検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 50 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Japanese activities in ITER transitional arrangements

森 雅博; ITER Japanese Participant Team

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.69 - 77, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.16(Nuclear Science & Technology)

ITER移行措置(ITA)では、各参加極ごとに設けられた参加極チームの協力のもとに国際チームを中心としてITER建設の準備作業が進められている。日本では、原研の中に編成された日本参加極チーム(JA-PT)がITER機器の調達における製作技術と品質管理手法を確証するために必要な多くの技術作業を分担実施して貢献してきた。例えば、JA-PTは、Nb$$_{3}$$Sn撚り線の試作試験を日本国内4社の協力を得て進めており、既に一社に対してはITERの要求条件を満足する一つの撚り線構造を決定することができた。他社の試作撚り線を含めて全ての撚り線の確認は、2005年末までに完了する予定である。TFコイルの構造材料や中心ソレノイドコイルジャケットの工業レベルでの試作も進めている。また、真空容器や遮蔽ブランケットモジュールの部分モックアップの試作によって、製作技術と品質試験法の実証を進めているところである。さらに、より信頼性が高く長期間にわたる安定な運転や長パルス運転に向けて、NB及びECシステムに関する幾つかの改善法を見いだすなど、設計の詳細化に資する検討等を実施した。これらの準備作業を実施することによりITER機器の調達仕様を最終化することが可能になる。

論文

ITERにおける核融合装置規格開発の考え方

中平 昌隆; 武田 信和

保全学, 4(4), p.47 - 52, 2006/01

ITER(国際熱核融合実験炉)の構造技術基準は、ITERが核分裂炉と比較して全く異なる安全上の特徴と構造機器を有し、製作及び検査の観点から新しい技術を導入する必要があるため、革新的なものが必要である。この核融合構造技術基準は国際性が重要であることを勘案し、日本とASMEとで共同開発を開始した。本論文は、ITERの特徴を安全性,設計及び製作の観点から抽出し、核融合構造技術基準を開発する考え方を提案するものである。

報告書

核融合装置二重壁真空容器設計の合理化と実用化に関する研究

中平 昌隆

JAERI-Research 2005-030, 182 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-030.pdf:12.57MB

ITERの真空容器は供用中非破壊検査が困難なため、全く新しい安全確保の考え方を構築する必要がある。また、二重壁構造の閉止溶接の裏側へのアクセスが不可能であるため、従来の構造技術基準では対応できない。さらに高さ10m以上の大型構造体であるが$$pm$$5mm以下の高精度で製作する必要があり、複雑形状で大型なため合理的な溶接変形予測手法を構築する必要がある。本研究では、微小な水リークによる核融合反応停止という性質に着目し、トカマク型の核融合装置が反応停止にかかわる固有の安全性を有することを証明した。これにより、安全性を損なわず供用中非破壊検査が不要とする大幅な合理化の提案ができた。また、二重壁構造を合理的に構築する部分溶込みT字溶接継手を提案し、継手強度並びにすきま腐食感受性を定量的に把握し受容性を確認した。さらに、合理的な溶接変形予測手法を提案するとともに、実大での溶接試験結果と比較してその有効性を確認し、大型の複雑形状を持つ溶接構造物の溶接変形を簡易的に、かつ十分な精度で評価できる手法を提案した。

報告書

Structural analysis of support structure for ITER vacuum vessel

武田 信和; 大森 順次*; 中平 昌隆

JAERI-Tech 2004-068, 27 Pages, 2004/12

JAERI-Tech-2004-068.pdf:7.68MB

ITER真空容器はトリチウムや放射化ダスト等の放射性物質を閉じ込める安全機器である。本報告では、真空容器支持脚について、真空容器下部ポートから支持する独立支持構造を提案する。この独立支持方式は2つの利点を持つ。一つは、真空容器とトロイダル磁場コイルとの大きな温度差による熱荷重が軽減される点であり、もう一点は、トロイダル磁場コイルが真空容器と独立であることにより、安全機器として分類される必要がない点である。この支持脚の健全性を評価するため、真空容器の詳細モデルを用いて応力解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの相対変位は、設計クリアランスの100mmに対して15mmに押さえられた。また、支持脚を含む真空容器の応力はASMEで定められた許容値以下に押さえられた。これらの評価によって、提案する独立支持構造が真空容器支持脚として成立することが確認された。

論文

Design and structural analysis of support structure for ITER vacuum vessel

武田 信和; 大森 順次*; 中平 昌隆; 柴沼 清

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1280 - 1286, 2004/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:74.69(Nuclear Science & Technology)

ITER真空容器はトリチウムや放射化ダスト等の放射性物質を閉じ込める安全機器である。現設計では、多層板バネによる真空容器支持脚はトロイダル磁場コイルに直接接続されているが、本論文では、真空容器下部ポートから支持する独立支持構造を代替案として提案する。この独立支持方式は現設計と比較して2つの利点を持つ。一つは、真空容器とトロイダル磁場コイルとの大きな温度差による熱荷重が軽減される点であり、もう一点は、トロイダル磁場コイルが真空容器と独立であることにより、安全機器として分類される必要がない点である。この支持脚の健全性を評価するため、真空容器の詳細モデルを用いて応力解析を実施した。その結果、真空容器とトロイダル磁場コイルとの相対変位は許容値100mmに対して15mmに押さえられた。また、支持脚を含む真空容器の応力はASMEで定められた許容値以下に押さえられた。これらの評価によって、提案する独立支持構造が代替案として成立することが確認された。

論文

Overview on materials R&D activities in Japan towards ITER construction and operation

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:81.64(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。

論文

ITER真空容器におけるき裂と水リーク量の相関並びにトカマク型核融合固有の安全性評価

中平 昌隆; 渋井 正直*

日本機械学会第9回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集,No.04-2, p.267 - 272, 2004/06

ITER真空容器はトリチウムと放射化ダストを内包する放射性安全上の物理障壁である。貫通き裂から水リークが発生し、生じた電磁力に対して真空容器が不安定破壊を起こさなければ、構造安全性が確保され、固有の安全性を証明できる。まず貫通き裂と水リークの解析モデルを構築し、実験的に検証した。本モデルによりITERの核融合反応を停止させる貫通き裂長さは、約2mmと算出し、不安定破壊を起こすき裂長さは約400mmと評価した。したがってプラズマ停止を起こす貫通き裂により真空容器が不安定破壊することはないと結論づけられ、核融合の固有の安全性を証明した。

論文

Application of glow discharges for tritium removal from JT-60U vacuum vessel

中村 博文; 東島 智; 磯部 兼嗣; 神永 敦嗣; 堀川 豊彦*; 久保 博孝; 宮 直之; 西 正孝; 小西 哲之*; 田辺 哲朗*

Fusion Engineering and Design, 70(2), p.163 - 173, 2004/02

 被引用回数:17 パーセンタイル:24.73(Nuclear Science & Technology)

核融合炉における有効で簡便なトリチウム除去方法を確立するために、壁調整用放電洗浄法の1つであるグロー放電洗浄(GDC)のJT-60U真空容器からのトリチウム除去への適用を目的として、ヘリウムと水素を用いたGDCによるJT-60Uプラズマ対向面からの水素同位体放出挙動を調べた。その結果、水素同位体の放出挙動は、3種類の時間に対する単純指数減少関数の組合せで表せることを見いだした。解析の結果、水素GDCがヘリウムGDCよりも水素同位体除去に優れていることが判明し、これは、水素の放電に起因する化学スパッタと放電水素とタイル表面水素同位体との同位体交換反応の相乗効果等の化学的な反応によるものと推測される。本結果で得られた放出特性に基づけば、573Kにおける連続的な水素GDCによりJT-60Uの表面水素同位体濃度を1/2に低減させるのに数日程度を要することが示唆された。

論文

Structural safety assessment of a tokamak-type fusion facility for a through crack to cause cooling water leakage and plasma disruption

中平 昌隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(2), p.226 - 234, 2004/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.3(Nuclear Science & Technology)

トカマク型核融合装置は、プラズマ停止に関し固有の安全性があるとされる。水リークにより、プラズマが安全停止することもあるが、プラズマディスラプションが生じる可能性もあり、この時真空容器に電磁力が作用する。真空容器はトリチウムと放射化ダストを内包する放射性安全上の物理障壁である。貫通き裂から水リークが発生し、生じた電磁力に対して真空容器が不安定破壊を起こさなければ、構造安全性が確保され、固有の安全性を証明できる。よって構造安全性を確保する系統的手法の開発を行った。まず貫通き裂と水リークの解析モデルを構築し、実験的に検証した。本モデルによりプラズマを停止させる貫通き裂長さは、約2mmと算出し、不安定破壊を起こすき裂長さは約400mmと評価した。したがってプラズマ停止を起こす貫通き裂により真空容器が不安定破壊することはないと結論づけられ、固有の安全性を証明した。

報告書

Applicability of LBB concept to tokamak-type fusion machine

中平 昌隆

JAERI-Tech 2003-087, 28 Pages, 2003/12

JAERI-Tech-2003-087.pdf:1.74MB

トカマク型核融合装置は、プラズマの自動消滅という固有の安全性を有している。わずか0.1g/s以下の水リークによりプラズマが消滅するが、この際ディスラプションを起こすことがある。このプラズマディスラプションは、真空容器及びプラズマ対向機器に電磁力を発生させる。真空容器は、トリチウムや放射性ダスト等の物理障壁であり、もし貫通き裂からのリークによって発生する電磁力に対し、不安定破壊することがなければ、構造安全性は確保され、固有の安全性を実証することになる。本報告では、上記のような破断前漏洩(Leak Before Break, LBB)概念の真空容器への適用性を評価するため、解析モデルを構築し、クラック状の貫通き裂を模した真空リーク試験によりその妥当性を検証した。本解析により、プラズマを消滅されるための限界き裂長さは約2mmと見積もられ、一方真空容器を不安定破壊させる限界き裂長さは約400mmと見積もられた。したがって真空容器は貫通き裂からのリークによって発生する電磁力に対し、不安定破壊することは無いと結論づけられ、構造安全性を確保するとともに固有の安全性を実証した。

報告書

ITER真空容器溶接部のすきま腐食感受性評価

中平 昌隆

JAERI-Tech 2003-083, 79 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-083.pdf:10.29MB

ITER真空容器は、二重壁構造となっており、二重壁内部に冷却水を使用することが想定されている。この二重壁の外壁と補強リブの溶接継手には、部分溶け込み溶接が採用される予定であるが、この継手の冷却水に接する部分に、溶接に起因する、長さ5mm以下,すきま0.5mm以下のすきまが生じる。冷却水の水質などの環境条件によっては、このすきま部にすきま腐食の発生が懸念されている。したがって、この溶接継手すきま部の、すきま腐食感受性を評価する必要がある。ここでは、すきま腐食臨界電位概念に基づき、 ITERの通常運転中の冷却条件である150$$^{circ}$$Cの運転温度、200$$^{circ}$$Cでのベーキング温度及び異常時点検用の乾燥後の通水プロセスなどの環境を模擬し、加速のために濃度を高めた複数の塩化物イオン環境下において、実機溶接すきま部のすきま腐食感受性を評価した。具体的には、SUS316L材から金属すきま試験片を作成し、上記条件のもとで、腐食すきま再不働態化電位(E$$_{R,CREV}$$)の測定を実施した。得られた塩化物イオン濃度依存性データと、当該環境の定常腐食電位の推定値から局部腐食臨界電位概念に基づき、ITER溶接部のすきま腐食感受性を評価した。

論文

Design and structural analysis for the vacuum vessel of superconducting Tokamak JT-60SC

工藤 祐介; 櫻井 真治; 正木 圭; 浦田 一宏*; 笹島 唯之; 松川 誠; 逆井 章; 石田 真一

Fusion Science and Technology, 44(2), p.333 - 337, 2003/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JT-60改修装置の真空容器設計、及び構造解析について述べる。軽量かつ剛な真空容器にするため、二重壁構造を採用した。また、中性子遮蔽のために二重壁間に遮蔽用の純水を循環させる。構造解析は、荷重条件としてプラズマが定点消滅することを想定した。渦電流解析,電磁力解析を初めに行い、その結果を用いて静的応力解析を行った。次に、動解析を行い、静解析と比較した。その結果、静解析では予想できない応力集中が動解析では生じ、設計に動解析が必要であることがわかった。

論文

Technical code issues of ITER vacuum vessel and their resolutions

中平 昌隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.687 - 694, 2003/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.76(Nuclear Science & Technology)

ITERの真空容器は、トリチウム及び放射化ダストの障壁を形成する主要機器である。超高真空を実現するため機能上の要求が大変厳しく、規格を考えるうえではむしろ機能要求が安全要求よりも影響が大きい。ITER真空容器の規格上の特殊性は、複雑な構造と電磁力である。形状はトーラス形状でリブ付二重壁構造であり、トーラスの断面はD型である。電磁力は一様でないため、構造も荷重も軸対称を前提とした従来の規格をそのまま適用するのは困難である。また、二重壁構造のためリブと外壁のT継手,現地溶接継手は片側からしかアクセスできない。リブと外壁のT継手は部分溶け込みの特殊な溶接となる。これらの特殊事情により、新しい規格の開発を開始した。新しい規格では、3次元有限要素解析法による設計,特殊な部分溶け込み継手の使用,現地溶接部に関して検査フリー溶接の適用を検討している。これらの裏付けデータ取得のため、最初のR&Dでは特殊な継手の継手効率及び疲労強度減少係数の取得,すきま腐食感受性試験を実施した。本論文では、ITER真空容器の規格上の特殊性,新規格の概念と新規格を適用するうえでのR&Dの成果と計画について述べる。

論文

ITER activities in Japan

常松 俊秀; 関 昌弘; 辻 博史; 奥野 清; 加藤 崇; 柴沼 清; 花田 磨砂也; 渡邊 和弘; 坂本 慶司; 今井 剛; et al.

Fusion Science and Technology, 42(1), p.75 - 93, 2002/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.28(Nuclear Science & Technology)

ITER(国際熱核融合実験炉)工学設計活動における日本の工学技術の研究開発活動と成果について、欧州,日本,ロシア,米国の国際協力により実施されたITERの設計結果と合わせて述べる。ITERを構成する主要機器のうち、超伝導コイル,真空容器,高熱流束プラズマ対向機器,中性粒子入射装置,大電力のミリ波を発生するジャイロトロン等について、ITER実機に外挿可能な規模のモデル試験体を開発・製作・試験するプロセスを通じてITERに必要な新技術が開発された。日本で得られた主な成果は、13T, 640MJのニオブ・スズを用いた超伝導コイル技術,高さ15m,横幅9mの真空容器技術,20MW/m$$^{2}$$の熱流束を処理できるCuCrZr製の冷却管技術,31mA/cm$$^{2}$$の電流密度を有する負イオン源技術と1MeVのイオン加速器技術及び1MWの出力機能を有するジャイロトロン技術である。

論文

Tensile and fatigue strength of a through-wall-electron-beam-welded joint for the vacuum vessel of a fusion reactor

鈴木 隆之*; 宇佐美 三郎*; 木村 孝江*; 小泉 興一; 中平 昌隆; 高橋 弘行*

Proceedings of 55th Annual Assembly of International Institute of Welding (IIW2002), 16 Pages, 2002/06

二重壁構造の核融合装置真空容器の外壁とリブ間を溶接するために新しい溶接継手を開発した。本継手は、外壁の外側より電子ビーム溶接を行う板厚貫通電子ビーム溶接(TW-EBW; Through-Wall Electron Beam Welding)で製造される。単軸負荷下の1本ビード試験片と曲げ負荷下の2本ビード試験片において静的及び疲労試験を行い、実験結果は有限要素法により解析的に検討した。本継手は不溶着部を有するけれども、溶着部の応力が3軸引張状態となる塑性拘束効果により継手の降伏応力が上昇する。この3軸引張状態が平均塑性相当応力を低下させ、継手母材断面あたりの強度を完全溶接継手の強度に近づける。本継手の低サイクル破断寿命における疲労強度減少係数は4より幾分大きい。また、継手部き裂の最大主応力拡大係数とASME Code XIで与えられている疲労き裂進展抵抗値より計算した継手部の疲労き裂進展速度は、実験結果を保守側に評価する。

論文

Main features of ITER vacuum vessel and approach to code application

中平 昌隆; 武田 信和; 羽田 一彦; 多田 栄介; 宮 健三*; 朝田 泰英*

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/04

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、トリチウム及び放射化ダストの障壁を形成する主要機器である。超高真空を実現するため機能上の要求が大変厳しく、規格を考えるうえではむしろ機能要求が安全要求よりも影響が大きい。ITER真空容器の規格上の特殊性は、複雑な構造と電磁力である。形状はトーラス形状でリブ付二重壁構造であり、トーラスの断面はD型である。電磁力は一様でないため、構造も荷重も軸対称を前提とした従来の規格をそのまま適用するのは困難である。また、二重壁構造のためリブと外壁のT継手,現地溶接継手は片側からしかアクセスできない。リブと外壁のT継手は部分溶け込みの特殊な溶接となる。これらの特殊事情により、新しい規格の開発を開始した。R&D計画では特殊な継手の継手効率及び疲労強度減少係数の取得,片側からの超音波検査の適用性試験,すきま腐食感受性試験,検査フリー溶接の適用性等の試験検討を実施していく予定である。本論文では、ITER真空容器の規格上の特殊性,新規格の概念と新規格を適用するうえでのR&Dの成果と計画について述べる。

報告書

ITER用真空容器の製作技術開発と成果

中平 昌隆; 柴沼 清; 梶浦 宗次*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 武田 信和; 角舘 聡; 田口 浩*; 岡 潔; 小原 建治郎; et al.

JAERI-Tech 2002-029, 27 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-029.pdf:2.04MB

ITER工学設計活動(EDA)において、日本,ロシア,アメリカによる国際協力の下、真空容器製作技術の開発を進めた。開発では、実規模の真空容器セクタモデル及びポート延長部の製作・試験により、真空容器製作・組立技術に関する重要な情報として、製作時及び現地組立時の溶接変形量,寸法精度と許容公差を得た。特に、真空容器セクタの製作時及びセクタ間の現地溶接時における寸法公差$$pm$$3mmと$$pm$$10mmを達成し、要求値である$$pm$$5mmと$$pm$$20mmをそれぞれ満足した。また、遠隔溶接ロボットによる作業性の確認を行った。本報告では、厚板で変形を抑えるための溶接方法や、セクター間現地溶接部の溶接技術及び遠隔溶接技術など真空容器製作技術開発のプロジェクトを通じて得られた製作,組立技術の開発成果について報告する。

論文

Progress and achievements on the R&D activities for ITER vacuum vessel

中平 昌隆; 高橋 弘行*; 小泉 興一; 小野塚 正紀*; 伊尾木 公裕*

Nuclear Fusion, 41(4), p.375 - 380, 2001/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:80.56(Physics, Fluids & Plasmas)

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、高さ10m以上のD型断面を有するステンレス鋼製の容器である。製作精度は、全高、全幅に対して$$pm$$20mm以下の厳しい公差を規定している。このため、ITER計画では、実規模真空容器セクタモデルの製作・試験を日本、ポート延長部の製作・試験をロシア、遠隔溶接・切断ツールの開発を米国が分担した。実規模真空容器セクタモデルは$$pm$$3mm、ポート延長部は$$pm$$4mmの精度で完成した。これらの機器を組み合わせてポート延長部の接続試験を終了した。また、欧州では先進的溶接・切断手法の開発を担当し、低真空電子ビーム溶接、YAGレーザ溶接・切断、セクタ溶接ロボット設計を実施した。各手法の優位性は見いだしたものの技術的課題も残り、さらに開発が必要である。本論文では、ITER真空容器技術開発の概要と主な試験結果を報告する。

報告書

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10$$^{-4}$$Pa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。

論文

核融合炉における非破壊検査の条件

小泉 興一; 岡 潔; 多田 栄介

第8回MAGDAコンファレンス講演論文集, p.252 - 255, 1999/00

国際熱核融合実験炉(ITER)では、所定の性能を満たすために新しい接合構造や狭隘空間での接合法を採用する部位が存在する。これらの構造健全性を高いレベルで維持するためには、これらの構造や方法に適した非破壊検査法の確立が重要である。本件では、真空容器やブランケット冷却配管を中心に非破壊検査に要求される主な性能及び条件について概要する。非破壊検査に要求される主な条件として、強度な$$gamma$$線に対する耐放射線性、遠隔操作への適合性、内部に遮蔽体等の部材を有するステンレス鋼の溶接部、及び銅とステンレス鋼のHIP接合部等の特殊構造に対する検出性能が挙げられる。

50 件中 1件目~20件目を表示