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市原 義孝*; 中村 尚弘*; 森谷 寛*; 堀口 朋裕*; 崔 炳賢
日本原子力学会和文論文誌, 21(1), p.1 - 14, 2022/03
本研究は、鉄筋コンクリート構造物の非線形性の影響を近似的に等価線形解析手法による地震応答解析で評価することを目的に、1996年にOECD/NEAによる国際解析コンペで使用された原子炉建屋耐震壁終局応答試験の三次元有限要素法によるシミュレーション解析を実施した。耐震壁の等価剛性及び等価減衰は、日本電気協会が提案するトリリニア型スケルトンカーブ、Cheng et al.が提案する履歴曲線より求め、せん断ひずみ調整ファクターは感度解析より0.70に決定した。その結果、せん断ひずみ
=2.0
10
程度までの試験体上部の卓越振動数,最大応答加速度,最大応答変位,慣性力-変位関係,床応答スペクトルを良く再現できることを明らかにした。本報における等価線形解析は、=4.010程度の終局破壊時の最大応答変位を過小評価している。このため、破壊直前の急激な変位の増大を含む試験結果の評価に本手法を適用する場合は、その適用性に十分留意する必要がある。
嶋田 道也; Costley, A. E.*; Federici, G.*; 伊尾木 公裕*; Kukushkin, A. S.*; Mukhovatov, V.*; Polevoi, A. R.*; 杉原 正芳
Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.808 - 815, 2005/03
被引用回数：73 パーセンタイル：96.71(Materials Science, Multidisciplinary)ITERは燃焼プラズマの研究と実現を目的とした核融合実験炉である。その特徴は、加熱パワーのほとんどがアルファ加熱によって供給されるということである。ITERは現在運転中の装置からの顕著なステップであり、かつ核融合炉開発において不可欠のステップである。ITERの成功は、プラズマ壁相互作用の制御のいかんにかかっていると言っても過言ではない。ITERは熱束,粒子束及び時間スケールにおいて現在の装置を一桁ないし二桁上回るからである。ITERにおけるプラズマ壁相互作用の制御の戦略として、セミクローズ・ダイバータ,強力な燃料補給と排気,ディスラプション及びELM制御,交換可能なプラズマ対向材料、及び段階を追った運転などを計画している。
古谷 一幸
JAERI-Research 2004-013, 165 Pages, 2004/09
JAERI-Research-2004-013.pdf:53.73MB
本研究の目的は、これまでのHIP接合に関する基礎研究成果をブランケットの構造体部分(第一壁)の製作に応用した場合の問題点を明らかにし、その対処法を提案することにある。主な成果は次の通り。(1)低放射化フェライト鋼F82Hによる第一壁の矩形冷却配管を、一般的な配管製造法(角ダイス引き抜き法及び角ロール成型法)により製造可能であることを実証した。(2)第一壁の部分実規模モックアップをHIP接合法により製作し、接合部の引張り特性が母材部と同等であることを明らかにするとともに、衝撃特性が大幅に劣化する問題を有していることを明らかにした。(3)靭性劣化の要因は、接合部における結晶粒の粗大化,脆性破壊、及びボイドの成長不足であることを明らかにするとともに、これらを生じさせる因子には、初期ギャップ,不適切な表面粗さ,初期ギャップに起因する元素の拡散不足、及び表面の汚れがあり、これら因子が靭性劣化に複合的に寄与していることを見いだした。(4)劣化した靭性を大幅に改善可能な再熱処理法を見いだすとともに、靭性劣化因子の排除により母材部と同等の靭性が得られることを実証した。(5)接合部の引張り特性はITERレベルの約2dpaまでは大きく劣化しないことを明らかにした。
栗田 源一; 津田 孝; 安積 正史; 石田 真一; 竹治 智*; 逆井 章; 松川 誠; 小関 隆久; 菊池 満
Nuclear Fusion, 43(9), p.949 - 954, 2003/09
被引用回数：32 パーセンタイル：66.13(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉の開発における二つの重要な課題は高ベータ化と低放射化材料の開発である。後者の低放射化材料の開発に関しては、現在低放射化フェライト鋼が最有力候補であると考えられているが、強磁性体であるためMHD不安定性による摂動磁場を吸い込むことによってMHD安定性を劣化させ前者のベータ限界を下げる可能性がある。ここでは、フェライト鋼(強磁性体)壁の効果を含んだMHD安定性解析を行うことによって限界ベータに対する強磁性体壁の影響を調べた。
S.Zimin*; 高津 英幸; 森 清治*
JAERI-Tech 94-013, 20 Pages, 1994/08
核データセットJENDLのガス生成断面積ファイルを用いて、核融合炉の運転に伴う構造材料中での水素生成量を評価した。対象とした構造材料及び構成元素は、V、Cr、Fe、Ni、Mo、Ti添加改良オーステナイト鋼、フェライト鋼、及びV合金である。SS-水で構成される遮蔽ブランケットを対象として、上記材料を第一壁及びブランケット構造材料に用いた場合の水素生成量を調べた。V、Cr、Fe、Ni及びMoを有する第一壁においては、水素生成量がヘリウム生成量の3~8倍も大きいことが分かった。
秋本 肇; 阿部 豊*; 大貫 晃; 村尾 良夫
JAERI-Data/Code 94-006, 40 Pages, 1994/07
JAERI-Data-Code-94-006.pdf:1.26MB
PWRプラント内の熱水力挙動の解析では、各部の圧力バランスにより流体の流れ方向が決定されるため、各部の圧力損失を正しく予測することが重要である。TRAC/PF1/MOD1コードによる圧力損失計算の予測精度を改良するために、壁面剪断力の気液への配分方法の改良、壁面剪断力相関式へのBaroczy相関の導入、および流路の拡大/縮小部における運動量保存式の差分方法の改良を行った。単管実験による圧力損失データ、Marviken臨界流試験データ、および円筒炉心試験で得られた破断コールドレグにおける圧力損失データを用いて予測性能を評価した結果、上述の改良により、TRAC-PF1コードでみられた原相関式とコードによる計算結果の不一致、拡大/縮小部における数値的原因による大きな圧力損失の評価誤差がなくなること、TRAC-PF1コードに比べて格段に精度よく圧力損失を予測できることを確認した。
森 清治*; S.Zimin*; 高津 英幸
JAERI-M 93-175, 72 Pages, 1993/09
核融合炉の核・遮蔽計算において使用されるヘリウム及び水素生成断面積ライブラリーをJENDL-3データファイルに基づいて作成した。これらのライブラリーは核融合炉核設計において頻繁に使用される輸送計算用断面積セットFUSION-J3とFUSION-40と同じ群構造を有しており、反応率計算コードAPPLE-3の応答関数として使用できる。本ライブラリーはJENDL特殊目的ファイルのひとつであるJENDLガス生成断面積ファイルから処理された。1次元輸送計算コードANISNと本ライブラリーを用いた計算を行い、計算結果を過去の計算例と比較した。本ライブラリーにより信頼性の高いヘリウム及び水素の生成量の評価が可能となり、今後の核融合炉設計に役立つものと考えられる。付録には作成された多群ライブラリーをグラフ及び表の形で示した。
清水 克祐*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 金森 直和*; 西尾 敏; 佐々木 崇*; 多田 栄介
JAERI-M 92-135, 139 Pages, 1992/09
均一抵抗型真空容器(薄肉二重壁構造)にコイル系に対する遮蔽機能を備えた遮蔽一体均一抵抗型真空容器の構造検討を行ない、真空容器一般部、現地接続部、炉内コイル取付部の構造を明らかにするとともに今後の課題を摘出した。真空容器一般部の実寸大部分モデルの試作並びに溶接継手部及び部分モデルによる機械試験を行ない、製作性(溶接施工法、手順)並びに溶接継手部の強度データ及び挙動に関する基礎データを取得することができた。
炉設計研究室
JAERI-M 91-081, 607 Pages, 1991/06
定常トカマク型動力炉(SSTR:Steady State Tokamak Reactor)を近い将来実現可能な核融合動力炉概念として提案する。SSTRの最も大きな特徴は定常運転に必要な所内電力をできるだけ減らすために、プラズマ中に自発的に流れるブートストラップ電流を最大限に利用している点である。そのために高いアスペクト比(プラズマ主半径/プラズマ小半径:A=4)と強いトロイダル磁場(Bt=16.5T)を選択した。その結果プラズマ電流は適度な大きさ(I
=12MA)となり、高いプラズマの安定性(
=2.0)が得られた。プラズマの加熱と中心部分の電流駆動はともに、負イオン源中性粒子入射により達成される。またSSTRの工学面の特徴は、均一抵抗型真空容器、第1壁とブランケット前半部の定期交換、傾斜機能材料の利用による電磁力の大幅な軽減である。国際熱核融合実験炉ITERとそれほど変わらぬ寸法のSSTRが、総合熱効率約30%で、100万kWの電気出力を出せることを示した。
柳原 敏; 塩沢 周策
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(11), p.897 - 905, 1987/11
被引用回数：3 パーセンタイル：37.48(Nuclear Science & Technology)原研NSRRにおいて反応度事故時における軽水炉燃料の破損挙動を究明するための実験を行い、照射後燃料棒の金相観察及び解析により、燃料棒の破損原因を検討した。冷却条件や仕様を変えて照射実験した燃料棒の金相観察の結果、これらの条件により、破損しきい値は異なるものの、破損の原因は全て酸化脆化であることが分かった。また、破損した被覆管は常に溶融により薄肉化しており、この領域は完全に脆化していた。さらに、被覆材内の酸素の拡散挙動を評価し、被覆管が完全に脆化するには、その温度が融点に達して薄肉化する必要があることが分かった。これは金相観察の結果と良く一致する。従って、燃料棒の初期破損は、被覆管温度が融点に達したか否かにより評価することができる。この結果は、反応度事故解析において、新しい仕様を持つ燃料棒の破損しきい値の推定や、様々な条件下における燃料棒の破損の有無を評価する上で有用である。
工藤 博司
Hot Atom Chemistry, p.501 - 511, 1984/00
ホットアトム化学の知識および実験法は、核融合炉研究開発の分野にも応用されている。プラズマー壁相互作用の研究並びにトリチウム増殖ブランケットの開発に関連したホットアトム化学研究の最近の成果を、総説としてまとめた。
曽根 和穂; 前野 勝樹; 大塚 英男; 山本 新; 阿部 哲也
JAERI-M 82-156, 17 Pages, 1982/11
本報告書は核融合実験炉(INTOR)の第一壁候補材料であるBe,C,SiC,TiCを中心にそのデータベースおよび問題点を検討したものである。本文は物理スパッタリング、化学スパッタリング、アーキング、水素およびヘリウムの吸蔵および放出、再付着物質特性についての検討を含んでいる。これらの考察は実験炉の不純物制御および第一壁工学にとって欠かせないものである。
核融合研究開発推進センター
JAERI-M 8711, 117 Pages, 1980/02
磁気閉じ込め核融合を科学的に実証するために現在世界各国で大型核融合装置(日本のJT-60、ソ連のT-15、米国のTFTR、欧州のJET)が建設中である。これらの装置の次の世代の装置が果すべき役割とその性格を明らかにする目的で、IAEAによって国際トカマク炉(INTOR)ワークショップが開催された。この報告書は原研において1979年に作成されたINTORの工学的分野の6グループの報告書をまとめたものである。各グループの分担項目は以下の通りである。第2グループ 第1壁、ブランケット、しゃへい 第5グループ 磁場関連設計 第7グループ システム統括および構造設計 第9グループ 組立と遠隔操作 第10グループ 放射線しゃへいと作業者近接評価 第15グループ環境安全
核融合研究開発推進センター
JAERI-M 8622, 124 Pages, 1980/01
INTORプラズマを検討するための不純物制御、燃料補給、灰除去に関するデータベ-スの評価を行った。これらの評価は、不純物の許容レベル、プラズマと第一壁相互作用の実験結果、プラズマへの不純物混入を減らす手段、ダイバーターのある場合の不純物制御と灰除去、ダイバーターのない場合の考察、燃料補給、表面現象に関するデータベースを含むものである。
阿部 哲也; 小原 建治郎; 村上 義夫
J. Nucl. Mater., 91(1), p.223 - 226, 1980/00
被引用回数：8 パーセンタイル：86.40(Materials Science, Multidisciplinary)熱分解黒鉛および原子炉級黒鉛に原子状水素を照射して表面を安定化し、水素との反応により生成するメタンの量を低減させることを試みた。その結果、熱分解黒鉛および原子炉級黒鉛とも、温度500
C以上,照射する水素原子数10
cm
以上の条件で処理することにより、メタン生成量を大幅に減少させることができた。
関 泰; 飯田 浩正
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(4), p.301 - 304, 1980/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)トカマク型核融合炉の第1壁14MeV中性子束のポロイダル方向分布とトリチウム増殖比をモンテカルロ法を用いて計算した。その結果、実際の14MeV中性子束のポロイダル方向分布は、入射中性子束分布とかなり異なることが示された。またトリチウム増殖比は、S
輸送計算で求めた値よりも約5%大きく計算された。
村上 義夫; 中村 和幸; 阿部 哲也; 小泉 建治郎*
JAERI-M 8513, 40 Pages, 1979/10
国際トカマク炉(INTOR)の概念設計に必要な真空技術に関するデータベースについて調査検討を行うとともに、INTOR-Jの主要な真空パラメータの評価を行った。本報告では、トーラス真空容器とその排気系について記述されており、真空壁の位置、真空ポンプの選定、採りうる最大排気速度、真空壁の清浄化などについて検討されている。特にクライオポンプによるヘリウム排気の問題点や再生の頻度、トリチウムインベントリーについて詳しく評価してある。真空系に及ぼす放射線の影響や遠隔操作による洩れ検知法についても調査した。
池添 康正; 佐藤 章一; 団野 晧文
Bulletin of the Chemical Society of Japan, 46(4), p.1154 - 1158, 1973/04
窒素-エチレン系からの放射線によるシアン化水素生成が、吸収線量、照射温度、ガス密度、ガス組成、反応容器の壁面等に依存することを見出した。高温においては、G(HCN)値は全ガス密度が小さいと大きくなる。室温においては、エチレン分圧が高いとG(HCN)値は大きくなる。反応容器の壁面はG(HCN)に大きな影響を及ぼす。最も大きいG(HCN)として4.2という値が得られた。シアン化水素生成のメカニズムとして次の2つの反応が提供された。N(or N
)+c
h
HCN+CH
(or CH(2)N
(orN)+CHHCN+oHlersz(3)反応(3)は高温および高エチレン分圧下において加速される反応である。室温においてもエチレン分圧の高いところでは反応(3)は反応(2)に優越している。
