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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：13 パーセンタイル：64.97(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。
久保田 直義; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 近藤 恵太郎*; 洲 亘; 西 正孝; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.227 - 231, 2006/02
被引用回数：5 パーセンタイル：35.61(Nuclear Science & Technology)水素同位体は、プラズマ対向機器の表面領域において、燃料粒子リサイクリングやプラズマ運転条件を考えるうえで重要な役割をはたす。この点に着目して、日本原子力研究所FNSでは、2002年から核融合炉関連機器のための元素分布分析を開始している。本研究では、表面領域での水素同位体挙動を明らかにするために、D-Tプラズマに曝されたTFTRタイル内のトリチウム深さ分布分析をFNSにて行った。イオンビームを用いた核反応分析の結果、4種類の元素すなわち重水素,トリチウム,リチウム6及びリチウム7が検出された。測定されたエネルギースペクトルから各元素の深さ分布を計算したところ、重水素とリチウムが表面から1
mまで一様に分布しているのに対し、トリチウムは0.5mにピークを持つ分布であることがわかった。また、TFTRタイルの表面領域は深部に比べて1桁高い量のトリチウムを保持していることがわかった。
平井 武志*; 江里 幸一郎; Majerus, P.*
Materials Transactions, 46(3), p.412 - 424, 2005/03
被引用回数：112 パーセンタイル：88.24(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合実験炉ITERの設計ではベリリウム,炭素繊維強化複合材料(CFC),タングステンがプラズマ対向材料として選択されている。プラズマ対向材料は高熱負荷に曝されるため、その熱負荷に耐えるプラズマ対向機器の開発が不可欠である。通常運転時の定常熱負荷はダイバータ部で20MW/m
、第一壁部で0.5MW/mと評価されている。この定常熱負荷試験のために、電子ビーム,粒子ビーム,赤外線ヒーターでの試験及びインパイル試験が行われてきた。その他、非定常なイベントで、高密度で短いパルスのさらに過酷な熱負荷,プラズマディスラプション,プラズマの垂直位置変位(VDE)、そしてELMがプラズマ対向材料に大きな熱流束をもたらす。この模擬実験として電子ビーム(短パルス),プラズマガンそして高出力レーザー装置での実験が行われてきた。ここでは現在選択されているITERのプラズマ対向機器について述べるとともに、これらの装置の特徴と最近の実験結果について纏めたものを報告する。
江里 幸一郎
高温学会誌, 30(5), p.248 - 255, 2004/09
ITERダイバータ用高熱流束機器に要求される機能及び設計条件の説明、並びにITER工学設計活動及び延長期間中実施されたITERダイバータに関する技術開発を解説する。ITERダイバータにおける技術開発は、(1)高熱負荷を除去する冷却構造開発,(2)アーマと銅合金製冷却構造の接合技術開発,(3)3年間の運転に充分耐える機器寿命の確保,(4)中性子照射による性能劣化の評価,(5)大型試験体によるITERダイバータ製作性及び性能実証に大きく纏めることができる。これらの開発は日本,欧州,ロシア,米国の4極の国際協力により実施されており、日本並びに他極の成果を紹介する。
高津 英幸; 佐藤 和義; 濱田 一弥; 中平 昌隆; 鈴木 哲; 中嶋 秀夫; 黒田 敏公*; 西谷 健夫; 四竃 樹男*; 洲 亘
Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.178 - 182, 2004/08
被引用回数：2 パーセンタイル：16.94(Materials Science, Multidisciplinary)本論文は、ITER調整技術活動以降、我が国において実施されてきたITER用材料関連R&D活動の概要と主要な成果を報告するものである。工学技術活動において工学設計がまとめられたことを受け、この期間の材料関連R&Dは、建設コストの低減,国内誘致に向けた技術基準作成への支援、及び運転に向けた研究開発にシフトしてきており、純粋な材料レベルの研究開発から機器レベルの研究開発に展開してきている。機器分野としては、炉内機器,真空容器,超伝導磁石用低温構造材及び計測機器をカバーしており、本論文では、主要な成果を報告するとともに、その成果がITERの設計,建設及び運転に与えるインパクトを概観する。
嶋田 道也
プラズマ・核融合学会誌, 80(3), p.222 - 226, 2004/03
周辺プラズマ及びプラズマ・壁相互作用に関する研究の目的について述べるとともに、ITERのダイバータ性能の予測について議論する。また材料やトリチウム吸蔵,ELMやディスラプションのような過渡的現象に伴うプラズマ・壁相互作用に関する研究の主要な課題について議論する。さらに、ITERプラズマの予測法や制御法を確立するための研究開発の戦略について議論する。
仙田 郁夫*; 藤枝 浩文; 閨谷 譲; 多田 栄介; 荘司 昭朗
JAERI-Data/Code 2003-012, 73 Pages, 2003/07
JAERI-Data-Code-2003-012.pdf:3.45MB
トカマク核融合プラズマのシステム応答解析を目的に開発されたSAFALYコードの改訂を行い、コードの解析パラメータについて感度解析を実施した。報告書は2部で構成される。第一部ではプラズマ及びプラズマ対向機器のモデル化,解析パラメータの詳細、及び2001年ITER-FDRの標準的プラズマを用いた解析結果について報告した。本書第二部では、プラズマの初期状態や解析パラメータについての詳細な感度解析の結果を報告する。これらの感度解析の結果は、SAFALYコードを用いた解析結果の妥当性や保守性を検討する際の重要な情報となる。感度解析は、プラズマ初期状態に対する感度解析と解析パラメータに対する感度解析に分けて実施した。プラズマに加わる擾乱として、燃料過剰注入,プラズマ閉じ込め性能改善、及び過剰外部加熱を検討した。はじめに、各擾乱について、プラズマ初期状態に対する感度解析を実施し、擾乱とその擾乱に対して最も大きな出力変動を与える初期状態を求める。次に、SAFALYコードの解析パラメータに関する感度解析として、最大出力変動を与える初期状態を用いて、解析パラメータの変化が結果に与える影響を評価した。
鈴木 哲; 上田 良夫*; 徳永 和俊*; 佐藤 和義; 秋場 真人
Fusion Science and Technology, 44(1), p.41 - 48, 2003/07
被引用回数：30 パーセンタイル：85.79(Nuclear Science & Technology)本論文は日本における核融合発電プラントのダイバータ、プラズマ対向機器に関する研究のレビューである。発電プラントの実現に向けて、トリチウム増殖比や熱・粒子相互作用を考慮したプラズマ対向材料の選定,発電に向けた伝熱流動の研究,プラズマ対向材料として最も有望なタングステンに関する接合技術などの製作技術開発、そして発電プラントの設計などの我が国の研究の現状について報告する。
仙田 郁夫*; 藤枝 浩文; 閨谷 譲; 多田 栄介; 荘司 昭朗
JAERI-Data/Code 2003-008, 37 Pages, 2003/06
JAERI-Data-Code-2003-008.pdf:1.58MB
トカマク装置の安全評価にかかわるプラズマ過渡解析を行うことを目的に開発されたSAFALYコードの改訂を行った。改訂では、プラズマのモデル化及び計算アルゴリズムを修正したほか、新たにプラズマ電流の時間変化機能の追加、プラズマ制御系モデル化の強化など、新規の機能追加を行った。また、プラズマ対向機器のモデル化が容易にできるよう修正した。そのほか、プラズマ対向面間の輻射による熱相互作用にかかわる形状行列など、解析に必要なデータを揃えるためのコード体系の整備を行った。報告書は2部で構成される。本書第一部ではプラズマ及び真空容器内機器のモデル化,解析パラメータの詳細、及び2001年ITER-FDRの標準的プラズマを用いた解析結果について報告する。第二部では、プラズマの初期状態や解析パラメータについての詳細な感度解析の結果を報告する予定である。
江里 幸一郎*; 鈴木 哲; 功刀 資彰*; 秋場 真人
JAERI-Research 98-033, 35 Pages, 1998/07
JAERI-Research-98-033.pdf:1.37MB
逃走電子入射によりプラズマ対向機器(PFC)が受ける影響を解析的に評価した。本研究では、物質内の電子・光子輸送を取り扱うモンテカルロ法と熱解析を行う有限要素法からなる解析コード群を開発し、従来取り扱えなかった逃走電子入射時のPFC内の非定常温度解析を可能にした。本研究では、ITER/EDAにおける逃走電子入射条件を用いた。この条件下では、CFCアーマを持つダイバータ表面における逃走電子入射による損傷は発生しないと考えられるが、タングステンアーマを持つダイバータ及びベリリウムアーマを持つ第一壁ではそれぞれ、20、50MJ/m程度の入射エネルギー密度で表面が溶融する可能性が本解析により示された。しかしながら、これらの逃走電子入射条件下では、従来懸念されていた熱シンクの溶融や冷却管のバーンアウトが発生しないと考えられる。
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。
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、BC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BC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の電子ビーム照射(5秒,2500
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。
佐藤 和義; 鈴木 哲; 荒木 政則; 中村 和幸; 渡邊 和弘; 横山 堅二; 大楽 正幸; 奥村 義和; 小原 祥裕; 秋場 真人
16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 1, p.220 - 223, 1995/00
原研におけるITERプラズマ対向機器の設計及び工学R&Dの現状について報告する。ITERにおいてプラズマ対向機器は、プラズマからの高熱流束及び粒子負荷に対し健全性を維持しなければならない。このため、原研では炭素繊維強化炭素複合材料を用いたダイバータ試験体を用いITER加熱条件を上回る25MW/mの定常熱負荷に耐えることを実証した。また、材料研究の一環としてディスラプション条件を模擬した熱衝撃試験を実施した結果、CVD-Wを使用することに明るい見通しを得た。さらにベリリウム/銅合金接合体に対する機械試験の結果についても併せて報告する。
高瀬 和之; M.Z.Hasan*
16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 2, p.1538 - 1541, 1995/00
核融合動力炉のプラズマ対向機器に設置する矩形冷却材流路内のMHD熱伝達特性を、流路アスペクト比a/b、プラズマ入射熱流速比B/A及びハルトマン数(磁界の強さ)Haをパラメータとして数値的に検討した。報告者らは、すでにa/bが8、B/Aが100、Haが400までの条件で数値解析を行い、流路プラズマ対向面の熱伝達率はB/Aの増加とともに減少し、a/bの増大とともに増加することを示した。今回は、B/AとHaの値をそれぞれ動力炉の設計値を越える10
まで拡張して数値解析を行った。その結果、B/A
100、またはHa200の領域ではプラズマ対向面の熱伝達率は一定値に近づくため、B/A及びHaの設計値が増加した場合でも前回までの検討結果でプラズマ対向機器内の冷却材流路設計は十分行えることを明らかにした。さらに、本研究より、最も良好な伝熱性能を示すa/bの値はHaの関数として表せられる、矩形冷却材流路コーナー部に生じるホットスポットの影響はa/bの値に依存して低下する、ことを定量的に明らかにした。
H.-W.Bartels*; 功刀 資彰; A.J.Russo*
Atomic and Plasma-Material Interaction Data for Fusion, Vol. 5, 0, p.225 - 244, 1994/00
本論文は、IAEAのAtomic and Plasma-Material Interaction Data for Fusionのシリーズ第5巻に特集されるMaterial properties data compendium for fusion reactor plasma facing componentsに寄稿されたものであり、核融合炉プラズマディスラプション時に発生する可能性のある逃走電子(Runaway Electron)のプラズマ対向壁への影響について、これまで実施された研究の成果をレビューしたものである。
荒木 政則
JAERI-M 93-073, 132 Pages, 1993/03
日本、EC及び米国のいわゆる3大トカマクの設計・建設を終え、臨界プラズマ条件を達成することに成功した。これに伴い、核融合炉の開発研究は新たな展開を迎え、国際核融合実験炉ITERの概念設計及び実験的基礎研究を行う段階、更には工学設計へと進展している。ITERでは、核融合反応により生成する熱及び粒子エネルギーを利用するため、炉工学技術の研究開発が重要な課題として指摘されるようになってきた。中でもプラズマに直接面するプラズマ対向機器の開発は、ITER設計上最も重要な課題の1つとして上げられる。本稿では、プラズマ対向機器の中で最も熱的に厳しい環境下で使用されるダイバータ板の開発研究に関する研究結果について述べた。
功刀 資彰
Fusion Engineering and Design, 23, p.329 - 339, 1993/00
被引用回数：6 パーセンタイル：51.93(Nuclear Science & Technology)核融合炉ディスラプション時の逃走電子によるプラズマ対向機器へのエネルギー沈着量を評価するため、電子光子輸送コードEGS4に磁場効果を加えた逃走電子シミュレーションを実施した。炭素層及びMo層から成る単純モデルに対し、運動エネルギー10~300MeV、入射角0.5゜~25゜で照射された逃走電子の磁場下での挙動を追跡し、材料内でのエネルギー沈着量を評価した。その結果、磁場を考慮したことによる沈着量の増加は、Mo層内で約8倍にも達し、逃走電子解析における磁場効果の重要性が示された。しかし、電子エネルギーが100MeV以上では、エネルギーの大きさ及び入射角度の影響は殆ど無いこと及び磁場の傾斜角度の影響も本解析範囲内では顕著でないことが分かった。ITER/CDAの3種ダイバータについても磁場の存在により電子が深く侵入するため、冷却管への高い沈着がみられダイバータ材料及び構造の改善の必要性が示された。
中井 貞雄*; 北川 米喜*; 関 泰
プラズマ・核融合学会誌, 68(5), p.511 - 515, 1992/11
第10回「米国原子力学会核融合エネルギー技術に関するトピカル会合」は、6月7日から12日にかけて、米国ボストン市において開かれた。本文は、この会合の全体的な状況および磁気閉じ込め核融合に関するトピックスについてとりまとめたものである。全体としては、米国の厳しい予算状況のためか、やや活気が乏しいように見うけられた。磁気閉じ込め核融合の話題の中心は、国際熱核融合実験炉(ITER)であった。
荒木 政則; 秋場 真人; 大楽 正幸; 飯田 一広*; 伊勢 英夫*; 関 昌弘; 鈴木 哲; 横山 堅二
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.901 - 908, 1992/09
次期核融合実験炉用プラズマ対向機器は、プラズマからの高熱負荷を繰り返し受ける受熱機器である。工学的な観点からプラズマ対向機器を考えた場合、アーマ材と冷却構造体との接合特性を評価することが重要である。このため、異った炭素系材料をアーマとして取り付けたダイバータ試験体を製作し、次期核融合実験炉ITER/FERで予想される等価な熱流束を原研の粒子工学試験装置で模擬した熱サイクル実験を行った。実験の結果、CFCをアーマ材として取り付けた接合体において、10MW/m定常、1000サイクルの熱サイクルに損傷なく耐えることを確認した。さらに、12.5MW/m定常、1000サクイルの熱サイクル実験では、実験後の接合体観察において微小破損が接合部に確認されたが、表面温度の上昇等の変化なく、本接合体が耐え得ることを確認した。また、残留応力解析では、製作後のダイバータ試験体観察結果をよく予測しており、十分妥当であることが明らかとなった。
多田 栄介; 吉田 清; 柴沼 清; 秋場 真人; 奥村 義和
核融合研究, 68(3), p.249 - 267, 1992/09
原研では、核融合実験炉の研究開発を進めており、国際熱核融合実験炉(ITER)計画については、日本、欧州(EC)、米国及びソ連の4極協力で既に概念設計を終了している。また、主要な工学分野における技術開発も進展し、工学的規模での技術実証を目的とした工学設計段階を近々開始する予定となっている。本件では、ITERに関連して実施している技術開発の中、超電導コイル、プラズマ対向機器、中性粒子入射及び遠隔保守機器を取り上げ、それらの開発課題及びこれまでの主要な成果について報告する。
