2002-008, 79 Pages, 2002/03
JAERI-Review-2002-008.pdf:9.92MB
拡大核融合炉・材料研究合同委員会が、2001年7月16日に、東京で開催された。この合同委員会では、原研及び大学におけるブランケット、材料及び国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発計画と開発の現状に関する報告が行われるとともに、今後の原研と大学の協力に関する議論が行われた。本報告書は、本合同委員会で用いられた資料及びそのまとめから構成されている。
高津 英幸
プラズマ・核融合学会誌, 74(5), p.434 - 435, 1998/05
プラズマ核融合学会企画委員会で提案された学会誌小特集「低誘導放射化フェライト鋼の開発と核融合装置への応用」のとりまとめとして、本小特集が提案された背景、当該分野の研究動向の概要、及び本小特集の構成の概要を記述し、本小特集の序とした。
中山 武*; 阿部 充志*; 田所 孝広*; 三浦 幸俊; 鈴木 紀男; 佐藤 正泰; 仙石 盛夫
プラズマ・核融合学会誌, 74(3), p.274 - 283, 1998/03
核融合炉構造材の候補材として、低放射化材であるフェライト鋼が有力視されている。しかし、フェライト鋼は強磁性体であるために、磁場閉じ込め装置であるトカマク装置の真空容器として用いると、大きな誤差磁場を発生することが懸念されている。この研究では、フェライト鋼であるF82Hを日立製作所所有の小型トカマクHT-2装置に組み込み、フェライト鋼の作る磁場を実測するとともに3次元磁場解析コードMAGFiCで評価した。フェライト鋼のポート開口部付近の磁気軸で作る主半径方向磁場は約50Gと評価される。この磁場は、トロイダル磁場リップルを打ち消す方向の磁場である。
竹治 智; 森 雅博; 菊池 満; 二宮 博正; 實川 資朗; 伊藤 孝雄; 栗山 正明; 岸本 浩
16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), p.1214 - 1217, 1995/06
定常トカマク炉SSTRのブランケット材の有力候補である低放射化フェライト鋼(F82H)は、強磁性体である為、強磁性効果によるプラズマや装置への影響を詳細に分析する必要がある。ここでは、強磁性体ブランケットにより発生する不整磁場について、不整磁場分布及びそのモード解析を行い、不整磁場によるプラズマ閉じ込めへの影響を評価した。不整磁場は、ポート部で強く発生し、離れるに従って指数関数的に減少する。プラズマ閉じ込めに最も影響が大きいと思われる径方向の不整磁場は、ポート端部で~600G、プラズマ中心で~5Gである。プラズマ表面でのトロイダルモード数=1、ポロイダルモード数=2の不整磁場は約0.4Gであり、プラズマ崩壊(ロックトモード)発生の予測値とほぼ等しい。このことは、更に若干の工夫を加えることにより、ロックトモードを回避できる可能性があることを示している。
