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論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

論文

AWJによる燃料集合体溶融模擬材の切断実証および評価

丸山 信一郎*; 綿谷 聡*

三井住友建設技術研究開発報告, (15), p.107 - 112, 2017/10

福島第一原子力発電所(以下、1Fと称す)の廃止措置において、安全で確実な燃料デブリの取出しを行うためには、燃料デブリの形態や特性を推定することが不可欠となる。その推定のため、事故時の燃料集合体の溶融移行挙動調査が行われている。調査にあたり、燃料集合体溶融模擬材の切断が必要となり、切断にはジルコニウム合金とステンレスの溶融混合材料やセラミックの切断実績のあるアブレイシブウォータージェット(以下、AWJと称す)工法を適用することとした。結果、燃料集合体溶融模擬材を切断でき、切断可能な条件のデータを取得できた。今後、そのデータは、燃料デブリの取出しの検討に役立てることができる。

論文

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm $$times$$ 10 cm $$times$$ 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm $$times$$ 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

論文

Investigation of countermeasure against local temperature rise in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

小野 正人; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.044502_1 - 044502_4, 2016/10

HTTRを用いた炉心冷却喪失試験は、物理現象の効果によってシビアアクシデントを起こさない固有の安全性を有する高温ガス炉を研究する安全評価コードの検証のため、制御棒を挿入せず、炉容器冷却設備を停止して炉心冷却を喪失させるものである。炉容器冷却設備は熱放射や熱伝達によって高温となった原子炉圧力容器を冷却することにより原子炉の残留熱や崩壊熱を除去するものである。試験では、原子炉の安全性は維持されるものの、炉容器冷却設備の熱反射板による水冷管の冷却効果が届かない箇所の局所的な温度が長期使用の観点から制限値を上回ると考えられる。試験は炉容器冷却設備を停止し核熱を用いずガス循環機による入熱のみで実施され、その結果、最高使用温度より十分低い温度ではあるが局所的に温度の高い箇所を特定し、冷却水の自然循環の冷却効果に十分な効果は無く、冷却管の温度を1$$^{circ}$$C下げるのみであることを見出した。そして、HTTRの再稼働後にすぐに実施される炉心冷却喪失試験に向けた新しく適切で安全な手順を確立した。

論文

Preparation for a new experimental program addressing core-material-relocation behavior during severe accident with BWR design conditions; Conduction of preparatory tests applying non-transfer-type plasma heating technology

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 石見 明洋; 中桐 俊男; 永江 勇二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するため、我々は小規模試験体(107mm$$times$$107mm$$times$$222mmh)を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用可能性が確認できた。また我々は、2016年に中規模の予備実験(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR自体に関する試験を実施予定である。

論文

Computational and experimental examination of simulated core damage and relocation dynamics of a BWR fuel assembly

Hanus, G.*; 佐藤 一憲; 岩間 辰也*

Proceedings of International Waste Management Symposia 2016 (WM 2016) (Internet), 12 Pages, 2016/03

原子力機構ではBWRの炉心損傷と炉心物質の移動挙動を模擬するために、燃料棒チャンネル・ボックス、制御ブレードアセンブリならびに炉心下部支持構造からなる大規模な試験を計画している。その目的は、既存実験データベースが極めて少ないBWR条件での過酷事故時の炉心物質移動挙動の理解にある。原子力機構は将来に計画している大規模試験に先立ち、予備調査として試験体を非移行型プラズマ加熱システムによって調べることとした。本試験の目的は対象とする試験体がプラズマ加熱によって、約2900Kの目標温度まで昇温できることを確認するとともに、高温物質の移動挙動データを収集できることを確かめることにある。燃料集合体の簡易的な予備計算の結果は、150kWの非移行型Arプラズマ・ジェットによって効果的に試験体を加熱できることを示した。解析評価を基礎として用いると共に、プラズマトーチを用いる実験計画を記述する。

論文

Nuclear heat supply fluctuation test by non-nuclear heating using HTTR

高田 昌二; 関田 健司; 根本 隆弘; 本多 友貴; 栃尾 大輔; 稲葉 良知; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

高温ガス炉熱利用系の安全設計方針の策定のため、原子炉に対する外乱の影響を評価する必要がある。出力運転における核熱供給試験を模擬するため、新たな試験手順を考案して、核熱供給試験(コールド)を実施した。熱利用システムにおける異常事象の安全評価を行うため、試験結果は、炉床部温度を計算する数値解析コードの解析モデルの検証に使われた。試験では、ヘリウムガス温度がヘリウムガス圧縮機の圧縮熱により120$$^{circ}$$Cまで加熱された状態で、十分高い外乱を原子炉入口温度に付加する必要がある。しかし、冬季運転において、冷却水の凍結防止のため、最終ヒートシンクからの放熱に技術的な制限があった。試験手順の改善の結果、十分な温度外乱が原子炉入口温度に投入された。金属構造物の応答は炉床部構造物の黒鉛ブロック温度の応答より速いことがわかった。温度の応答は、構造物の熱容量、外乱の大きさ及び伝熱条件に大きく影響を受けた。

論文

Investigation of characteristics of natural circulation of water in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

高田 昌二; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 関 朝和; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

HTTRを使った炉心冷却喪失試験では、原子炉の固有の安全性を確認するとともに、自然現象によりより安全を確保できることを示すため、炉心に制御棒を挿入せず、また、VCSを停止させて原子炉の強制冷却を停止させる。試験では、VCSの熱反射板のついていない水冷管に、原子炉の安全上問題とはならないが、財産保護の観点から局所的な温度上昇が懸念された。非核加熱試験を通して、局所的な温度上昇点が確認され、最高使用温度よりは低いが運転上の管理制限値を超える可能性のあることが分かった。冷却水の自然循環による冷却効果は1$$^{circ}$$C以内であった。このため、再稼働後早期に試験を実施するための安全確実な試験方法を確立した。

論文

Nuclear technology and potential ripple effect of superconducting magnets for fusion power plant

西村 新*; 室賀 健夫*; 竹内 孝夫*; 西谷 健夫; 森岡 篤彦

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1675 - 1681, 2006/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:71.48(Nuclear Science & Technology)

核融合炉において超伝導コイルを安定して運転するためには、NBIポート等の真空容器の貫通部から突き抜けてくるストリーミング中性子による核発熱を抑制するとともに、長期的には放射化を低減することが重要であり、中性子工学の観点から超伝導コイルの材料に関する評価が必要である。本論文は、そのような研究を要する背景を述べ、代表的な超伝導線材であるNb$$_{3}$$Snの中性子照射試験結果,低放射化超伝導線材の開発、及びストリーミング中性子による核発熱を抑制する遮へい設計の現状を報告する。さらに、高エネルギー粒子の研究に関する最近の動向と、広いエネルギー帯域の$$gamma$$線環境下で使用される加速器用超伝導コイルの設計の概要について発表する。

論文

Development of a heat-resistant neutron shielding resin for the national centralized tokamak

森岡 篤彦; 櫻井 真治; 奥野 功一*; 玉井 広史

プラズマ・核融合学会誌, 81(9), p.645 - 646, 2005/09

フェノール樹脂を母材に、ホウ素を5重量%を混練して成形した300$$^{circ}$$Cの耐熱性能を有する中性子遮へい樹脂材を新たに開発した。開発した中性子遮へい樹脂材の$$^{252}$$Cf中性子源を使用した中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい材であるポリエチレンの中性子遮へい性能とほぼ同じであった。この中性子遮へい樹脂材は、重水素放電時に超伝導コイルの核発熱を低減するための中性子遮へい材、並びに真空容器のポート部の漏洩中性子の遮へい材として適用可能である。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,3; プラズマを超高温にする加熱装置

井上 多加志; 坂本 慶司

日本原子力学会誌, 47(2), p.120 - 127, 2005/02

核融合開発の現状と今後の展望を、核融合分野外の日本原子力学会会員に理解してもらうことを目的とした、原子力学会核融合工学部会企画の連載講座第3回である。トカマク型炉で核融合反応を起こし、定常運転を行うために不可欠なプラズマ加熱法として、中性粒子ビーム入射(NBI)と高周波(RF)を取り上げる。そのプラズマ加熱と定常運転・プラズマ高性能化のための電流駆動原理を概説するとともに、ITER向け加熱装置の開発の現状を紹介する。

論文

Accelerator R&D for JT-60U and ITER NB systems

井上 多加志; 花田 磨砂也; 伊賀 尚*; 今井 剛; 柏木 美恵子; 河合 視己人; 森下 卓俊; 谷口 正樹; 梅田 尚孝; 渡邊 和弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 66-68, p.597 - 602, 2003/09

 被引用回数:21 パーセンタイル:17.31

中性粒子ビーム(NB)入射は、トカマク型核融合装置において、最も有力なプラズマ加熱・電流駆動手段の一つである。原研ではJT-60UとITER用NB入射装置のために、大電流静電加速器の開発を進めてきた。この開発において最近、以下の進展があったので報告する; (1)JT-60U負イオンNB入射装置において、加速器内の電界の歪みによりビームの一部が偏向され、NB入射ポートにあるリミタに熱負荷を与えていた。不整電界の原因である電極下面の段差を埋めたところ熱負荷は従来の半分以下となって、2.6MWのH$$^{0}$$ ビームを355 keVで10秒間連続入射することに成功した。(2)加速器耐電圧性能の向上を目指して、3重点(FRP製絶縁管,金属フランジ,真空の接点)の電界を緩和する電界緩和リングを設計し、JT-60U負イオン源加速器とITER用R&Dで使用している1MeV加速器に取り付けた。ビーム加速無しでの耐電圧試験において、良好な耐電圧性能を確認した。

論文

Optimization of coupled hydrogen moderator for a short pulse spallation source

甲斐 哲也; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 原田 正英; 坂田 英明*; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(2), p.120 - 128, 2002/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:43.41(Nuclear Science & Technology)

高い積分強度の冷中性子ビームに対する利用者からの要求が大きいため、2つの取り出し面を確保し、できるだけ多くのビームラインを配置できるよう結合型液体水素モデレータの設計検討を行っている。本研究では、これまで提案してきた背中にプリモデレータを共有する2つのモデレータを、より単純化した拡張型プレモデレータ付き単一のモデレータを提案し、さまざまな視点(モデレータ厚さ,プレモデレータ拡張寸法,反射体材料,パルス特性,等)からの最適化を行った。その結果、これまでの中性子強度と遜色なく、パルス特性が改善され、また工学的熱負荷を低減できることが示された。この結果は、統合計画の冷中性子モデレータ設計に反映させることとした。

論文

Design of neutral beam system for ITER-FEAT

井上 多加志; Di Pietro, E.*; 花田 磨砂也; Hemsworth, R. S.*; Krylov, A.*; Kulygin, V.*; Massmann, P.*; Mondino, P. L.*; 奥村 義和; Panasenkov, A.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.517 - 521, 2001/10

 被引用回数:53 パーセンタイル:3.36

ITER-FEAT用中性粒子ビームシステムは2基の入射装置から成り、1MeV,33MWのD$$^{0}$$ビームを入射することによってITER-FEATプラズマを加熱するとともに、3600秒までの入射によりプラズマ電流を駆動して定常運転に貢献する。JT-60ほかにおけるプラズマ物理研究では、周辺部電流駆動による性能向上とその定常化が注目されているが、ITER-FEATでは空間的制約の厳しい水平面内で入射接線半径を最大とし、さらに垂直方向にもビーム軸をプラズマ磁気軸から0.35-0.95mの範囲で可変となることにより、電流駆動位置の最適化が可能な配置・設計となっている。またビームライン機器の構造を最適化した結果、ビームの幾何学的輸送効率が改善され、発散角7mrad以下のビームに対して入射効率40%以上を達成する設計となっている。

論文

ITER R&D: Auxiliary systems; Neutral beam heating and current drive system

井上 多加志; Hemsworth, R. S.*; Kulygin, V.*; 奥村 義和

Fusion Engineering and Design, 55(2-3), p.291 - 301, 2001/07

 被引用回数:19 パーセンタイル:18.58

本論文はITER EDA期間中に行われた中性粒子ビーム入射(NBI)システムのためのR&Dの成果をレビューしたものである。ITER NBI実現のために不可欠なR&Dとして、本R&D計画では大電流負イオン源と高エネルギー加速器の開発が精力的に行われた。(1)小型カマボコ型負イオン源において、短パルスながら負イオン生成の目標値である280A/m$$^{2}$$ (D $$^{-}$$)を十分低いガス圧力(0.3Pa)で達成した。1,000秒までの長パルス試験は最終段階にある。(2)加速器開発は高電圧放電の対策に手間取って遅れをきたしたが、EU,JA両国内チームとも、~0.1Pa,長ギャップでのMeV級耐電圧試験を行い、1MV真空絶縁技術を確立した。(3)負イオン加速では、700-850 keVまでの負イオンビーム加速に成功している。ビーム加速に伴う耐電圧性能の劣化はEU,JA,両国内チームとも観測していない。加速器R&Dは、1MeV負イオンビーム加速の達成に向けて、現在も続けられている。

報告書

非結合型水素モデレータにおけるプリモデレータの拡張効果

原田 正英; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 坂田 英明*; 渡辺 昇; 池田 裕二郎

JAERI-Research 2000-014, p.40 - 0, 2000/03

JAERI-Research-2000-014.pdf:2.99MB

大強度核破砕中性子源において検討されている非結合型超臨界水素モデレータの高性能化を目指して、核的特性に関する検討を行った。計算には、NMTC/JAERI97コード及びMCNP4Bコードを用いた。計算の結果、平面型のプリモデレータをターゲットとモデレータの間に設置した場合は、中性子強度はプリモデレータ厚さ1.5cmで利得が最大になり、モデレータ内核発熱はプリモデレータ厚さ増加に従って単調に減少するとともに、パルスの時間半値幅はほとんど変わらないことが示された。これは、プリモデレータ導入が、今後の熱中性子モデレータの設計に有効であることを示す。また、プリモデレータをモデレータの周りに巻いて、中性子ビーム引き出し孔側に拡張すると、パルスの時間半値幅はほとんど変わらず、モデレータ内核発熱が軽減されることが示された。さらに、プリモデレータ厚さ1.5cm拡張長さ5cmで最大の中性子強度が得られることが示された。また、プリモデレータの反射体材質依存性として、鉛反射体の方が、ベリリウム反射体より、プリモデレータ効果が大きいことが示された。一方、ポイズンにより中性子特性が向上することが示されたが、MW級に核破砕中性子源では、ポイゾン中での発熱が膨大であることから、その使用は不可能であると結論された。デカップリングエネルギー依存性の計算結果から、デカップリングエネルギー1eVが、モデレータ特性にとって最適であることが示された。モデレータの厚さとモデレータの側面サイズ及び中性子引出し面サイズに関して検討を行った結果、モデレータサイズや中性子ビーム引出し面サイズは、それぞれ12$$times$$12$$times$$5cm$$^{3}$$、10$$times$$10cm$$^{2}$$が最適であることが示された。以上の結果をもとに、基準非結合型水素モデレータモデルを提案した。

報告書

Neutronics study on the JAERI 5MW spallation neutron source; Neutronic performance of the reference target-moderator-reflector system and the target shape/size effects

勅使河原 誠*; 渡辺 昇*; 高田 弘; 甲斐 哲也; 中島 宏; 永尾 忠司*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*

JAERI-Research 99-020, 33 Pages, 1999/03

JAERI-Research-99-020.pdf:1.83MB

原研中性子科学研究計画で目指す5MW短パルス核破砕中性子源で提案されている基準ターゲット・モデレータ・反射体システムの性能評価を行うため、各種モデレータから得られる冷、熱及び熱外中性子強度に関するニュートロニクス計算を行った。陽子ビーム出力(MW)当たりの中性子強度は、最も関心の高い冷中性子の場合、他の計画中(SNS及びESS)の同規模の大強度中性子源と比較して高い効率で得られることがわかった。さらに、5MWの出力では、現存するILL強力中性子源の時間積分強度で1.5倍、ピーク強度で約80倍の強度を与える結果となった。また、基準系に対するターゲット形状/サイズの中性子強度に及ぼす影響を検討した。その結果、ターゲット形状の変化は、特にモデレータのない方向の増減は、中性子強度に大きな影響を及ぼさないことが示され、ターゲットの工学的な設計上の大きな裕度を与え得ることが明らかとなった。

報告書

Neutronic studies of bare targets for JAERI 5MW pulsed spallation neutron source

勅使河原 誠*; 渡辺 昇*; 高田 弘; 中島 宏; 永尾 忠司*; 大山 幸夫; 小迫 和明*

JAERI-Research 99-010, 16 Pages, 1999/02

JAERI-Research-99-010.pdf:0.86MB

原研中性子科学研究計画で次世代短パルス核破砕中性子源の建設を目指しており、その第一歩として裸のターゲットから漏洩する中性子に関するニュートロニクス計算(ターゲット形状やターゲット材料等による)を行った。円筒形のターゲットに比べ扁平ターゲットは遙かに高い漏洩中性子束をモデレータに供給することができること、水銀ターゲットは鉛・ビスマスとも融体ターゲットに比べ高い漏洩中性子強度を与えることなどが明らかとなった。また、どの様なターゲットの形状が高い中性子強度を与えるのかなどに関して重要な知見を得た。しかしながら、正確に中性子性能を評価するためにターゲット・モデレータ・反射体系を含めた計算は不可避である。また、冷モデレータにおける核発熱の情報を得るために、ターゲットに近接(ターゲット表面から2cm)して置かれた軽水の核発熱分布を求めた。

論文

Fusion dosimetry based on nuclear heating measurement with microcalorimeters

池田 裕二郎; A.Kumar*

Proc. of 9th Int. Symp. on Reactor Dosimetry, 0, p.881 - 888, 1998/00

FNSを用いた核融合中性子工学研究の一環としてマイクロカロリーメータを適用したD-T核融合中性子場の構造材中の核発熱測定法を開発してきた。測定データはKERMA関連核データ検証で有効に用いられた。その過程で、原子番号の小さい炭素やベリリウムは主に中性子に、高原子番号のタングステンや鉛は主に$$gamma$$線が発熱を支配することが分かった。そこで、マイクロカロリーメータ測定を発展させた任意の中性子・$$gamma$$線混在場で各々を独立に求めるドシメトリー法を提案した。中性子と$$gamma$$線に各々感度が高い異なるプローブ組み合せ、温度上昇の実測値と解析データに基づく感度比から中性子線と$$gamma$$線の線量を求めた。測定結果は、中性子及び$$gamma$$線の輸送計算から求めた値と概ね一致した。その結果は、本ドシメトリー法の妥当性とともに実際の核融合環境での適用の有効性を示すものである。

論文

Development of B$$_{4}$$C-carbon fiber composite ceramics as plasma facing materials in nuclear fusion reactor, 3; Heat resistance evaluation by electron beam irradiation and by in situ plasma discharge in JT-60

神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師央*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純隆*

Journal of the Ceramic Society of Japan, International Edition, 105, p.1179 - 1187, 1997/00

C/C材の次世代のプラズマ対向材料として、B$$_{4}$$Cと炭素繊維から成る複合セラミックスを作り、電子ビームとJT-60のプラズマによる熱負荷試験を行って、耐熱性を評価した。高熱伝導性の縦糸と高強度で折れ難い横糸の炭素繊維から成る平織り布にB$$_{4}$$Cを含浸後に、渦巻状にして加圧焼結した複合セラミックスで作ったタイルは、22MW/m$$^{2}$$の電子ビーム照射(5秒,2500$$^{circ}$$C)によっても破損しなかった。さらに、JT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を繰り返し(572回)行っても、クラックの発生は見られなかった。

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