JAERi-M - 87・139

J A E R i - M 87-139

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H * m. * -ft m ft m Japan Atomic Energy Research Institute

~AERI-M

87・139

核融合次期装置設計

(昭和61年度設計報告書)

一一炉本体構造設計一一

198 7年 9月

小林武司・山田政男・溝口

佐川準基リ真木紘一・3渡辺

安達潤ーザ佐藤遭介ザ黒田

亀有昭久守松岡不調.*!田戸

喜多村和憲ザ内田孝種・9

忠憲・J井村泰也・4

隆・3i森清治・2

敏公・3山崎誠一郎・5

茂・3大森順次・3

日本原子力研究所

. Japan Atomic Energy Research Institute

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JAERI-M reports are issued irregularly. Inquiries about availability of the reports should be addressed to Information Division

Department of Technical Information, Japan Atomic Energy Research Institute, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken 319-11, Japan.

©Japan Atomic Energy Research Institute, 1987 ii*ge£ff en ffl n if (, £ en «J m

JAERI-Mレポートは，日本原子力研究所が不定期に公刊している研究報告書です。

入手の間合わせは，日本原子力研究所技術情報部情報資料課(千319・・11茨城県那珂郡東

海村)あて.お申しこしください。なお.このほかに財団法人原子力弘済会資料センター

(干319-11茨城県那珂郡東海村日本原子力研究所内)で複写による実質頒布をおこなって

おリます。

JAERI-M reports are issued irregularly_

Inquiries about availability of the reports should be addressed to Information Division

Department of Technical Information， Japan Atomic Energy Research Institute， Tokai-

mul'3， Naka-gun， Ibaraki-ken 319・11，Japan_

@Japan Atomic Energy Research Jnstitute， 1987

編集兼発行日本原子力研究所

印刷いばらき印刷鮒

JAERI-M 87-139

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(1987*£8£ 12 0 S 3 )

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J AER 1 -M 87 -139

核融合次期装置設計

(昭和 61年展設計報告書〉

一一炉本体構造設計一ー

日本原子力研究所那珂研究所臨界プラズマ研究部

小林武司・山田政男・溝口忠、船井村泰也t4根d 輔4 *4 *2

佐川準基・真木紘一-・渡辺峰ふ森清治L.. 担 *5 誕呂梧吾

安達潤ー・佐藤直介・黒田敏公・山崎誠一郎ー報1; *7 輔8 *3

亀有昭久1・松岡不識ー回戸茂・大森順次ー

喜多村和憲吃内田孝穂時

( 1987年8月12日受理)

本報告書は昭和 59. 60年度 11::引き続き実施された次期大型装置 <FER入炉本体構造設計11::

関しての報告である。今年度FER設計は核融合会議.核融合次期大型装置分科会において決定さ

れた次期大型装置の満すべき物理・工学ミッション 11::従がい作業を進めた。分科会結論は前年度

迄11::行われた FER設計と方向を同じくしているため，今年度の設計は基本的には前年度設計の

延長線上にあると言え. 61年度設計の目的は広義の合理化を行う ζ とで・ある。分科会で提示さ

れたオプションC-DII::対応する 6候補炉心について幅広く設計を実施し，技術リスクレベル，

コストパフォーマンスの観点から総合判断しACS炉<AdvancedOption-♀ with呈ingle

Null Di vertor )と呼ばれるオプションをさらに詳しい工学的検討を加えるための第 l案として

選定した。

炉本体構造11::関しては，装置小型化，ディスラプション11::対する防護構造，遮蔽体構造の簡素

化. PFコイル系最適配置を可能とする炉概念構築11::重点を置いた。

那珂研究所:干31ト 02茨城県那珂郡那珂町大字向山 801-1

H 外来研究員 (綜)日立製作所

持 2外来研究員川崎重工業(株)

持3外来研究員 (棟)東芝

持 4 (株)日立製作所

持 5川崎重工業(株〉

持 6三菱原子力工業(株)

持7三菱重工業(株)

持 8三菱電機(株)

普 9 (株)東芝

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Conceptual Design Study of Fusion Experimental Reactor (FY86 FER)

— Reactor Configuration/Structure Design —

Takeshi KOBAYASHI, Masao YAMADA, Tadanori MIZOGUCHI*1

Yasuya IMURA*4, Junki SAGAWA*4, Koichl MAKI*4

Takashi WATANABE*\ Seiji MORI*2, Junlchi ADACHI*2

Keisuke SATO*5, Toshimasa KURODA*5, Seiichiro YAMAZAKI*5

Akihisa KAMEARI*6, Fushiki MATSUOKA*7, Shlgeru TADO*8

Junji OHMORI*3, Kazunori KITAMURA*9 and Takao UCHIDA*9

Department of Large Tokamak Research Naka Fusion Research Establishment,

Japan Atomic Energy Research Institute Naka-machi, Naka-gun, Ibaraki-ken

(Received August 12, 1987)

This report describes the results of the reactor configuration/ structure design for the fusion experimental reactor (FER) performed in FY 1986. The design was intended to meet the physical and engineering mission of the next step device which was decided by the subcommittee on the next step device of the nuclear fusion council. The objectives of the design study in FY 1986 are to advance and optimize the design concept of the last year because the recommendation of the subcommittee

*1 On leave from Hitachi, Ltd. *2 On leave from Kawasaki Heavy Industries, Ltd. *3 On leave from Toshiba Corporation *4 Hitachi, Ltd. *5 Kawasaki Heavy Industries, Ltd. *6 Mitsubishi Atomic Power Industries, inc. *7 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. *8 Mitsubishi Electric Corporation *9 Toshiba Corporation

If

JAERI-M 87-139

Conceptua1 Design Study of Fusion Experimenta1

Reactor (FY86 FER)

--Reactor Configuration/Structure Designー

TakeshikOBAYASEZ，Masao YAMADA，Tadanori MZZOGUCHI*1

Yasuya IMURA*4， Junki SAGAWA*4， Koichi MAKI 古4 _.... .__ _*2 . .. . _ . _.._*2

Takashi WATANABE"~ ， Seij i MORI....， Junichi ADACHI"~ 5 ~__L~____ .P..~~~.*5 hist1ke SAT02，ToshimaSa klJRODA ，seiichiro YAMAZAKZ5

Akihisa KAMEARI*6，Fush1K1MATS110KA*7，shigeru TADO*8 古3

Junj i OHMORI - Kazunori KITAMURA ~ and Takao UCHIDA

Department of Large Tokanak Research

Naka Fusion Research Estab1ish皿ent，Japan Atαnic Energy Research Institute

Naka咽 achi，Naka-gun， Ibaraki-ken

(Received August 12， 1987)

This report describes the resu1ts of the reactor configurati叩/

structure design for the fusion experimenta1 reactor (FER) performed in

FY 1986. The design was intended to meet the physica1 and engineering

mission of the next step device which was decided by the subcαlIIlittee

on the next step device of the nuc1ear fusion counci1. 百leobjectives

of the design study in FY 1986 are to advance and optimize the design

concept of the 1ast year because the recommendation of the subcα盟nittee

*1 on 1eave frαn Hitachi， Ltd.

*2 on 1eave frαn Kawasaki Heavy Industries， Ltd.

*3 on 1eave fr咽 ToshibaCorporation

*4 Hitachi， Ltd.

*5 Kawasaki Heavy Industries， Ltd.

*6 Mitsubishi Atαnic Power Industries， inc. *7 Mitsubishi Heavy Industries， Ltd. *8 Mitsubishi E1ectric Corporation

*9 Toshiba Corporation

ii

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was basically the same as the design philosophy of the last year. Six candidate reactor configurations which correspond to options

C *v« D presented by the subcommittee were extensively examined. Consequently, ACS reactor (Advanced Option-£ with SJlngle Null Divertor) was selected as the reference configuration from viewpoints of technical risks and cost performance.

Regarding the reactor structure, the following items were investigated intensively: minimization of reactor size, protection of first wall against plasma disruption, simplification of shield structure, reactor configuration which enables optimum arrangement of poloidal field coils.

Keywords: FER, Tokamak, Guard Limiter, Water-tank Shield, Maintenance, Crack Propagation, Armor, Test Module, First Wall, Divertor, ACS, MINI

III

]AERI -M 87 -139

was basically the same as the design philosophy of the last year.

Six candidate reactor configurations which correspond to options

C '" D presented by the subcαmnittee were extensively examined. Conse-

quently， ACS reactor (!dv剖 cedOption-旦with立ingleNull Divertor) was

selected as the reference configuration fr叩 viewpointsof technical

risks and cost performance.

Regarding the reactor structure， the following items were investi-

gated intensively: minimization of reactor size， protection of first wall against plasma disruption， simplification of shield structure， reactor configuration which enables optおnumarrangement of poloidal

field coils.

Keywords: FER， Tokamak， Guard Limiter， Water-tank Shield， Maintenance， Crack Propag~~ion ， Armor， Test Module， First Wall， Divertor， ACS， MINI

iii

JAERI-M 87-139

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i. «ES i n. &*&m& 30

I. m&mmnmtR 30 1.1 mm 30 1.2 mm 30

1.2.1 * # & # 30 1.2.2 7 itTJi/VJish' 31 1.2.3 '<-?•<< A^t" ; i /KO^a{t 34

1.3 3ttl&0fl|l£ 37 1.3.1 ^-MKaiiBlKligiROlBffl 37 1.3.2 P F a - f ^ E U K t t t f l M i S i O ^ F * 38 1.3.3 r5X^#PJJBKd:^x*f lBtOMJi 39

1.4 £ffi^&®*3flt&ffiR • 39 1.4.1 Option C *P 39 1.4.2 ACSllF 40 1.4.3 ACD*P 40 1.4.4 MINI'JSP 41

1.4.5 INTER-LINKi^ 41 1.4.6 NBI -R*P 41

2. Opt ionC^ 47 2.1 MM 47 2. 2 R t t t t * 54 2.3 £wmmm± 55 2.4 ttfflffl£TR0'£»fHttS'*7uA©*£*W 58

2.4.1 «JJBHi4T 58 2.4.2 ^ I - f i i ' ^ f A i O l i f t i t 70

2.5 =1 >-#-* v \-fa± 99 2.5.1 *g:§2§ 99 2.5.2 &—gt*if-Vi)i9*9'4'<-9 99 2.5.3 JgiRft:* ->x^ • 103

2. 6 * i i 6 103 3. ACS iP • 105

3.1 mm 105 3.2 K t t t t a 107

V

JAERI -M 87 -139

目次

1.概要・H ・H ・...

rr .炉本体構造 ....・H ・....・H ・"'0・H ・....・H ・....・H ・...1・H ・.......・H ・-…....・H ・-……H ・H ・.，.・H ・...・H ・30

1. 候補炉心構造の選択 …...・H ・....，・H ・...1・H ・"'"・H ・....・H ・........・H ・-…H ・H ・.，........・H ・..， 30

1.1 概要 ....・H ・.......・H ・H ・H ・.....・H ・.....・H ・........・H ・.....，.・H ・....・H ・....・H ・.....・・H ・H ・-… 30

1.2 検討条件・H ・H ・.....・H ・-….......・H ・...・H ・....・H ・....・H ・...・・H ・H ・......・H ・..，・H ・...・H ・-… 30

1. 2. 1 基本条件 …....・H ・......・H ・.....・H ・......・H ・...・H ・"'.0・H ・....・H ・....・・・・・・・H ・H ・....30

1. 2.2 ラジアルビルド ……H ・H ・.....・H ・.....・H ・H ・.....・H ・.....・H ・….....・H ・...・H ・..…… 31

1. 2.3 パーテイカルピルドの合理化 …・H ・H ・..………...・H ・..……...・H ・....・H ・.，....… 34

1.3 選択肢の構成 ....・H ・...・H ・.....・H ・.......・H ・...・H ・......・H ・....・H ・-…....・H ・...・H ・...・H ・. 37

1. 3.1 第一壁防護と可動遮蔽の範囲 …..，・H ・-…・....・H ・-…...・H ・-…...・H ・....・H ・.....・ 37

1. 3. 2 P Fコイル配置設計と他機器との干渉 H ・H ・.....・H ・...・H ・...・H ・....・H ・-…H ・H ・. 38

1. 3.3 プラズマ非円形度とシェル構造の関連 …....・H ・....・H ・...・H ・..…...・H ・H ・H ・.... 39

1.4 候補炉心の炉構造選択 …....・H ・......，・H ・...・H ・...・H ・.........・H ・....・H ・....・H ・...・H ・.. 39

1. 4.1 Option C炉…H ・H ・...・H ・..…H ・H ・.......・H ・....・H ・...・H ・...・H ・...・H ・.....・H ・..... 39

1. 4. 2 ACS炉 ..........・H ・...・H ・......・H ・.....・H ・....・H ・.....・H ・・・・……..........…....・H ・40

1.4.3 ACD炉.....・H ・....・H ・......・H ・......・H ・..........・H ・...'..0.0.・H ・...・H ・.....・H ・...... 40

1.4.4 MINI炉....・H ・.....・H ・....・H ・......・H ・.....・H ・H ・H ・....・H ・......・H ・.....・H ・...・H ・... 41

1.4.5 INTER-LINK炉 H ・H ・H ・H ・H ・........・H ・...・H ・..…...・H ・........・H ・...・H ・-…… 41

1. 4. 6 NB 1 -R炉 ……・・・……...・H ・.....・H ・......・H ・....・H ・-….......・H ・......・H ・H ・H ・..， 41

2. Option C炉・・H ・H ・.....・H ・-…....・H ・......・H ・.......・H ・...・H ・.....・H ・...・H ・..…・…....・H ・..， 47

2. 1 概要・H ・H ・....・H ・....・H ・...・H ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 47

2. 2 設計仕様…....・H ・...・H ・-…....・H ・.....・H ・.....・H ・...・H ・......・H ・...・H ・....・H ・........・H ・...54

2.3 全体構造概念 …....・H ・...・H ・..........・H ・...・....・H ・...…・・・H ・H ・....・H ・...・H ・-…........ 55

2.4 初期組立て及び分解移動システムの概念倹討・H ・H ・.....・H ・..…...・H ・....・H ・...・H ・.. 58

2.4.1 初期組立て ....・H ・...・H ・....・H ・-…....・H ・....・H ・...・H ・...・H ・H ・.....・H ・...………. 58

2.4.2 分解・移動システムの概念検討 …..，・H ・.....・H ・..…・H ・H ・.....・H ・..……...・H ・.. 70

2.5 コンポーネント概念・H ・H ・..…...・H ・..…...・H ・H ・H ・.....・H ・..…H ・H ・...・H ・.....・H ・..・・・ 99

2.5.1 真空容器 …....・H ・...・H ・....・H ・...・H ・...・H ・....・H ・-….............・H ・...・H ・....・H ・... 99

2.5.2 第一壁・ガードリミタ・ダイパータ ....・H ・...・H ・....・H ・........……-・・H ・H ・-…・ 99

2.5.3 遮蔽体・シェル …...・H ・-….....・H ・...・H ・....….....・H ・...・H ・...…...・H ・..・……・ 103

2. 6 まとめ …H ・H ・...・H ・H ・H ・..…...・H ・..……H ・H ・...・H ・....・H ・...…H ・H ・...・H ・H ・H ・-・......103

3. ACS炉…….........・H ・..…...・H ・....・H ・...…・..............…...・H ・.....・H ・........・H ・.....・H ・.105

3. 1 概要・・H ・H ・...・H ・....・H ・...……...・H ・-…....・H ・.........・H ・...・H ・-…....・H ・....・H ・...…・・ 105

3.2 設計仕様...・H ・.......・H ・........・H ・-…....・H ・...・H ・..……....・H ・.......・H ・-……....・H ・.107

v

JAERI - M 87 - 139

3.3 £#mmm± • m 3.4 « B « t t * a T S a f » » » t t i ' X • ? * © « * * » 126

3.4.1 mmm&iLT 126 3.4.2 » ) g ' » i / X f AOia^HW 140

3.5 = >#-%> tmik 159 3.5.1 mm • m%®m 159 3.5.2 if- K'J i9 173

3.6 m&wm 183 3.6.1 $St®tt©fcitf 183

3.6.2 gflMSMlT 201 3.6.3 if-Vn i ?$«¥#? 216 3.6.4 ?4'<-9G>&!8LW% 219 3.6.5 7°7Xv3;±y- 'a#ou s^tfeft 227

3.7 ttib 230 4. ACDilp 231

4.1 ms 231 4.2 Rtttfcf* 231 4.3 &m± 233 4.4 $££> 236

5. MINI '¥ 237 5.1 « f g 237

5. 2 BHH-tttt 237

5.3 ±fomm.m± 239 5.3.1 * P * # £ # 0 « E & 239

5.3.2 m-mtmmmm 239 5.3.3 7"7*:vK£gS§ 240 5.3.4 ?4><-9 240 5.3.5 %imn%®%s 240

5.4 WBaMTRtf f t inWI i 'XfAOtMt t t 244 5. 4.1 ®M®&3.T 244 5.4.2 tom<w *?*>&*&*& 249

5.5.1 m—m 257 5. 5. 2 Mm 258 5. 5. 3 •>* * 262

5.6 rnm^-rn 265 5. 6.1 Jg— a © j £ £ t t 265

5. 7 £ <ti6 • 270

V!

JAE悶 -M87-139

3.3 全体構造概念日 H ・H ・....・H ・-…・・H ・H ・....・H ・-…....・H ・H ・H ・H ・H ・..…...・H ・-…....・H ・...111

3.4 初期組み立て及び分解移動システムの概念検討 …...・H ・..……...・H ・.....・H ・..…… 126

3.4.1 初期組み立て …...・H ・....・H ・...・H ・........・H ・.......・H ・...・H ・H ・.....・H ・H ・H ・..…・・ 126

3.4.2 分解・移動システムの概念検討 …....・H ・-…H ・H ・....・H ・......・H ・.......・H ・...・H ・140

3.5 コンポーネント概念 …………..................・H ・.........・H ・・...........・H ・..…・・・…… 159

3.5.1 遮蔽・真空容器 ........・H ・........・H ・................・H ・..…....・H ・...・H ・....・H ・-… 159

3.5.2 ガードリミタ・H ・H ・..…...・H ・....・H ・・....・H ・H ・-….....・H ・"1'・H ・H ・H ・…・H ・H ・..…173

3.6 特性評価 ....・H ・....・H ・..............・H ・'0" ・H ・H ・H ・.....・…'"・H ・....・H ・....・H ・....・H ・-… 183

3.6.1 遮蔽特性の検討 ........・H ・......・H ・....・H ・..，・H ・........・H ・1....・H ・.....・H ・-…・…・・・ 183

3.6.2 電磁構造解析 ....・H ・.......・H ・....・H ・...........・H ・...・H ・....・H ・...・H ・"'"・H ・-…-…201

3.6.3 ガードリミタ熱解析 H ・H ・・・・・・・H ・H ・...・H ・..・・H ・H ・.......・H ・....・H ・・・・・H ・H ・..……216

3.6.4 ダイパータの強度評価・H ・H ・.....・H ・...・H ・H ・H ・....……H ・H ・...・・H ・H ・........…..219

3.6.5 プラズ7 立上げ時のリミタ検討 ....・H ・H ・H ・.....・H ・H ・H ・..……H ・H ・...・H ・..…・・ 227

3. 7 まとめ・H ・H ・..…...・H ・H ・H ・..…・・・・H ・H ・........・H ・..…...・H ・.....・H ・..……H ・H ・.....・H ・;;;30

4. ACD炉 ....・H ・...….....・H ・....・H ・.....・H ・....・H ・.....・H ・...・H ・-….....・H ・...・H ・-・・H ・H ・…・・ 231

4.1 概要 ....・H ・-…....・H ・......・H ・.....・H ・..，…・H ・H ・-…....・H ・...・H ・・…H ・H ・'"…....・H ・...231

4.2 設計仕様・・H ・H ・...・H ・.....・H ・..…・…...・H ・..，・H ・.~. .・H ・...・H ・......・H ・.....・H ・H ・H ・.....231

4.3 炉概念 ….....・H ・..…H ・H ・.....・H ・...・H ・....・H ・.........・H ・........…...・H ・.....・H ・-・・・…233

4.4 まとめ …………H ・H ・......…...・H ・-…...・H ・...・H ・.....，・H ・.....・H ・...・H ・……・...・H ・....236

5. MINI炉...，.....・H ・......・H ・......・H ・....・H ・......・H ・.......・H ・....・H ・.....・H ・............・H ・-… 237

5.1 概要 ……....・H ・..…...・H ・-……......・H ・-…...・H ・-……H ・H ・-…...・H ・....・H ・・・H ・H ・.237

5. 2 設計仕様・・・…・…・H ・H ・....・H ・...・H ・........・H ・....・H ・...・H ・...・H ・・H ・H ・............・H ・....237

5.3 全体構造概念・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・H ・H ・....・H ・..239

5.3.1 炉本体全体の概念・…...・H ・........・H ・....・H ・-………....・H ・...・H ・H ・...・H ・....….239

5. 3. 2 第一壁と固定遮蔽 .....・H ・......・H ・...…H ・H ・.....・H ・....・H ・-…・・H ・H ・...・H ・...・H ・.239

5.3.3 プラズ7真空容器 ...・H ・......・H ・..…...・H ・..……H ・H ・.....リ....・H ・....・H ・....・H ・.240

5.3.4 ダイパータ ………...・H ・.....・H ・H ・H ・.....・H ・.....・H ・..…...・H ・..…H ・H ・...・H ・..…240

5.3.5 断熱真空容器 …・・…...・H ・........・H ・...・H ・・・H ・H ・.......・H ・....・H ・...…....・H ・-… 240

5.4 初期組み立て及び分解移動システムの概念検討 ....・H ・..……・・H ・H ・...・H ・....・H

vl

JAERI-M 87-139

6. INTER -LINK'lF 271 6.1 m% 271 6.2 mm± 271

6. 2.1 4fttt«# 271 6.2.2 jpifrttiS 271

6.3 t t t i 272 7. NBI-R 'F 274

7.1 «E£ 274 7.2 tttttttt 274 7.3 mmatit 276

7.3.1 e-AtfaamVl 276 7.3.2 A W # - hS|5 277 7.3.3 gj«i& 277

7.4 g3M£!|#tt 287 7.4.1 mmVr 287 7.4.2 x n - i ^ g vffli 289

7.5 £±tb 297 8. 7'yy^ry b • T-7. h - t i ^ - ; u 298

8.1 f ^ h^J^a - ^ C S W i a l ^ f t 298 8. 2 %m\m ' ' 301 8.3 mmm± 305 8.4 f x b*V*. -JUtD&te. 312 8. 5 I^t£I&6>&©g# 317

8.5.1 f a - 7 < * 0 * , a t e a t H ^ i O S * 317 8.5.2 •ktVWt&L 334

8.6 ^'&<Dmt%m 343 8.6.1 7'y>>r-y bfflmttiirzmm 343 8.6.2 V?VMk&yn-fcfefo*m^1zn&%®7'?v'r"j h 343

9. «ft!£i<ij>0|8&Jttg 350 mm : 355

VII

JAERI -M 87 -139

6. INTER -L 1 NK 'I;P ……...・H ・....・H ・...・H ・.....・H ・..………...・H ・.....・H ・..…・・・…………271

6.1 概要….......・H ・.......…....・H ・-…............・H ・...・H ・......・H ・...・H ・-…..........・H ・-… 271

6.2 炉概念日H ・H ・-…...・H ・-…....・H ・...・H ・…....・H ・....・H ・-…""・H ・...・H ・......・H ・...・H ・.271

6.2.1 検討条件 …....・H ・-…H ・H ・.....・H ・-…....・H ・...・H ・H ・..…・…・…....・H ・...……・・ 271

6.2.2 炉心構造 …....・H ・-…・H ・H ・....・H ・・・・・・H ・H ・....・H ・....・H ・……""・H ・.....・H ・-…・・ 271

6. 3 まとめ・H ・H ・-…...・H ・H ・H ・H ・H ・H ・H ・.....・H ・・H ・H ・..…・・・・....・H ・.....・H ・H ・H ・H ・H ・...… 272

7. NP-I-R炉・H ・H ・...・H ・..…....・H ・…..，・H ・.....1......・H ・-…・...1・H ・H ・H ・・・・・・・・....・H ・..…… 274

7.1 概要 ..........・H ・.....・H ・-…....・H ・....・H ・...・H ・.......1・H ・....・H ・..........・H ・.....・H ・..… 274

7.2 設計仕様・H ・H ・，.，...・H ・-…...・H ・......・H ・...・ H ・...・ H ・.....・H ・...・ H ・-…・…...・ H ・.....・H ・.274

7.3 構造概念日H ・H ・-…H ・H ・....・H ・"."・H ・-…H ・H ・..…H ・H ・-….....・H ・....・H ・.....・H ・..… 276

7.3.1 ピ目ム軸の選択 …. ..・H ・.....・H ・..……...・ H ・..…・・・・・・・.....・H ・.....・H ・H ・H ・....・H ・276

7.3.2 入射ポート部 ………...・H ・-‘...・H ・..…………...・M ・'"・H ・..….....・H ・....・H ・...… 277

7.3.3 受熱板・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・…..277

7.4 受熱板特性 ........・H ・-…....・H ・....・H ・-……・・H ・H ・...・H ・.........・H ・....・H ・...・H ・-…・… 287

7.4.1 熱解析 …....・H ・-…....・H ・....・H ・-…....・H ・-……・H ・H ・....…...・ H ・....・H ・...・H ・...287

7. 01. 2 エロージョン解析 H ・H ・...・H ・....・H ・...・ H ・.....・H ・H ・H ・...…・・・・H ・H ・.......・H ・....， 289

7.5 まとめ・H ・H ・H ・H ・.".，・H ・....・H ・H ・H ・.....・H ・・H ・H ・.....・H ・..……...・H ・....・H ・'"・H ・..… 297

8. ブランケット・テストモジュール H ・H ・…・・H ・H ・..…・・…..'・H ・.....・H ・-…...・H ・H ・H ・H ・..， 298

8. 1 テストモジュールの目的および基本条件 H ・H ・.....・H ・...・H ・....・H ・...・H ・..，.・・・H ・H ・.298

8. 2 実験計画 H ・H ・...・H ・...・ H ・....・H ・........・H ・..….，..・H ・........・H ・-…....・H ・...ー.....・H ・..301

8.3 構造概念・・H ・H ・...・H ・-…・H ・H ・.........・H ・....・H ・-…....・H ・.....・H ・.....・H ・...・H ・........ 305

8.4 テストモジュールの特性・....・H ・-…・・，.....・H ・..……H ・H ・...・H ・..…・H ・H ・....・H ・...… 312

8.5 工学試験からの要求・………H ・H ・......・H ・......・H ・......・H ・.......・H ・...・H ・..…...・H ・.317

8.5.1 デューティサイクJv，運転時間への要求 ....・H ・..，・H ・-…...・H ・...・ H ・H ・H ・-…..317

8.5.2 セクタ試験・H ・H ・..…………・H ・H ・...・H ・.....・H ・.....・H ・-…H ・H ・...・H ・.....・H ・..…...334

8.6 今後の検討課題 ...・H ・....・H ・-・・H ・H ・-…H ・H ・-…H ・H ・...・H ・……......・H ・.....……...・H ・343

8.6.1 ブランケット開発IC対する課題 …H ・H ・.....・H ・......・H ・......・H ・..，・H ・.....・H ・...343

8.6.2 リチウム化合物水溶液を用いた自己冷却プランケット ."・H ・...・H ・......・H ・...343

9. 候補炉心の総合比較 …...・H ・...…...・H ・.....・H ・.....・H ・..….....・H ・..….......・H ・...・H ・-…..350

謝辞 …....

明l

JAERI-M 87-139

Contents

1. Summary 1

IE. Reactor configuration/structure 30 1. Selection of candidate configurations 30 1.1 Outline 30 1.2 Conditions 30 1.2.1 Basic conditions 30 1.2.2 Radial build 31 1.2.3 Optimization of vertical build 34

1.3 Logic flow for selection of reactor configuration 37 1.3.1 First wall protection and removable shield 37 1.3.2 Arrangement of PF coil and interference with

the other components 38 1.3.3 Relation between plasma elongation and shell

structure 39 1.4 Candidate configurations •. 39 1.4.1 Option C reactor 39 1.4.2 ACS reactor 40 1.4.3 ACD reactor 40 1.4.4 MINI reactor 41 1.4.5 INTER-LINK reactor 41 1.4.6 NBI-R reactor 41

2. Option C Reactor 47 2.1 Outline 47 2.2 Design specifications 54 2.3 Reactor configuration 55 2.4 Initial construction and maintenance system 58 2.4.1 Initial construction .. 58 2.4.2 Maintenance system 70

2.5 In-vessel components 99 2.5.1 Vacuum vessel 99 2.5.2 First wall/guard limiter/divertor 99 2.5.3 Shield and shell structure 103

2.6 Conclusions 103 3. ACS Reactor 105 3.1 Outline 105 3.2 Design specifications 107

VJH

JAERI -M 87 -139

Contents

I. Sununary • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • 1

ll. Reactor configuration!structure •••••••••••••••••••••••••••••• 30

1. Se1ection of candidate configurations ••••••••••••••••••••••• 30

1.1 Outline • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • 30

1.2 Conditions .....，......................................... 30

1.2.1 Basic conditions ••••••••••••••••••••••••••••••••••••• 30

1.2.2 Radial build ••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••• 31

1.2.3 句timizationof vertica1 bui1d ••••••••••••••••••••••• 34

1.3 Logic f10w for selection of reactor configuration •••••••• 37

1.3.1 First wa11 protection and removab1e shie1d ••••••••••• 37

1.3.2 Arrangement of町 coi1and interference with

the other compαlents • • . • . . • • • • • • . • • • • • • • • . • • • • • • • • • • • 38

1.3.3 Re1ation between p1asma e1ongation and she11

structure • • • • •• • • •• •• •• •• •• • • •• •• •• • •• • • • •••• • • •• • ••• 39

1.4 Candidate configurations ー.. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 39

1.4.1 Option C reactor •••••••••••.••••••••••••••••••••••••• 39

1.4.2 ACSreactor ...，......................................40

1.4.3 ACD reactor .......................41.................. 40

1.4.4 MINI reactor ••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••• 41

1.4.5 INTER四 LINKreactor • • • • • • • •• • • • • •• • • • • •• ... • • •• • • • • • • • • 41

1.4.6 NBI-R reactor •••••••••••••••••••••••••••••••••••••••• 41

2. Option C Reactor • • • • . • • • • • •• • • • • • • •• • • •• • • • • • • ••• • • • • • • • • • • • 47

2.1 Ot.lt1ine ...................................内.. . . . . . . . . . . . . 47 2.2 Design specifications •••••••••••••••••••••••••••••••••••• 54

2.3 Reactor configuration • • • • • • • • • • • • •• • • •• • • • • • • • • • • •• •• • • • • 55

2.4 Initia1 construction and maintenance system ・・・・・・・・・・ 58

2.4.1 Initia1 construction ••••••••••••••••••••••••••••••••• 58

2.4.2 Maintenance system ••••••••••••••••••••••••••••••••••• 70

2.5 In-vesse1 components • • • • • • • • •• • • • • • • •• •• • • •• • •• • • • • • •• • • • 99

2.5.1 Vacu1Ill vesse1 •••••••••••••••••••••••••••••••••••••••• 99

2.5.2 First wa11!guard 1imiter!divertor •••••••••••••••••••• 99

2.5.3 Shie1d and she11 structure ••••••••••••••••••••••••••• 103

2.6 CCIllc1usions • • • • • • • • • • • • • .. • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • •• 103

3. ACS Reactor •• • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • •• • • • • • • • • • • • • • • • •• 105

3.1 Out1担 e • • • • • • • • • • . • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • •• 105

3.2 Design specifications • • • • • • •• • • • • •• ••• • • • •• • • •• • • • • •• • ••• 1C7

V剛

I

JAERI-M 87-139

3.3 Reactor configurations I l l 3.4 I n i t i a l construction and maintenance system 126

3.4.1 I n i t i a l construction ]26 3.4.2 Maintenance system 140

3.5 In-vessel components . 159 3.5.1 Shield/vacuum vessel 159 3.5.2 Guard l imiter 173

3.6 Evaluation of performances 183 3.6.1 Shielding analysis ,. 183 3.6.2 Electromagnetic analysis 201 3.6.3 Thermal analysis of guard l imiter 216 3.6.4 Lifetime evaluation of divertor 219 3.6.5 Limiter performance during plasma star tup 227

3.7 Conclusions 230 4. ACD Reactor 231

4.1 Outline 231 4.2 Design specifications 231 4.3 Reactor configuration 233 4.4 Conclusions 236

5. MINI Reactor 237 5.1 Outline 237 5.2 Design specifications 237 5.3 Reactor configuration 239 5.3.1 Reactor configuration 239 5.3.2 First wall and permanent shield 239 5.3.3 Plasma vacuum vessel 240 5.3.4 Divertor 240 5.3.5 Cryostat 240

5.4 Initial construction and maintenance system 244 5.4.1 Initial construction 244 5.4.2 Maintenance system , 249

5.5 In-vessel components 257 5.5.1 First wall 257 5.5.2 Shield 258 5.5.3 Shell structure 262

5.6 Evaluation of performances 265 5.6.1 Feasibility of first wall 265

5.7 Conclusions 270

ix

JAERI -M 87 -139

3.3 Reactor conflguratlons ••.••.••••••••••••••••••.••••••••.. 111

3.4 Inltia1 constructlon and malntenance system •••••••••••••• 126

3.4.1 Inltla1 constructlon ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 126

3."'.2 Malnten昂.ncesystem •• • • • •• • • •• . • • • • • .• •• •• •• ， . .. . . • ... 140

3.5 In-vesse1 components ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 159

3.5.1 Shle1d/vacuum vesse1 ................................. 159

3.5.2 Guard 11mlter ••••••••••.••••••••••••.•••••.•••••••••• 173

3.6 Eva1uatlon of performances • • .• • • • • • • •• •• • • • • • • • • •• • • • • . •• 183

3.6.1 Shle1dlng ana1ysls ••••••••••.••••••••• ，............... 183

3.6.2 E1ectromagnetlc ana1ysls •.•••••••••••••••••••••••••.• 201

3.6.3 Therma1 ana1ysls of guard 11mlter •••••••••••••••••••• 216

3.6.4 Llfetime eva1uation of divertor •••••••••••••••••••••• 219

3.6.5 Limlter performance during p1asma startup •••••••••••• 227

3.7 Conc1usions • • • • . . . . • • . • • • • • • • •• • • • • • . • • • • • • • • • • • • • • • • • • •• 230

4. ACD Reactor • • . • . . • • .• • • •• •• • • . • •• • •• • •• • ••• •• •• •• • • •• •• • • ••• 231

4.1 Out1ine •.••.•••••••••••••••••.••••••••••••••••••••••••••• 231

4.2 Deslgn speclflcatlons •••••••••••••••••••••••••••••••••••• 231

4.3 Reactor configuration •••••••••••• 1.........，............. 233

4.4 Conclusions • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • •• ••• 236

5. MINI Reactor • • • . • • • • . • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • •• •• • • •• •• 237

5.1 伽 tline ................................................... 237

5.2 Design speclficatlons .................................... 237

5.3 Reactor conflguratlon • • • • • • . • • • • • • • • • • • • • • • • • •• • • • • • • •• •• 239

5.3.1 Reactor conflguratlon • • • • • • • •• • • • • • • • • •• • • • • •• •• • • • •• 239

5.3.2 Flrst wa11 and perm血 entshle1d • •• •• ••• • •• •• • • • • ••• •• 239

5.3.3 P1asma vacuum vesse1 • • • • • • • • • • • •• • • • • • • • • • • • •• • • •• • •• 240

5.3.4 Divertor ••••••••.•••••••••••••••••••••••••••••••••••• 240

5.3.5 Cryostat • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • •• 240

5.4 Initla1 construction and maintenance system ..............244

5.4.1 Initia1 construction •••••••.••••••••••••••••••••••••• 244

5.4.2 Main tenance system •• t' •• • • • • • • • • • • • • • • • • •• •• • • •• •• • • '1 249

5.5 In-vesse1 components • •• • • • • •• •• •• •• • • ••• • ••• • •••• • ••• •• •• 257

5.5.1 Fiτst wa11 ••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••• 257

5.5.2 Shield ................................................ 258

5.5.3 She11 structure . • • • • • • • • • • •• •• • • • • • • • • • • • • • • • •• • •• • •• 262

5.6 Eva1uatlon of performances ...............................265

5.6.1 Feaslbl11ty of flrst wa11 •••••••••••••••••••••••••••• 265

5.7 Conc1uslons • • • • • • • • • • • •• • • • • •• • . • • •• • • • • •• • • • • •• • • • • •• • •• 270

IX

JAERI-M 87-139

6. INTER-LINK Reactor 271

6 .1 Out l ine 271

6.2 Reactor con f igu ra t ion 271

6 . 2 . 1 Design c o n d i t i o n s 271

6 .2 .2 Reactor con f igu ra t ion 271

6.3 Conclusions 272

7 . NBI-R Reactor , 274

7.1 Out l ine 274

7.2 Design specifications 274 7.3 Reactor configuration 276 7.3.1 Selection of beam line ,..276 7.3.2 Beam injection port 277 7.3.3 Collecting plate 277

7.4 Performances of collecting plate 287 7.4.1 Thermal analysis 287 7.4.2 Erosion analysis < 289

7.5 Conclusions 297 8. Blanket test module 298 8.1 Objectives and design conditions 298 8.2 Test plan 301 8.3 Structure concept 305 8.4 Performances of test modules 312 8.5 Requirements from engineering tests 317 8.5.1 Duty cycle/burn time , 317 8.5.2 Sector test 334

8.6 Future works 343 8.6.1 Issues for blanket development 343 8.6.2 Aqueous self-cooled blanket using lithium salt 343

9. Comparison of candidate reactor configuration 350 Acknowledgements 355

X

JAERl -M 87 -139

6. INTER-LINK Reactor ••.••.•••••••••••.•••••.•••••••••••••••••• 271

6.1 Outl1ne ‘・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・‘.. . ... . .. .. .... 271

6.2 Reactor conf1gurat1on •••.•.••.••.•.•.•.•.•.•••••..•.•••.• 271

6.2.1 Design condit1ons ••••.•••••••••••••••.••••••••••••••• 271

6.2.2 Reactor conf1guration .............，..................271

6.3 Conclusions ................内....1.............. .. ......... 272

7. NBI圃 .RReactor ••••• • ••• • • •• • • ••• • •• :! • •• • • • • •• •• •• •• • ••• • • •• •• 274

7.1 OutI1ne ..................................................274

7.2 Des1gn specif1cations • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • . • • 1. 1. • • • • •• • •• 274

7.3 Reactor configuration • • • • • • • • •• • . . • • • • • • • •. • • • • • • • • • • • • •• 2:'6

7.3.1 Se1ection of beam 11ne ............................，..276

7.3.2 Beam 1nject1on port ••..••••••••••••••••••••.••••••••• 277

7.3.3 Co11ect1ng p1ate ..................................... 277

7.4 Performances of co11ect1ng p1ate .........................287

7.4.1 Thennal analysis • • • • • • • • • •• • • • • .• • • • • • • • • • • • • • • • • • • •• 287

7.4.2 Eros1on ana1ys1s ••• ••• ••••••••.••••••.•• ••••••••••••• 289

7.5 Conclusions • •• • • • • • • • • • • • • • • •• • • • • • • • • • • • • •• • • • • • • •• • • ••• 297

8. B1anket test modu1e • • • • • • • • • • • • •• • • • • • • • • •• • • • • •• • • •• •• • • ••• 298

8.1 Object1ves and des1gn cond1t1ons .........................298

8.2 Test plan •••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••• 301

8.3 Structure concept • • • • • • • • • a • • • •• • • • • • • • • • • •• • • • • • • •• •• • •• 305

8.4 Performances of test modu1es .............................312

8.5 Requ1rements frαn eng1neering tests • • • • ••••• •• • •• •• •• •• •• 317

8.5.1 Duty cyc1e/burn t1me .................................. 317

8.5.2 Sector test •••• •• •• •• •• • • •• •••• •••. •• •• •• • ••• • • •• •••• 334

8.6 Future works • • • • •• •• •• • • • • •• • • •• •• • . •• •• • • • • •• • • •• • • • • ••• 343

8.6.1 Issues for b1anket deve10pment .......................343

8.6.2 Aqueous se1f-coo1ed b1anket us1ng 11th1um sa1t .......343

9. C咽 parisonof candidate reactor configuration • • • • • • • • • • • •• •• 350

Acknow1edgements • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • • lt • • • • • • • • •• 355

x

JAERI-M 87-139

iswettCffliiift*gi*T*#wttWiis«»!it*a»>6T^8o

^ ^ f c ^ - r * 7 ° - > 3 v C f c S ^ o ^ f i & t L, 3-&©W£B8§&©JjSSfc:jEL:Ts|-7''i'3 yBi>6 D S - e o a s o B S f f g ^ - S i L r ^ S . ±IB«DJ:-5tttt«o»dl8âiSllOBaii i«oj;-5a

® ^£03*5 » -> 3 ^ £ L T , « t t f f l » *#» fc iEMl *< ! : 800&ga^£l$|gMKtt<D3j£

^^-^©Î^tABafP 59. 60^glCtT^n^FER©iait <fc:&|6l*ftfc< L"C^Sfc», ^ ScDiSftfi**Wfc(iHu^SJS0|S:lt0®g«e±(c*5 i f f * . 6l$ft t t t f®Sftt t i£*®da <t£*r? ££-?<&£„ IP-&, & S - I 3 U -v -> 3 v£tft#LoogB©/J>!Mfc*EI0 3;* h>?7

^*#«^«WlC5fea:-D-Ci'XrZ>3-KJCJ:Sl£ISHtt7'5^-r*—M SO^tiKfl-RtL fcffetlitffflifcaft&S*©* 7°-> a >- C~D ®£B«4*bie%|fc L 6 «W^JCJ>*»EUfc CBIfflliiMWltt (9) *»H©e o t^ fH^t^ teg-* , O p t i o n e e , ACS*P. ACD S*. M IN 1*5, INTER- LINK jp.NBI

-RîUff i ' t lTable I - 2 , 3IC^$tl5«IICJi(T©**W«ttm ;£:^f^'ri,-'5o © Option C : M M g l f t l t ^ ^ T ' i ' ^ C t t i © ACS (Advanced Option £ with Jingle-Null Divertor) : $cM$ftX¥t$<$iK£.Z>

Option COiS&tgft {i/v?A" *Ji" ?A><-9~i ® ACD (Advanced Option C_ with Double-Null Divertor) : 5fcii#JlÎS:f1"K<fc

•5 Option COjgttlM; ijr-fjfZJi" #4><-9) ® MINI.: » | | * ^ S l l » W 6 * ^ J / B y D t W K » L * i « W I ^ I ! B H - K J : * i « t t | | f t © INTER-LINK: ff'sa >C&mK>til<%'8.%$tm&?4^TF^JKfiiKmM. © NBI-R : option cK%4* vm.NBI K &zmm/mmmm

® Option C*3fc&LTtt*#ftfcrafo59, 6O*P0E&ff PER *&i;®*ffl

- 1 -

JAERI -M 87 -139

1 .概要

本報告書は昭和61年度FER設計・検討結果のうち「炉本体構造設計」について報告するもの

である。今年度FER設計結果については本報告書の他11::参考文献(1)-(26)に示す]AERI-Mレ

ポートで公刊されるので参照されたい。

昭和60年から 61年1<::かけて核融合会議は，次段階の核融合開発計画の見直しを行い，核融合

次期大型装置分科会1<::おいて次期大型装置の満すべき物理・工学ミッションなどが決定された。

原研ではとの結論を受げて具体的な次期装置設計を進めている。

分科会では具体的な装置仕様の目安としてTable)-1の4つのオプションについて検討を行

い表に示すオプション Cを最有力の候補とし，今後の研究開発の成果1<::応じてオプション Bから

Dまでの選択の幅を許容するとしている。上記のような仕様の次期大型装置の目標は次のような

使命を達成するととである。

① 炉心工学ミッションとして，燃焼制御を含めた自己点火と回O秒程度の長時間燃焼の達成

② 炉工学ミッションとして，トリチウム燃料サイク Jv，超電導コイル，遠隔保守.増殖テスト

モジュール等の開発・試験J'.-_. t_ L ___ ___ ""，"_..:1， 27)

分科会の結論は昭和59，60年度1<::行われた FERの設計と方向を同じくしているため，今年

度の設計は基本的1<::は前年度迄の設計の延長線上1<::あると言え.61年度設計の目的は広義の合理

化を行うととである。即ち，物理・工学ミッションを維持しつつ装置の小型化を図りコストパフ

ォーマンスの向上を目指すとと，又従来より懸案となっている設計上の問題点解決を図るととで

ある。

炉本体構造検討に先立つてシステムコードによる広範囲なプラズマサーベイ及びそれに付聞し

た概略物量評価を分科会提示のオプション C-Dの範囲を中心に実施し 6候補炉心を選定した

(詳細は参考文献 (9)を参照のととJ。

設計候補案は各々， Option C炉， ACS炉， ACD炉， MINI炉. INTER-LINK炉.NBI

-R炉と呼ばれTable1 -2，31<::示される様1<::以下の基本的な特徴を持っている。

① OptionC 次期大型装置検討分科会オプション C仕様

② ACS t.Advanced Option ♀ with ~ngle-Null Divertor) 先進的工学設計による

Opticn Cの高性能化(シングル・ヌル・ダイパータ)

③ ACD (Advanced Option ♀ with旦ouble-NullDivertor) 先進的工学設計によ

るOptionCの高性能化{ダブル・ヌル・ダイパータ〉

④ MINI.: 次期大型装置分科会オプションD仕様1<::対し先進的工学設計による高性能化

⑤ INTER-LlNK: オプションC仕様に対し常電導変流器コイルを TFコイル内1<::設置

⑥ NBI-R Option CI<::負イオン源 NBIによる加熱/電流駆動採用;l! 各候補炉1<::対する炉本体構造の今年度検討方針を以下の様1<::設定した。

① Option C炉1<::対しては基本的1<::昭和59.印年度設計FER概念の適用

- 1一

JAERI - M 87 - 139

® ACD*P, INTER-LINK'F(i|pIL;*7' ,->3 y C t t ^ f * « 3 « * ^ f S ^ f e H ; P ^ O * S ^ A C SilFlcR^Tfim*«î<Oi|siJ»r36^^*fl«I«jSlftl>f«IIJfiL«Uo

® MINI.*p«#f4£*7°->a yDttaiKffla-rSip-CiOlBJttfijtSH/MWfciias^fta:*

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Table I - 4IC^ffl^^lJ<h LT© Option C, ACS, MINI. RC/f l^S FER ffl±gSfMfcfll

- 2 -

JAERI -M 87 -139

② ACS炉11:対しては分科会標準案オプションCについて出来る丈合理化を図るため先進的アイ

デアの導入を図ると共11:整合設計を行う。

③

④

ACD炉. INTER-LINK炉は同じオプション C仕様でありながら簡易物量評価の結果AC

S炉11:較べて利点が無いとの判断から具体的構造検討は実施しない。

MINI.炉は分科会オプション D仕様11:相当する炉であり出来る丈装置小型化を図る炉概念を

指向する。

⑤ NBI-R炉は負イオン源NBIの炉構造へのインパクトを検討するという観点から接線入射イ

オンビームの可能性検討及びビーム受熱板構造11:対する部分的な構造検討を行う。尚，負イオ

ン源NBII1:最適な炉概念、の構築は行っておらず‘OptionC炉への適用を試みている。

第E編「炉本体構造」では，炉構造概念選択に係わる要因分析.各候補炉構造概念、及びプラン

ケット工学試験について記述している。構造概念，特性評価は各候補炉において特徴的な項目に

ついて重点的に検討を行った。既11:述べたように今年度FER設計の目標は物理・工学ミッション

を維持しつつ装置合理化を図る ζとである。炉本体構造の観点から実施した主な合理化項目を以

下i1:示す。

① 装置小型化に大きなインパクトを持つム値却ち TFコイループラズマ間距院の短縮: 具体

的11:はプラス'マ真空容器/内側遮蔽体 1体化，構造問ギャップ見直し，プラズマ設計見直しに

よる内側スクレイプオフ層の短縮，超電導コイル設計見直し(遮蔽基準の緩和〕による内側実

効遮蔽厚の縮少である。

② PFコイル最適配置による PFコイル・電源系の軽減 PFコイル設置位置の必要起磁力，

蓄積エネルギ11:与える影響は大である。しかしながら PFコイルの設置可能位置は現実には他

構造物との干渉，炉心構造物の分解移動用の空間確保のため設置禁止域が設げられており必ら

ずしも理想的位置に設置できない。今年度設計では PFコイル(特11:最外周コイル〕を出来る

丈，最適な位置に設置し得るように移動対象炉心構造物，修理交換方式の見直しをも含めた炉

本体構造の構築を行った。

③ 構造簡素化: 極力炉心構造物の簡素化を図るため，遮蔽容器の中に水を充填し構造材量の

低減，冷却水流路・ヘッダ構造の簡素化を図った“水タンク型遮蔽体"を倹討し ACS炉外側

可動遮蔽体11:適用した。

炉構造の観点からの重要な技術検討課題の 1っとしてディスラプション，遁走電子による第 1

壁の保護が挙げられる。保護機構として機械結合式アーマ・タイル及びガード・リミタの概念、を

検討した。機械結合式アーマは in-situでの交換方式を採用し MINI.炉に適用した。ガード・

リミタはアクティヴ冷却機構を持ち分解移動はプラズマ真空を破らずに行う方式とし ACS炉他

11:適用した。

Table 1 -411:候補炉例としての OptionC. ACS. MINI.及び昨年度 FERの主要設計仕様

t炉本体関連〕を示す。

炉本体構造概念、を表す代表的な図を以下に示す。

-2-

JAERI - M 87 - 139

Fig. I - 1 7 i?TJ\'t?ji> Kik^gl F i g . I - 2 Option CfcmWimm F i g . I - 3 ACS&mWiffim F i g . I - 4 ACS SUftBrfiH Fig. 1 - 5 ACS iFima&x&a Fig. I - 6 *?jfrflt£ttflE& C ACS) Fig. I - 7 imm>VMHk& (ACS) Fig. I - 8 # - K U 4*«gfc (ACS) F i g . I - 9 ^ 4 > « - * » « » » « & (ACS) Fig. I - 10 * f f l t t K # j ^ g t t t t & (ACS ) Fig. I - 11 MINI.*P$»rfflEI Fig. I - 12 MINI.i «tWrfflEl Fig. 1 -13 S 1 1 7 - v E t (MINI.) Fig. I - 14 7"7 *•=?$£{!;•> * ;MS:t; (MINI.) Fig. I - 15 In-s i tu % lgT-^S&ffifcfe (MINI.) Fig. I - 1 6 N B I - R ^ « [ ^ Fig. i - 1 7 $ & & ? £ » & « &

t*i6«*ijp«Dttik*«i*ia«Aofta*»6as'<««t. fEKas^fc*-5 K option c s ^ m ^ SFER i BffftfigTC&S iWK 1 HK tSMf £ L -CF*3#]Kt>*J:S|$3S 1 Sffigic A"- K 'J 5 * *

tf7f*i't:ij7'^©i«E^«si3A*o ACS*J»*f-KU 3 ? t t | l c J : e ) r t J | f f K t t M : + d t t *£S:*WL»S £©*«?*> &rt* <Rtf±«/TW) * ^ * I M W * * £ L * W « K # (R OV-T / « - 9, if- F 'J $ * ) ©&£gP«r*ftfc£ L 1zlp-e&Z0

CtlKi. t) PF 3 A »!8>mBlffl$,t)mt>i<0 P F ^ ^ © * * f f c £ | g g l Lfcip-C-i-So MINI.

KPB^L/dFT?**) in-situ T © T - v * 4 ; i > £ « £ ^ ? 8ffiWSJi3l;i:iiN-k©©PF =M

A C D ^ I i A C S s ^ ^ ^ - x i L , ^ ? * ^ / < - # 4 f U #P3JfcflE*:*:t < L f c g i r e

*fct tg |$l* '* hROUiffllJ* 7-f*d?V7°«: i^y"rV7X-7^^U'^7-^7«^»i ;TTff l ! lPa

INTER-LINK f^li OH = M ^ £ T F a -f ©r t f l J ICEB-tSt ilCjct), fip-&a<f A g £

OH =M * « a * f t l l l * # * L r « W i O H ="f A ^ f f f f l L t l ^ . #«&T?ttTF=M/MC*it

-rsjMMiirtiis oHa-f Moii*i4«ssft+»Ki*sniiM, OH => A >\>im.m\m

- 3 -

]AERI -M 87 -139

ラジ・アルビルド比較図

Option C炉縦断面図

ACS炉縦断面図

ACS炉横断面図

ACS炉初期組立て手順

炉心構造物概念 (ACS)

外側可動遮蔽体概念 (ACS)

ガードリミタ概念 (ACS)

ダイパータ分解移動概念 (ACS)

外側遮蔽体分解移動概念 (ACS)

MINI.炉縦断面図

MlNl.~炉横断面図

第1壁アーマ概念 (MINU

プラズマ安定化シェル概念 (MINIJ

In-situ 第1壁アーマ交換概念 (MINU

NBI-R炉概念

中性粒子受熱板概念

Fig.I -1

Fig.1 -2

Fig.1 -3

Fig.I -4

Fig.I -5

Fig.1 -6

Fig.1 -7

Fig.I -8

Fig.1 -9

Fig.1 -10

Fig.I -11

Fig.l -12

Fig.I -13

Fig.1 -14

Fig.I -15

Fig.1 _. 16

Fig.I -17

乙れら候補炉の特徴を炉構造概念の観点から述べると.既11:述べたようにOptionC炉は昨年

度FERとほぼ同概念、であるが第 1壁防護機構として内側及び上部第1壁領域11:ガードリミタを

設置している。分解移動対象とする炉心構造物はダイパ』タ，ガードリミタ及び内側/外側遮蔽

体であり，プラズ711:直接面する構造物は全て炉外への移動及び補修交換が可能であり信頼性及

びフレキシビリティの高い炉と言える。 ACS炉はガードリミタ設置により内側遮蔽体は十分な

健全性を有し得るとの判断から内側(及び上部/下部〉遮蔽体を移動対象外とし外側遮蔽体(及

びダイパータ，ガードリミタ〕のみを移動対象とした炉である。

乙れにより PFコイル設置可能域が拡がり PFコイル系の最適化を実現した炉である。 MINI.

炉は第 1壁全面11:機械結合式アーマタイルを設置し移動対象物をダイパータ及びアーマ・タイル

11:限定した炉であり in-situでのアーマタイル交換という技術的困難さは増すものの PFコイ

ル系最適化，装置小型化を更に進めた炉と言える。

ACD炉はACS炉をベースとし，ダフザルヌルダイパータを有し，非円形度を大きくした装置で

ある。ダイパータの排気は下側設置部についてのみ排気ダクトを接続して行ない.上側ダイパー

タ11:は排気ダクト及び上側クライオポンプを設砂ずプラズマスクレイプオフ眉を通じて下側排気

ダクトより行なう事としている。

INTER-LINK炉は OHコイルを TFコイルの内側11:配置するととにより，即ちコイル径を

大きくする乙とにより磁東を増大できるという利点を生かし，炉の小型化を指向した概念である。

OHコイル巻込み作業を考慮して常電導OHコイルを採用している。本棋念ではTFコイルに対

する遮蔽厚は内置き OHコイルの遮蔽寄与が有る為十分に確保されるが.OHコイル絶縁眉に対

する遮蔽厚確保の為ム値大となり大幅な炉小型化となっていない。

qd

JAERI-M 87-139

MaLfc*KNBI-R^ttjÂI*t-AKffit)S!lPlKB«A**»WK:*WLfco A*ff-

?zmmmmMt^r>u&.frt>miziizo x. I¥KIM!#-K mmm#-y-mz*i?z% Btt16fi*»0W- 5 £ -5 fl&4>& t— 4.tffflg]IMittt f - A At** - b ft fcttHT?£5 jfltR

^fflsscofig^xî * ->3 y-c^sii®^? y*ry \-x<¥tmit'?^xttX¥t*,mm, x^mmtmtmmmw&'ft-TmTX v*v*-*®w<ftmz'f7->tzo g^FER-eftm

^-MfcJtS Table 1-6 K^to

3#«&M*fgi£Lfc6FER^ffiiP/klctt^S^lt&Slfr9fCff•»TUS. &**KF&»e

* - v yx fcftft/dp-C*5 <h*8&*iJSr Lfco

BBfP 62 ffiFER t£I t i^T®S£mfcM£jS&3?5re*S 0

® ACS«5*^-JMc«»f»T'f ?TfcX*Wlci5R4L»*i!M»rSft8*>Ott«!SWK»fflL FER * A OSHftlflfcî a 5 <fc -5 te&mftiMlbZo

® FEROfi/rffl© iyi/a yJiljKcD&lcga;i£©x'-:? • ^-xO^BI^ÎC^LrfgUclc^f^L

© fiSR&DSHI«^Mbt8fc)6<DttH'

- 4 -

111Ill-

JAERI -M 87 -139

前述した様11:NBI-R炉は接線入射ビーム11:係わる炉構造概念、を部分的に検討した。入射ビー

ム角は遮蔽体構造，特11:内蔵しているプラズマ安定化シェル導体との干渉及びビーム貫通孔11:対

する遮蔽厚確保という観点から選定した。又，工学試験用ポート，計測系用ポート等に対する空

間的裕度を提供するという観点からビーム対向受熱板はビーム入射ポート内11:設置できる様11:配

慮した。

次期装置の重要な工学ミッションである増殖プランケット工学試験については工学試験計画.

工学試験11:必要な次期装置条件及びテストモジ A ールの設計検討を行った。現在FERで計画し

ている工学試験計画，運転スケジ品ールをTable1-5に，代表的なプランケット・テストモジ

ュール仕様をTable(-6に示す。

今年度検討対象とした6FER候補炉心11:対する総合比較を第9章で行っている。各候補炉心11:

対してコスト評価の為の重量，蓄積エネルギー等の諸量算出及び技術的リスクの予備検討を行った。

乙れらより次期大型装置分科会の示唆するオプションCの範囲内では， ACS炉が最もコストパフ

ォーマンス11:優れた炉であると総合判断した。

昭和62年度FER設計は以下の方針で検討を進める予定である。

ACS炉をベース11:斬新的アイデアも工学的に成立し得ると判断されるものは積極的11:採用し

FERをより魅力的な炉となるように合理化を進める。

② FERの所期のミッション達成の為11:現在のデータ・ベースの不確かさに対して柔軟に対応し

得る炉続念の構築。

③ コンポーネン卜の設計詳細化，詳細特性解析

次設計段階11:向げて基本仕様作成

重要R&D課題を具体化するための検討

①

④

⑤

-4-

;tlelF41rトhvil!:1io--ofトltibhLir-ztれ昏ト

SFKトLrfrfhtu

JAERI-M 87-139

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- 7一

JAERI -M 86-134

(昭年59.60年度)J

[27]

i

，

叫

:11:!ille--jJseptil--111

JAERI - M 87 - 139

Table I-l Examples of the NEXT STEP DEVICE Specification and Reactor Cores Plasma and Reactor Technology Mission

fsetures

operation aode

burn I n duration (9)

anerty aultlpullcatlon n i l

inductive current reap-up

1000

non- Inductive Induetyve current current nap-up

3000

Q>20

raap-up

100

Q>20

i»n-iaduclyve' currant raep-up

2000

non- Inductyve current raap-up

800

O>20

non- Inductyve current nap-up

100

Q>20

ailor paraaoter*

OH coil flux SHini (V-s)

•a]or/aI nor radius (a)

plasaa current (HA)

axial aametic field (I)

plasaa shape

heatim • current drive ponr (NH)

nuclear fusion output (MO

neutron wall loadlni (l*W)

toul Heliht (I)

150

S.6 / 1.3

8.2

5.4

oval (1.7)

55

610

1.2

23.000

100

5.3 / 1.3

8.4

5.1

oval (1.7)

50

550

1.15

21.000

50

4.9/1.3

8.7

+.7

oval (1.7)

45

460

1.0

19.000

IS

4.5 / 1.36

9.2

4.1

oval (1.7)

45

370

0.88

17.000 reactor core plasaa aliilon

(1) self imltlon

® or particle behavierWiel)

© <* particle healini (015)

<S> burnini control (0220)

(2) lont pulse burnlni

© or particle heatlnitlfew s)

<t thereat Instability control <%10s)

• ® ash exhaust (1100s)

ID current diffusion control (100~1000s)

O O O

O O

O o

o o o

o o

o o

o o o

o o

o X

o o o

o o o

o o

o o

o o

o o

o o o

o o

o X

8 -

JAE則一 M 87 -139

Examples of the NEXT STEP DEV1CE Spec1f1cat1on and Reactor Cores Plasma and Reactor Technology M1ss1on

Table 1-1

D

刷同・Inducl，~・

curr・nlralp，up

non. Ind凹"... curr・nlr..p.up

I C

_. I.d回".・6・rr・nlr・・p.・p

A T B

1 nduc IIY・1 帥明・ Ilnd回 11.・側 rr・nl h，ducl，~・I curr・.，m・p・u，I curren 1 I r.岬・岬

1・・I.r・s。問問11師同d・

100 航路制

"

Q

1ω 鈎ω10ω b.r.1同創刊11・.(0)

-同rn・.111削 ilc・11相同t・。>20。え初Q>20

県担r....rl旦鍾r."

15 鈎1ω 150 側同11/1叫制i町 0・.)

4.5/1.36 4.9 11.3 5.3/1.3 5.6/1.3 国 10r/.I..rradl凶 ω9.2 8.7 8.4 8.2 pl・S回 c.rrenl(川】

u '.7 5.1 5.4 ..111圃 .nellcfleld (T)

0.11 (1.7) 。v・I(1.7) 0.11 (1.7) 。v・1(1.η pl・S固 shl同

4S 45 初55 h..lln.・巴.rr・nldrlv・_r(1附

幻0460 錯。610 附 I..rr.sl個師Ip.1(附

0.88 1.0 1.15

21.聞

1.2 ..ulroo同 1110ldl n. <111/.勺

17.0∞ 19.0ω

問寸js

10111帽 I.hl(1)

ruclor cor・.el.!!帥・1111同

u】ulf11.1110. 。。。。。。(i) .. parlicle behl・1・r(O孟1) 。。。。。。(2) ..帥rllcllhuU.. (Oor51 。。。。。。@加r.ln.c同 Irol(0孟20)

(2)1師 Z開1stb切開10. 。。。。。。(i) ..回rllcl・"'"lIn.(孟『個.) 。

。

- 8一

x

。。。

。。。

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。。

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。。

(2) lher圃 1bsllbllU，白川ro1{孟10・}

蜘

MMV

刷

闘

u

-

-

b

H

@

@

11jiltillit--fret

ぃtIlhトllfir-KLLffLILUKE

JAERI - M 87 - 139

Table 1-2 Major Plasma Parameters of FER Options

~" v \Type Option c ACS ACD Mini. Inter-link NBI-R « r - ; U ) « r - X 2 ) ( > - X 3 ) <*--x4) « r - * 5 ) (T- * 6 )

R(ra) 4.92 4.42 4.02 3.84 4.74

a(m) 1.32 1.25 0.95 1.02 1.67

A 3.7 3.54 4.24 3.76 2.84

K 1.7 1.7 2.0 2.0 1.7

6 0.2 0.2 0.35 0.2: 0.2 Opt ion C

B T(T) 4.68 4.61 5.07 4.58 3.08 ( * - * 1 )

Ip(MA) 8.69 8.74 7.96 8.37 10.6 4Mt>

T(keV) 12.0 12.0 12.0 12.0 12.0

BTW 4.94 5.31 5.79 6.28 7.22

BOT(S) 4.02 4.31 4.70 5.10 5.87

n e ( ra* ! ) 1.09x10" 1.14 1.50 1.33 0.69

n i (m- 3 ) 0.98x10" 1.03 1.35 1.19 0.62

% '2.6 2.6 2.6 2.6 2.6

<il 1.98 1.92 2.13 1.97 1.76

Pf(MW) 459 406 435 375 286

Pw(MW/m2) 1.03 1.07 1.47 1.23 0.53

null Single Single Double Single Single

elongation K=1.7 ie-1.7 K*2.0 K-2/0 K-1.7

Magnet I M I M I M I M I level 1

5 a B T l-Hc*(l+262) "I-TT7 \

I. ' 0.824

Table 1-3 FER Comparative Design Study (FY 1986)

Case m a

(a m tt tt S * M 7G « * Case

m a (a m tt tt R (m) a (m) c f4><-9 #OH(V.S> « *

1 m m m (Option C)

w szm&TE<pm.x<p&n*:S!m* 4.9 1.3 1.7 SND 50 '8S tfS. FER Reference Bi t

2 KttlftpSl (ACS) m<pmmmi(mix*mmiu 44 1.2 1.7 SND 50 6*<t<a*&*

3 mmma (ACD)

Ca«2 i f f l £ * T * * n « 0 E 7 , 5 * 4.0 0.8 2J0 DND 50 m ±

4 'jv a *p (MINI )

'B6 * « R S * 7 * » v D *• * - 7 a7 1.0 2.0 SND 15 • ? 0 3 2 K S-TX.jp

5 INTER LINK* (ILINK)

t « * O H 3 - l » - S » / I I U TF=M 47 1.7 1.7 SND 50 MSSotttt

6 NBI UP CNBIR)

* « • * . * J » D * i L T N B I S « 49 1.3 1.7 SND 50 * » # © Alternative

- 9 -

JAERI -M 87 -139

Table 1-2 Major Plasma Parameters of FER Options

¥ぐ!!( Option C ACS ACD Mini. Inter圃 link NBI-R {ケース I) {ケース 2)1(ケース 3>1 (ケス .0 {ケス 5) (ケス 6)

R(m) 4.92 4.42 4.02 3.84 4.74

a(m) 1.32 1.25 0.95 1.02 1.67

A 3.7 3.54 4.24 3.76 2.84

同 1.7 1.7 2.0 2.0 1.7

占 0.2 0.2 0.35 0.2 0.2 OptlonC

BT(T) 4.68 4.61 5.07 4.58 3.08 (ケース1)

Ip(MA) 8.69 8.74 7.96 8..37. 10.6 e;閉じ

T(keV) 12.0 12.0 12.0 12.0 12.0

BT(%) 4.94 5.31 5.79 6.28 7.22

BOT(%) 4.02 4.31 4.70 5.10 5.87

ne(m・3) 1.09><1020 1.14 1.50 1.33 0.69

ni(m・3) 0.98><1020 1.03 1.35 1.19 0.62

q申 2.6 2.6 2.6 2.6 2.6

ql 1.98 1.92 2.13 1.97 1.76

Pf(MW) 459 406 435 375 286

Pw(剛 1m2) 1.03 1.07 1.47 1.23 0.53

nul1 Single Single Double Single Single

elongation 同=1.7 1(-1. 7 1(-2.0 1(-2"0 1(-1. 7

阿agnet HI トII HI ト"1 evel

q M T出勾坐立1 "'np一ーγ一

au守内，』。0

• nu g -

-zN

Table 1-3 FER Comparative Design Study (FY 1986)

111$Libi--}llLi，FEZ-tfjF

型式特徹

益本館 :11: • 考C.e 6・跡』 R (m) a (m) ダィ，ぜ-， φ副作.S)c

鍵噂炉旬年度段定炉型式中次期大量破置4.9 1.3 1.7 SNO 国

'85年度見RRerear田(C刷。nC) 検討分科会で示喰寄れたもの. 段針

2 高性能炉51

規111炉の.能吾保持した合理化股肘. 4.4 1.2 1.7 SND 初合.(tCD:取込み仏CS】

s 高性借倒01 Caoe2と問主旨で高鼻円形度プラズ

4.0 o.v 2.0 DNO 関同上

(ACO) ?とダブルヌルダイパ-，-方式の探周. 高 c.DND方式@倹肘

4 小型炉 '舗年度段定オプシ.:.00グループ l7 1.0 2.0 SNO 15 パラメ~，スF デ4-・E(MINI) からの先週的遺恨聞でのヨストミ品マ~炉

5 1 NTER L INKIP 常電噂OH:>イ'"を揖用1-.TF:>.j

4.7 1.7 1.7 SNO 50 鏑交II<D則す(l LINK) ルと鏑交寄せた方式.

6 NBI 炉電施・・.追加軍国臨としてNBI撮周 u 1.3 1.7 SND 田 ....伊CDAltel1lati哩(NBIR) を指向Lた方式

-9-

http://S-TX.jp

Table 1-4 Key Features of Reactor Structure Concept

S 6 0 F E R O p t i o n C A C S M I N I

7 " 7 X ^ £ ¥ i I / I i | ¥ & ( m ) 5.2 / 1.12 4.9 / 1.32 4.4 / 1.25 3.8 / 1.0

7*7X-7f«n« 1.5 1.7 1.7 2.0

$S«&tb# ( MW ) 297 459 406 375

¥-t%4>&?mnm (Mw/m* > 0.68 1.03 1.0 7 1.23

tp&fyjisx.vx (MW«Y/m2) 0.3 0.3 0.3 0.3

* m « n (#> 2000 800 800 100

wmm •>V$'Jl" Z.JI/- *f<{j<—9 •>y$Oi" jot/* y4'<-9 i/y^'ju - yu\> • ?4/<—9 i/y^f)U' %i\,' V4'<-9

% i e Bare S S - F W mm.1) i^i>rss-Fw mm') i * t t S S - F W «M**gST-7 t fSS-FW

* K # ( * « ) S S / H a O 1#W. SS/H2O l f * S ( S S / H z O + T k ; ? ^ ) ^ * ^ ! ( S S / H z O + T K ^ m S S !

#»8**p<6iiift«i ?-{><-9 #4 ' « - ? 9"4 '<- 9 9" A '<- 9

&fift(rtfll. KM) S&S9 S * ( * £ # £ * ) mm^) iv (Jts?#3si)

« $ S 8 £ ? T - - 7 ( | | £ # 3 C ® )

1 1 ^ 7 ^ ^ b T X \- • * 5? i - ^ f ^ h • * 5? 3. — A* •fT. Y ' *:*Ja.-JU •T7.Y ' t - ? i - > b

T F ^ - f * - ^ XiW&M.£M 1.32 1.30 1.13 1.06

(ElfcKKW) ( 0.80 ) ( 0.80 ) ( 0.75 ) ( 0.70 )

*P*(*ffiffi (Bfe. a-f/i*)(10 3 ton] 14.7 13.9 9.4 7.0

--可同一F【 rーで六戸一一ー噌戸-=---.-，-;:--，-一ー一_~ 'r作 -.，一-.".-.-

』〉何百

lgsl-ω由

Key Features of Reactor Structure Concept

S60FER Option C ACS M I N I

プラズマ主半径/副半径{同 5.2 / 1.12 4.9 / 1.32 4.4 / 1.25 3.8 / 1.0

プラズマ締円度 1.5 1.7 1.7 2.t)

核融合出力 (MW) 297 459 406 375

平均中性子壁負荷 (MW/m2) 0.68 1.03 1.07 1.23

中性子フルエンス (MI{・Y/mZ) 0.3 0.3 0.3 0.3

織燐時間(秒〉 2000 800 800 100

不純物制御シYグJv・ヌJレ・ダイ J-:ータシングル・ヌル・ダイパータシングル・ヌル・ダイバータシングル・ヌル・ダイパータ

第 1 壁 Bare SS-FW 防護リミタ付SS-FW 防護リミタ付SS-FW 機擁結合アー7付SS-FWI

遮甑体(外側〉 SS/HzO 1 体型 SS/HzO 1体型 (SS/HzO+水タンク)1体型 (SS/H20+水タンク〉分離型

分解移動炉心構造物ダイパータダイパータダイパータダイパータ

遮厳体(内側，外側) 選蔽体(内側.外側〉遮蔽体(外側〉機械結合アー"7(真空中交換〉

防護リミタ(真空中交袋〉防護リミタ(真空中交換〉

地殖プランケットテスト・モジュールテスト・モジュールテスト・モジュールテスト・モジュール

TFコイループラズ7間距鍵dIml 1.32 1.30 1.13 1.06

(正味遮蔽厚) ( 0.80 ) ( 0.80 ) ( 0.75 ) ( 0.70 )

伊本体重量(除.コイル系)(103ton 14.7 13.9 9.4 7.0

Table 1-4

ドーQ

Table 1-5 Test Schedule in FER

1 Y e a r s o f O p e r a t i o n

3 4 5 6 7 8 10 Stage I Stage II Stage m

Neutronics Tests Tritiui Recovery Tests Screening (short period) Irradiation effect on breeder properties (long period)

Blanket Demonstration Tests

Material Irradiation Tests

H/P(5000shots) .D/TdOOQshots), ~0.01MW«y/«2

D/T (800sec X 12000shots) -0.3MW»y/a

Physics Test

[Port NO.] #1,2,3,4 T/E-l

#1.2.3.4 T/E-2

#4 T/E-2

#1.2.3 T/M

#5.8 T/E-3

> a

Number of Test Port Test Ele»ent-1 : 2/port Test Element-2 : 4/port Test Element-3 : 4/port

Test Module Test Sector

1/port TBD

司同句山電予~，.，，"，..，日一一句--→目白

』〉何百

l玄∞叶l

】

ω由

Test Schedule in FER

Years of Operation 1 2 3 4 E B 7 8 9 10

Stage I Stage 11 Stage E

II/P(5000shots) DIT(IOOOshots) DIT (8日OsecX 12000shots) -0.01削・y/a2 --0.3酬 .y/a2

PhySics_Test

[P#or1 t H0.1 Neutronies Tests 2.3.4

TIE-l

Tritlua Recovery Tests

Scr~ening (short period) #1.2.3.4 TlE-2

lrradiation effect on breeder #4 properties (long period) T/E-2

並1&lBlanket Peaonstration Tests t

T/M

Material Irradiation Tests #5.6 T/E・3

一

Table 1司 5

ーロl

lIport Test Module 21port Test Elc.ent・1B Nuaber of Test Port

TBD Test Sector 4/port

4/port

Tcst Eleaent・2

Test Ele.ent-3

Table 1-6 Main Specifications of Candidate Blanket Test Modules (Examples)

rui near-i. erw main i lie -> • f rur iuiiy-Len ii iitdbimie

Low Temperature T/M High Temperature T/M Very High Temperature T/M Water-cooled He-cooled water-cooled Li self-cooled He-cooled Li self-cooled

Breeder material L i 2 0 pebble L i 2 0 pebble L i 2 0 pebble Liquid Li L i 2 0 pebble Liquid Li (LiAL0 2 JLiNSiO.,) (LiAlOa.LUSiO,,) (LiA10 2 ,Li\SiOO (LiA102,Li.,Si0.,)

Coolant H20 He H20 Li He Li Temp.(Inlet/0utlet)°C 50/90 100/160 280/320 250/330 640/700 450/530 Pressure MPs 1.0 4.0 15 1.0 9 1.0 &

Structural material 316 SS PCA PCA PCA Mo al loy V al loy S i

Max. Temp. °C 300 500 500 500 900 750 s 00

Neutron mul t ip l ier Be pebble Be pebble Be pebble - Be pebble 1

homogeneously mixed with breeder pebbles




CO to

T recovery continuously by He purge gas

discontinuously by He purge gas during reactor shutdown, heat-up using coolant He.

continuously by He purge gas

continuously by Li coolant

continuously by He purge gas

continuously by Li coolant

~..-.~. ，-マー叩，.，...:::..... -~'""':..→μ 一戸アー，-，-..........，-一ー一一一一γ_.ー司 -- 十一一 →、田.._..----~- - ←

』〉切包

l

乞ヨlH臼申

Main Specifications of Candidate Blanket Test Modules (Examples)

For near-tenn machine For long-term machine

Low Temperature T/M Hi9h Temperature T/M Very High 1emperature 11M Water-cooled He-cooled water-cooled Li se1f・cooled He-cooled Li self-cooled

sreeder ma teri a 1 Li 20 pebble Li 20 pebb1e li20 pebb1e Liquid Li Li 20 pebble Liquid Li

(LiAL02，L hSiO..) (LiA102 ， LI~SiO~) (liA10i>Li匂5iO匂) (LiA102.L i ..SiO..)

ICoolant H20 He H20 Li He Li

Te叩.(Inlet/Out1et)・c 50/90 100/160 280/320 250/330 64Q!700 450/530

Pressure MPa 1.0 4.0 15 1.0 9 1.0

5tructura¥ material 316 55 PCA PCA PCA 恥 a¥1oy V a110y

Max. T酬 p. ac 300 500 500 500 900 750

Neutron mult1p1ier se pebb1e se pebble se pebble . Be pebble

homgd eneousIy homogeneous 1 Y homgd eneous1y homogeneous1y mixed with mixed with mixed with mixed with breeder pebb1es breeder pebbles breeder pebb1es breeder pebbles

T recovery continuous1y by di sconti nuous 1y continuously b，Y. continuous1y by continuously by continuously by He purge gas by He purge gas He purge gas Li coo1ant He purge gas Li coo1ant

during reactor shutdown.heat-up using coo1ant 陶.

Table工-6

1MMl

JAERI-M 87-139 o E in _o

a.

0.93S | I.5SS | 2.397 | 3.S 1.206 2.025 | 3.3

2 4 8 2

4.92 7.94 9.479 9.IS 10.319

Option C

o E

4.417 5.66S

2.223

ACS

8.656 9.95 9.333

L . U U . J C

0.05 I 0.015 003 a. i

i 0.1721 1.4(1 J2.I37 |3.0C7 4.015 4913

I.I 11 1.144 | 2.917 | 2.222 »•<>«

ACD

C.CI3 7.351 J , ;

'.19 .233

Q.CQ I— C 0.049 0.015

—

a.

I 0596 0J04| 1.IJ7 11171 1357 4357

1.199 2.917 I 4.937

MINI

5.957 7.094 J 7.772 7.391

Q.

I

I

n. l7!

,;i3.3- ,3Vi<8" 4.74 I

1 .206

6-n 08 8 . 0 5 8 9.2B1 1 0 . 1 2 2

9 .636

INTER-LINK Fig. I-l FER Radial Build

- 1 3 -

司一世一

zω

JAERI -M 87 -139

国巨肺回一色

υ、-L」

F

一日付J

U

、L」FU回

υ、-Lnh

Option C

国

E8E

』

OE』4

2国一

aωυ、-L」F

司一世一

zωυ、-

LLFυ白

υ、FLnh

ACS

22aω

-ggE

ACD

里民↑e-L

ω、Jh』-H-

由一

a的

司

-aa目ω、.

h』u

a

u、i

hL

」出L

-g世田

-L

ω、h

hし戸

三国2目53 ミし止

ω、ー也』

も3cg

INTER-LINK Fig. 1-1 FER Radial Build

-13-

* 23500

Fig. 1-2 Elevation View of FER (Option C)

』〉回目出

l

玄ミlHω由

l一一一一一"一一一『ーょ，

ーー品

Elevation View of FER (Option C) Fig~ 1-2

JAERI-M 87-139

2 ^ - f J*"*? y h

+•&**

$ ^ A - *

£*#W

P F 3 - f ; U

*r-H'.u*- ffla^—;n*

y^Xvtftil 3 4 ;u

fpTMft£/-;UK

Fig. 1-3 Elevation View of ACS

- 1 5 -

JAERI -M 87 -139

クライオスタット

タ

)二主ク

パ一ル一ン

イ一=タ

ダ一之水

¥¥京7

hFダクト1iii/j//

ダイパータ

支持脚

Elevation View of ACS

-15-

Fig. 1-3

ti!trii--}jTいいE貯'riIt--?F町、トト111LrT4urtt争ιht邑aι

，B

wu".-ni. i j'.l.,"Uf,'IWr.w.r?gw-:

I

Fig. 1-4 Plane View of ACS

一一一♂一一一一一--...._-戸ーー一一一ぺ目白石・- 白川，-.，日"""，.~宵哲司喝守:7":':~ぞ士で士T..;~何?マで可で滞'7'"':"o:;-:;:r:"ー~門戸..，....._~寸，.-"--ヲマァ一円?吟「早川，.~..，-~-.".....---.-~ γ 博品。勺- -'-~吋--.，，--，:-一ー←一ーーかーで一喝 ~." -.百円白?ー一一 CCC、一一一ーーーヶ「一旬、三

/

』〉回目白

1

玄ヨiHS

.... o

Plane Vlew of ACS Flg. 1-4

JAERI-M 87-139

u o u o id

&

3 0) u % 01 o o u

a o T ) 4J O s >-l u 01 a o u

60 • H

17

HOSB凶

84同

02880HA阿国

02SEES宮古百H

]AERI -M 87 -139

mlH・凶J

明白

，，唱且

£/—)l K

*I3his—Jl\i

# — K U 5 ^ _

I 2 00

I

y>f/\*-^

Fig. 1-6 Overall Configuration of ACS Reactor Components

~I'曾R汗官?可ーウずつ-rマ..一円一ーで-;-:-:0-"ー吋事一】~宍V十干Rーで七一?ーマーサー『←宇

』〉伺包

l玄

白

叶

l-ω由

シールド

@

ドー。。

ダイパータ

Overal1 Configuration of ACS Reactor Components Fig. 1-6

m-m .susmm

tB—g#£q*^-yy-

T -feX YT

RF:0 h

?4'<-9mhn

> m ES I S

Fig. 1-7 Structural Concept of Outboard Movable Shield (ACS)

』〉問自

l玄

雪l-u申

RFダクト

仕切り板

sus遮蔽体

/

同市

ド.. 叫D

ダイパータ挿入孔

Structural Concept of Outboard Movable Shield (ACS) Fig. 1-7

JAERI - M 87 - 139

Graphite Tile

Fig. 1-8 Schematic View of Guard Limiter

20-

]AERI -M 87 -139

P/U

Substrate

First Wall

Shie/d

Schematic View of Guard Limiter

-20-

Fig. 1田 8

tif--251tiLsri-911、t.，sv卜t;;トTじILLaFhliトvb!?LrトドLuha

ACCESS DOOn

SHUTTER

SECTION A

E8MALINS11LAT.IQILB0X

-SIMIER^

__QQO!L

TRAVERSE CAR ^

SECTION B

Fig. 1-9 Divertor Transfer System (ACS)

a

TELESCOPIC JACK

』〉何百

I・ζS1-ω由

司?ザ「ー田町一『ー→ーョ均一・~..~~-ー←』← 一一一一一一一、一一「ー- --円ー←一~

~ 炉・a

~ECTION 8

Divertor Transfer System (ACS) Fig. 1-9

nsno. 1 Movable Shield

i Shutter

9flf)0

Container

Shield Plug

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Shield Plug

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Fig. 1-10 Outboard Shield Transfer System (ACS)

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Container

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JAERI-M 87-139

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Fig. 1-11 Elevation View of M1N1

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JAERI-M 87-139

Fig. 1-12 Plane View of MINI

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JAERI由 M 87-139

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Fig. 1-12 Plane View of M1N1

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JAERI - M 87-139

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Fig. 1-13 Mechanically Attached Armor of MINI

25

JAERI -M 87 -139

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Grophite

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Mechanically Attached Armor of MINI Fig. I-13

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JAERI - M 87 - 139

.ELECTIRICAL INSULATION SHELL

Fig. 1-14 Passive Shell Concept of MINI

- 2 6 -

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Fig. 1四 14

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JAERI-M 87-139

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NBI-Rj^Ko^TJ* . Option C^PJCNBI * * A L f c W £ © ( F i & 1 » * R o ^ T f c t t * f r ti^iztztb, SKJRlcJ:S^MJUEiMftNttfftt->Tl.^ii\> *A: INTER-LINK^ « * * W tt^hiftlt © # * # £ Option C:££I^L:£U 4 > # - K«jOTF= 4 ^4j«IR ( X S 8 S & «r) ©Mic»W|[oOH3>f^*IlBf*«* ,r*0, NBl-Ri[5HlicJItRJKl!:«fcS!(P*jfe«

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- 3 0 -

JAERI -M 87 -139

II. 炉本体構造

1. 候補炉心構造の選択

1.1 概要

本年度の検討は，炉設計の基本条件として与えられるプラズマの非円形度.シングルヌルダイ

パータ (SND) ・ダブルヌルダイパータ (DND)等をパラメータとして炉心構造を設定し，経済

性評価より候補炉心を選択する方向で作業が進められた。

本項では，各基本条件から生ずる構造上. システム上の制約条件を整理し.各基本条件を組合

せたケ』スに採用しうる炉構造を摘出し，各基本条件に適合する炉構造概念を設定するととを目

的として検討を行なった。

炉構造概念、選択の手法としては，上記各基本条件等から生ずる炉構造設計上の制約条件をフロ

ー図的な選択肢に組込むととにより検討を実施した。特lと候補炉心として選択された， Option

C炉， ACS炉 ACD炉， MINI炉については，経済性評価へのデータ提供を行なうため，選択肢

のフローから具体的に炉構造梅念を設定した。

NBI-R炉については， Option C炉11::NBIを導入した場合の炉心構造について検討を行

なったため，選択肢による炉構造慨念検討は行なっていなb、また INTER-LINK炉は基本的

な炉心設計の考え方をOptionC炉と同じとし.インボード側のTFコイルと遮蔽(真空容器含

む〉の間lと常電導のOHコイルを配置する続念であり， NBI-Rと同様に選択肢による炉構造慨

念検討を行なっていない。

1.2 検討条件

1. 2.1 基本条件

プラズマ設計の基本条件として以下に示す項目がある。

① プラズマ非円形度

本年度の候補炉心選択のパラメータサーベイは，プラズマ非円形度 K~2.0 の高非円形度と

K~ 1.7で実施した。

② SNDとDND

SND シングJレヌJレダイ Jぜータ

DND; ダプルヌルダイパータ

③ A値

インボード側のTFコイル導体面よりプラズマ境界面までの距艇をム値と称しており.次項

ラジアルピルドIC詳細を記蛾する杭 OptionC炉で'd，=1.3∞mm， ACS炉でム=1.130mm，

ACD炉でム=1.000 mm， MINI炉で6=1，師Omm，INTER-LINK炉で6=l，587mmとし

-30ー

JAERI - M 87 - 139

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® 7 - ^ £ > L < itif- K'J 5 * 30mm © * ? U"f 7°;*-7Si i/yfjuzfr 200mm

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®H3B«lK- 'g iHi l iW4 r +»7 F *25nin. 5 ' * H7°*7«£300mm<fc L T H * . H$&««iJ£3tt, *Kff i f iO«»J ;5JSlTKwri l4Lfc . ® O p t i o n e e

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- 3 1 -

'

JAE悶-M 87 -139

ている。

前記のプラズマ設計の基本条件に加えて，以下11:示す構造上，システム構成上の条件を候補炉

心構造選択の検討に加えた。尚以下の項目の詳細は次項以降に記載する。

① パーテイカルピルド

垂直方向の空間および炉心構造物厚さの距離を '86FERの経験より定め，各候補炉心構造検

討のベースとした。

② プラズマ上下位置制御の可否

③ PFコイル配置条件(経済性を考慮した PFコイル配置.

外側PFコイルの設置場所}

特iと高非円形プラズ?に対する

もしくはガードリミタ}

パーテイカルアクセス

外側PFコイル移動概念

第 1壁保護構造概念(アーマ In--sith交換，

可動遮蔽の範囲

④

⑤

⑥

⑦

1. 2.2

各候補炉心のラジアルピルドの基本的な考え方を示す。インボードのTFコイループラズマ間

距離〈ム値〉を縮小するととがプラズ?のコンパクト化，延いては装置の小型化11:繋がり，合理

化検討へのインパクトとしては非常に大きい効果を生ずる。前年.度FER設計思想をできる丈踏襲

したOptionC炉を除いて，各部の基本寸法を工学的IZ::可能な限り縮小し，以下IZ::示す値を採用

するととを指向している。

TFコイルヘリウムキャン… H ・H ・100mm

ラジアJレピJレド

Omm (構造一体化〉

Omm (構造一体化}

但し対地絶縁層を含み遮蔽実効厚さは80mn

断熱シールド層...・H ・......・H ・...… 85mm

真空容器ベローズ都ボイド・H ・H ・..45mm

真空容器ー固定遮蔽間ギャップ…

固定遮蔽ー可動遮蔽間ギャップ…

アーマもしくはガードリミタ…… 30IJ町1

スクレイプオフ層シングルヌルH ・H ・2佃 mm

①

②

③

④

⑤

⑥

⑦

ダブルヌル

Option C炉については.前年度FER設計思想、をできるだ砂踏襲するものとしており，前記

⑤固定遮蔽ー可動遮蔽間ギャ・yプを 25mn，，)・クレイプオフ届を 300nmとしている。

実効遮蔽厚さは，遮蔽性能の倹討より以下11:示す値とした。

① Option C炉

実効厚さは回Ommであり，前年度 FER並みの遮蔽性能を有する。

② ACS， ACD炉

…… l00mm

フルーエンス (O.3MWY/m:勺および冷凍負荷を考慮し， 'S5FERより TFコイル11:対する

遮蔽条件を若干緩めるととで，実効厚さを 7回 mmlと設定した。

MINI炉

'A

qd

③

JAERI-M 87-139

Burn Time & 100 sec i f a - f ^ 7 T ? ? #ffil'» C £, *J<fc tMpjkO^lift: 3 y ^ ? h

52€£ti&-f£<:££itifi§<!:LT, H2&J¥£700mmlc!8!HL;fco ® INTER-LINK^

?f?S2*OH ^ A Ji/CD|gfMt<aft:fclRJKfjlBC0$JPg<fc 0, OH a <f ^It** L T 700 mm ©H«J IpS ;£t£;gljto Lfc«*-*TTF="f.'HC*fL-CB, TF a 4 ;u©FW£Sn;l.£i 760mm O

JJ(±©£8|3m JSMESgiSMi §**<!: »«<!:, AttttOptionC*31.300 mm. ACS** 1.130 mm, AC Dilp 1.030 mm, MINI*3 t.060mm, INTER-LINKiF 1.587mm£tt^>fco Fig. 1. 2. 2 - 1 K&frfoOy i?T»t'j\, YZTfito AfitJJW©? 5?7.»i>K> K«, PF a -f )\> (OH=i •< ^ ) . / < , + y f > i ] ^ , TVYX-Yxt V47*?m, TV h--K-KJliR*Jj;0'TF3^

OH a-OH*, 7"7X'v|C!^fj:{S^iOH3-f^©iait*f*<fc»3*tobtl, Fig.1 .2 .2-1

'*<?**?» ') v^ ' t tTF => -< ^^C.^S^f lCie®ttWS«ai»-f S C i * # * L T , Option C^-eSOOmm, ACS-ACD :!?-£• 230mm, MINI*FT? 220mmi L T ^ 5 „

TO h # - K f f l x * H ftVM\t, *85FER-C!«150mm i L T ^ f c ^ , *taifeii7"vyC •?&fU0 100 mm <t Lfco T * h *f- K > 8 i i E « £ ^ i K - # 3 t e f f l £ L T ^ S Option C.ACS, ACD^li 1.550mm £ L, 4#«K.»fiS*iB!5E Lrt.^5MINIMI* 1.000mm i L T ^ S 0

T F a -f ;Hi h o f $Onj y TVi-^&t&Sffiaas&Jb&ft, OptionC, ACS , ACD^liU y 7\>m*0.75 8,!:L. MINHPte'J . y 7 ° ; W I £ l . 2 # £ l T . Fig.1.2.2 - 1 le^-fifcillCEH Lte,

- 3 2 -

JAERI -M 87 -139

Burn Timeが1∞ secとデ品ーティファクタが低いとと，および炉心の大幅なコンパクト

化を図るため，超電導コイルの基本性能を損わない範囲で実効厚を大幅に縮小し.

設備を地強する ζとを前提として，実効厚を 700mml1:設置した。

④ INTER-LINK炉

その分冷凍

常電導OHコイルの絶縁材の最大吸収線量の制限より， OHコイル11:対して 700mmの実効

厚さを設定しおしたがってTFコイル11:対しては， TFコイルの内枠を加えると 760mmの

実効厚さが確保されている。

以上の各部寸法.遮蔽実効厚さをまとめると，ム値はOptionC炉1.300mm， ACS炉1.130

mm，ACD炉1.030mm， MINI炉1.060mm， INTER-LINK炉1.587mmとなった。 Fig.1.

2.2-1 11:各炉心のラジアルピルドを示す。ム値以外のラジアルピルドは， PFコイル<OHコイ

ル)，パッキングシリンダ.アウトボードスクレイプオフ層，アウトボード遮蔽およびTFコイ

ルより構成されている。

OHコイルは，プラズマ11:必要な磁束と OHコイルの設計条件より求められ， Fig.l. 2. 2 -1

に示すラジアルビ)レドとなっている。

パッキングシリンダはTFコイル向心力支持11:必要な厚さを確保するζ とを考慮して，匂tion

C炉で3DOmm，ACS・ACD炉で230mm，MINI炉で220mmとしている。

アウトボードのスクレイプオフ届1;1:， '85FERでは 1回 nmとしていたが，本設計ではプラズ

マ検討より 1∞ mmとした。アウトボード遮蔽は生体遮蔽ー体型を想定している Option C，ACS，

ACD炉は1.550mmとし，生体遮蔽分自E型を想定しているMINI炉は1.∞Ommとしている。

TFコイルはトロイダルリップ)11から設置位置が決められ， OptionC. ACS. ACD炉はリッ

プル値を 0.75%とし， MINI炉はリップル値を 1.2%として， Fig.l. 2.2 -1 11:示す位置に配置

した。

-32ー

JAERI - M 87 - 139

u. o a. m 0,03

I II 0_

O ->. U .

it 7.94 1 9.47« 9.99 10.319

2482

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I - tn < a. !£& -11-0.05 I 0.089 0.03

0.672 | MCI {2.138 13.169 IIBI I.B44 | 2.96)

2.223

4.417 S.6K 7.316 8 «S 8.95 9.333

ACS

a _ m i— en o.os I o.ois 0.03

l 0.1721 1.4(1 |U37 |3.0i7 4.013 4.M3

l.ltl 1.144 I 2.317 | 2.222 " «

1.(13 7.39( 1233 7.13

ACQ

ao4s _ o.ois

a s s 03o4j ilsT £ii7 1.1(9 2.317

T U T 4.137 S.957 59417:77 7.094 | 7.772 7.391

4.937

MINI

M I I II J 0-025 0 -03

a .

I

°- 5 0. , 7 2

1

; -^4i- 1 3 8 2. , i68 6 8 ^ 6-t°l I

1 .206

08 8.058 9 . 2 8 1 10 .122

9 .636

INTER-LINK

Fig. 1.2.2-1 FER Radial Build

33-

JAERl -M 87 -139

ロ

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・|ii、if--l:r

Option C

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ACS

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害量a J言

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1.206

I NTER-LINK FER Radial Build

qo qd

Fig. 1.2.2-1

11tl'Ji'lpLFElトドlftrfftrIF--EドトET

JAERI-M 87-139

1. 2. 3 '*-?• 4 -h>\> fVu K ©^S-ft

JiTFfc. ' < - ? < * * • t r ^K ia^ l c * f - raS*Wa*« .^ : £^ - ro Fig. 1.2.3-1. Table 1.2. 3 - 1 IC •> * 7^ • * >\s • y A <">* - 9^L\ Wto '%)\" ?4><-9 f * © g 3 y # - *

*S#F ig . l . 2 .3 - 1 Ic^snSifiSlc^lalffl^a'ftlcj;?)/'*-'?-^ n» • t*» F(4jj£*iftitlcK ^ * > U m & i ^ # Spl i ts***?), * © 4 >"<* ftt*£l<\> J*TF, ^ p S W ^ I C f t T * * * . *

® y ^ x ' ^ i f ^ - ^ ^ ^ F ^ S g B i (Z N : 4 P / + 4 n )

Z N = (C«K-0.13)«a K : ¥JSWR* a : PJ¥& c : mnBMftmk

1.20 (.yy'jb • ZJU • y4 '<-$ )

1.24 ( •> y Vto ' * Ji> • ?4 '<- 9 )

b 'J -y i'XtfLh-eeOcmfeJSfii-f So

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^ ^ U"f 7"*7Ji©Jli tUeJ;i3, i/v?** 5uu« ?•<'<-9 ItftLT 300mm ^WtMi' So

TF a>f/PrtflKSHefflEff. »r3KUifflaiad: LT400mm-*»flW-*o © T F a - ( A - T W t t K t t M £ n (4$,>

TF =>>f;i>|fiy£#ifLT 300 mm fflSH^flSS^So

- 3 4 -

hFritil--eも

illt

JAE則一M 87-139

1. 2. 3 パーテイカルビルドの合理化

炉のコンパク卜化を図り超電導コイル・電源系の合理化1<::資するためにパーテイカル・ピルド

の短縮化を図った。

以下広パーテイカル・ビルド設定1<::対する基本的な考え方を示す。 Fig.1.2.3-1， Table

1. 2. 3 -1 1<::シングル・ヌル・ダイパータ炉心，ダブル・ヌル・ダイパータ炉心の各コンポーネ

ン卜占有空聞を示す。 ζζで設定したピルドは設計の進行1<::伴ない若干の調整がな計れるもので

あるがFig.1.2.3-11<::示される様1<::今回の合理化によりパーテイカル・ピルドは従来設計lζ較

べ約 1m短縮でき~可能性があり，そのインパタトは大きい。以下，各占有空間 1<::対する考え方

を示す。

① プラズマ中心ーヌル点間距離 (ZN: 11 p.t + 11 n)

平衡計算の結果より経験的に次式で与える。

ZN=(C.K-0.13)・a

K:平均陪円度

a 副半径

C : I精円度配分係数

1.20 (タゃプル・ヌル・夕、、イノずータ J

1.24 (シングJレ・ヌル・ダイノイータ J

ヌル点ーダイパータ底面距雌(11 DIV)

ヌル点ーダイパータ板距雌: 低温度，高密度ダイパータ・プラズマ形成のためセパラ

トリックス線上で60cmを確保する。

ダイパータ板傾斜角: プラズマ・データベース見直しに伴うプラズマ中の蓄積エネル

ギ (E1h)の増加に対するディスラプション時のWアーマ溶融を防止するため，セパラト

リックス線1<::対する板角度を小とするo ζれに伴うパーテイカル・ピルドの増大は約 35

mm であ~。但し，ダブル・ヌル・ダイパータについてはシングル・ヌル・ダイパータ Iと

較べて熱負荷が約 80%となるため前年度なみのピルドとする。

上下部遮蔽 (dlC，dff〉

上下部遮蔽体とも炉室放射化防止，線源近傍での遮蔽という基本思想1<::より前年度なみの実

効遮蔽能力を維持する。真空容器/固定遮蔽一体化による節約空聞は約加IIUsである。尚下部

遮蔽体はトーラス支持を兼ねるため上部遮蔽体厚に対して 100mm追加とする。

④ 上部スクレイプ・オフ空間(1180)

スクレイプオフ層の見直しにより，

②

③

シンクツレ・ヌル・ダイパータ 1<::対して 300IIUsを設定す

TFコイル用上部空聞は歩T)

TFコイル内側I<::SHe周配管，断熱層用空間として4∞IIUsを確保する。

TFコイルー下部遮蔽体関空間 (11t"T) TFコイル曲げを考慮して 300田 nの空聞を確保する。

以上の占有空聞は，炉心構造物の分解移動に係わる空間干渉.排気コンダクタンス空間，制御

コイル装置空間. PFコイル設置空間等の具体的検討に伴い謂盤が必要である。

~o

⑤

-34ー

⑥

事

ll〉ilia-!??;主tb't一}11Lトtfis--，il--ド

feafkFfLトlIE乱furhvト札

r

JAERI-M 87-139

Table 1 .2 .3-1 V e r t i c a l Dimensions of Innovat ive FER

^ & : mm

I Single Double

A P£ K»a A P£ K»a

An ( 0 . 2 4 x - 0 . 1 3 ) ' a (0.2K-0.13)>a

ADiV 900 865

A S0 300 0

AUP A S h 1000 AUP A S h 1000

A L W

A S h 1100 A L W

A S h 1100

A U P A S/T

400 A U P A S/T

400

A L W

A S/T 300 A L W

A S/T 300

AZ i < A n •*• A DiV "*• A S h "*" A S / T . .UP .UP . - A s o - A s h - A s / T )

_ (0 .24K-0 .13 )a+600 2

0

TFC V e r t i c a l Bore 2 • A P J I + An + ADIV + ASO

^ . U P ^ .LW^ .UP ^.LW + A Sh + A S h + A S / T + A S/T

= ( 2 . 2 4 K - 0 . 1 3 ) a + 4000

2(Ap J j+A n + ADiv>

^ A U P _•_ A L W J_ A U P , J - A L W

+ A S h + A S h + A S / T + A S / T

= (2 .4K-0.26)a + 1530

Az : -7-yy • ty-by \-

- 3 5 -

]AERI -M 87 -139

Tab1e 1.2.3-1 Vertica1 Dimensions of Innovative FER

a プラズ7 小半径 K 楕円度(平均値)

単位 mm

dpR-

dn

dDiV

dSO

ι1S1h P

aLsh w

AUs P /T

ALSW /T

dZ

Single Doub1a

K'a 4・--ー

(0.24町田0.13)・a (0.2K・0.13)・a

900 865

300 o

1000 4一一ーー

1100 4岳ーーーーー・

400 咽屠ーーーーーー・

w月日

-

LS

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An“.，，‘、血

，，‘、.‘

噌骨4

=

-昏ーーーーー・

。

TFC Vertica1 Bore I 2 'dpR-+ dn + dDiV + dSO 2 (dPR， + lIn + dDiV)

UP. .LW . .UP . .LW I . .UP . .LW . .UP . .LW + dSh + dsii + dSIT + dsiT I + d由 +d血 +dsiT+dsiT

(2.24Kー0.13)a+4000 1= (2.4K-0.26)a+1530

dZ 7:'/ン・オフセット

-35一

Single Null Divert or A L W LW

ATFC S / T S h

TFC Plasma

I . ADiv An API r m m]m *-W ». • •»!* | *"

API A o 0 A 1 " 3 A U P AS>0 A g h A s / r A T p c

TFC TS5 fT4>-<-9i„

Double Null Divertor

A F 7 A L W

ATFC ^ S / T A S h ADiv An API

AZ

TFC/PIasma

^ 7 X 7 ^ ^ 2 -t ffi * 7 fi igjR#

TFC

* = API

A U P .UP An ADiv " S h , S / T ATFC

^

830 620 1230 865

TFC •5160 -4330

TSBSRtt ^ - < - *

435

TFC

1680 Plasma

1680 470 1030

• 1615 OoujfQ

650 830

7"7*"7 500 * 7 a TFC

4330 5160

S60FER SND K1.5 R / a 5.2/1.12

> P3 2 I

S

830 300 1100 <J00 260

TFC Plasma

1680 1680

^M -4640 -3810 -1510

300 1000 400 830

430 3810 4640

0 SND K1.5 R / a 5.2/1.12

Fig. 1. 2.3 - 1 Vertical Build of Innovative FER

ムSO ム山 6~ t sh SAUF-c

スクレイZ上部 .旬・cオフ届謹厳体

け片岡必プラズ7

UP UP 6';;:' 6 令n，_ 6Div <':'Sh _，<->s.〆τムTFC，

?;i;:'1| 防援~貌匡三三ヨ

ムPl

TFC/Plasma

ct =t ト

Single Null Di'Artor

LW .LW ムムS/T '-'Sh

l6TFCム L _I~ムDiv ，6q ムPl

E 言語協務後矧 l¥: Iおー TFC I 下部ダイパータ域

遮蔽体ヌルJ点

Double Null Div<百tor

^LW .LW ATFC ~/T <':'Sh 6Div 6n

間協~ キ除ムPl

』〉何百

lggl-B

S60FER

SND K 1.5 R/a 5.2/1.12

830 650 1030 470 1680

プラズ7

TFC 包包

O 合理化例

SND K1.5 R/a 5.2/1.12

830 4∞ 1000 300 1鴎O

Plasma 包

。

T配色

4640 3810

"Vertical Build of Innovative FER Fig. 1. 2. 3 -1

JAERI-M 87-139

1.3 aKRJK©*fi£

i. 3. i ^-ffiâii-sswimmomm

KtiSUS»!^-g*i i§Bl- tS*#t t tofc 0 t0fca&MS-g&f»*m£l-C, / 5 7 7 0 -

-^•iiiS#liioi"i7j|Bll ;£^^lc?lfey-Sojil)iiigif'Sî<:o^T(i, VXYKmlr^Ttfjfr

© r $ b#-Ko&RffifjiiBEct-rsig

X-^HfenflffiefcaSo SDX.T, H2i'5'*7 ?;KcJ;5^1!7*7>'^-y H iSifc«:|?#Phased operationiLrfT/j:-5Ci<£iB^LfcJi^-C ife^g^biaitlcJ;>3, -f y # - KSKB, «M ttffii L T j M S o a i M t t t t i t t o • « * * * : » . 4 > # - K<U(C7*7 y * » b£l§:g-r .5C£tt ffiH-e*5o «e-*T£©BftWft&i;M > # - K i g j g c D ^ » « ^ ^ g r * 5 0 jy±©?ij£iWF#

j£|Effltt7" 7 X B t e f t H L a (.">*§&, *5 J: CX-fe * * * f ^ O T C l ^ 7 ^ - ; b tS«S£i+

•L t to»^ . aK**ofc<5imstt^«H. sn^pjftsiiîfty-aîiiitfe^x.t.nso

r w a &a<-\, #icr !> b # - Kffltttf- K >J S *®BJtttfi&*B*-e*?>, «l«jg£T—^-s-

- 3 7 -

JAERI -M 87 -139

1.3 選択肢の構成

前記プラズマ設計の基本条件および構造上・システム上の条件は，互いに組合せが可能なもの

と不可能なものがあり，必然的に組合せできる範囲は限定される。本項では重要と思われる組合

せについて特に説明する。

1. 3. 1 第一壁防護と可動遮蔽の範囲

本合理化検討では，ミルノフ・スケーリング則を採用したため， '85 FERより炉出力が上昇し

ている。加えてプラズマ主半径が小さくなるため，第一墜熱負荷が増大し，ディスラプション時

にはSUS製第一壁が縫融する条件となった。とのため第一壁防護対策として，グラフ 7イト・

アー"'，あるいはグラフ 7 イトを装着したガードリミタを取付貯る必要がある。

一方遮蔽構造のどの範囲を炉外Ir引抜ける可動遮蔽とするかについては，以下Ir示す考え方が

ある。

① 全領域を可動遮蔽とする案

'85 FERと同様，インボードも含めた領域を可動遮蔽とする。

② アウトボードのみ可動遮蔽とする案

前述ガードリミタは，プラズマディスラプションを集中的Ir受けるため，容易に交換できる

構造としなければならず，直線的に引抜ける内側ストレート部および上側ストレート部Ir取付

けるととが可能である。ガードリミタを取付ける乙とにより，第一壁はプラズマディスラプシ

ョンを直接受げないため，破損しないと考えると，インボート領域の第一墜を交換しない構造

とするとともできる。

一方アウトボードは，プラズマ形状に合せた斜面があり，斜面延長上Ir設置されている PF

コイル等の障害物と干渉するため，ガードリ 4 タの取付げは困難である。とのためアウトボー

ドのみ可動遮蔽とし.第一壁の修理あるいは交換が可能な構造とする案が考えられる。アウト

ボードを可動遮蔽とした場合の利点は次の通りである。可動遮蔽は遠隔操作Irて動かす最大重

量構造物であり，可動遮蔽の範囲を限定する乙とにより軽量化を図り移動機器の負担を低減で

きるメリットも生ずる。またアウトボードの可動遮蔽形状を変更する乙とにより広範囲なプラ

ズマ実験も可能となる。加えて，セクタモデルによる大型プランケット試験を将来 Phased

operationとして行なうととを想定した場合でも合理化設計lとより，インボード遮蔽は，遮蔽

性能として余裕のない設計となっているため，インボード側にブランケットを設置する ζ とは

困難である。従って ζ の目的からはインボード遮蔽の移動は不必要である。以上の利点か炉本

体の機能として重視される場合は，本案は現実的な選択となる。

③ 可動遮蔽を設砂ない案

広範囲なプラズマ実験を計画しない場合，およびセクタモデルの大型プランケット試験を計

画しない場合，遮蔽をまったく引出さない構想，即ち可動遮蔽を設砂ない構造も考えられる。

本案を採用する場合は，先Ir述べたプラズマディスラプションIr対する防護対策を行なわなく

てはならない。特Irアウトボード側はガードリミタの取付砂が困爆であり，機械結合アーマを

取付砂マニピュレータによる In-situ交換を行なう構怨を取入れなくてはならない。

句，qJW

JAERI-M 87-139

1.3.2 PF a-f^BlUMH-iffiliStOTft PF=>4»ti.. -eZZKtt-fyX-r&^KWtWtZCtm, PF => 7°7X-v# :^ (-)|W«jicw:#i4flSflM*/h3^7' 7X-7) ©i#&, T ? H z * # - h f c ^ O ' T F a ^ ^ O ' V T ^ ^ w U i C ^ j ^ ^ b , PF a 4 'KiT"

©M£3IJ£< « I * ^ < « ! 3 r ^ x # - hfil«ÎI|/jN-C#«o SfcS'T/^Miftffl!] PF => •Oi"®ES£ft5fcU PF => Ct\C£.t), 7 ° 7 X v | c J 5 ^ y - 5 P F 3

- ^ 7 * 5 ^ v O l P R M S ^ t < L T I . ^ fcft ft#JPF a^ fcs fc i lB t t iE fcEI I t f -S t t

«**¥*filK5ISt<flB*iPF3'f-'Hc^RW-8o MM»ft©fc»iOT»K*-b&fcSltt< Vertical Access (NET # 9 M L t l ^ 3 « i ) iô |S^ ;^*!9 , .FER ICjSffl L * : « £ © I ^

© M ^ s ^ ^ w ^ ^ i a o , s»jSitt±i5ia*o Tfftt^'Jvbis^tttrvw ©to*s*LiWiim?*ai.\, "85FER©nr»igjRiftit-e*>'r >-#-K#J©*#« j6aa*H

® T ^ h # - K 0 7 * 7 V ^ . y b (FERT-lioJlitfgiKltfflS) © h D/f *>#|6j|i#&^;tob,

* j f i a 6a^piffitt*i*So

(1) P F 3 - f * » » ^ S

^»*K**sR5ffi|fcfMM-«ia. fiWSaflPF 3 ^ûîTSlSlJcîiiL^^SiKH-

» i « * i D P F 3 ' f * R H M i L t 1 # f l © = M * J | £ 8 g ("****-) rtt-rSK:,

+ -rt fUKiiSc L atmtfa £-f, He #* ©if» , => ^ ôsâi^x^WKH^*^

- 3 8 -

JAE悶ー M 87 -139

1. 3. 2 PF コイル配置設計と他機器との干渉

PFコイルは，できるだけプラズマ近くに設置する ζ とが， PFコイルの総電流星および蓄積

エネルギーを少なくする大きな要因となるe しかし.外領UPFコイルを 6重極位置(プラズマ中

心より上下45"位置〉に配置しな砂ればならないプラズマ条件(一般的には非円形度が小さいプ

ラズマ〉の場合，アクセスポートおよびTFコイルのシアパネルとの干渉から， PFコイルはプ

ラズマから離れる傾向となる。

外側 PFコイルをプラズ?に近付砂るためには，アクセスポートの上下寸法を縮小し.シアパ

ネルの設置位置を工夫する必要がある。先11::述べた可動遮蔽をアウトボード11::限定すれば，上下

の遮蔽を引抜く必要がなくなりアクセスポート領域が縮小できる。また‘ンアパネルは外側 PFコ

イルの配置を優先し， PFコイルを包み込む構造とする ζ とにより，プラズ?II::近づける PFコ

イル配置が可能となる。

一方プラズ?の非円形度を大きくしていった時，外側 PFコイルを赤道面付近に配置する乙と

により， PFコイルの総電流量および蓄積エネルギーが減少する傾向がある。乙の場合，可動遮

蔽を水平方向11::引抜く通路が PFコイルに干渉する。問題解決のため可動遮蔽を上方11::引抜く

Vertical Acω55 (NETが採用している構想〉という概念があり， FERII::適用した場合の工学

的検討を行なった結果以下11::示す理由により採用しないとととした。

① 重量物を精度良<，クレーン等の装置にて多次元的11::挿入引抜きを行なう時，完全遠隔操

作で行ない得るか疑問である。本概念を採用する場合は事前11::大規模なR&Dか必要

② 移動する炉JC;輔造物が縦長となり，支持点は上部となる。下部はスリットあるいはピン等

の拘束程度しか期待できない。 '85FERの可動遮蔽設計でもインボード側の変形・応力が問

題となり，部扮的補強を行なった経緯から考えると，炉心構造物設計が困難

③ アウトボードのプランケット (FERでは可動遮蔽11::相当)のトロイダル方向幅が狭いため，

追加熱装置等，水平方向のポートと干渉し，上下に分断される，あるいは強度上満足できる

構造とならない可能性がある。

従って，高非円形度プラズマの本体構造は，次11::示す2通りの概念から選択する ζ ととした。

(11 PFコイル移動方式

可動遮蔽を水平方向11::移動する時，干渉する外側PFコイルを上下方向に移動し干渉を避げ

る概念である。

移動対象の PFコイル設置位置として，共通のコイル真空容器(ベルジャー〉内とする案と，

ベルジャー外11::設置し，移動コイル専用のクライオスタットを殺げる案が考えられ.両案11::つ

いて比較検討した。その結果以下11::示す理由によりベルジャー外に移動コイルを設置する集が

推奨された。

① PFコイル移動する時，ベルジャー内設置案は超電導コイルを常温11::戻してから，ベルジ

ャー内を大気開放しなげればならず" Heガスの貯蔵，コイルの再冷却等工学的問題点が多

b、。ベJレジャー内設置案はダイパータ，種々の冷却配管が， PFコイル移動時11::干渉するため，

PFコイル移動前のベルジャー内撤去作業が複雑で実現性lと乏しい。

しかしベルジャー外設置集は，外側PFコイルがプラズマから離れた位置に置かれる ζとに

-38-

②

lfRlit--LIυiltii?、pfeTEeF

ド

Iドル

S44J!?令!url'IJL-vhuμre--恥ドむ

JAERI-M 87-139

ts.tr,, F P a ^ e W m i ; *W**;M?-iWi*-*-Sfc&**r*-*o 'F<£>«Jitl©#ft?ig JliMf-Jt*»&©«/Sim "Oi/3>+-*WttllJln?* •»**>. #$&*&, 9 * « f f t t - 5 t t £ « &

(2) BjtfrilgiKfc&W-tf^*

1.3.3 75 x^naîs--* **»©«» 7"7X*vfiD#ni£ft£;*:£< (KS2.0) " t S t , '85FER<h|llliffiffl->x^ (TO Y#-V

-zimmmzwm, mffi#xvmt->*»zi&gite^) ?•&, v7x-rcD±T&mmtnmnt

« T 0 I- # - KiCiag-T 5 <>* mt baj ^^(SlÎÎCKffW-, fro#fl]$[ fe/J>tt < •? * & S*s* S„ C © J; ? tt •>* J\>*Wimir Z>K (i, '85 FER ©^CriSiiSE&ifcfclilC^B Ltt0-tltf

1.4 mnpi&cD«>«iji9tR

itufB ' )!KK©*fiK" -ClIHLfc^flHft* J / x ^ A O H i i i F i g . 1.4-1 It j j ^ n - H K * i&fco EkTK&sm&fot LTJHRMS57 a -m i , tatties u*:iftiME&*fti?ft-«.

1.4.1 Op t ionC^ Option C&li, SND, K= 1.7, 4 = 1300 mm &£&&&?&<0, i>o'85FERC|9:tflL«!

S-CtSyifH-Mfil-rSjffW-iLfco j*^Tg|43ffiBftn«Na4, Na5, Nil0~(tal3*iaiR$*lS o

LNa 1 ~Na 3 l t * f Jg-gKilftSgfcJ:, qTttSlEd: L T » - « © £ « « i M F * f c 3 l t t t f ««»?? *orh, &m&a<Dmn• iui«ii^:»«5tub, mit±*©*-*J:K*•-KU?$S?

Option C ©SSfciiSE&S: Fig. 1.4 - 2 ic^f 0

nJt!)aiiK©iSfB;&7<? b#-KjqB5£-$-fttf, Na4, Na5, NalO, Nal4 ~Nal7 © 5 -I v k> %z.Z>tlZ>0 til, ~%WlM1K*WcVtS.^mt-ttil-£, Na4, Na5, NalO, NDL29~Na31 fcL<« Nd29, Na32, Na33 ©7^f >"fe#xe.n5o W*J£iK«H©IS;i£, & L < tt^Mh&mZWlttU ^ |g«tol>T(i , '85 FER :)?»&«&!!)>$>*£ < #HxSfc«>, Option C ©iP*Ji«±«Ctt«ffl L S l > C i i L f c o

- 3 9 -

.

なり. PFコイルの総電流量，蓄積エネルギーが増大する欠点を有する。炉心構造物の分解修

理設計上からの観点では，ベルジャー外設置案であっても，冷媒供給，通電を行なう機器を移

動志せる概念は，望ましいものとは云えず，本概念を採用した場合IZ::得られるメリットとの比

較で選択志れるべきものであるう。

可動遮蔽を設けない案

PFコイル移動概念が成立しない，あるいは本概念の工学的デメリットが大きく採用できな

いと判断する場合は，可動遮蔽を設けない案とならざるを得ない。

本案の概念、は，前記1.3.1の③IZ::述べられており.ととでは説明を省略する。

]AERI -M 87 -139

(2)

1. 3. 3 プラズマ非円形度とシェル構造の関連

プラズマの非円形度を大きく CK註 2.0)すると.'85 FERと同程度のシェル〈アウトボード

可動遮蔽IZ::設置，遮蔽ポスト部はシェルを設置しないJでは，プラズマの上下位置制御が困難と

なる。即ちK孟 2.0を指向した炉心は，シェルの機能を大幅IZ::増加志せる必要がある。具体的に

はアウトボードIZ::設置する、ンェルはトロイダル方向全領域に取付砂，かっ分割l数も少なくする必

要がある。 ζのようなシェルを設置するには. '85FERの炉心構造概念を大幅!Z::変更しなければ

対応できない。例えば可動遮蔽を設げない炉心構造とし，シェルをトロイダル方向IZ::連続的iと設

置する方式，あるいは遮蔽ポストにもシェルを取付仇可動遮蔽挿入後，遮蔽外側でシェルをト

ロイダル方向IZ::連結する方式等の工夫が必要である。

候補炉心の炉構遭遇訳

前記"選択肢の構成"で検討した炉構造・システムの関連をFig.1.4-lIZ::示すフロー固にま

とめた。以下IZ::各候補炉心として選択し得るフロー図と，設計に採用した構造概念を説明する。

1.4

1.4.1 OptionC炉

Option C炉は. SND. K= 1.7， .:1=1300 IIUsが基本仕様であり，かっち5FERの設計思想

をできるだ砂踏襲する方針とした。従って図中の流れはNo.4. No. 5. No.IO -No.13が選択される。

即ちインボード領域を含めた可動遮蔽を水平方向IZ::一括一方向引抜きが行なえる構造とする。但

し胤 l-No.31と示す第一蟹防護対策は，可動遮蔽として第一壁の全領域が炉外IZ::引抜げる構想、で

あっても，分解修理の時間・設備を増大させるため.内側と上部の第一壁土IZ::ガードリミタを取

付けるとととしむ

Option Cの炉構造概念をFig.1.4-21ζ示す。

可動遮蔽の範囲をアウトボードに限定すれば， No. 4， No. 5. No. 10. No. 14 -No. 17のラインも

考えられる。また，可動遮蔽を設砂ない案とすれば， No. 4. ltl5. No.10. No. 29 --No. 31もしくは

No. 29. No. 32. No. 33のラインも考えられる。可動遮蔽範囲の限定，もしくは可動遮蔽を設げな

い案については. '85FER炉携造概念、から大きく外れるため.Option Cの炉構造概念、には採用

しない乙ととした。

-39一

ー

f:f1i;iit(lii

http://ts.tr

JAERI-M 87-139

1.4.2 ACS*P

ACSÎ i . SND, K=1.7, a = 1130mm!5^S*tt^-e*.i9, J i i S t t ^ B i L y s i f t t t ^ S ^ S ft-Cl^So COfc&PF3'f>'i ' ;£7°7^vja<|ciS;HL. PF =>-f ^ © ^ H i l l ; , ffi***^**

»!£tltiNa4, Na5, Na 10, Na 14 ~Nal7 * * i l j ? $ n 5 0 ftffllj©PF a 4 Mt, 7vX-?'&&K.

ACS©!lP«Jg«t±«;Fig. 1.4-3 IC^ 'o jgjr9 h # - K©nJl)JSiKtt, *3&l«©ffi«, &

1.4.3 ACD#3 ACD^fi, DND, K-2 .0 . 4 = 1030 mm **«*t t«-C*»J . A C S * * l § l * B » t t * » 8 L

^ . f f l i JPFa^ôlggJ i f r iLTJi , 6Sffi©{£H<fc, ^ j l®i£#©&iI^#x .S>t t£ 0

#iIEJE#lc PF = 4 ^ S T E S * * * - * " * ? « . Vetical Access ^jiu&Lfc.fcSfcFER ICI4

£T<? b*f- KJCRg^-f5iatRJK©«EtlttNtt7~Na9, Nal8~Na21, Na23~Na26 i t t S o tfc'f >'*-K i£^»6fcRlilJieiRli:-rSift*|5'f v#Na24, Na27, N a 2 8 i « 5 0 PF=M-«> I4»»-C**fc» , qJIMMEOWiB'f > # - K * * l 6 T * . , *MN0ia8ef t f f l0 :* ;£<t tS T V 'J y h Sfttftf. |HWtt2l>tt < « i § « ^ i txmni r> 5fcffl t5x.5„

-#*>ifittj£fcPF => 4;i/*B«f **> -5—so*- -*©•?«3IMQK$tttfttti£& Lfc B#fi, &#?K©8fE*ltt. Na7~Na9, Nal8~Na21, Na29~Na31, fc-SWi, Na29, Na32, N a 3 3 i « 5 0 K = 2.0 K ^ j e - r s v x ^ H i , h >M ^ # f t l c a « W K I 8 ! l I - f S&S***!) . h - f x * l ( ^ L f c » t » t t ^ » ^ R B » * * » i i S * * + ^ l i a i : t t - 3 T * t ) . Fig. 1.4-1

îfijic?ifey-s«.#,^fiRa:-rSo DND-C-K=2.O©«^, fammttKzntf, ftfl)PF=M^ (i6Sffi&a-e<fc<, Fig. 1 .4 -1 0Na34 (ifiRA-t-So J i i R R O ^ t l i L r « , Na7~Na9, Nal8, Nal9, Na34, Na39, Na40 ICTF^". 4 >#- K£#J&fcl5II&&ift©4--*<h, Na7~Na 9, Nal8, Nal9, Na34~Na38©T ? h **- Kltfig^Lfc'^WiWfS.^'r-T.tmA.ZtlZo ACV&&ACS !pkmmt£&Wttttt%7Ltaf, P F a - f ^ O l l l J I f c * » x * * / * - * & * wp-e% 5gt#©ss?K**«ffl$nSo

PF =M ;H£»*S:t, H«MME*tttfa^*9:tt. *ttJyftfcrnMiJB&©^K#tt^:>»£. fe

n f * « £ T 9 V # - KICRHJEL. *¥3lfe#£fftt?*P«iSJK:&£ ACD ^ © i E * i Lfco ACD ©iP«jg«:g:£ Fig. 1.4 - 4 IC^-T.

- 4 0 -

JAERI -M 87 -139

ACS炉

ACS炉は.SND. K=1.7. d= 1130mmが基本仕様であり，経済性を重視した設計が要求さ

れている。とのため PFコイルをプラズマ近くに設置し. PFコイルの総電流量，蓄積エネルギ

量を縮小する目的で，可動遮蔽の範囲をアウトボード11:限定する案を採用した。 ζのため図中の

流れは胤4.No.5. No.lO.恥 14-No.17が選択される。外側のPFコイルは.プラズマ近傍11:

設置するためTFコイルのシアパネル内に設置する構造とした。

第一壁の防護対策としては，インボード側は交換が容易なガードリミタを取付砂るとととした。

ACSの炉構造概念をFig.1.4-311:示す。尚アウトボードの可動遮蔽は，炉心重量の低拡遠

隔操作による分解修理の筒易化を図るため，後述3.3“全体構造概念11:記載している水タンク型

構造を採用した。

1. 4.2

ACD炉

ACD炉は. DND. K=2.0. d= lO:Dnnnが基本仕様であり.ACS炉同様経済性を重視し

た設計が要求されている。

外側 PFコイルの設置場所としては， 6重極の位置と.赤道面近傍の位置が考えられる。

赤道面近傍11:PFコイルを配置するケースでは. Vet i cal Accessが前述したように FER11:は

適応しにくい。 PFコイルを移動方式とし.可動遮蔽を水平方向11:引出す概念、とした時，可動遮蔽

をアウトボード11:限定すると選択肢の流れはNo.7 -No. 9. No. 18 -No. 21. No. 23 -No. 26となる。

またインボードを含めた可動遮蔽にすると最終ラインがNo.24， No. 27. No.おとなる。 PFコイル

は移動できるため，可動遮蔽の範囲11:インボードを含めても.分解修理機器の負担が大きくなる

デメリッ卜を除砂ば，問題は少なく炉構造概念として選択しうるものと云える。

一方赤道面付近I1:PFコイルを配置するもう一つのケースのうち可動遮蔽を設砂ない案とした

時は，選択肢の流れは. No. 7 -No. 9. No.18 -No. 21. No. 29 -No. 31 ，あるいは. No.29， No.32.

No. 33となる。 K= 2.0 11:対応するシェルは，トロイダル方向11:連続的11:設置する必要があり.

トーラスを I体化した炉心はシェル設置条件を満足させやすい構造となっており. Fig. 1.4 -1

中No.18からNo.29を結んだ点線でシェル検討の結果を示している。

外側PFコイルが6重極の位置で良い場合は， PFコイルを移動しなくても，可動遮蔽を水平

方向11:引抜砂る概念が成立する。 DNDでK=2.0の場合，物理検討によれば，外側PFコイル

は6重極位置でよく， Fig. 1. 4 -1のNo.34は成立する。選択肢の流れとしては. No.7-No.9.

No. 18. No. 19. No. 34. No. 39， No. 40 11:示す.インボードを含めた可動遮蔽のケースと.No. 7-No.

9. No. 18， No. 19， No. 34 -No. 38のアウトボード11:限定した可動遮蔽のケースが考えられる。

ACD炉はACS炉と同様な位置付砂と考えれば. PFコイルの総電流量，蓄積エネルギー量が

減少できる後者の選択肢が採用される。

PFコイル移動概念，可動遮蔽を設砂ない概念は，それ以外11:問題解決の手段がない場合，

しくは.そうするととによって多大なメリットが生ずる場合を除いて，無理に採用すべきでなく，

可動遮蔽をアウトボード11:限定し，水平引抜きを行なう炉構造厩念をACD炉の正案とした。

ACDの炉構造概念を Fig.1. 4 -4 11:示す。

-40-

も

1. 4. 3

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4430ptbivlbトドト

Fιドじ

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JAERI-M 87-139

1.4.4 MINI:)? MINI ^ « SND, K= 2.0, 4= 1060 mm?; OH a < &% 15 VS t L.ffiO S ? * a v fcT

—35Jv4'9>SrTtf&ft5i:<!:»cj;!9, Phased Operat ion i l /TÂT^S "JE£(BBBtt "

i U ^»*K* l9 !H , t f i<^<! :1- '5c±**"e , 4*o CDfci6, j f tBff iEftoMIIPF a A >\&

o - i LT(iNa4~Na6. Nal8~Na21, Na29~Na31 4> L < «, No29«fc0Na32, Na33©7>f v £ t t £ „ Fig. 1.4 - 5 JCfllsgJfE&fcjjô

Fig. 1.4-5-eiiMBiJPF=M ^<h RF ^ bJi l iK© 1 ! 1 *^ &#£/; :&. RF y * hjSiKS:*

K = 2.0 KfcfJE-*-3 •>*;•/<tLT(i, MINI jIFtt^li iGiKS&tta^fcfc, » » # * H*j6# tt < tt 0, T ^ h * - Pffl© *•» * « , h o >f jOi/^ffl lc&fflgtttf 6 t l , Jft»-3»«ttt>ffi«K fSHST? S * 4N14I fi£ tt ^ T * .

1.4.5 INTER-LINK^ INTER-LINK^(i**â!lp^lSIt©*x.* ; &Option CîlH) t i U TF =M frtfflk.

#©RgKSfa*©OH=> -f ^ * E H - t « i P * J i « ^ : t f * « o O H ^ ' f ^ ' f v * ' - KfllTF a -f ^«fc5*1.ffl!|lcEaiLfcfc«). 7 s?T;i>evi/ K©«fiR*^*>

9, / 7 X - 7 i ¥ l , I ! I *S^. 7 5 Xv©£##&#Opt ion cap i&a-aT^So L*>L^ .

1.4.6 N B I - R ^ NBI-R *5«Option C#3&fc. tf'tt&^fcSMfcfrlSjfcAWU *>-=»7"7Xv3Lhy^r c«fB

S[7°7Xv) ©#&&?Shine through * a K f S ^ - A 5 a i M g * » B - f S « i a K - 3 ^ T | M f ^ - 3 i © T * 3 o ^•oTiltRK©g!ttl! iOptionC!^<tt^fc<|5l--C !*So ffiU #tt*£?A myth, e-^fm®Mhiim*WMtevnms.i>u^jc#>, mh&m, rt-txt'TW Option C ^£S«^fcJ&tt4:a&3'<&**itfV>o

- 4 1 -

JAERl-M 87 -139

1. 4.4 MINI炉

MINI炉は SND.K= 2.0. 4= 1060 mrnで.OHコイルを 15VSとし.他のミッションも下

げて最も安価な炉となるよう炉概念を選択する ζととした。

PFコイルの配置検討では.下部外側PFコイルを赤道面近傍IC置く ζ とがPFコイルの総電

流量，蓄積エネル古ーを最小とする解となっている。

一方ミッションを下げられるととにより.Phased 0問rationとして考えている“広範聞なプ

ラズマ実験"u 可動遮蔽からプランケットへの変更"を実施しなければ.すべての遮蔽を固定型

とし，可動遮蔽を設けない構造とする ζとができる。 ζのため.赤道面近傍の外側 PFコイル移

動の必要はなくなる。

第一壁防護対策はアーマもしくはガード 1}ミタを取付け. ln-situで交換する方式とする。フ

ローとしてはNo.4-No.6.No.18-No.21. No.29-No.31もしくは.No. 29よりNo.32. No. 33のライ

ンとなる。 Fig.1.4 -511:構造概念を示す。

Fig. 1.4 -5では外側PFコイルと RFダクト遮蔽の干渉を避けるため. RFダクト遮蔽を水

平設置より若干斜め配置としている。 ζのため上部第一壁用のガートリミタの引抜き・挿入を行

なう空聞がなく，取付ができない炉構造となっている。今後の検討でガード 1}ミタを取付砂る場

合はRFダクトの形状，取付角度等を調墜する必要がある。

K = 2.0 IC対応するシェルとしては.MINI炉は可動遮蔽を設けないため，遮蔽ポスト構造が

なくなり.アウトボード側のシェルは，トロイダル方向IC金傾城投砂られ，かっ分割数も任意に

設定できる炉心構造となっている。

1.4.5 INTER-LINK炉

INTER-LINK炉は基本的な炉心設計の考え方をOptionC炉と同じとし. TFコイルと遮蔽

体の聞に常電導のOHコイルを配置する炉構造概念である。

OHコイルをインボード側TFコイルより外側IC配置したため，ラジアルピルドの構成が変わ

り.プラズマ主半径，副半径等，プラズマの基本仕様がOptionC炉と巽なっている。しかし炉

心構造選択に係る基本的な考え方をOptionC炉と同じとしたため，インボードを含めたロl動遮

蔽を一括一方向引抜き・挿入する炉心構造概念は変わっていない。

1. 4.6 NBI-R炉

NBI-R炉はOptionC 炉心IC.中性粒子を接線方向IC入射し，かっプラズマ立上げ時(低密

度プラズマ〉の中性粒子Shinethroughを捕捉するビーム受熱板を設置する構造について倹討

するものである。従って選択肢の流れはOptionC炉とまったく同一である。但し，中性粒子入

射ダクト，ビーム受熱板の挿入孔等を設貯な貯ればならないため，可動遮蔽.アクセスドア等

Option C炉と異なった形状とならざるを得ない。

-41-

'• JAi?RI - M 87 - 139

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Fig. 1.4-1 Logic Flow for FER Reactor Structure Selection

- 4 2 -

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Fig. 1.4-1 Logic Flow for FER Reactor Structur皐 Selection

-42ー

JAERI-M 87-139

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Fig. 1.4-2 Option C Concept

- 4 3 -

JAERI -M 87 -139

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-43-

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JAERI-M 87-139

Fig . 1 .4-3 ACS Concept

- 4 4 -

JAERI -M 87 -139

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-44-

JAERI-M 87-139

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Fig . 1.4-4 ACD Concept

- 4 5 -

JAERI -M 87 -139

Fig. 1.4-4 ACD Concept

-45-

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JAERI-M 87-139

Cryostat PF Coil TF Coil

Vacuum Vessel Plasma Position

Control Coil RF Duct

Biological Shield (Water Shield)

Fig. 1.4-5 MINI Concept

- 4 6 -

l

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i

l

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jAERI -M 87 -139

Fig. 1.4-5 MINI Concept

-46-

JAERI-M 87-139

2. Option C *P

2.1 « £

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jyTKWaftAfflBft*^*. ® *p$ft£ftSE:3: : Fig. 2.1 - 1 -Fig. 2.1 - 2 icOption C *3«D«EWrffi|gI. h - 5 *

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- 4 7 -

JAE阻ー M 87 -139

Option C炉2.

-f111;iJ171Jlit-ilf!ili--!

、要

本章では.Option C炉の炉本体・炉心構造物概念について述べる。第 I編lζ示される様l乙.

骸融合次期大型装置検討分科会において選択された装置仕様を具体的に満足すべき構造概念とし

て，昨年度までの設計概念を大巾に取入れている。

以下lζ構造概念の要約を示す。

① 炉本体全体概念 Fig. 2. 1 -1 -Fig. 2. 1 -2にOptionC炉の縦断面図. トーラス

構造体概念、図を示す。 Table2. 1 -1. 2に炉本体関連の基本仕様及び基本概念を示す。

炉本体は.第一壁を有する可動遮蔽体.ダイパータ.とれらを内蔵する固体遮蔽体と一体

構造のプラズマ真空容器等で構成されるトーラス構造体と. トーラス構造体の周りに配置し

たトロイダル磁場コイル.ポロイダル磁場コイ Jv.制御コイル及びとれらを収納するクライ

オスタット用真空容器，さらにトーラス構造体とコイル類を支持する架台等で構成される。

最大の特徴はTFコイルをリップル条件(0.75%)から要求される径以上iζ大き〈せずに

第 1壁/遮蔽体.ダイパータの分解移動が 1括 (V12トーラス分割)直線 1方向引抜方式

により可能となり分解修理の信頼性を高めたととにある。

プラズマ真空容器構造 : プラズマ真空容器は， 12セクタ iζ分割され，電気絶縁体を介

して連結 1体化される。分割部には.それぞれ薄板高抵抗構造を介在させターン抵抗の

確保と共iζ分割lセクタ聞のシール機能を果たしている。

容器自身及び容器内蔵物は，ダイパータ排気ダクトと兼用した12ケの支持脚で.下面床面

に支持される。

③ 第 1壁/可動遮蔽体構造 : 可動遮蔽体は.プラズマ側に面する部分11:設けた第一壁を

有し.さらに外側可動遮蔽体の第一壁背面の一部lζクラ形のシェル導体を有している。

支持機造の簡素化という観点から第 1壁は可動遮蔽体のプラズマ面が共用する 1体型構造

である。文.シェル導体はそとに発生する強大な電磁力を支持するため可動遮蔽体内に設置

する第2壁と 1体構造とし剛性を高めた。容器内はドプ漬冷却による多層遮蔽板{隷)によ

り充填されている。

第一壁を有する可動遮蔽体は.保守の観点から全体を12セクタに分割されている。

Fig.2.1-31ζ外側可動遮蔽体の 1セクタ分の立体図を示す。

固定遮蔽体構造 : 固定遮蔽体は.プラズマ真空容器と一体構造の遮蔽体である。Fig.

2.1 -41ζ示す様iζ固定遮蔽体の外側部分には.可動遮蔽体の引抜空間を切欠いた残りの部

分として.断面が3角状のポスト部があり.とのポスト部iζ 設砂た棚部で可動遮蔽体の外側

部分を支持する。またダイパータから隠れたプラズマに面する部分が遮蔽ポストの前面に生

じるためとの部分が第一壁面となるが，乙の領域のエロージョン量は無視し得る程小さい。

文乙の領域の第 1壁は交換可能第 1壁より後退させて設置しておりアルファ粒子損失による

-47-

概2.1

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④

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JAERI - M 87 - 139

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•CcfeSt- (< • *^tt<Z)ft:£tt£S$li££P:£#. 7 - v H f f l l ^ i T ^ . Fig. 2.1 -

Table 2.1-1 Major Parameters of '86 FER Option C ^ J ^ v ^ i / W I (m) 4.9/1.3 r?Xvfl inBE 1.7 &*»£!£# (MW) 460 * t t ? S ^ # (MW/m 2) 1.0 7 / n w (MW'Y/m 2 ) 0.3 ttttttM (sec) 800 ho-f **;i/ • a 4 ;H& 12

i/vyjb* %>\>> ft><-9 (Tl l#)

( h - 7 x » s j 12)

Table 2 .1 -2 Reactor Concept of '86 FER Option C

7J>-kZ • KT * *fi ft *J flP TS# - > y ^ u . jtyu- ?4'*-9

b-?xft$m 12(12TFC) £&'&$)%& S*|S]fi«l^lS]

jg « # Rll/igiR* ( f f i l i l t t )

- 4 8 -

-j!

]AERI -M 87 -139

熱負荷が課せられない様l乙配慮している。

ダイパータ構造~: ダイパータ板は.分解修理頻度が最も高い構造物である乙とから.

より信頼性の高い分解修理機能を有する乙とが要求される。乙のため.可動遮蔽体と同様に

12セクタl乙分割し.それぞれ直線1動作で引抜きできる構造とした。また引抜動作の単純化.

信頼性を考慮し.ダイパ}タ遮蔽部の延長上に.箱型の支持構造体を 1体化して接続し.箱

型の最外端部が.ペローズを介してアクセスドアを貫通する構造とし.アクセスドアの解体

を伴なわずにダイパータの分解修理が可能な構造とした。従ってその支持構造It:対する制限

が大きし極力電磁力を発生させない構造を基本とした。又ダイパータ板設計では圧力境界

であるヒート・シンク材の健全性を重視し冷却条件.アーマ材の選定を行った。 Fig.2.1-

5にダイパータの 1セクタ分の立体図を示す。

⑥

Major Parameters of '86 FER Option C

4.9/1.3

1.7

460

1.0

0.3

800

12

シングル・ヌル・ダイパータ(下置き)

第 1壁/遮厳体，ダイパータ共

径方向直線 1方向移動

(トーラス分割 12 )

Tab1e 2.1-1

プラズマ大半径/小半径 (m)

プラズマ惰円度

核融合出力 (MW)

中性子壁負荷 (MW/mりフルエンス (MW・Y/m勺

燃焼時間 (sec)

トロイダル・ Fコイル数

不純物制御

炉心構造物分解移動方式

Reactor Concept of '86 FER句tionC

クライオ境界と 1体

アクセス・ドア

下置きシングル・ヌル・ダイパータ

排気ダクト兼用

12 (12TFC)

径方向直線 1方向

(第 1壁/遮蔽.ダイパータ共〉

可動遮蔽体〈第 1壁と 1体〉

固定遮蔽体〈プラズマ真空容器と 1体)

コイル遮蔽/生体遮蔽 1体

-48-

Tab1e 2.1-2

プラズマ真空境界

不純物制御

トーラス自重支持

トーラス分割数

分解・移動方式

体蔽遮

JAER

I-M

87-139

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品唱，

Elevation View of Option C Fig. 2.1-1

Semi-permanent shield

Movable shield

8 i

i S 00

I

Divertor

Fig. 2.1-2 Configuration of One Sector

一一一一 ---，一一一一一-0-.----"，---一一一

』〉切刃向

1

玄∞叶

lHM甲

山

W

Movable

・hield

Semi-perm阻阻色

・bield

~ーでT門守7で~"竺ナ司Fザ守~~ー~寸守ーヶー?ー-~-.~司叩剖匂町一---一一一一ー円一明ー引~._-_..-. -

、181

Conf1gurat1on of One Sector F1g. 2.1圃 2

JAERI - M 87 - 139

Second Wall

Cooling Channel

Comecling Ptate

First M l

Shielding Plate

\ Conducting Shell

Detail V

Fig. 2.1-3 Configuration of Movable Shield

-51

JAERI -M 87 -139

円。le

vLite--stEFFFEFar-f

F1g. 2.1田 3 Conf1gurat1on of Movable Sh1eld

-51一

SHIELD POST MOVABLE SHIELD

en to

MOVABLE SHIELD

SHIELD POST

> a i

s

Fig. 2.1-4 Configuration of Shield Post and Movable Shield

一一、.司

』〉阿包

lgミI目白白

SHJElD POST

MOVA8le SH IEι。

SHIElO POST

四-

印

刷

l

Configuration of Shield Post and Movable Shield Fig. 2.1-4

JAERI-M 87-139

IuiH>Un ormor

Defofl ' x *

"Cofwt lute

Coofinf lut* X tiumtly.

Hewkr Support (rornt

a * W l iimclart (beamI Codi"? ensiwii / *

Divertor Plate Dlvertor Shield"

Support Structure for Retraction

Fig. 2.1-5 Congifuration of Divertor Module

-53

JAE悶-M 87 -139

Support Structure for Retractlon

‘白畑， I叫・. ~ . C耐句 lubt

....1ft・1，<

均岡引

Dlvertor Plate

lJIllflili--itile

、lif--

Congifuration of Divertor Module

qa ra

Fig. 2.1-5

JAERI-M 87-139

2.2 KSt t t*

Jfeffl^S!gaift i ir»l4^fflftSKS^T^^7'7XviaU-^6#6nfcOption CJP<D7"7X •yftft. aCf«3ifrORItf t t t*Table2.2- lK*-r 0 WfQ60^|fFER©?ait&#fi:it~:Tgtt S ^ l i i H i ^ 5 ^ 7 ^ - 'J v*"BiJ&JlitL, INTORfliJjfc&MimovIiJfcffl fc £<>':£ J:*), 7°7X-7glJ^g^7' > 7X-7a8(Ej!l^^LT^SJ:it?abSo i l t e f t i T S - S ' ?4,*-9^

o&'m$i.mm-kL. ^-m\c\m<o^on».wmmm^tti^fza &-®*gjt&ti. mm

Mffflomffitt (200 0|j>-800S>) (C«fct)OH3'f^©**&68* ;£l05VS^&50VS^«/i>$

Table 2.2-1 Design Parameters of Option C Plasma major radius R 4.92 m Plasma minor radius a 1.32 m Plasma elongation K h7

Plasma triangularity 6 0.2 Aspect ratio A 3.7

Field on plasma axis B"T» 4.68 T Plasma current IP 8.69 MA Safety factor % 2.6 Beta toroidal burn average 6 4.94 Beta, DT 0 D T 4.02 Average DT ion density ni 0.98xl020 m - 3

Average electron density ne 1.09xl020 m - 3

Average ion temperature and electron Ti(Te) 12.0 fceV

Peak thermonuclear power Pth 459 MW Burn time fcburn 800 sec Dwell time Will ^300 sec Number of pulses l.Sxlo1* Lifetime fluence 0.3 MW'Y/m2

Neutron wall load 1.03 MW/m2

Thickness between plasma and magent A 1.3 m

Divertor type Single Null OH flux $m 50 V'S

- 5 4 -

JAERI -M 87 -139

股計仕様

次期大型装置検討分科会の決定に基いて炉心プラズ7 設計から得られたOptionC炉のプラズ

マ条件.及び炉心の設計条件をTable2.2 -1 11:示す。昭和60年度FERの設計条件に比べて異な

る点は第一はプラズマスケーリング則を見直し， INτひ朗リからMimovJlIJ を用いたととにより.

プラズマ副半径やプラズマ電流が増大している乙とである。 ζれに伴って第一盛・ダイパータへ

の熱・粒子負荷が増大し.第一墜には何らかの保護対策が必要となった。第二の相異点は.燃焼

時間の短縮化 (2000秒→ 800秒〉によりOHコイルの供給磁束を 105VSから 50VSへ減少さ

せ装置の小型化を図うた乙とである。

2.2

Design Parameters of句 tionC

4.92 R

Tab1e 2.2四 l

P1asma major radius

P1asma minor radius

m

阻1.32

1.7

0.2

a

に

6

P1asma e10ngatiol1

P1asma triangu1arity

Aspect ratio 3.7 A

T 4.68 BT

Ip

Fie1d on p1asma axis

MA 8.69 P1asma current

2.6 q申

自

Safety factor

4.94

4.02

0.98xI020 m-3

1.09X1020 m-3

sDT

ni

n e

Beta toroida1 burn average

Beta， DT Average DT ion density

Average e1ectron density

keV 12.0 Ti(Te) Average ion temperature

組 de1ectron

MW 459 Pth

tburn

Peak thermonuclear power

800 Burn time sec

sec

1.8xl01t

'¥1300 tdwell Dwell time

Number of pu1ses

Lifetime f1uence MW'Y/m2

即 1m2

0.3

1.03 Neutron wall 10ad

m

V'S

1.3

Single Nul1

50

a

中佃

-54-

Thickness between plasma and magent

Divertor type

OH f1ux

-6;fthill--iillit--ty--L

JAERI-M 87-139

2.3 £ # * » « &

Option C*pffl£f*8tJi!&ltltS->T. «MI£R»|£| |£f t&lc i ] t>- t f t£dt i . * : r<M8SE

« t t f t «£$ IWI I& i l£S-c?<FERja:§;£j&fflL/;:o Option C 4 F ® & | ^ £ f f f t a t t l t & l T ® SJ-BBMMWI4 LT. rt«Stf±«»-Bfll*Ktf- P'J t » « t t l l L , 3S~H£ LT

® ftM®W)M&klX9'4'-<-9, if- K'J s*Rr«rt«/fl.«»Kfc*<*»). r?5Cvic

© .«iJ»3-f^4F«3S§iL. &«<* *»© J:T 2 *9rfcfjyii,;fc 0

^ * t * C D i S T f S t t 7 , 7 X v i ^ S 4 . 9 m . S S + ^ i l ! * 1 Om. * 7 4 * * 9 -y I- SS23.5 m. S& 20.5 m-?£•&<,

7" 7 X ^ S g f g i a-f ;i/ffl* 7 4 * * * .;, h | i h - 7 *a5lC*^T*ff i®JI£g#lit- lJ*5o

#«*r6. xtmmtmih-fxmtm&Bktoammk-e&s* 7*7*vngass*a»fcai mm'&MO b-9 Ji>m% imW-C 78.8cm, ftVUmX 155 cm 7?* So

P F 3 4 ;i/fflrt#jy U-/4 KSI53 4 ^{itfJj^^S 1.025m, ^.ftl'J ^ ^ = 4 «»KO*^:*Sli 10.5mT?«So

¥<*<-9f(.%¥9 h t t l2*SrR| lL . h -yaSf tWi fc fc fc fcSnrSS. JDlft&lilCRH, LHRH, BCRH 4 # - K K H S t t T ^ S o (Ifflffer 2 h*S? *.-»& 3 sK- K tt»JS*i2#-

*M ••?- 9 *£an—&L£1iir&-i$WlJ&Wmi*ti?ti l -fe* /TFCIC^fiJ L. ha-f ^ «»=M;HffloaiH*»&. i t * 1 ttfln?*¥*fflfc3lifc< # » " * ? * * .

Fig. 2 .1 -1 iFig. 2.3 - 1 ~ 3 ICOption CJftDttffffiH. ^ 4 ' < - * fiOlMWfcft. Rift

- 5 5 -

ι.

JAERI -M 87 -139

2.3 全体構造概念

Option C炉の全体構造設計11:当って.核融合次期装置分科会において決定された「次期装置

が満たすべき物理・工学的ミッショ:lJ を設計の基本思想とし.昨年度までの「より現実的な信

頼性ある炉本体構造J 11:基づ<FER概念を適用した。

Option C炉の全体構造概念の特徴として

① 第一盛防護機構として.内側及び上部第一盛領域lζガードリ tタを股置し.第一盛として

パアメタルを採用した。

@ 分解移動対象としてダイパータ.ガードリミタ及が内側/外側遮蔽体があり.プラズマ11:

直接面する構造物は全て炉外への移動及び繍修安換が可能であり信頼性及びフレキシピリテ

ィを高めている。

③ 制御コイルを内置きとし.遮蔽体外側の上下2ケ所に設置した。

炉本体の主要寸法はプラズマ主半径4.9m.装置中心高さ 10m. タライオスタット直径23.5

m.高さ 20.5mである。

プラズマ真空容器とコイル周クライオスタットはトーラス部において共用の真空壁構造である。

トーラス構造物には通常のプランケットは設置せず.遮蔽構造物のみでトーラスを構成する。

すなわち.遮蔽体は可動トーラス部と固定部との分割構造である。プラズマ真空容器を含めた遮

蔽構造物のトータ Jレ厚さは内側郎で 78.8cm.外側部で 155cmである。

PFコイルの内側ソレノイド部コイルはめ心半径1.02Sm.外側リングコイルの最大半径は

10.5mである。

ダイパータ排気ダクトは12ケ所設置し. トーラス支持脚を兼ねた構造である。加馳系はIC陪弘

L日間 .EC阻 4ポート設置されている。乙の他ナストモジュールが3ポート，計測系が2ポー

ト，燃料系が1ポート，保守用が2ポート設置される。

ダイパータおよび第一壁を有する可動遮蔽体はそれぞれ 1セクタ/τ?むに分割し. トロイダル

磁場コイル聞の空聞から.直線1動作で水平方向に引抜く jJ法である。

Fig.2.1-1とFig.2. 3 -1 -3 1乙OptionC炉の縦断面図，ダイパータ叡の移動概念.可動

遮蔽体の移動概念を示す。

-55-

JAERI-M 87-139

$23500

Fig . 2 .3 -1 Dimension of Option C

- 5 6 -

JAERJ -M 87 -139

-・司司一一一一ー，目

Fig. 2.3-1 Dimension of Option C

-56一

JAERI - M 87 - 139

Cryo-nol

Fig. 2.3-2 Configuration of Divertor Module

Semi-permonenl shield / Removable shield

-r ^y

Cryo-slat

Cylinder ~ \ - ^ ! « f Hook -J'

Detail of Travelling Hechan1 SM

Fig. 2.3-3 Removal Concept of Removable Shield

57

JAERI -M 87 -139

噛一回』iLf訓附

A

一

~

監LFig. 2.3・2 Configuration of Divertor Module

Semi.閃『間nenl~由ieldRer抑制eshield

Cr)'o-sla.

~

Fig. 2.3-3 Removal Concept of Removable Shield

-57-

JAERI-M 87-139

2.4 ®mmiLT&u&MWW)^XTAOM&iatt

2. 4.1 MUfflST

© hn>f ?Jl>WM?yt ) \ , (TFC)

® #cM;50l<fl8J#3 4A> (PFC)

© 79*-»Hf f igS ( H S « K ± - f M M t )

© T ^ x - f 7*3/f ^

#*PK19!it C86FER) •fcfl'MPffiiaft ('85 FER-Q)£ © ^ t t t ^ S t t . '86FER Kds^ t l i .

«*DJcWff l iB4-rK«a«»a©«s|Eftf | :co^TEaL. 9cK^Ht«aiMi4r#lBic-3^T

Option CilFfflttaiffiftTJeo^T&iyji-So ID tttttBttlcft « £ « £ < ! > £ * * #

(a) h P ^ A i H a - l * h o4 ^HSJg3/f ;Mcftffli)-S««8#ffl£##i££ L T I i . flj&r&tt* > * - A 7 A ^

t » * - * # A ^ S o W 5 h o 4 ^ i ^ 3 4 * © | | f t « * H : , 7"7X^«|»c*JS«I^«^C: i

- S 3 4 ^RaS^lSit&X&S •&. h - 7 a#<t»»M8tt h n 4 ^ * 3 -f ;Wc¥ J&IMW 6ft

(b) # D ^ * i ) | 3 ^

fcBStfj-y-t>ft*o irts.t>*>. '*-?*'sir'>>)vy-b#ay!yji<mm=><i»<D?imiz®tt?> ft*£8SK«*Rtf. *«M * r * * » 3 ' f A « ± T : & f l # 4 B t t f c S * W - s f c » . -fe^^ -*7A«:±TS| f i IKf t»rL-Cff lST5«J i i t t -3T^So L f c # o T . sty *>?'>') v

- 5 8 -

]AERl-M 87 -139

2.4 初期組立て及び分解移動システムの概念股計

ト

ilif--十

pl上ιllfトレfiLffbpfLltzvEす・2酌

-umkf広制

EP区VRtトEEFS昏

ELvb

2.4.1 初期組立て

初期組立てにおける検討の対象となる炉本体構成機器は以下lζ示すものである。

① トロイダル磁場コイル CT陀〉

@ ボロイダル磁掲コイル CPFC)

③ 中心支持柱

③ プラズマ真空容器(固定遮蔽と一体構造〉

⑤ 断熱真空容器

⑥ アクティプコイル

炉本体を構成する主要機器のうち.ダイパータと可動遮蔽は.定期的に分解修理する事を前提

として設計されている。とのため.とれらの初期組立工程は.分解修理時の再組立と同様であり.

分解移動システムの節で説明するものとし.本節では香略する。!U(2)

本年度設計 ('86FER)と昨年度設計 ('85FER-Qf.との大きな差異は.・86FERにおいては.

小型化，及び構造合理化のため真空容器と固定遮蔽を一体構造とした。とのため，初期組立ての

工程が簡単化されている。

最初に初期組立てに係る各機器の基本条件について記述し.次l乙全体初期組立て手順について

記述する。その後. トカマク型核融合装置初期組立ての最も困難な作業となるトロイダル磁禍コ

イルとプラズマ真空容器の組立てについて基本lζ戻って検討してみる事とし.最後に採用した

Option C炉の初期組立てについて説明する。

(1) 初期組立に係る各機器の基本条件

(a) トロイダル磁場コイル

トロイダル磁場コイルに作用する電磁力の支持方法としては，向心力はセンターカラム支

持.転倒力はトロイダル磁場コイル聞にコイル間支持構造物を設置して支持する。したがっ

てトロイダル磁場コイルの内側ストレー卜部をセンターカラムIζ密着させ.かつトロイダル

磁場コイルもコイル間支持構造と密着させる必要がある。

また隣合う内側ストレート部聞をキー構造で連結する必要があるが.センターカラムの内

側lからキーを挿入する乙とは.ポロイダル磁場コイルの配置から困鍵であり.プラズマ側か

らキーを挿入する。即ちトロイダル磁場コイルの組立時は.プラズマ側に構造物がない乙と

が望まし<.最低でもプラズマ側から見て.キーの挿入空間を確保する必要がある。

一方コイル間支持構造物のうち. ト』ラス中心軸側はトロイダルコイルに予め取付砂られ

ており.初期組立時I乙取付砂る構造とはなっていない。外側のコイル間支持構造物は.初期

組立時に取付可能な構造となっており.炉.f;構造物の組立後に取付砂る乙とも可能である。

(b) ポロイダル磁場コイル

トロイダル磁場コイルよりトーラス中心軸側のポロイダル磁禍コイルは.センターカラム

に取付貯られる。すなわち.パ ')1キングシリンダーとポロイダル磁場コイルの内側に設砂ら

れる支持柱に棚を設砂.ポロイダル磁場コイルの上下方向カと自重を支持するため.センタ

ーカラムを上下方向Iζ分断して組立てる構造となっている。したがって.パッキングシリン

一回一

JAERI - M 87 - 139

(c) 7*9Xv»ff igg

#^121+-eta. r7Xvji$sfS4Hjea[K<o-»flia*«fflLr*tt). ®îiiR«-

'<n-x«ttUi-effl|iiiio-j|ft«K(B±tf'fc«>«>*. *#&to&aa*a* U \ , hp-f ^HBffla-fîacTSBKH:, HffiSttlffl©*"* h t f t t lS t i . ^WfHHJjoSSr

(d) NrftX'££S

(e) T ^ r - f 7 '3^f; i /

Hrt»i:7caiE1?ll»T?'Wtt*tl5o T^-r-f 7*3-f;Ki, l>-7*2r|S]lc»fFiJLT:fc £. 7°

(2) ^W^fflffl4r#iw

® Tff iô-f ^H8S3>f^ f f iH# l-t"( *OH8i§3 -f ^|gSmi<c^g|5li:<gSt L T * < o

® h a 4 9»Wk 3 4 ;i/*a£T

comma, aawsia-eK'JM-So

- 5 9 -

' p

JAERI -M 87 -139

ダIC:トロイダル磁場コイルを組立てた後.センターカラムIC:取付砂るポロイダル磁場コイル

を組立てる手11固とはできず.センターカラムにポロイダル磁場コイルを組立てる工程がトロ

イタソレ磁場コイル組立の前になる。

センターカラム以外に取付砂られる大径のポロイダル磁場コイルは.

ルIC:取付砂られる。

トロイダル磁場コイルの下側の大径コイルは. トロイダル磁場コイルの設定前IC:床部iζ仮

置きしておき，トロイタソレ磁場コイル組立後持上げ，トロイダル磁場コイルに取付砂る。

(c) プラズマ真空容器

プラズマ真空容器は.トロイダル磁場コイルの内側Ic:投砂られるドーナツ状容器にトロイ

ダル磁場コイル聞からトーラス外側へ向砂て引き出志れたアクセスポートが取り付いた構造

トロイダル磁楊コイ

(e)

となっている。

本年度設計では.プラズマ真空容器と固定遮蔽の一体構造を採用しており.固定遮蔽の一

部を真空シール面とした設計としている。

トロイダル磁場ワイルの裏側l乙設置する真空容器にはペローズ部が設砂られており.ベロ

ーズ部の保護構造の取付作業を考慮すると.初期組立時tζペローズ部を溶接する方式とせず.

ベローズ部は工場で両端の一般部IC:組上げたものを.持込む方式が望ましい。

トロイタソレ磁場コイル聞の下部には.真空排気用のダクトが設置志れ，炉心構造物の支持

脚ともなっている。初期組立時lζ真空容器と排気用ダクトを溶接する方式とすると，強固な

溶接部とする乙とができず構造的に望ましい支持脚とはならない。したがって真空容器には

排気用ダクトが予め取付砂られたものを組立てるとととした。

(d) 断熱真空容器

断熱真空容器は.炉本体全体を収納するものであり.

が断熱真空容器の胴部を貫通する構造となっている。

アクティプコイル

アクティブコイルは.プラズマ真空容器内lζ設置される常電導のコイルで.独自の真空容

器内に大気圧雰囲気で収納される。アクティプコイルは. トーラス方向IC:分割しておき.プ

ラズマ真空容器と同時に組立てていく必要がある。

全体初期組立て手順

全体初期組立て手順の概要は下記となる。

① 下側ポロイダル磁場コイル仮置き

トロイタソレ磁場コイル設定前に床部l乙仮置きしておく。

② 中心支持柱の設定

内周側ポロイタソレ磁場コイルを含めた中心支持住を設定する。

プラズマ真空容器のアクセスポート

(2)

• ;!li--

トロイタツレ磁場コイル組立て

トロイダル磁場コイル.プラズマ真空容器.アクティプコイルを組立てる。本組立て手順

の詳細は，次節以後で説明する。

④ ポロイダル磁場コイル設定

仮置きしているポロイダル磁揖コイルを引き上げるとともに，上側ポロイダル磁場コイル

③

-59一

JAERI - M 87 - 139

0 T $ I ^ & S 5 © J S B & T £ ? T - 3 O

nJiliEiK. R F ^ ' ^ h l i R , 7 n x K 7 , VA'-t-VtomLXlkfi^hi, mfflli. ftj*

(3) mJfifcBftTîttf

h*^ffl£i*&£ss-eti, \-v4?>i<w9>3't>\'b-?yx-?n%Mmm%.Lxti<o. m #.x±.t**>s>fram%s%ftmm$.xftx%zis£.t*z>&mtf<ibs, h ^ y^mm*A *#

y ^ X v ^ ^ g ^ ^ ^ ^ i a T ^ s g l i L T A . B . C 3Ig£*fcWL;fc0

A ^ ( i . Fig. 2.4.1 - 1 \C7KtmZ; hn-( ^;HSJg3 4 )\,H£.V9>mLfr-f?X-?X&M

B * l i , Fig. 2AA-2\C7Tsirmn. 75X-7 | |Sgf§£a#gi$JJW(i , -*T'tllflFLTfc

C * f i . Fig. 2. 4.1 - 3 I t ^ - ^ ^ l i : , ho4 û«Jf t34,u£} fc? fLT$4TT* i£ . 7°7

Ctl&«D^S;©SB(fSBlT*itKLTTable 2..4.1 - 1 iC^to h o>f *Oi/«*=M *®ffiM tt«c«ts^*st. h en ?JUM®3 4 *4&tt»w!ie>mwim*ft*******tcmt

t f t 6 £#«-<*-S i . c * i 4 i ? o * W a * ) . AgMfta&4*.&tL. * « * R t t - e f c c © *

(4) h D -f y ; ! /«« 3 -f ^^ff l f tJHaJtTÎB hf>f ^ U S S a ^ y i / ( T F C ) N a l - l O l t o ^ T f i . Fig. 2.4.1 - 4 lEjjrt&lt: 1/12 -fe

^ S E f f i S r c * ^ , , * £ £ £ ( V / V ) fflfflftTSBtt. SftfiffiiTMâ/jNi L. 9 ^ -vmnffl>*%ttZ'«.. TFO&mmo&tkt L T ^ S o ffl£Tffliii&®^tt&Fig. 2.4.1 - 5 it^-fo

M M dOi/«fti3-f.M/ CTFC) Nall.l2ltot,*T«i. H^gSi^Ml^fttPJ-a-Sfc©,*: U

- 6 0 -

JAERI -M 87 -139

を組払込l:J.. トロイダル磁場コイル11:固定する。乙の時. トロイダル磁場コイルの支持構造

も組立てる。

@ 断熱真空容器組立て

断熱真空容器の組立てを行う。

⑤ その他の機器組立て

可動遮蔽. R Fダクト溜蔽，アクセスドア.ダイパータの組立てを行うが.詳細は.分解

修理の節11:示す。

(3) 初期組立て方式比較

トカマク型核融合装置では，トロイダル磁場コイルとプラズマ真空容器が鎖交しており.組

立て上どちらかの機器を分解組立てができる方式とする必要がある。トロイダル磁場コイルが

常電導の場合は.ダプレット IDI1:代表される様にトロイダル磁場コイルを分解組立てができる

方式も採用されているが.FERの様に超電導の場合は現実的に不可能と考えられ.プラズマ真

空容器を分割する方式を選択せざるを得ない。

プラズ7真空容器を分解組立てする案としてA.B. C 3案を検討した。

A案は.Fig. 2. 4. 1 -1 1ζ示す様に. トロイダル磁編コイルおよび分割したプラズマ真空容

器をモジュールとして.乙の単位で組立てる方式である。

B案は.Fig. 2. 4. 1 -2に示す様に.プラズマ真空容器を分解部以外は.一体で製作してお

き.分解部からトロイダル磁場コイルを掃入し. トロイダル方向に廻し込んでい〈方式である。

C案は.Fig. 2. 4. 1 -3 11:示す様lと. トロイダル磁場コイルを先行して組立てておき.プラ

ズ7真空容器を細分化して組立てる方式である。

乙れらの方式の長所短所を比較してTable2.，4.1 -1に示す。トロイダル磁場コイルの信頼

性に最重点を置き. トロイダル磁場コイル組立後単独の通電試験を行う事を考慮するとC案と

なる。しかし. トロイダル磁場コイルの単独の通電試験を実施するためには.断熱真空容器の

仮組立等.追加して必要となる作業が多<.初期組立ての工程上問題となる。

A案とB案を比較すると.従来実績より. トロイダル磁掲コイル内ポロイダル磁場コイルの

ある装置では.ポロイダル磁場コイル分割l数を減少させるためB案を採用しており.その他の

装置ではA案を採用している。またB案では.真空容器を%単位で製作してお砂るという長所

があるが.輸送制限より.工場ではセクタ単位で製作しておき.現地で%まで組立てる必要が

あり.また.乙のための最大吊り重量も大となるという点で.長所が半減される。

乙れらを考慮すると.乙れまでの検討通り.A案が最適と考えられ.本年度設計でもとの案

を採用している。 A案で検討すべき点として. トロイダル磁場コイル閣のキ一打ち込為方式，

真空容器組立て方式.真空容器内のアクティプコイル組立て方式が挙げられる。

(4) トロイダル磁場コイル等の初期組立て手順

トロイダル磁編コイル (T配)No.I-10については.Fig. 2. 4. 1 -4 11:示す様に ν12セ

クタ毎l乙組立てを行う。真空容器 (V/V)の組立て部は.現地組立て長を極小とし.ワンタ

ーン抵抗部を避砂るべし τ苫℃端部i乙沿う形状としている。組立ての単位の形状をFig.2.4.1

-511:示す。

トロイダル磁場コイルロFC)No. 11. 12については.真空容器を更に2分割するものとし，

一回一

file:///C7KtmZ

JAERI-M 87-139

Fig. 2.4.1 -BfcfjitffltA. B . C . D©4-fei?-> 3 Xc^flJLTilflaT^ftTo

® TFC, V/VCONal-fe* -> 3 Viffl&T © TFC. V/VONa2-fe^-> 3 >i|fl4T

@ TFC. V / V cONa 1 0 £>-fe £ •> a îffliT © TFCtfa 1 1 . V / V A -fe * ?*!&T © TFCNdl2. V / V C - t z ^ f f l i T ® TFCRS3*-#A (Nal~Nal 2) @ V / V BfcÔ'D-b^îfflaT © v/vâsâ

- 6 1 -

JAERI -M 87 -139

Fig. 2.4.1 -61~示す様I~A. B. C. D の 4 セクション I~分割して組立てを行う。

真空容器の詳細構造案をFig.2. 4. 1 -7に示す。トロイダル磁場コイルのキーを打ち込むた

め.真空容器には窓を閥砂ておき.キー打ち込み後穴をふさぐ構造としている。接合部は. 1

ターン絶縁部を避砂て設けており.接合部1ターン絶縁部とも.強度上の接合部と真空シール

部を分催した構造としている。

以上の構造により炉心部の初期組立て手順は下記となる。

① TFC. V /Vのぬ 1セクション組立て

@ TFC. V /VのNo.2セクション組立て

⑬ TFC. V /VのNo.l0のセクション組立て

@ TFCNo. 1 1. V /V Aセクタ組立て

⑫ TFCNo. 1 2. V /V Cセクタ組立て

⑬ TFC間キー挿入(No.l-No. 1 2)

⑬ V/V BおよびDセクタ組立て

⑬ V/V窓部穴埋

本手順でアクティプコイルは，真空容器と同時に組立てていくものとする。

-61一

JAER1 - M 87 - 139

Table2 .4 .1-1 Comparison of Assembling Plan

8 S ^ \ TFOW

(Fig. 2.4.1-1)

Big TFC h n -f ?*;i>

(Fig. 2.4.1-2)

C56 TFC 5fe?riiift v v Mftmna, (Fig. 2.4.1-3)

til #

TPC $ a n n £¥*I£|Sj tajjfjvjjfo (DMAIEft)

TFC* m m a ffl H m m Sg g

TFC Pa * - ft" i i ii m m m 8 A

VV*(*SJtfi?g^«lfi * j§ £ T*-tzx#-h Stiffing* * e s * S

* £ 8 S ffl ft m m 8 B B It

TFCrtPFC ft fij & * d> £

* * s o m m 630ton (TFC«W 1/12-W*)

900ton 360ton CTFCITO*

)

m m m TFTR JET

TORE SUPRA (TFCrtPFC

ft)

JT-60 TRIAM- 1 M

(TFCF*3PFC

tit # HaiMI8J:«)VV

4 n » - e * * f i

- 6 2 -

]AERl -M 87 -139

Table 2.4.1 -1 Comparison of &sembling Plan

己竺A案 B案 C案

T陀ペN τ下℃トロイダル TFC先行組立備考

モジ.:L-)1'方式方向廻し込る方式 vv細分割方式(Fig. 2.4.1-1) (Fig. 2.4.1-2) (Fig. 2.4.1 -3)

TFC組立方向主半径方向トロイダル方向 (単独組立)

一ト・

T陀単独通電困難困難 ~ヨ-・・易

TFC 間キー打込困難困難向4長ヨ・・易

vv本体現地溶接線長中短長

アクセスポート現地溶接不要要不要

最終部の組立

真空容器組立困難何gヨ・易困難方式は各自震とも同一

T配内P配分割数中少多

630ton 900ton 360ton 最大吊り重量 (TFC・w WIfzセクタ) 行事'C1個又は

1/12セクタ)

TFI'R JT-60 JET T悶AM-1M

実施例 τ'ORE SUPRA (TFC内P陀 (TFC内PFC

¥ 無) 有)

輸送制限よりvv備考の%セクタ化はサ

イト工場で実施要

-62一

JAERI-M 87-139

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Fig. 2 . 4 . 1 - 1 Type A Assembling Plan

- 6 3 -

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JAERI -M 87 -139

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Fig・2.4.1-1 Type A Assembling Plan

-63ー

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JAERI-M 87-139

Fig. 2.4.1-2 Type B Assembling Plan

- 6 4 -

JAERI -M 87 -139

U ぷ>ζ会

Fig. 2・4・1蝿 2 l'ype B Asse曲 lingPlan

-64-

JAERI-M 87-139

Fig . 2 . 4 . 1 - 3 Type C Assembling Flan

- 6 5 -

JAERI -M 87 -139

〆

.

， .

Fig. 2.4.1-3 Type C Assembling Plan

-65-

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No. 10

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Fig. 2.4.1-4 Assembling Unit (Normal Section)

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No.l -No.l0 TFC

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Assembling Unit (Nor回 1Section) Fig. 2.4.1-4

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TFC

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No. 11 TFC

No. 12 TFC

Fig. 2.4.1-6 Assembling Unit (Last Assembling Section)

No.1 TFC

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Assembling Unit (Last Assembling Section)

Fig. 2.4.1・6

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JAERI-M 87-139

Assembling Section

Resisitive Section

Window for TFC Key

Fig . 2 . 4 . 1 - 7 S t r u c t u r e of Vacuum Vessel

6 9 -

JAERl -M 87 -139

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F1g. 2.4.1-7 Structure of Vacuum Vessel

-69-

Resisitive Section

Winclow for TFC Key

JAERI-M 87-139

2.4.2 JMB-tMbS'*-? A©ffi&tfcft Op. C i£ffl^#ft*ii«E:l:*5 «fctf*©aJS • &»•>* f i l l A*- K 'J 5 * £Bfc^-C. ' 85FER

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(2) £§P-&H#i£

- 7 0 -

JAERI -M 87 -139

2.4.2 分解・移動システムの概念検討

Op.C炉の炉本体構造概念およびその分解・移動システムはガードリミタを除いて. . 85F回

と基本的に同じ概念.システムである。したがって.本節では記述を簡単にとどめた部分もあり.

それらについては文献3)を怠照されたい。また.ガードリミタの分解・移動システムは.ACS炉

と基本的に同じであり. 3.4.2節で詳述しであるので同節を重量照されたい。

(1 ) 基本条件

。分解・移動の対象となる炉心機器

炉本体構造物で分解・移動の対象となる主要機器は以下の通りである。

ガードリミタ

ダイノぜータ

可動遮蔽

RFランチャ-

RFダクト遮蔽/アクセスドア

テストモジューJレ

計測装置

ただし.計測装置に関しては可動遮蔽.ガードリミタ.ダイパータモジュールに組込まれて

おり，分解・修理室へ移送された後，そ乙で計測装聞の修理が行われるものとし，可動遮蔽，

ダイパータモジュー )11，ガードリミタの分解・移動の中l乙含めて考えるものとし，特にそのた

めの検討は行なわない。

これらの分解・移動対象機器の概略寸法.重量.分解・移動頻度をTable2.4.2 -1に示す。

2) 環境条件

分解・移動システム検討にあたって考慮すべき事項として.炉本体機器の誘導放射能と拡散

の可能性のある機器表面付着の放射能(デプリとトリチウム〉について示す。

⑦ 生体線量率

炉本体機器の分解・移動は.炉停止後 1週間のベーキングを行なってから開始されるため.

炉停止 1週間後の生体線量率を以下に示す。なお.以下の備は. O.3MW・y/m2となるまで

炉を連続運転したとして評価した値であり.最も保守的である。

・接プラズマ面(第 1壁.ダイパータ板などの表面)..・H ・106印 m/h

・外側遮蔽体外表面 ...・H ・"10-4rem/b

② 卜リチウム放出量

接プラズマ面からのトリチウム放出量はその温度に依存している。 4ヶ月連続運転し.炉

停止後 7 日間 1500Cでベーキングした後の第 1 壁とダイ..~ータ板表面からのトリチウム放出

量と表面温度との関係をそれぞれFig.2. 4. 2 -1に示す。

③ 崩壊熱

搬入された炉本体機器は劇墳熱を有しているため.その大きさにより.冷却設備を考慮す

る必要がある。ダイパータ.可動遮蔽.RFランチャーの劇場熱(I週間後. 1月後. 1年

後)をTable2. 4. 2 -2 Iζ示す。

(2) 分解・修理方法

-70-

JAERI-M 87-139

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- 7 1 -

ζ

JAERI -M 87 -139

1) 基本計画

前節の基本条件をもとに.分解・修理系検討に先だって，以下に示す基本計画を設定した。

(i) 作業方法

分解・移動方法および全体システムの簡素化を図り.分解・移動システムに過度な機能を

要求しないように.安全性に十分配慮しながら.可能な限り作業員による近接作業を行うも

のとする。

外側巡厳外表面の生体線.4・孟静容値 (2.5m陀nYh) 以下であるため.炉心構成機器の

一部を引出し.炉心を開放するまでは.炉心周囲l乙接近可能なので.各種のハンドリング作

業は作業白によって行うとととする。さらに.炉心構成機器の一郎を取出した後.その空間

にはその都度.遮蔽プラグを取付け.その後のハンドリング作業も作業員によって行えるよ

うにする(作業性を考慮してエアラインスーツ等も着用しない)。ただし.インパクトレシ

チ.自動溶接・切断機など工具類をできるだ砂使用するととにより作業員の負担軽減を図る

ものとする。

(ii) 重量物の搬送

炉心構成機器.大型分解・修理機器などの重量物の炉室内および炉室と保修室聞の搬送は

共通設備としての天井走行クレーンによって行う。炉室内には.計測・制御用ケープル類.

冷却系配管.各種設備などが設置されるので.天井走行クレーンを使用するととにより.炉

室の大きさ.炉室内設備配置計画l乙対するインパクトが少な〈なる。また.搬送に対する融

通性も増す。ただし.安全性・信頼性について十分考慮するものとする。

トーラス部からアクセスポート外への移動は狭陸空間であるとと，述隔操作による高精度

位置決めが必要なととなどから.天井走行クレーンではかなり要求が厳しいので.専用の移

動装置を使用するとととする。ただし.システムの簡素化とコスト低減のため.できるだけ

兼用化する。

(iii)放射能拡散防止策

(a) デプりおよびトリチウム

第 1壁を有する機器は.移動中(特に天井走行クレーンでの移送中).付着しているデプ

リが落下して炉室内を放射能汚染する可能性がある。また. トリチウムは第 1壁表面温度が

崩壊熱により高温になった場合.大量に放出され.安全上または空調等の設備容量上弘2よ

なる可能性がある。

① デプリ拡散防止策

デブリ拡散防止を図るため.移送時.キャスクを使用するものとする。たfごし.キャス

クは分解・修理室での作業性(特lζ除染)を考慮して.できるだ‘け第 1壁近傍のみ担うも

のとするほか.次項②により.気密性は要求しないものとする。

③ 卜リチウム拡散防止策

分解・移動時の移動対象機器および他の炉内設置機器表面からのトリチウム放出を減少

させるため.真空開放前炉停止後 7日間真空容器内をベーキングする。その後.炉内設置

機器は崩壊熱除去系で27"(;以下に保持する。炉内設備機器を 27"(;Iζ冷却時.トーラス

全体から放出されるトリチクムの推定値は約1.4Ci/dayと十分低〈なる。

-71ー

JAERI - M 87 - 139

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- 7 2 -

JAERI -M 87 -139

いっぽう.移動対象機器については.昨年度と問機崩域熱の大きい可動遮蔽は動力付き

の冷却装置により遮蔽体内部を水で冷却し，それ以外のダイパータなど崩域熱の小さ〈分

解・移動頻度の高いモジ.;J.-Jレは構造が非常に簡単でかつ動力の不要な.氷を使用した保(I)

冷キャスク方式とする(詳細はJAE悶一 M86-134 -. 11.3.2.1 :怠照〉。

(b) その他の放射能(水の放射化物と放射化腐食生成物〉

水の放射化物は非常に少ないので・ほとんど問題とならない。また.放射化腐食生成物 CCP)

は分解・修理訴に配管内をドレンすることにより除去できる。配管内面IC.付着したCP Ic.対

しては分解・修理前に配管内を循環洗浄してお〈ことにより放射能レベルを下げてお〈 ζと

とする。

a ダイパータの分解・移動

移動方法

ダイパータの分解・移動方式概念をFig.2. 4. 2 -2 I乙示す。

ダイパータは炉心機器の中でガードリミタとともに最も分解・修理頻度の高い機器の lつ

であるので.他の炉心構成機器とは独立に分解・修理される必要がある。そのため.たとえ

ば.加熱装置の設置されているポート(加納ポート}では.加熱装置を据付砂た状態で，加

熱装置下部の空聞を利用して分解・移動する。

移動機構としてはダイパータ上部と可動遮蔽体聞は放射線ストり-~ング防止のため.ほ

とんどギャップがないので.Fig， 2. 4. 2 -2 Iz:.示すように.ダイパータ毛ジュール遮蔽をア

クセスドアまで延長し.放射線レベルの低い延長部下部に取付砂たローラにより移動させる

方式とするとともに.炉運転中，荷量がかからないようにローラを浮かせ.アクセスドア外

部で荷量を受砂る構造とした。このほか.移動時にダイパータモジュールが前倒れしないよ

うにダイパ』タモジュール全体の重心が遮蔽延長部になるようにするが.ダイパータモジュ

ールを必要以上に重〈しないことと常設ローラなどへのメンテナンスのためのアクセスを可

能とする乙とのため.延長部内部を〈り抜いて大気側としている。さらにとの延長部とアク

セスドアとを直接真空シールし.ダイパータ用アクセスドアは投砂tI，いとととした。移動用

ローラ伸縮機構は.真空l乙対する信頼性向上とメインテナンスのため.大気側とし.そのま

わりに真空パウンダリのためのベローズを設砂ている。

ダイパータモジュールは十分な剛性を有し.ダイパータ本体下部に支持がな〈ても前屈し

ない構造となっているので.アクセスポート内の移動は本体が浮いた状態で'行うが，台車上

l乙は.移動時の健全性をより高めるため.ローラを役貯ナダイパータを支持している。

(ii) 交換手順

ダイパータの概略交換手順を以下に示す。

①炉停止後.真空容器内をベーキングする(ベーキング温度 150't)。

②交換モジューJレ以外の据置の炉心機器を劇場熱除去系で冷却するとともに.交換モジ

ュールの冷却管内をCP除去のため洗浄する。なお.据置炉心機器は以下の交換作業中

も冷却を継続する。

交換モジュールの冷却水をドレンする。

並行して.交換モジュールの真空リップシール切断.支持を解除する。

-72-

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③

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JAERI-M 87-139

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*> - 7 3 -

JAERI -M 87 -139

⑬

3) ガードリミタの分解，移動

本年度新たに提案された炉心機器であるガードりミタの分解・移動概念，システム等に関し

てはAa炉のものと基本的に閉じであり. 3. 4. 2節Ic:.詳述しであるので，本項では省略す

る。したがって. 3. 4. 2節を参照されたし。

4) R Fランチャーの分解・移動

(il 移動方法

交換毛ジュール冷却配管のジャンパー配管を取外す。

ダイパータ交換装置をセットし.ダイパータをコンテナ内11:引込む。

ダイバータを分解・修理室へ移送する。

スペア毛ジューJレを搬入する。

スペアモジ-"--)レをトーラス内11:挿入し.再設置する。

ダイパータ交換装置を撤去する。

ダイパータ Iの支持・結合を行なう。

冷却配管のジャンパー配管を取付仇耐圧，漏洩検査を行なう。

真空リップシール溶接と岡部の非破場検査を行なう。

真空容器内ベーキングと真空引きを行なう。

④

⑤

⑥

@

@

@

⑮

⑪

⑫

RFランチャーはダイパータなどに〈らベ.損耗呈などは小さいものの.プラズマに直面

する部分は領{績を受砂.分解・修理が必要となる可能性がある。したがって.RFランチャ

ーも単独で交換可能とされる乙ととする。

RFランチャーの分解・移動概念をFlg.2. 4. 2 -3 11:示す。

RFランチャーは下部のローラによって移動されるが，炉運転中ローラには荷量がかから

ないようにされている。

交換手順

RFランチャーの交換手順を以下に示す。

① 炉停止後.真空容器内をベーキングする(ベーキング温度 150"C)。

@ 交換毛ジュール以外の据置き炉心機器を樹墳熱除・去系で冷却するとともに.交換モジ

-"--Jレの冷却管内をCP除去のため洗浄する。なお.据置炉心機器は以下の交換作業中

も冷却を続行する。

@ 交換モジュールの冷却水をドレンし.冷却系ジャンパー配管を取外す。並行して.交

換毛ジュールの真空リップシール切断，結合部の解除を行なう。

④ RFランチャー後方部11:補助支持架台を設置する。

RFランチャーを引抜〈。

RFランチャー先端11:アイスボックスを取付砂る。

RFランチャー前方部を分館し.分解・修理室へ移送する。

スペアのRFランチャー前方部を搬入し.後方都と結合する。

RFランチャーをRFポート内へ挿入する。

補助支持架台を撤去する。

ランチャー結合部を締結する。

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⑤

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@

⑥

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JAERI-M 87-139

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- 7 4 -

JAERl -M 87 -139

17L1621btflLUKFLu-t

⑫ 真空リップシール溶接と同部の非破壊検査を行なう。

⑬ 冷却系ジャンパー配管を取付け.耐圧・漏洩検査をする。

⑬ 真空容器内のベーキングと真空引きを行なう。

5) 可動遮蔽の分解・移動

(i) 分解・移動方法

現在想定している炉心機器の交換作業の中で.可動遮蔽が最も時間の嬰する作業である。

可動遮蔽はガードリミタ.ダイパータなどにより保護されているため.それらに〈らべ.分

解・修理作業頻度はかなり小さいと予想されている。したがって.可動遮蔽の交換作業時.

ガードリミタ.ダイパータなどの移動も伴なって行なわれる。たfごし.セクタ一括引抜き方

式の採用など.交換方式については.簡素化が図られている。

可動遮蔽の分解・移動概念をFig.2. 4. 2 -4に示す。

可動遮蔽上部と固定遮蔽聞は.プラズ7 からの直接ストリーミングはないので.ダイパ

ータモジA ールに〈らべてキャップを多少大き〈とれる。また.可動遮蔽表面iζは多数の冷

却系配管が突出ているととのほか.移動装置をコンパク卜化するととを考慮して.ローラフ

ォークを可動遮蔽下部に挿入し.ローラフォークに塔載して移動させる。

(ii) 交換手順

可動遮蔽の交換手順を以下に示す。

① 炉停止後.真空容器内をベーキングする(ペーキング似度 150"C)。

② 交換モジ A ールのあるセクター以外の据置き炉心機器を働峨削除去系で冷却するとと

もに.交換セクター(可動遮蔽だ砂でな<.ダイパータ.ガードリ Eタ.RFラシチャ

ー.RFダクト遮蔽〉の冷却管内をCP除去のため洗浄する。なお.据置き炉心機密は

以下の交換作業中も冷却を続行する。

③ 交換セクターの冷却水をドレンし.冷却系ジャンパー配管を取外す。並行して.交換

セクターの真空リップシール切断を行なう。

@ 交換セクターのダイパータ支持を解除する。

@ ダイパータを引抜き.移送する{詳細は 2)Ii)@-⑥)。

⑥ 外側可動遮蔽下lζ遮蔽プラグを挿入する。

@ インボードガードリミタ本体真空フランジのボルトを取外す。

⑥ インボードガードリミタ移送キャスクを取付砂る。

⑥ インボードガードリミタをキャスク内に引上げる(必要なら，その後分解・修理室へ

搬出する)。

⑩ 上部ガードりミタの結合ボルトを取外した後.ガードリミタを引抜き.移送する(詳

細は 3.4.2(2)3liiIb)④~⑥)。

@ RFランチャーの結合部を解除した後.ランチャーを引抜き.移送する{詳細は4Xiil

④~⑥.必要なら@も行なう)。

⑫ RFランチャー支持架台を徹去する。

@ RFダクト遮蔽に遮蔽プラグを挿入する。

@ RFダクト遮蔽/アクセスドアの支持・結合部を解除する。

-74-

JAERI - M 87 - 139

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- 7 5 -

RFダクト遮蔽を引出す。

RFダクトに遮蔽プラグを取付砂る。

ローラフォーク挿入部遮蔽プラグを引抜〈。

可動遮蔽の支持・結合の解除を行なう。

ローラフォーク(可動遮蔽移動装置)を可動遮蔽の下に挿入し.可動遮蔽を引出し，

移送する。

@ 可動遮蔽のスペアモジュールを搬入し.真空容器内IC.抑入する。

@ 可動遮献の支持・結合を締結する。

@ ローラフォーク掃入部遮蔽プラグを可動遮蔽下IC.何人するe

⑧ RFダクトから遮蔽プラグを取外す。

@ RFダクト遮蔽を真空容器内に掃入.取付砂る。

@ RFダクト遮蔽の支持・結合部を締結する。

⑧ RFダクト遮蔽.下部遮蔽プラグ.可動遮蔽の冷却系ジャンパー配管を取付砂る。

RFダクト遮蔽から遮蔽プラグを取外す。

RFランチャー支持架台を取付砂る。

RFランチャーをダクト遮蔽内IC.挿入.取付砂る(詳細は4Xiil@-@.必要なら⑧も

JAERI -M 87 -139

⑮

⑮

⑬

⑬

⑮

@

⑧

⑧

行なう)。

⑧ 上部ガードリミタを取付砂る(詳細は 3.4.2(2l 3)ii Ibl⑦~⑬〉。

@ インボードガードリミタを真空容器内に掃入する(インボードガードリミタが徹出し

であれば，搬入してから〉。

インボードガードリミタ移送キャスクを撤去した後. ガードリミタ本体の真空フラシ

ジボルトを締結する。

外側可動遮蔽下から遮蔽プラグを取外す。

ダイパータを搬入.取付砂る(詳細は2liil⑦~⑮〉。

交換セクターのガードリミタ.ダイパータの冷却系ジャンパー配管を取付砂，耐圧・

漏洩検査を行なう。

@ 真空リップシール溶接と岡部の非破境検査を行なう。

@ 真空容器内のベーキングと真空引きを行なう。

テストモジュールの分解・移動

分解・移動方法

テストモジュールはモジュール用遮蔽と一体となった台車ごと移動され.修理室でテスト

モジ品目ルが遮蔽体と分雌.交換される。

交換手順

テストモジ A ールの交換手順を以下に示す。また.概略引抜き手順をFIg.2. 4. 2 -5に示

す。

①

②

@

@

@

@

6)

i

i

{

l

i

-

--

炉停止後，真空容器内をベーキングする(ベーキング温度 150't)。

交換モジュール以外の据置き炉心機器を崩壊熱除去系で冷却するとともに.交換モジ

ュールの冷却管内をCP除去のため洗浄する。なお.据置炉心機器は以下の交換作業中

も冷却を続行する。

-75 -

JAERI-M 87-139

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- 7 6 -

③ 交換モジュールの冷却水をドレンし.冷却系ジャンパー配管を取外す。並行して.交

換モジュールの真空リップシール切断.結合部の解除を行なう。

④ テストモジュール後方部に移動装置を設置する。

テストモジュールをアクセスポート外側まで引抜〈。

テストモジュール先端にアイスボックスを取付げる。

テストモジュールを分解・修理室へ移送する。

スペアのテストモジュールを搬入する。

テストモジュールを真空容器内l乙婦人する。

テストモジュールの支持・固定部を締結する。

真空リップシール溶接と阿部の非破繊検査を行なう。

冷却系ジャンパー配管を取付げ.耐圧・漏洩検査をする。

真空容器内のベーキングと真空引きを行なう。

JAERI -M 87 -139

⑤

⑤

⑦

⑥

⑨

⑩

@

@

⑬

分解・修理システムの概念検討

前述の基本条件.基本計画をもとに炉心機器の分解・修理システムの概念、検討を行なった。

システム稽成

(3)

1)

Op.C炉では真空容器内点検・検査など1部を除き.in -situ修理は行なわず.炉心構造物

の修理は分解・修理室ヘモジュール単位で移送されて行なわれる。分解・修理室内分解・修理(4)

システムについてはJAE悶-M 87，-091 で別途検討されているので.ととでは炉室内分解・

修理システム.特l乙モジュール交換システムについて検討する。

炉心機器の分解・修理l乙必要な装置としては.交換システム，錫重投備.遠隔作業用マニピ

ュレータ装置.点検・検査装置.治工具類l乙大別される。本節ではそれらの装置.機器をリス

トアップし.次節で特lζ交換システムについて検討する。

!i) 交換システム

①

ダイパータの炉心からの引出しおよび炉心への再設置を行う。ダイパータを収納するコ

ンテナは遮蔽機能を有しないので.運転は完全遠隔操作により行われる。

ガードリミタ交換システム

インボード周.上部周ガードリミタの2種類が噂備される。

③ RFダクト遮蔽交換システム

ダイパータ部遮蔽プラグのトーラス内外の移動のほか.加熱ダクト遮蔽/アクセスドア

およびテストポートダクト/アクセスドアの移動も行う。

ダイパータ移動システムと問機.完全遠隔操作により運転される。

④ 可動遮蕗交換システム

可動遮蔽をトーラス内外に移動させるシステムであり.完全遠隔操作により運転される。

テストモジA ール交換システム

テストモジュールのアクセスドア内移動に使用する。

⑤ RFダクト遮蔽プラグ移動台車

ダイパータ交換システム

@

-76-

⑤

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JAERI-M 87-139

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- 7 7 -

JAERl -M 87 -139

加熱ダクト遮蔽プラグのアクセスポート内移動を行う。

(jj) 揚重設備.昇降装置

①天井走行クレーン

炉心機器.保守用装置などの炉室内移動を行う。遠隔制御.機側制御とも可能であり，

i!隔制御を行う場合の玉掛けなどのハンドリング作業用l己マニピュレータ.目視装置など

も付属している。

大型Efi畳物用として 600ton.小型朋として 100tonの2種類が紋閲されている。

② ホイストなど

作業臼による直接作J業の際の機:!iI.~安置の持上げ.移送に必要11:応じて.ホイスト.チ

ェーンプロックなどが使用される。

③ 昇降作業台

トーラスまわりのボルト締結・解除などの各種ハンドリング作業の作業員のため高所作

業台として準備される。

(jjj) 遠隔作業用マニピュレータ装置

炉心構成機器の一部が分解・撤去され.高放射化物が露出した空間でのハンドリング作業

を行うために使用される。炉室内床函上を自由に移動できる自走型マニピュレータ装置と天

井走行型マニピュレータ装置がある。いずれも作業性を向上させるため.マニピュレータ本

体は力フィードパック(パイラテラル)マスタースレープ型で.視覚装置には高品位TVを

使用した立体TVシステムが使用される。

マニピュレータ本体は.軽(精密}作業用として. 5 -20kg ，中作業用としては 50kg，

重作業用として 100kgのものが準備される。

(jv) 点検・検査装置

炉室内点検・検査.炉心内点検・検査装置に分けられる。

炉室内点検・検査装置は炉運転中および炉停止後 24時間以内の炉室内を巡回し.点検・

検査する装置であり.定められた経路.方法により.点検・検査する。

破損したダイパータ.第1壁芯どの修理と本格的検査は.保修室U::移送して行うので.炉

心内点検・検査は原則として，破損部の検出と状況把握を行うことが目的である。したがっ

て.炉心内点検・検査は検査用ポートからファイパスコ』プ.小型TV装置などを炉心内に

挿入して行う。

(v) 治工具類

主要なもののみ以下に列挙する。

① インパクトレンチ

配管継手.機器の接合部などのボルトの締付砂，緩めに使用する。

② リップシール溶援機.切断機

真空シール用リップシールの溶接.切断を行う。

シール部11:沿って設置されたガイド上を自走しなー憎ら溶接または切断を行う。

幻ダイパータ交換システム

(j)基本構成および機能

-77一

JAERI-M 87-139

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- 7 8 -

JAE悶ーM 87-139

ダイパータ交換システム概念をFig.2. 4. 2 -6 Iζ示す。

(a) ダイバータ移動装置

ダイパータ移動のほか加熱タザクト遮蔽.加勲ダクト遮蔽プラグ.テストモジ.:<- Jレの各移

動台車の移動にも使用される。

① 走行駆動装置

ダイパータ延長部台車またはダイパータ部遮蔽プラグ移動台車を把持し.炉心と移送台

車聞の移動に使用する。

@ 自走台車

加熱装置下部から加熱装置後方ヘダイパータを引出す(またはその逆)ために使用する。

(b) ダイパータ延長部台車

① 昇降ローラ

移動時の駆動力低減と焼付き防止のため.延長部下部に設け.炉運転時.荷量がかから

ないように台車側lζ引込んでおく。

@固定ピン

可動遮蔽張出し部にはめ込めるように昇降可能となっている。炉運転中の落下防止のた

め.コックで支持する。

(c) ダイパータ移動周コンテナ

デブリ拡散防止のためのキャスク機能と刷均血熱冷却機能を有する。さらに天井走行クレー

ンでの移送時.ダイパータモジ A ール全体を吊る構造としての声、有する。

(i!) 基本仕機および構造

ダイパータ移動システムの基本仕機および構造は昨年度と同様なので.内容の詳細は

JAERI-M 86-134を参照されたし。

(a) ダイパータ移動装置

① 走行駆動装置

形式・H ・H ・..…H ・H ・....・H ・....複動テレスコピック形水圧ジャッキ

負荷容. ....・H ・...・ H ・...・H ・....… 15ton

概略形状{外径X最短長)..・H ・---450ODX2.800mm

ストローク ...・H ・....・H ・....・H ・....10m

-

S

1

!

1-Pilli--i

伸縮速度 H ・H ・-…...・H ・......・H ・...最大20mm/sec

@ 自走台車

形式 …...・H ・.......・H ・.....・H ・電動式自走台車

積載重量 …...・H ・-…H ・H ・H ・H ・"'310ton

自重

台車寸法

走行速度

電動機 …………………………… 15kW

特徴

-…….. 35 ton

--1300HX4.700WX12.00OL mm

…・ 100ν，1r凶n

レールは床面上に突出部をなくすため.床内に埋込まれている。

-'18一

JAERI-M 87-139

(b) • - f ' " - ^ ^ ^ © #?-P*°-7

a - yfi'txK x y F ^ D - 5 ftBfflSff$£ *a-Xttfr&i?* 7 + #&&<): tfftffi^ffi Jtfflij5# (it 1 0 * ) . 30ton/#

@5gt°v 64 mm B J t t ^ S B l * 25 mm

-ft ^ mmQHvwyftR 7. \-tir- $ 600 mm t°* h yiiffi 50~500mm/sec

(c) $4>*-9Wxk?VTl-® M S ^ i B l W ^ f t © ^ f t ; ^ mt&zftR © ttftSl 100 ton ® @ IE

3i"rtJ(i :(* 25 ton T4 * # « / * * 3 ton ( * 2 t o n £ t f )

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-79-

加熱ダクト遮蔽/アクセスドア移動とダイパータ移動の場合は.アクセスドアのダイパ

』タ引抜きポートより下の高さだけ.台ili上面高さを変える必要がある。したがって.台

車上面高さは加熱ダクトの遮蔽移動IZ:必要な高さとし.ダイパータ移動時は.上記の高さ

の差に相当する高さの仮設レール台を自走台車上IZ:取付砂る乙ととする。

ダイパータ延長部台車

昇降ローラ

ローラ形式

昇防部形式

本数および負荷容血

昇降ジャッキストローク

固定ピン

JAERI -M 87 -139

(b)

①

-・・・・エンドレスロ』ラ

...・H ・ベローズ付水圧ジャッキ

・H ・H ・-片側 5本(計 10本). 30 ton/本

64 mm

固定ピン部以外

コックはめ込み機構

方式複動型空気シリンダ方式

25 mm

②

600mm ストローク

50-500 mm/sec ピストン速度

ダイパータ移送コンテナ

-・・・・H ・H ・-非気密型保冷コンテナ

...・H ・..氷による方式

-・・・ 100 ton

形式

保冷方式

積載重量

自重

コンテナ本体

fc)

①

②

③

④

25 ton

(氷2ton含む)

保冷時間

構造

コンテナは天井走行クレーンで上部を吊上げるため枠組構造となっている。ただし，コ

ンテナ前部は，デプリ拡散防止と崩域熱除去のため，保冷キャスク構造となっている。

保冷キャスクは外側の断熱ボックスと内側のアイスボックスより構成されており.両者

とも後方には上下左右に扉.前方にはシャツタを有している。キャスク内部の除換の困難

さを考慮して.アイスボックスは断熱ボックスとは独立とした構造とし.かつデプりはア

イスボックス内に閉込め.分解・修理室ではダイパータを内部IZ:収納したまま断熱ボック

スから前方に押出し.断熱ボックス内は放射能汚染しない構造とした。そのため，アイス

ボックスは薄板構造とし.良熱伝導と軽.化のためアルミを使用した。

アイスボックスは廃棄するため.前部シャツタ，後部扉の開聞のためのアクチュエータ

は設けない。したがって.前部アルミ箔シャツタは.断熱シャツタ先端lζ設砂た把持機構

でその先端を把持し，開閉する。分解・修理室でダイパータを収納したままアイスボッ

クスを断熱ボックスから引出した時は.アルt箔シャツタドラムの触をインパクトレンチ

で回転させてシャツタを聞砂る。後部扉は断熱扉からのりンク機構で断熱扉と連動して聞

-79 -

3 ton アイスボックス

…6 0時間⑤

⑥ -.

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JAERI-M 87-139

«fc-5JC. **xtroS(SI4 ,BWrJft7 B7*'* i«i«>Ji*tiT^So

Op.C'JF©*"- K'J S 2&g|->x-f Ati. ACS'JFffl*ft£g#ftlC|i]--i**l9. **xlc-3l,* Tli3.4.2(3)2)KSI^LT^S«D-e, C C T I i f l S t i . 4) nftt>SiRSS9S4/^71A (i) S*«fiS*3«tD>*«lfII

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(b) ^m*M»&*v*i-

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S^Wlcii'SSFERCprKidiR^iJ^HilBl^-C--*^, )MBlcotiTtt*lMl)&J»MlS*L

(a) RlKiiiJK^Ki^i 3J*Si£Ki£fl!i£g£Fig. 2.4.2 - 8 lC7jrt„ ® D - 7 7 i - ^

««££* 290 ton o - 5 i S ^M K o - 7 # x y i - ' U X n - 7

» a tt»»*£Es>+* + * h o - £ 15mm j§ gf Max 15mm/min

© itSSB fMMES ftl 0 m 8»j&5£; *ffis"J y ^ i a s t V f i f f

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Mill. ItS) - 8 0 -

JAERI -M 87 -139

閉される。なお.乙れらの動力は接触ブラシにより.移動台車上または分解・修理室内の

適当な端子板より得る。したがって.コンテナは移送中は動力の供給はない。

断熱ボックス後部は.ダイパータを収納するまでは閉口されているので.水が解砂ない

ように.それまでの移送中は断熱プラグがはめ込まれている。

3) ガードリミタ交換システム

OP.C炉のガードリミタ交換システムは.AI仁志炉のそれと基本的lζ同一であり.それについ

ては 3.4.2(3)2)に後述しているので，乙乙では省略する。

4)可動遮蔽交換システム

(1) 基本構成および機能

可動遮蔽移動システム概念をFig.2. 4. 2 -7 11:示す。

(a) 可動遮蔽移動装置

可動遮蔽下部空聞に掃入し.可動遮蔽を移動のためリフトアップするローラフォークと可

動遮蔽を炉心部からアクセスポート外側のコンテナ内に移動する走行部から成る。

ローラフォークはエンドレスローラ.昇降ジャッキ.水圧系統などから構成されている。

また，走行部は 2本で 1組の走行用シリンダとその先端のフック.前後進切換用ローラピン

などから構成されている。

(b) 可動遮蔽移送コンテナ

デプリ拡散防止機能と劇場熱除去機能を有する。さらに.可動遮蔽を収納して天井走行ク

レーンで吊上げるためのコンテナ機能も有する。

lii) 革本仕様および構造

革本的には.85F回の可動遮蔽移動装置と同様であり.詳細については文醐1)を参照され

たい。

la) 可動遮蔽移動装置

可動遮蔽移動装置をFig.2. 4. 2 -8 Ir:示す。

① ローラフォーク

積載重量 H ・H ・H ・H ・...・H ・....・H ・...290 ton

ローラ形式 ...・H ・....・H ・.....・H ・-・・サイドローラ付エンドレスローラ

昇降ジャッキ

形式……………...・H ・-・複動形水圧ジャッキ

ストローク …...・H ・....・H ・..…'15mm

速度 H ・H ・......・H ・....・"'Max15mm，/min

② 走行部

移動距雌 ……H ・H ・.....・H ・.....・H ・約 10m

移動方式 ...・H ・.....・H ・H ・H ・..……水圧シリンダによるピッチ走行

水圧シリンダ

容量…....・H ・...・H ・...・H ・..… 4ton/本 (x4本}

形式…………H ・H ・...………複動形水圧シリンダ

ストローク ………………………300mm (ただし.走行ピッチは250mm)

制御.計測

一回一

JAERI-M 87-139

5"; *ymm&, ttit3t>»nmsuimMmn^^j^}. s &««•»©*:*>«:£

« * . # j h » K « 0.5mm j y f l r S S o (D D - 7 f >•

S A 300 k g / * JB S a-7ttfaR.is\)v? 7. h o - J 120mm #ifj£fi: 200mm/min

(b) oJSiitig&iHî/xT-® JMf l t t 300ton © g £ 45 ton ® * it

*8B©S#ttff i*J; tf t t iai*Table 2 . 4 . 2 - 3 Kjjô

1 ^*r tS |5J i«îP^lc «fc Jj i ^ ^ S P T S S «t -5 ictt -3-0> 5„ 5) RF *"* hJ&ig^&S'X-r A (i) S4sKfiK«J:V«MI

RF : /* higiK£&i'XTA£Fig. 2.4.2 - 9 K*N- 0

KTtn.a>&mi$mtsjk.vmwim*+•>*****&. ftMsmEmn^^-î-^f/.

(a) # S g o - 7

#-h«fc«3T<Offi©fc"y-T*-bx#-hrtE6|!«J;t)5StbLT^So Zcotzlb. T2-k7.V7?i

- 8 1 -

]AERI -M 87 -139

シリンダ伸縮速度.すなわち移動速度は流量制御弁lとより.さらに微調整のために左

右のシリンダを独立に駆動できる。

シリンダにはストローク位置検知用のポテンショメータ.前進位置検知用リミットス

イッチ，後進位置検知用リ tットスイッチが設げられている。位置決めは.ガイドレー

ルの突起が基準点の役割lを果たし.シリンダのストロークを制御する乙とにより行う。

なお.停止精度は 0.5mm以内である。

③ ローラピン

容量・H ・H ・...・H ・H ・".・H ・......300 kg/:本

形式 …...・H ・.....・H ・....・H ・-・・ローラ付水圧シリンダ

ストローク ….........・H ・.....・H ・..120 rnm

伸縮速度 ….. .・ H ・....…".・H ・..… 200 rnm/凶n


①積載重量・H ・H ・.....・H ・-…".・H ・"'300ton

②自重・…....・H ・...・ H ・....・ H ・...45 ton

③構造

コンテナは天井走行クレーンで吊上げる際.荷重を受砂るための仲組構造の内側にデプ

リ拡散防止のための薄板を掘った構造となっている。コンテナ内面には除染性を考慮して.

使用後取外し可能な薄膜が内強りされている。

コンテナは付属装置として.前面にデプリ拡散防止用シャツタ.後部IZ:崩域熱除去装置

が設置されているほか.コンテナ床面には可動遮蔽移動装置走行面等が設置されている。

コンテナ後部の崩壊熱除去装置下部には，非常時等.必要に応じて可動遮蔽移動装置をコ

ンテナ外IZ:引抜くためのポートが投げられている。

崩壊熱除去装置は冷却材に水を使用し.可動遮蔽内部を直接冷却する方式となっている。

本装置の基本性能およひ'仕様をTable2.4.2 -31ζ示す。

本装置は第 1壁冷却系，内部遮蔽冷却系とも出入口配管l乙取付砂た電動弁により独立に

冷却可能となっており，たとえば第 1壁の冷却材圧力ノミウンダりが破纏した織合には.第

1壁を内部遮蔽冷却系によりi罰接冷却できるようになっている。

5) R Fダクト遮蔽交換システム

(j) 基本構成および機能

RFダクト遮蔽交換システムをFig.2.4. 2 -9 1ζ示す。

RFダクト遮蔽を移動するための主要装置としては.RFダクト遮蔽移動台車.アクセス

ドア外の移送台車および駆動用ジャッキがあるが.移動台車以外はダイパータ移動システム

で使われた装置が兼用されるので.本節では.移動台車についてのみ記述する。

RFダ0ト遮蔽移動台車はRFダクト遮蔽の移動だげでなく.ダイパータを引抜いた後の

空聞に.遮蔽プラグを挿入する{または引出す)ためにも使用される。

(a) 伸縮ローラ

RFダクト遮蔽はアクセスドアと一体となっているので.アクセスドアのダイパータ引抜

ポートより下の部分だげアクセスポート内面床より張出している。そのため.アクセスドア内

-81ー

JAERI - M 87 - 139

(b) # ® S

(c) ^^-*«iK7°7*"}e8*lt

(ii) S#ttfcfc«fctfW« (a) f#iHSnT7

® JB A i n ' ^ D - j l t t E ^ t - / * ® &ffi£* 40 ton / # ( £ 1 2 * )

W I H

<D a-ifaim®. 300 x 400 XI64 mm

& 5* Mtt^TKE-V'JV:/ ( * f ^ ^ • #tf> X h o - J 600 mm

(b) # & £ ® ff®^ * S J ? + ^ * ( 4 * ) KJ;5 © # & • • * + • ? *

^ h n - * 100 mm & £ [ $ • 8 0 t o n / $

(c) ^ > f ^ - * * a K 7 * f *KS*WMI * « OtSLilvrH*.

(2) flJ&HE&ICO^TliJAERI-M 85-178 Fig. 8.3.19££l$.£:h.;fc L„

(i» R F ^ hiiiRy7<mw)i$m RF * * b « K 7 * 5 ^ » » « d ; * H g . 2.4.2 - l O K * *

»»^*tt«K7*7 y»flMi«i©B*>. att«*©i«s*»M*sfc»©#w«*fc*9r*-

*fMBG*H;B»i>+»*H;RF 99 hSSffl©*lK7*?4'>©JMMKt>ttJ13*L«. * ©

(ji) X * K ^ a - >\'$&ki'7.-f- A

f^^a - ; f&i )gS« :§ ;£F ig . 2.4.2 -llic*^,, x * h*5?^-^r*-b^#-hrt©Ta5*ttRF^i ' bam??mmsMMfmt

- 8 2 -

JAERI -M 87 -139

-外の移動台車走行面の高さの差11:対応できるようにローラは上下に伸縮可能とされる。

(b) 昇降台

RFダクト遮磁を移動台車に搭載するための台で上下に昇降するととができるほか.簡単

な固定機構を有する。

(cl ダイバータ部遮蔽プラグ把持機構

ダイパータ部遮蔽プラグを移動させる時，プラグを把持する機能を有する。

(ii) 基本仕様および構造

(a) 伸縮ロヶラ

①形式・H ・H ・.....・ H ・....・ H ・'"・・・エンドレスローラ付水圧ジャッキ

@ 負荷容量 H ・H ・.....・H ・.....・ H ・-…'40ton /本(全 12本}

③ ローラ概略形状・H ・H ・.....・ H ・-・山 300w x400 L X164 Hmm

@昇降シリンダ

形式… H ・H ・...・H ・......・H ・-複動形水圧シリンダ(ポテンショメ，タ付}

ストローク・H ・H ・-…....・ H ・-…'600mm

(bl 昇降台

①昇降方式・....・H ・.....・H ・-…H ・H ・-・水圧ジャッキ(4本}による

②昇降ジャッキ

形式…...・H ・.....・H ・...・....ポテンショメータ付償動形水圧シリンダ

ストローク・H ・H ・.....・ H ・...・H ・.100mm

負荷容量・H ・H ・.....・ H ・0"" ・H ・..80ton/本

(c) ダイパータ郁遮蔽プラグ把持機構

方式….....・H ・........・ H ・.....・ H ・..水圧クランプ方式(2)

構造概念、についてはJAERI-M85-178 .Fig.8.3.19を参照されたし。

6) その他の炉心機器移動のためのシステム，装置

li) RFダクト遮蔽プラグ移動台車

RFダクト遮蔽プラグ移動概念をHg.2.4.2 -10に示す

RFダクト遮蔽プラグ移動11:使用される主要装置は.移動台車とその駆動ジャッキおよび

自走台車であるが.移動台車以外はダイバータ移動用のものが兼用される。移動台車はとも

に仮設架台上:1:載せられた駆動ジャッキで押引されるととにより.可動遮蔽RFダクト11:取

付砂，取外しされる。

移動台車は遮蔽プラグ把持機構のほか.取付時の高さを微調整するための昇降機構も有す

る。

本移動台車は駆動ジャッキはRFダクト遮蔽周の遮蔽プラグの移動にも使用される。その

場合は，両装置はRFランチャー支持架台上に据付砂られる。

(ij) テストモジュール交換システム

① テストモジュール移動装置

テストモジュール移動装置概念をFig.2. 4. 2 -1111:示す。

テストモジュールアクセスポート内の下部床はRFダクト遮蔽プラグ移動台車走行面と

-82-

JAERI-M 87-139

urn??r&i>iz&Rii-k.mmi)mRi*ti&o î&*ii?^ h*^ 3 -*i-( |[ia

» i S « » * « l . \ *»-3*MW*M*"e»JW • « » ' • * r A * * M * & a * £ £ **&fij LTKtt Lfco

Fig. 2.4.2 -12ICr* h**^* - ;M£i£* + a * © i H i ^ ^ o

•jlCf x hS? + -5r-y M*3Bft t I££*iT^£ 0 r x h *&* - ^jgjgy 7 #'<£>?• h y — S *nW:ff l IB^ff l£&©®^»lc t t±$£if i# tg |Nc$S*^7 7 v ^ i O t h L T l ^ o *fc. * + x*fe^^-e_kl!|$£i^tSI$l<:-rx h * - > " ^ - ^ i i i g 7 ' , 7 ^ © 7 7yi?i (a t3; |S| bif S© 7 5 >• s^s"3Itb L T*3 0, i^tffl 7 7 y J?PslojgiK7' 5 <f t * + x 9 fig!*£IS i f i ^ t ^ S o p 7 7>i JFBîBfit(i, x * h * s ^ - ^ | j 3 i | i - * + x*5fc«©?g| l t

* i ^ - ^*i^^»CiîHll!|<cg|JS*>*i/: 6, * + ^ * ©5fe«ag|5H:r 4 x * ,, * xS*#AS

C4-fxh*S?a-**a^«t-5»c«rlWffi**l9!l!t6*iTl^* (Fig. 2.4.2 - 1 2 # ^ ) „ *+^*5feSSI5tiFig. 2.4.2-120ASB©<fc5«8lJg£LT::lb-«3. f ^ t ^ 3 - A |

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*>* + **©ttffi;W53&£*ia^j;-5»ett- 3-c^So « * , * * t x ? ©#&8$fi8tt8j 4 0 fF^-C* *„

(iii) R F 7 ^ t - ^ M + ^ RF 7 y f t - M 4 t ^ ? ! i l $ 6 5 K l i f / ! h -=es^ -*&mmkfflVX&Z><DX. C

<l-e(i-€-©«|ii«r^^-ffl*-lc®J6S (Fig. 2.4.2-13 JCRF 7 v ? + - $ * + * £©1 i i i £

RF 7 Vx+-&JRffiLT^fl!K3l&l>fc* + **0HiF^ft:tt, 7-7. h * i ? a - ; i / 0 i # ££|SHi. ISritfS©oHfc7>f *#„>? :* (?Kg©^:#*: 120cmWxi70cmHx50cmD) » « t t k , f t S „ t O i # « ) $ + + X ^ f f l g ^ 0 l i | S l 4 0B#F^t?*So

- 8 3 -

JAERI _. M 87 -139

同一高さiとされているので，テストモジュール移動台車以外の駆動ジャッキなどはRFダク

ト遮蔽プラグ移動に使用した装置が兼用される。移動台車はテストモジュールと一体とな

っており.炉運転中もアクセスポート内Ir.常設される。ただし.テストモジュールは保修

室で交換され.移動台車は再使用される。

② テストモジュール移送キャスク

テストモジュールl乙付着しているデブりは第 1壁およびその近傍である乙と.キャスク

は使用後廃棄する乙と，実験計画l乙支附がないようにまる乙とはどから，キャスクは第 1

壁近傍のみ覆い，かっ構造が簡単で分解・移動システムが簡素となる乙とを指向して設計

した。

Fig. 2.4.2 -121r.テストモジュール移送キャスクの構造を示す。

キャスクは良熱伝導と軽量化を考慮してアルミ創簿板構造をしており.図に示されるよ

うにテストジャケット内面Ir.常設さ計ている。テストモジュール遮蔽プラグのストリーミ

ンクー防止用段差の最後の段差部分には上部と両横部に短かいフランジが張り出している。

また.キャスクも最後部で上部と両横部Ir.テストモジュール遮蔽フ.ラグのフランジとほぼ

同じ高さのフランジが張出しており.両者のフランジ閣の遮蔽プラグとキャスク院は空間

となっている。両フランジ聞の距離は.テストモジュール第 1壁ーキャスク先端聞の距雛

と崩壊熱冷却用アイスボックス厚さの合計程度になっている。したがって.テスト.~ジュ

ールが引抜かれ.キャスク内に先端からアイスボックスの!事さ程度まで収容された時誌で，

両フランジがかみ合い.以後.キャスクもテストモジュールと一体で引抜かれる。テスト

モ:./:<-)レが完全に炉室側に引抜かれたら.キャスクの先端部Ir.アイスボックスが挿入さ

れる。キャスクから炉室への放熱を極:;';減少させるため，アイスボックスには.キャスク

ごとテストモジュールを報うように断熱箱が設けられている CFig.2.4.2 -12参照)。

キャスク先端部はFig.2.4.2 -12のA部のような構造をしており.テストモジュール移

動時.デプりがテストジャケット前方領域(キャス壬のない領域)及びキャスク内に落下

しでもそ乙からさらに 2次汚染しにくいように考慮されている。したがって，新しいキャ

ス長またはテストモジュールを設置する時.前もってテストジャケット内を除染しなくて

もキャスクの外面が汚染されないように江っている。

なお，本キャスクの保冷時聞は約40時間である。

(iij) RFランチャー移送キャスク

RFランチャー移訟キャスクは基本的にはテストモジュール移送用と同じであるので，乙

乙ではその構造を示すのみに留める CFig.2.4.2 -131乙RFランチャー用キャスクの構造を

示す)。

RFランチャーを収納して炉室側へ引抜いたキャスクの前部には.テストモジュールの場

合と同様.断熱箱のついたアイスボックス{氷室の大きさ 120cmwx170cmH X50cmD)

が防対付られる。乙のときの本キャスクの保冷時聞は約40時間である。

-83一

JAERI-M 87-339

Table 2 . 4 . 2 - 1 Approximate Dimension, '.Lght and Maintenance Frequency of Reactor Components Maintained

Component Dimension

Width(m)xLength(m) xHeight(m)

Weight ( t ons )

Frequency (per year )

D ive r to r module 3 x 9 x 1.2 85 1 Guard l i m i t e r

Inboard 0.4 x 10.6 x 0 . 2 1.5 6 Upper p a r t 2 . 3 x 7 . 7 x 0 . 3 31 1

Movable r-hie Id 3 x 5 x 7 270 0 . 1 RF duct s h i e l d ( i n t e g r a t e d wi th access door) 3.5 x 7 x 6 260 0 .1

RF launcher (ICRF) 2 . 7 x 9 x 4 120 1 Test module 1 x 3 x 2 . 18 0 . 2 ^ 1

Table 2 . 4 . 2 - 2 Decay Heat of Reactor Components (per module)

Unit : kW

^~~~—_J?ime a f t e r r e a c t o r ' ~^_^^_^ shutdown

Component ^~~~~~-—- ____

a week a month a year

J i v e r t o r module

Guard l i m i t e r

Inboard

Upper p a r t

Movable s h i e l d

RF launcher

Test module (Low temperature T/M)

3 .4

1.5 2 .7

40 2.2 0.2

2 , 7

1.2

2 .2

32

1.8

0.16

0 ,61

0 .83

0,49 7.2

1.2

0 .11

- 8 4 -

JAERI -M 87 -139

Tab1e 2.4.2-1 Approximate Dimension，・~ght and Maintenance Freque:ncy of Reactor Components Maintained

Dimension Weight Frequency Component Width(m)xLength(m) (tons) (per year)

xHeight(m)

Divertor modu1e 3 x 9 x 1.2 85 1

Guard limiter

Inboard 0.4 x 10.6 x 0.2 1.5 6

Upper part 2.3x 7.7xO.3 31 1

Movab1e c，hie1d 3 x 5 x 7 270 0.1

RF duct shie1d 3.5 x 7 x 6 260 0.1 (integrated with access door)

町 1auncher(IC町) 2.7 x 9 x 4 120 l

Test modu1e 1 x 3 x 2 18 0.2'u 1

Tab1e 2.4.2・2 Decay Heat of Reactor Components (per modu1e)

Unit : kW

L忌ごせ空1を a week a month a year

.Jivertor modu1e 3.4 2.7 0.61

Guard limiter

Inboard 1.5 1.2 0.83

Upper part 2.7 2.2 0.49

Movab1e shie1d 40 32 7.2

町同Cher l 2.2 1.8 1.2

Test modu1e (Low t佃 peratureT!M) 0.2 0.16 0.11

-84ー

JAERI-M 87-139

Table 2 . 4 . 2 - 3 Main S p e c i f i c a t i o n of Decay Heat Removal System for Movable Shie ld

Cooling capacity Coolant

Temperature, i n l e t / o u t l e t Flow rate Pressure loss

Air temperature

40 kW

12°C/7°C 114 a/rain 1.7 mH20

35 °C

Dimension Weight

2 . 2 H x 2 w x l D m 600 kg

Elec t r ic power Power of compresser Type of heat exchanger for a i r Type of heat exchanger for water Fan

Type Flow ra te Moter power

12 kW 11 kW

Cross fin coi l Coaxial pipe

Propeller 290 m3/min 0.36 kW

]AERI -M 87 -139

Tab1e 2.4.2-3 Main Specification of Decay Heat Remova1 System for Movable Shield

Co01ing capacity 40 kW

Co01血 t

Temperature， in1et/out1et 12DC/70C

F10w rate 114 R./min

Pressure 1088 1. 7 mH20

Air temperature 35・c

Dimension 2.2Hx2Wx1D m

We1ght 600 kg

Electric power 12 kW

Power of c咽 presser 11 kW

町peof heat exch血 gerfor air Cross fin c011

Type of heat exchanger for water Coaxia1 pipe

F田

町pe Propel1er

Flow rate 290 m3/min

Moter power 0.36 kW

-85-

JAERI-M 87-139

300

100

r

(0

G E 110 I-•D 01 w n <u "3

First wall

Divertor

0.1 J 270 300 350 400

Surface Temperature (K)

Fig. 2 . 4 . 2 - 1 Tritium Released from Divertor Plate and F i r s t Wall (Whole Torus)

- 8 6 -

300

100

【』戸畑司~山口》

E 310 』

ト

苦闘m g

ω 区

0.1

JAERI -M 87 -139

ー00

Flrst wall

270 300 350

Surface Temperature (K)

Fig.2.4.2-l Tritium Released from Divertor 、Plate and First Wall (Whole Torus)

-86-

Crvo-stot * A t r a n s f e r container i s not shown in t h i s f igure.

m m oop»n LwiP] ( jg)

Ditail A

Support

Detail ' B '

> 3 i 2

Fig. 2.4.2-2 Removal Concept of Divertor

国

‘a

図 * A transfer container is not shown 1n this f1gure.

Section X X

』〉伺霞

l墨

田

叶

1

】包

.

島出じ旦'

F1g. 2.4.2-2 Removal Concept of Divertor

Telescopic jack

i S ss I

Sub-support structure

Fig. 2.4.2-3 Removal Concept of RF Launcher

I

】〉回出

l玄

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¥ムLE--ー!とコ

包

Sub国包upportstructure

Removal Concept of RF Launcher Flg・2.4.2・3

JAERI-M 87-139

SwrpirmonM *itW fwnsWGifj shliW

Crj»-il«l

(1) Withdraw the shield plug under the movable shield

(2) Insert the movable shield transfer machine under the removable shield

Clft-MU

(3) Withdraw the movable shield

* A transfer container i s not shown in t h i s f i gure .

Fig . 2 . 4 . 2 - 4 Removal Concept of Movable Shield

- 8 9 -

JAERI -M 87 -139

a -

(1) Withdraw the shield plug under the movable shield

Ctrt..柑

(2) Insert the田ovable.hield tranlfer皿achineunder the removable shield

(3) Withdraw the movabl・shield

* A transfer container is not shown in this figure.

Fig. 2.4.2-4 Removal Concept of Movable Shield

-89ー

JAERI-M 87-139

(1) Set the telescopic jack to the t e s t nodule

(2) Withdraw the t e s t module * A transfer container i s not shown in th i s f igure.

Fig. 2.4.2-5 Removal Concept of Test Module

- 9 0

JAERI -M 87 -139

.・血"-

(1) Set the telescopic jack "to the test module

(2) Withdraw the test module

企 Atransfer container is not shown in this figure.

Fig. 2.4.2-5 Removal Concept of Test Module

一卯一

ACCESS DOOR

to

I

JJIVEBIQH

> 2

i

TELESCOPIC JACK

SECTION A TRAVERSE CAR

SECTION B

Fig . 2 . 4 . 2 - 6 Divertor Replacement System

』〉何百

l玄

21-s

SHIElD PLUG

<O ド・・

SECTION B

Divertor Replacement System Fig. 2.4.2-6

SHUTTER BOX

MOVABLE SHIELD TRANSFER MflrH^E

ELECTRIC VALVF

COOLNG UNIT

a i

s

GUIDE RAIL

Fig. 2.4.2-7 Movable Shield Replacement System

』〉拘留

1

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Movable Shield Replacement System Fig. 2.4.2-7

JAERI-M 87-139

H

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- 9 3 -

JAERJ -M 81-139

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Fig. 2.4.2-9 Transfer Machine of RF Duct Shield

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Transfer Mach1ne of RF Duct Sh1eld

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Fig . 2 .4 .2 -10 Transfer machine of Shield Plug for RF Duct

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Fig. 2.4.2-10

THERMAL INSULATOR

1

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TEST MODULE

SHIELD TOR PIPES

TELESCOPIC JACK/

2 i

Fig. 2.4.2-11 Concept of Test Module Transfer Machine

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Fig・2.4.2-11 Concept of Test Module Transfer Machin邑

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Fig. 2 . 4 .2 -12 Cask for Test Module

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Cask for Test Module Fig. 2.4.2-12

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Fig. 2 .4 .2 -13 Cask for RF Launcher

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Cask for RF Launcher Fig. 2.4.2-13

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Option CiPJi. BK l^^Ko t t tH ia*«MlL fc# ! . * a * S « > : H J £ * R * - W b U * '

(2) 7*5 X^ j*£g3§

*©KBJ l * t t l i T * *3 l # - ! • « • * ? « $ & M M jT*s-( ^STCIigRS! (Dffl) ± a * . »£8S©<feWBtt0l»ffiB*Fl& 2.1.1 lC/T:to Option C # 0 7 ? * ^ J I £ « W © W » i .

«»fis©**-<raw:Hg. 2.3-1 Kjjfa-ai)-e**o n&gmofcmimt. wzxtmrn immmmt i. &*®Fig. 3.5.1 -BtcjFtmfcUk&t uz0

(3) VrMkX£88

JPS 200mm JBTF**»LT. ± T * * J : C W * * 'J 7*«i§i L, 3ME*f#fctffco

2. 5.2 MS—H • ** - K 'J 5 9 • y -f '« - * (1) » - «

^-S(i77XVic*)jp|^-SBi LT, 7°7X-7^5,ff l«L^m • ft?fiffi&Victp&jmMZ

7 7 ° i / 3 yB#fflgitt .*a. tt&oiitttlfljfc&g Lfctt t t ifatf *itf a 6 a ^ 0

Option c#5-eii. $ & © * " - K U 5 * * j i £ $ f f l 3 - 5 e £ - e . "4T5M7VOJ&—e*£#

(2) # - K M *

5 0 C<Dtz#>, *<T94 7°OB—ffi*«»-#-SfcJ6K. * * - K'J ^ ( O f t t S i A L , 7=4*

- 9 9 -

2.5 コンポーネント概念

2.5.1 真空容器

(1)概要

jAERI -M 87 -139

真空容器は.炉心プラズマ及び炉心トーラス構造物を内蔵するプラズマ真空容器と.超電導

コイルを内蔵する断熱真空容器(クライオスタット)より構成される。プラズマ真空容器の一

部は，断熱真空容器の一部を兼ねるコンパインド型である。

プラズマ真空容器は.基本的には厚肉部と高抵抗部より構成される。一周抵抗を確保するた

め.厚肉部は卜』ラス方向i乙12分割され.電気絶縁物を介して剛結合される。一方との分割

には，適切な電気抵抗を有する抵抗体が挿入され. トーラス一周抵抗を得ている。

乙のため.全体の構成は. トーラス方向i乙厚肉部と高抵抗体を交互に配置しており.高抵抗

部はトロイタソレ磁場コイルと同ーの位置に配列される。

真空容器の外側には. トロイダル磁場コイル聞に関口部が設砂られ.熱伸縮吸収の為のベロ

ーズを介して.クライオスタットと結合される。

Option C炉は.ほぼ昨年度の設計思想を踏襲したが.真空容器と固定遮蔽を一体化し.ギ

ャップをなくすととにより.実効遮蔽厚さの増大を図った。

(2) プラズマ真空容器

プラズマ真空容器は従来通り，厚肉部と高抵抗部を交互に配置するととにより構成される。

その断面形状はアクセスポート部で矩形型.トロイダルコイル部では長円型(D型)となる。

真空容器の全体形状の断面図をFig.2.1.1 I乙示す。 OptionC炉のプラズマ真空容器の特徴は.

固定遮蔽体がプラズマ真空容器を兼ねる構造を採用したととにある。

縦断面の基本寸法はFig.2.3 -1に示す通りである。真空容器の高抵抗部は.昨年度と同様

に薄板構造とし.次章のFig.3. 5. 1 -6に示す構造概念とした。

(3) 断熱真空容器

外部1気圧.内部真空とする差圧 1培 /cm2の外圧容器とした。一周抵抗上制約される実効

厚さ 200mm以下を考慮して.上下蓋および胴部をリプ構造とし.強度を持たせた。

2.5.2 第一壁・ガードリミタ・ダイパータ

(1) 第一壁

第一壁はプラスヤ11:柑旬する面として.プラズマからの厳しい熱・粒子負荷並びに中性子照射を

受砂るので.乙れらに起因する熱応力.熱疲労.スパッタリングエロージョン.更にはディス

ラプション時の椿融・蒸発.材料の照射損傷に注目した設計でな砂ればならない。

Optioll C炉では.後述のガードリミタ構造を採用するととで.ベアタイプの第一墜を基本

構造とする。

(2) ガードリミタ

ディスラプション時にはインボード第一壁やアッパーボード第一壁の熱負荷条件が厳しくな

る。 ζのため.ベアタイプの第一壁を保護するために.ガードリミタの概念を導入し.ディス

ラプション時の熱負荷の大部分をガードリミタで吸収する。

一個ー

JAERI-M 87-139

(3) #4>*-9 tfii-ea&tmaiti.. vmAttsomanmi. 9W7.TV®7--?m, t - h

* » « * ' & « So ^ < f ' < - * liFig. 2. 5.2 - 1 K S t A - 5 K3oo*»»cft i l !6*Rr«a«Ht4

0 . iSl"<^K0|*J»ftlK*1fil4^:l1l|cg«-t-5fc«>-e !**0 Fig. 2. 5. 2 - 2 . Fig. 2.5.2 -3 I C * M ' « - * « © £ » * l J t £ * * " o 94 '>*- *«t*IBi££P iS CM* 20mm, ft 25mm)©*

&ffc&>&tt*gi!&& cn«-3SJ*L^iWaiWT*KB3&i-* 316S.SSfiMiaW*6«lRS*i,

# ! ! & © £ J&U^ft£P ,gltig£$ffl L. mttm&motzib 6mmSOW^ -f * & # t t * l * © T^jCvflHKtfo-f * 0 ^ f l f c * o T n - f W * * a * R f f l L f c . RMtt-S$*Mflll!fi I- - 7

&, ^^^T^7°iLT^*pe i ff i! l®4-fe7 S y £ 3 - f * v^^-So ftSW^ttt-bS'i'*

- M » a m J * ->-*• **Mrc , **o X. **OftlMRJl#B'f* , A'*fiI6 4rBrKh—f » * |^IK?&- 3 ' r |S!HStlS316S.S3£fifK'-AK»Mi#^h*^L-CHi£Sn* 0 jgf iff-Att . ± T 2 *j©&sna * r t « * « i sare 6 « © £ » * - * ©#£n*ii h - 7 ^ ^ftJuaraMe ^M7°4^LT«««i§t?ab50 #«®5:^t*-Att(>-7^^|Sli(!«;100mmft3©i»^«IJft©

-100-

JAERI -M 87 -139

ガードリミタの基本構造は.アーマ材をヒ』トシンク材へ治金的接合した構造であり.第一

壁よりも若干プラズ...<<IJへ突き出して組立てる。ガードリミタは.TFC聞を通って掃入され.

真空容器内の真空を破らずに交換できる様考案した。

ガードリミタの構造.解析等の詳細は 3.3節lζ述べる。

(3) ダイパータ

ダイパータの基本構造は.昨年度までの設計を踏聾し.タングステンのアーマ材を.ヒート

シンク材であるOFHC鯛に治金的接合した構造である。

ダイパータの全体構成は.①ダイパータ仮.②ダイパータ排気室および遮蔽体.③外側支持

構造体からなる。ダイパータはFig.2. 5. 2 -1 11:示すように 3つの部分に分割が可能な構造と

している。乙れはダイパータの分解修理において.ダイパータ板部のみ交換修理する乙とによ

り.高レベルの放射化廃棄物を大巾l乙軽減するためである。 Fig.2. 5. 2 -2 • Fig. 2. 5. 2 -

31乙ダイパータ板の全体構造を示す。ダイパータ板は銅冷却管(厚さ 20mrn.巾25mrn)の集

合体からなる受熱紙乙れを支持し可動遮蔽体下部に固定する 3168.8支持構造体から構成され.

各々は絶縁ボルトを介して接続される。図に示すように.受熱板はディスラプション時の電磁

力軽減のためU字冷却管構造を採用し.銅冷却管保護のため 6mm厚のwタイルを各冷却管の

プラズマ側i乙ポロイダル方向に渡ってロー付する構造を採用した。隣接する冷却管聞はトーラ

ス方向にギャップを設砂て設置されるが.熱膨張.電磁力による変形に伴なう接触を避貯るた

め.パックアップとして冷却管側面をセラミックコーティングする。冷却パスはヒ』トシンク

材断面内およひ下部l乙上下2段I乙内笹 15Omrnの銅パイプをポロイダル方向に股置し.インボ

ード端部でUターンする構造である。文.各々の受納板はポロイダル方向6ケ所l乙トーラス方

向に沿って設置される 3168.8支持ピームに絶縁ボルトを介して固定される。支持ピームは.

上下2JlJの冷却パスを内蔵する I型鋼で6個の支持ビームの冷却水はトーラス方向端部で接続

パイプを介して渡る構造である。各々の支持ピームはトーラス方向約 100mm巾の箱形構造の

支持フレームに絶縁ボルトを介して固定される。支持フレームはトーラス方向に重ね合わせて

ボルト接続する乙とにより 1セクターを形成する。

-l!印ー

Divertor p la te

Connecting s t ruc tu re Overall view of diver tor

Divertor pla te part

I S

Exhaust chamber and shielding

> PJ S i s

Outboard supporting structure of divertor

Fig. 2.5.2-1 Configuration of Divertor

Overa11 view of divertor

』〉開

mhl玄

白

叶

I』臼由

Divertor plate

~onnecting structure

Divertorplate part

IHS-

Exhaust chamber and shielding

Outboard slJpporting structure of divertor

Configuration of Divertor Fig. 2.5.2-1

JAERI-M 87-139

Tungsten armor

Cooling tube assembly

Header Support frame

Support structure (beam 1

Cooling channel •

F ig . 2 . 5 . 2 - 2 Configuration of Divertor P l a t e s

Fig . 2 . 5 . 2 - 3 Cross -sect ional View of Divertor P la te s

- 1 0 2 -

JAERI -M 87 -139

Cωling chan由ーl

Fig~ 2.5.2-2 Configuration of Divertor Plates

Fig. 2.5.2-3 Cross-sectional View of Divertor Plates

-}位一

JAERI-M 87-139

2.5.3 mmfc*->** (i) wriM(*« •>**

tZo Fig. 2.1 - 2T?^$t iSJ;^ ic. RjfjjfifSfttipf v r ^ - ^ ^ © i & g t t ^ S . , 3 Offiffi

^Hl^lfilliR^lSJiiiico^-CabO. WWMft©i®£&£(;i;Fig. 2.1 - 4T?JSS*ifcJ: -51c

4 v#-KH5S»Kftttsff i±K. s p f f i l c i O S ^ t s O K i i t S * * . filer* h#-KKB8L T t t , T»K^4>«-*a i l8* IMM-«&B*>&PHII ie&* 100mm itiffliiflgtf* hjgftfllffi iCTS^'t5f l !J i-C ;*S 0

So IDS. a f i l 4H«Ja±©mt t#44^ * f c« )K i 100mmf§K©J«Bi i i iL ; t o

*«:&»£A*:P.«3ii&©-c. m-mmmzmi caomm). fflS£H(t>*iL csomm). *»

«fc«fc0-#ftLfc=JWIS4Lfco SK. £©HJi*a*ff lfc©*K»l*ff l<MMi3MRieT

(2) S £ * 8 < * ( « K # x h ) « # * h^-aiinJ«IJSiRft:IB-S«fcl3fc 100mm AfWI54-9fcffiillcJb5ffl^. « n *

Hi «#*•?. JMM3>f>iettffiIS«Rttttt\i

tatft. As^««>&©ss*ffi3few&. rtaiJ«ii©#A*ttî»aiK4PH»if*s.

WBw«tt©J:^Tî^-fe? 5 * * 4 * s „ tssa. i iiifflija©^fc#iiic(iiiDCia5 is«-si->

(c(i«>^-a-50

2.6 S t c *

Option C*s»i. ^*4T?©»: t t *** iaKf f i f f lL fcC4*f t i t 4Lr i»* . S ^ T , flag* FERRft (JEARI-M 86-134 ( 1 )) KfR^LfcrtS*#IH**lfcô

ffi. JEARI-M 86-134t?li. 38—S. -M , - « - * . •>*;!/. atigftfflifctSitt. SSSIftft (3.5 ~3.8«5) . *>«fctf. S«*ig*?#f (&9*D ^jHSRtt (3.108R) * * £ L T H * . 4fc. ft - » © « • « » (3.11UD « B - * . ^ ' f - ^ S f i t t f c l M - S ' O * - * * — M ( ( # «

- 1 0 3 -

JAERI -M 87 -139

2.5.3 遮蔽体・シェル

(1 ) 可動遮蔽体・シェル

遮蔽機能を持っと同時に.第一壁.シェルを組み乙んだ総合構造物として可動遮蔽体を形成

する。Fig.2.1 -2で示されるように.可動遮蔽体はメンテナンス時の必要性から. 30度相

当部分のアウトボードとインボードとを一体として移動(引抜き.再掃入)できる必要がある。

移動方向はR方向直進のみであり.可動遮蔽体の自重支持点はFig.2.1 -4で示されたように

アウトボ日ド底面とインボード底面の二ケ所である。従ってそれぞれ遮蔽ポスト支持棚部及び

インボード固定遮蔽体床面上に.平而Ir.より支持する構造とするが.特Ir.アウトボードl乙関し

ては，下部Ir.ダイパータ空間を磁保する必要から両側Ir.各々 100mm巾の遮蔽ポスト支持棚部

にて支持する構造である。

アウトボード前面は第一壁.シェル.第二壁の三層一体構造として.内圧，電磁力を支持す

る。側壁，後壁は同等以上の剛性付与とするために. 100mm程度の厚板構造とした。

インボードには電磁力低減の観点からシェルの組み乙みは行なわないが.それでも相当量の

電磁力発生が予想されるので.第一壁板厚を増し (30mm).側壁板厚も増し (80mm).か

つ中間補強仮を設げる乙とにより剛性を与えた。

シェルは第二壁に完全固着(爆着接合)させ.第一壁と第二壁は適正なピッチで設けた補強

棚により一体化L.た三層構造とした。更に.乙の三層構造そのものを縦・横の中間補強板にて

補強する乙ととした。

(2) 固定遮蔽体(遮蔽ポスト)

遮蔽ポスト第一壁は可動遮厳体第一壁よりも 100mmだけ奥まった位置にあるので.α ロス

負荷が少ないという点を除げば.略可動遮蔽体第一壁と同等である。しかしポロイダル方向断

面寸法が複雑に変化する乙とを考え.製作上の観点から.同等の流路配置を持ち.第二墜をも

含んだ厚板状の第一壁構造を採用した。冷却水は側壁から第一壁へと流れ，内部構造中へ流れ

出る方式で.絶縁側壁中には流路を設げない。

電磁力.内圧対策から白容器・補強構造.内部構造の考え方は可動遮蔽と同様である。

遮蔽ポストの中央垂直面1<::は一周絶縁を設砂る必要があるため.絶縁側壁をもっ二分割容器

構造とし.周辺端部にて凹型金具とボルトにより締付げ一体化する方式とした。絶縁材は比較

的耐照射性のよいアルミナセラミックとする。尚.絶縁側壁の合わせ面には凹凸部を設砂互い

にはめ合せる。

固定遮蔽体は.プラズマ真空容器と一体構造としている。

2.6 まとめ

Option C炉は.昨年までの設計を最大限に活用した乙とを特徴としている。従って.昨年度(1)

FER設計(JEARI-M 86-134'~') に報告した内容を参照されたい。

向.JEA町一M 86-134では.第一壁.ダイパータ・シェル.遮蔽体の熱設計.強度設計 (3.5

-3.8節).および.電磁構造解析 (3.9節)や耐震設計(3.10節)を報告している。また.第

一壁の代替構造 (3.11節)や第一壁.ダイパータ板特性に関するパラメータサーベイ((付録〕

-103ー

JAERI-M 87-139

P. 303) £$8£LT(.>.So

(1) JAERI-M 86-134 9M&&M£ (FTC) ft&RtKQft59, 60$S) (2) JAERI-M 85-178 (g2ftffl) H»3EHWIIl *IWP (FER-Q) ffiE^iS:f+«i^» (*ffl

2) <B3fQ5 9^*«*IS: i+) (3) JAERI-M 86-149 ^M^ggf*!^ (FER) 7°7 v h •>* r^fflSiit (4) JAERI-M 87-091 &it£<fc»}g(ISS:it (83*06 l ^m&tm^m)

- 1 0 4 -

]AERI -M 87 -139

P. 303)を報告している。

.考文献

(1) JAERI-M 86-134 核融合実験炉 (FER)概念設計(昭和 59.60年度)

(2) JAERI-M 85-178 (第2分冊) 準定常核融合実験炉 (FER-Q)概念設計報告書(その

2) (昭和 59年度標増設計)

(3) JAERI-M 86-149 核融合実験炉 (FER)プラントシステムの設計

(4) JAE町一 M 87-091 核融合次期装置設計(昭和61年度投計報告書}

プラントシステム段計

-104一

JAERI-M 87-139

3. A C S *F

3.1 « *

ACS mt 61^ScDilg klXMVlZtlt:m&tis'bX'Fig. 3. 1-1 lc^t1P<D$*it£l /0ô ACS ®&fflmm&a, uwra^fcoptionc^*âftLfct>oT?. mfomftrnftTj ^ T * » A U ^Cvffl^yys^ Mb, £JBf lE30M5ft$BloT^*. ?£ o TBinre i -B^ Option C'F©Witffit^fflS*,Sif.*^-x|i: t BtTK^-r«rLl>ia i ;*J iJ ! in '^SLT^So

it, TF =>JjfK*i*?>mmmm*m\n:4 >#~rw<ami&mm£m'^L, *Â y# -Ki J©7°5X-7 . x * u-^f7°* 7 B © K H £ J I B LOption CtTIS^L/c Jffl :1300mm£ ACS -tit mOmmKgMltCo

G i l P F a - f * CflJO P F =M ;i/> £ • £ £ £ £ ' # 7° 7 *'"?£< KISS I , PFaÂ-fflllg

ftr**o -fy#-K|i©aiK43itf i3tt<Tt>£L £• * *«&«. # - K ' , M * I C T : / ? X

^ f > x 7 7 ° - > g vic^fLT. JS-*i6*B«-P#*aaL*»A:fcJ6"C , **o

Option C'JpT?!;*, WI&igiK (Tt? I-**- KSIS-eÔOTON^Ti'-fe.x K r i l ^ b L f c RF ^ ? hiiiK (ft 200TON) 4BH*tf-C^*o Lfc**r>TRF 99 h S K « n t £ L f c f t ^ l l

v^SDTIilifiiRif S C i l c t Q , a * ( x r > ' i ' X i i : i ^ 2 0 0 T O N . * : 5 0 T O N ) O ® M i , a f H t a X S o n X f t & B l o * : . © A'- K!) 5 ? © $ $

H-M47°7^VT'>fX7 7°i '3y^t , |»l i -r-5fci6, -f ^*-Kfll*5«fca!±SPIE:^ lS<fc

<. 'J S*ffl«8», « « * * # £ 6 f t* fc» . -fy#-K«IB±3EfK-CTF3 4AlHIHt*aa* # . ± » l i * 3 p ' S # f i l K T * - t e * K T i a a s * . 8 B K £ * ) W f t t 4 S J ; 3 f c R t f - U : o ± 3 5 # - K ' J S*tt . 7 P7Xvi:±ffB#©iJ 5?'Efeffiffl-ei5«t-5 lOO&fflfggllJîLfc,

- 1 0 5 -

JAERI -M 87 -139

3. AC S炉

3. I 概要

ACS炉は 61年度の主案として選択された候補炉心でFig. 3. 1 -1 IC.示す炉心構造をしている。

ACSの炉心構造概念は，前章で述べた OptionC炉を合理化したもので，積極的IC.先進的アイ

ディアを導入し.炉心のコンパクト化.分解修理の簡易化を図っている。従って前章で述べた

Option C炉の構造概念の基本思想をベ』スに.以下IC.示す新しい概念を追加・変更している。

① d 値

装置を小型化するために影響の大きい d値 (TFコイループラズマ間距離)を短縮するため

に. TFコイルIC.対する遮蔽基準を緩和してインボード側の実効遮蔽厚を縮小し，かっインボ

ード側のプラズマ・スクレイプオフ層の距離を見直しOptionCで設定したd値 :1300mmを

ACSでは 1130mm に変更した。

② 可動遮蔽をアワトボードに限定

6重極PFコイル(外側PFコイル)をできるだけプラズマ近くに設置し.PFコイルの総

電流量.蓄積エネルギーを減らすために，可動遮蔽をアワトボ』ドiC.限定した。乙の理由は.

遮蔽の上部および下部が移動対象とならないため.アクセスポー卜の上下方向が短縮されるた

めである。インボード側の遮蔽を引出さなくても良しとする概念は，ガードリミタi乙てプラズ

マディスラプションIC.対して.第一壁が防護できる見通しを得たためである。

一方可動遮蔽が軽量化した乙とによる分解修理施設および設備の縮小もコスト低減に効果的

である。

③ 可動遮蔽の水タンク化

Option C炉では，可動遮蔽(アワトボード部で約 200TON)にアクセスドアと 1体化した

RFダクト遮蔽偽包 200TON)を取付けている。したがってRFダクト遮蔽を撤去した後可動

遮蔽を移動する手順となっている。 ACS炉では可動遮蔽と RFダクト遮蔽を 1体化した水タ

ンク型可動遮蔽とする乙とlとより，重量(ステンレス鋼:約 200TON. 水:50TON )の低

減と.分解修理工程の簡素化を図った。

④ ガードリミタの採用

第一壁をプラズマディスラプジョンから防護するため，インボード側および上部lと第 l壁よ

りプラズマ側Iと突き出たガードリミタを取付けた。ディスラプションによる熱負荷条件が厳し

く. リミタの破損.減肉が考えられるため.インボード側は上方IC.てTFコイル間隙を通過さ

せ.上部は水平・径方向iC.7クセスドアを通過させ.容易に変換が行なえるように設計した。

上部ガードリミタは.プラズマ立上げ時のリミタにも使用できるよう 100%の設置割合としfこ。

-1'由一

#21200

s

Thermo! Insulotion

Permanent Shield

Plasma Position Control Coil

> 2 i

2 00

~) I

ing Duct (Support Leg)

Fig. 3.1-1 Elevation View of ACS

』〉開沼

l豆∞41-ω由

Blucking Cylinder

I 玉虫塑L

g

E，levat:.Lon View of ACS Fig. 3.1-1

JAERI-M 87-139

3.2 RtHHft

ffi^cDOption Clpizttl&mikZfi^K ACS &<D7°y X-?0ki$, &^fft i t^#*Table 3. 2-HCJnta Option C'JSpiM«5^«, A y$- Y%77 X•?%&&$> TF a A ^*W=jg©

Table 3. 2 - 2~£ & CKFig. 3. 2 - 1 ~2 {ijitai*£B#fcfctt£liS-lt • ?"4'«-:5"^<ai!fc

isjffitti LTfi*Wfisfe*>*«)»*i©WKr*»6Pi*—«"r*W-r*. fc£L«S©S*HiJ»fi

Table 3. 2 - 4 &?* x 7 7°-> a ^©Sftflffioatfn?. W t t l f f l # i ^ J ^ ^ K i l l t!-?**«,

Table 3.2-1 Design Parameters of ACS

Plasma major radius Plasma minor radius Plasma elongation Plasma t r i angula r i ty Aspect r a t io

Field on plasma axis Plasma current Safety factor Beta toroidal burn average Beta, DT Average DT Jon density Average electron density Average ion temperathre and electron

Peak thermonuclear power Burn time Dwell time Number of pulses Lifetime fluence Neutron wall load Thickness between plasma and magnet

Divertor type OH flux

R 4.42 m

a 1.25 m

K 1.7

6 0.2

A 3.54

B T 4 .61 T

IP 8.74 MA

% 2.6

6 5 .31

e D T 4 .31

« i 1.03x 1 0 2 0 m" 3

n e I . l 4 x 1 0 2 0 m" 3

Ti(Te) 12 keV

p t h 406 MW

' b u r n 800 sec t d w e l l 1*300 sec

1.8X101*

0 .3 MW-Y/m2

1.07 MW/m2

A 1.13 m

Sing le Null

$cm 50 v s

- 107-

JAERI -M 87 -139

3.2 般肘仕様

前章のOptionC炉11:対し合理化を行ったACS炉のプラズマ条件，及び設計条件をTable3.

2 -111:示す。 OptionC炉と異なる点は.インボード側プラズマ表面から TFコイル導体迄の

距離を極点切り詰め，装置の小型化を図っている乙とである。

Table 3.2-2-日及びFig.3.2-]-2は通常運転時における第一壁・ダイパータへの熱

負荷の分布である。昨年迄の設計ではプラズマの穏射損失が大きい場合のみを検討しているが，

可能性として低輯射損失もあり得るとの判断から両ケ}スで検討する。ただし機器の設計は熱負

荷の厳しい方で行っている。

Table 3.2 -4はディスラプション時の熱負荷の分布で.算出の考え方は昨年度と同じである。

Tab1e 3.2-1 Design Parameters of ACS

P1asma major radius R 4.112 m

P1asma minor radius a 1.25 IC

P1asma e1ongation に 1.7

P1asma triangularity 占 0.2

Aspect ratio A 3.54

Fie1d on p1asma axis BT 4.61 T

P1asma current Ip 8.74 MA

Safety factor q中 2.6

Beta toroida1 burn average B 5.31

Beta， DT sDT 4.31

Average DT ion density ni 1.03X1020 m-3

Average e1ectron density ne 1.14x1020 m-3

Average ion temperathre Ti (Te) 12 keV and e1ectron

Peak therm∞uc1ear power Pth 406 MW

Burn time tburn 800 sec

Dwell time tdwell "-300 sec

Number of pu1ses 1.8x10与

Lifetime f1uence 0.3 MW.Y/m2

Neutron wa11 10ad 1.07 MW/m2

百licknessbetween p1asma a 1.13 m and magnet

Divertor type Sing1e Null

αlf1ux 中OH 50 V.S

-107-

JAERI-M 87-139

Table 3 .2 -2 Power Flow of Burning in FER (High Radiation Loss)

Fusior i Power 406

| j - Neutron 325

L a - Particle 81 \

- Bremsstrahlung 10 - Synchrotron Radiation 10

- a - loss 8

*- Transport 53 1

- Radiation (Plasma boundary)

•-Charge exchange

15

3 *- Divertor / Limiter 50(35)

f 10% a - loss MW to FW

L90% Plasma heating

r Radiation 38

43 MW to FW and Divertor

to FW

r— 6.8MW to FW

13

"-*• 18.2

L Conduction and Convection 12

to Divertor lUniformly)

to Divertor (Gaussian)

Table 3 .2 -3 Power Flow of Burning i n FER (Low Radiation Loss)

Fusion Power 406 MW

1 H - Neutron

'-a- Particle

325

81 r iO% a - loss MW to FW

L90% Plasma heating

Bremsstrahlung 10

Synchrotron Radiation 10

a - loss 8

•-Transport 53

-Radiation 15 (Plasma boundary)

l » - Charge exchange 3 LDivertor /Limiter 50(35)

43 MW to FW and Divertor

to FW

to Divertor (Gaussian)

- 1 0 8 -

]AE悶一 M 87-139

Table 3.2・2 PO叩erFlow of Burning in FER (High Radiation Loss)

Fusion Power

+ 中eutron

α-Particle

Bremsstrahlung

Synchrotron Radiation

αーloss

Transport

Divertor I Limiter 50(35)

406 MW

325

W

EI

《

u-znua

nH

WHUH

M

叩-MH

pa ea

角

u

n

U

l

m

-

出α円

%

%

nunu

'

E

nヨ

rld，t目、

no

nvnυ

円。43 MW to FW and

Divertor

Radiation (Plasma boundary)

Charge exchange

53

15

3 .. to FW

Radiation

Conduction and 印刷ection12

.. 6.8 M<N to FW

38 一一一牛--1 3 . to Divertor ¥ Uniformly)

L-..， 18.2 I ト to Divertor

(GaussialI )

Table 3.2-3 Power Flow of Burning in FER (Low Radiation Loss)

F.usion Power

~:~::: α-Particle

Bremsstrahlung

Synchrotron Radiation

αー 105S

Transporf

Radiafion 15 ( Plasma加叩dary)

Charge exchonge 3

Divertor / Li mi ter 50 (35)

-108一

406 MW

325

(10%α ーloss MW to FW 81 i

L 90% Plasma heafing

nunuau

43 MW fo FW and

Diverfor

53

ーfo FW

ーto Divertor rGaussian)

JAERI-M 87-139

Table 3.2-4 Heat Load Flow of Plasma Disruption

Thermal Plosmo Energy E« 145 MJ Mognetlc Plasma Energy E M 87 MJ

E K ( I 4 5 M J ) E M ( 8 7 M J )

40% 30% 58 M J

(jo Divertor)

30% 43.5 MJ 43.5 MJ

50% 50% 43.5MJ

87 M J

msefc

/ ' t o First Woll "N ^ Uniform J

peaking 2

43.5 M J

87 M J

mse£

peaking 2

Nuclear heating rale (IMW/m :) first wall

S.S3I6 ', lOW/cc dlvertor plate

Tungsten (Armor) ; 20W/ec Copper (Heat sink) ; lOW/cc S.S3t6(Support) ! 4W/w

43MW (Uniform)

2.2 MW (Uniform)

2.4 MW (Uniform)

13 MW (Uniform)

3.2-1 Heat Loads to First Wall and Divertor Plate During Normal Operation (High Radiation Loss)

-109-

JAERI-M 87 -139

Table 3.2-4 Heat Load Flow of Plasma Disruption

Therm目1Plosmo Energy EK 145 MJ

Mognetlc Plosmo Energy EM 87 MJ

2.2MW Unilorml

EKI145MJl EM(87MJl

peoklng 2

13 MW fUniform)

Nucl釦rh回tlngrat・I1 MW/ml 1 firsl咽 115.5316 IOW/cc

dl帽rtorplat，・Tungst叩 IArm町 20W/ccC句別rI陶剖剖峨 IOW/ccS.S316fSu陣町tl 4W/cc

Flg. 3.2-1 Heat Loads to Flrst Wall and Dlvertor Plate Durlng Nor回 1Operatlon (High Radiatlon LOS8)

-1曲一

JAERI - M 87 - 139

Nuclear heating rate (IMW/m 2) first wall

S.S3I6 ; 10 W/cc divertor plate

Tungsten (Armor) ;. 20 W/cc Copper (Heat sink) ; 10 W/cc S.S316 (Support) *, 4W/cc

43MW (Uniform)

FW Max.0.30MW/m2

a particles Max.Q2MW/m2

Particles 25 MW ?5MW MaxJQ2MWh£>

(Gaussian), (Gaussian) ~ X^_ Divertor Max.2MW/m2

Fig. 3.2-2 Heat Loads to First Wall and Divertor Plate During Normal Operation (Low Radiation Loss)

- 110 -

]J日随一M 87-139

43 MW (Uniform)

αparticles Max.02MW/m2

Nuclear heating rate (1 MW/m2)

first wall

S.S 316 10 W/cc divertor plate

Tungsten (Armor) ;.20 W/cc Copper (Heat sink) ; 1 v W/cc S.S 316 (Supporr) 4 W/cc

Fig. 3.2-2 Heat Loads to First Wall and Divertor Plate During Nor回 1Operation (Low Radiation Lo自由}

-110ー

JAERI-M 87-139

3.3 £ # * * « &

*7°->gi 'C'F*$6iC/hS'fb 1 &mik?ZtzlbKACS&XliT¥#)l&st%&iOftmWS.t> (DtLiZo ft-oX, &MK%^Xim&&Xtt&mtmV&X<&'>Xt>, *©$fflitJ; «3*!@tt&

ACS *p± L -C«r f c f c * f f l *A t f f i f i L f c t t l : • StJg(i*©iS@'C i*5o © 5 i? T.'i/ t'Vi/ F, '•>*- f- *^1/b";i/ Kfflfg/h © £ - £ « M l f f l tf- K "J 5 OfSCB

© PF a 4 "ffl«j8l2g'ffco

(1) *p#&£ttff iE& Fig. 3 .3 - l~3 .3 -4 IC7v 'T^ i / tV i /F , ^ — f * ^ t r y u K . ^ f t S ^ & g ] . ^IS£»r

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C25mm—0)

&*»5.i !l 1§-eSS^-Slc«/hLfco C120 mm-* 85 mm) <D *r?i^-7 s;*7«©*!g/h C ^ y # - K : 300 — 200mm, T<?h«K-K: 150—100mm) ® J<-7-hjv t'jv K t LX±mm^MWii: TFa-f Afd©£ia©lt>J> ( 660-400mm)

A v«- Y%~mta- Ky s ^©tsmicj:<om• tt^flflfi^asft. auMfaapwi a o . *afflfcfc»fl¥5lift*f7«5<DliT0 h t f -K t t i f t f t (oTtt*»#) ©*£«*<>

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- Il l —

I-

JAERI -M 87 -139

3.3 全体構遭概念

オプションC炉をさらに小型化.合理化するためにACS炉では工学的設計をより先進的なも

のとした。従って，検討に当つては現時点では先端的技術であっても.その採用により大幅な合

理化が見込めるものについては検討の対象として採りあげ検討を進めた。

ACS炉として新たに採用および見直した観念・構造は次の項目である。

① ラジアルビルド，パーチカルビルドの縮小

② 第一壁保護用ガ』ドリミタの設置

③ 第一壁の分解・l修理はガードリミタの設置により外側遮蔽のみ行なう方式とした。

@ 外側遮厳体は水少ンク構造とし.アクセスドアと一体化した。

⑤ プラズマ真空容器と固定遮蔽の一体化。

③ PFコイルの最適配置化。

以下Iと炉本体構造概念を示す。

(1l炉本体全体概念

Fig. 3.3 -1 -3. 3 -41とラジアルビルド，パーチカルヒソレド，炉本体基本寸法図.炉縦断

面図.炉平面図を示す。

炉本体は，第一壁を有する可動遮厳体およびプラズマ真空容器(固定遮蔽体)，ダイパ}タ

等で構成されるトーラス構造体と. トーラス構造体の回りに配置したトロイダル磁場コイ JII，

ポロイダル磁場コイ JII，制御コイルおよびζれらを収納するクライオスタット用真空容器.さ

らにトーラス構造体とコイル類を支持する架台等で構成される。

炉本体寸法の縮小を図るため下記の対策をとった。

① プラズ7 真空容器と固定遮磁を一体化し.従来両機器聞に設けていたギャップをなくした

C25mm→ 0)

② プラズ7 真空容器と TFコイル間の断熱真空空聞を炉本体組立梢度および地震時の相対変

位から許容できる寸法iζ縮小した。 C120 mm→ 85mm)

③ スクレープオフ属の縮小(インボード:300→ aOmm，アワトボード 150→ IOOmm)

④ パーデカルピルドとして上保Ij固定越蔽と TFコイル聞の空間の縮小 C660→400mm)

インボード第一壁はガードリミタの設置により熱・粒子負荷が軽減され，分解修理が不要と

なり.修理のため分解引抜を行なうのはアワトボード遮減体(可動遮蔽体)のみとなる。

可動虚蔽体およびダイパータの分解引抜方法は従来と同じ信頼性の高い一信直線 1方向引抜

方式である。

(2) プラズ7 真空容器(固定遮蔽)

Fig. 3. 3 -5にプラズマ真空容器の 1/12セクタおよび乙のセクタをさらに 3つのセクタに

分割した立体図を示す。

プラズマ真空容器と固定遮蔽は一体化構造で.構造の簡素化.ラジ 7JIIピJIIドの縮小(商機

器聞にあったギャップが不要となる)を図った。

プラズ7 真空容器(固定遮蔽)は電気絶縁体を介して一体化される。分割部iζは薄板高抵抗

構造を介在させタ・ーン抵抗 CO.03mD)の確保とともに分割郎のシール機能を果している。

-111一

JAERI-M 87-139

7 9 * ^ * £ 8 » S # * . f c e ; 8 S r t » | * H : . 9'4><-9&%9-9 hiSSfflLfc 124-0S8

TF =>-f ^ i H - 4 " C * « ± l c K i t $ n s r < ? h # - h*B5&8iK ( 3 f t * x 10 i r ^ x *

PF a>f^OEIl**aElKja-rf«-Sfc«>T^Hgx«K- K o a K * i : * - » i » < LPF =

(3) jRHK/^ t t« lWt i qTIHtiK(4:(i^MXK(S4.lcttllL. ^ ^ t e i , * <i3S»ief|l-B*, ajtSB-Mtf®©

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tf- K 'J 5 * ©Jtiifc «fc tHptf^f f l f f i t t f l l i i * Fig. a 3 - 7 ~ 3 . 3 - 9 I C * * . ? < x.7? i/ a vWiK?? 7 r 4 hT-^-©fiflE{i*Sj3600°C itfSj&i, jMWlc£3?

(5) ft'*-9 ft ^~9<om^ts^mc*y->3 vc^©4>©£i3-fci6^*s©-e#ffltt2.5»*fc

J8©££o (6) £ 8 * i g « &

ACS ^ o & t t J B M S t t l i f f f t a B f t & S ^ i e R C ? * ! ) . KT© 3 B f t l c * f l L T £

® * . f r * t t 4«©£8W © h o A 9'JUZI A /u&SJf ftJHlc 12«©£8I I

- 1 1 2 -

JAERI -M 87 -139

ダイパ}タ排気ダクトと兼用した 12ケの支持

乙れは内側固定遮蔽11:

プラズ7真空容器自身および容器内蔵物は.

脚で下部床面11:支持される。

TFコイルと同一中心線上11:設置されるアワトボード固定遮蔽 (3角ポスト)とアクセスポ

ートを直接・接続した構造としたため内置制御コイルの設置空間としてトロイダル方向への貫

通穴を上，下2ケ所11:設けた。

PFコイルの配置を最適配置に近づけるためアクセスボートの通路床厚をー剖1薄くし PFコ

イルの設置位置を赤道面11:近づけた。

(3) 第ー壁/可動遮蔽体

可動遮蔽体は外側遮蔽のみに設置し.プラズマ11:ifu語、対1分11:第一墜を.また第一壁背面の

一部11:鞍形のシェル導体を有している。

遮蔽構造としては厚さ方向11:2つの領域11:分けた構造とした。すなわち，プラズマ11:近い部

分は遮蔽容器内11:SUS板を積層したドブ漬冷却方式で，残りの部分は遮蔽容器11:水を充填し

た水遮蔽構造である。乙の概念を図 3.3-611:示す。可動遮蔽はRFダクトとアクセスドアを

一体化し.重量の低減と分解修理の簡素化を図った。

第一盛はSUS316製のベアタイプで背面11:冷却溝を有した構造で.

設けられた第一壁と同じ構造である。

可動遮蔽体の分担~J数は保守の信頼性の観点から全体を 12セクタ 11:分割し，一方向一括引抜き

・挿入が行なえるようにしている。

シェル導体はそ乙 11:発生する強大な電磁力を支持するため可動遮蔽体内に設置する第二壁と

一体構造として剛性を高めた。

(4)

-・・

A

・

ガードリミタ

プラズ7 ディスラプション時のインボード部第一壁の熱負荷を軽減する目的でガードリミタ

を設けた。ガードリミタの設置楊所はインボード部のほか上部第一壁11:も役置し.ガードリミ

タの設置割合はインボード部で 23 完~.上部は 100 必である。

ガードリミタは冷却基板11:グラファイトアー7 ーを取付けた構造で，掃入・引抜はインボー

ド部のものはTFコイル聞を通して上方より行ない，また.上部第一壁11:1安置のものはアクセ

スドアを通して水平・径方向11:行なう。

ガードリミタの構造および炉体への取付構造をFig.3. 3 -7 -3. 3 -9 11:示す。

ディスラプション時にグラファイトアー7 ーの温度は約 36∞。Cとなるが.熱衝軍によるク

ラックを考えた場合乙の温度はきびしい値であり，今後さらに詳細な検討が必要である。

ダイ Jぜ』タ(5)

ダイパータの構造は基本的11:オプションC炉のものと同一構造であるので詳細は2.5節を参

照の乙と。

(6) 支持構造概念

ACS炉の全体支持構造は前年度の観念と基本.的11:同じであり.以下の 3区分11:大別して支

持する。

① 中心支柱・H ・H ・..4個の支持胸

② トロイダルコイ JI-f系支持………外側に 12個の支持脚

-112-

JAERI-M 87-139

1) &#*Crittttt<o3ff£& ® -ffiiraiiJiiRft i iK#* HTai5ffl5:ifa!icj;i3S^

2) ««hswsini(Dh-?xfi[i^ « « * . iteas j. jMBHtts)

$&-£**?•*.$> ft. 4 o©seicoi,>r*fti^Ly:o Fig. 3. 3 - 10 i c - t ^ J p n * ^ * ^ ^

- Xfc J:C'R S|S) ** i"<£K!lo ® ^ 4 ' « - * rtfliJ@5£aSK#T«l5i?:#A • SJtffl t x t i ^ ® @3£i8iK# v»h- fx ;£ |S j fc24Hr**lca* |$* l - tVSt>©*. D3I!:&J|-eie£o

cwtnua 5. us#M©ci) 3) RF 7 ^ t J S

RF ? y^^<D^mkt^^wt(D^t>y)t^^^ox^yK^omnm^^^-to Fig. 3 . 3 - llfccfctfFig. 3.3 - 12lc£j$*i6*ft&;£3S'f= RF y v-f + fiT ?-bX K7

© * « * £ » « » * « » . J P * * « « » d : t t O * » t l a ( i L " C * t l € r t i a 4 L T X » - r * « i a •^*So H o t , *«* t tPK**IB«>Kt t*WR-r*7u + S'3 p A«*«!tf*. -ttit)*, RF fiaSKttto-**, 4fc. R F * ' * H « K l i i W 0 * + * 7 4 I S W S « r e * * , :fp*# #JRF s y ^ + S f c K i s y ^ + M K t t J i ^ i K t t , m&&is±ifimijK*i+Z%ftZ'a

(7) tf-HK£H ACS :)£©#-h&£^l;£SDfc& 3 tf-h (1CRF, LHRF, E C R F * l # - h ) . ttSl

ffl2#-h. JKftaAffl 1 * - K > y f t ^ f f l 2 . i ! - h , x * h * i ^ - ; i / f f l 4 # - h© t t l 2 # - h - e * 5 o

- 1 1 3 -

JAERI -M 87 -139

③ 炉心構造物支持…・・・…排気ダクト兼用で 12個

また.炉心構造物の内部支持(結合)を次IC示す。

1 )各炉心構造物の自重支持

① 外側可動遮蔽体...・H ・..遮蔽ポスト下部の支持棚ICより支持

② ダイパータおよびダイパータ部可動遮蔽体...・H ・..固定遮蔽体下部ベースにより支持

⑤ 固定遮蔽(プラズマ真空容器)・H ・H ・..排気ダクトを兼用して床面より支持

2)各構成機器聞のトーラス結合(電磁力.地震力.熱膨強対策)

① 外側可動遮蔽体・ H ・H ・"隣接遮蔽ポストとの結合およびR方向ICスナパを設置する方法との

組合せが考えられ 4つの案について検討した。 Fig.3.3-10にそれぞれ概念を示す。

② ダイパータ部可動遮蔽体...・H ・..外側可動遮蔽体外部とピン結合，アクセスドア外側ICベロ

ーズおよじR方向ターンパを設置。

③ ダイパータ・H・H・-・内側固定遮蔽体下部I~掃入・支持用ピンで結合。

③ 固定遮蔽体...・H ・..トーラス方向IC24セクタIC分割されているものを，凹型金具で結合。

(詳細は 3.5.1項参照の乙と)

3) RFランチャ支持

RFランチャの支持は炉本体との係わりが大きいので以下にその検討結果を示す。

Fig. 3.3-11およびFig.3.3 -121c支持構造概念を示す。 RFランチャはアクセスドア

の外側部IC接続部を設付，炉本体側部分と他の部分を切雌してそれぞれ独立して支持する構造

である。従って，接続部は両支持聞の変位を吸収するフレキジプル部を設ける。すなわち.RF

伝送系にはベローズを.また.RFダクト遮蔽は段付のギャップを股ける構造である。炉本体

側RFランチャ支持脚とランチャ聞にはスナパを設け.熱膨張および地震力IC対する支持を行

なう。

(7) ポート取合い

ACS炉のポート取合いは加熱系 3ポート(1 CRF. LHRF. ECRF各 lポート).計測

用 2ポート，燃料注入用 lポ一人メンテナンス用 2ポート，テストモジュ}ル用 4ポートの

計 12ポートである。

-113ー

0.715 0 f f l / M 1.249

-Shield^

0.1 1.55

Plasma

0.872 1231 | 2.138 [3JM~

. V 4 * ' 1 8 4 4 ^ 2 9 M

+ TFC3

4.417 7.316 8.656 j 9.353 8.95

Radial bu i ld

I 2

t^^^J 0.03

rrrei -4*73 -42M-3JM -2JH -l.ft*

Plasma

^A ETFC=

2.596 | 3.896 4.29S 4.973 2.896

Vertical build

Fig. 3.3-1 FER (ACS Type) Radial & Vertical build

Plhsmg

4.411

1.241 0.2

』〉開館

lg胃

1-s

Radial bui1d

Plo訓。

ーロ晶l

Vertical build

FEIl (ACS匂pe)Radial & Vertical bul1d F1g. 3.3-1

JAERI - M 87 - 139

$2\Z00

1

-E -J=\ [-rmj*T5g: i Fig. 3.3-2 Dimension of Reactor Structure (ACS)

115

JAERI -M 87 -139

。bh司令、

Fig. 3.3-2 Di田 DsioDof Reactor Structure (ACS)

-115 -

JAERI - M 87 - 139

Cryostat # 5 ^ %?*$ v Is

PF coi l

* ' !>« • Bucking cylinder}

Divertor

jfcfcW Support

Guard l imiter Semi-permanent shield I3ES/--JUK Plasma position control coil

\Removable shield \(Water shield)

-Divertor shield .(Water shield)

. Pumping duct

FER ACS $4~f

Fig. 3.3-3 Elevation View of FER (ACS Type)

- 116-

ダイパータ

Divertor

支持脚

Suppo:rt

]AERI -M 87 -139

Cryostat

クライオスタット一一r~' col.~

PFコ包と Guardl1miter

ガードリミター

FER ACSタイプ

Fig. 3.3-3 Elevation View of FER (ACS Type)

-116-


固定シールドPlasma pOs:Ltion control coil プラズマ位置

制御コイル

可動シールド(水タンク)Removable shield I(Water shield)

とDiv…吋d(Water shie

ダイパータ

之こ北l(水タンク)

file:///Removable

-J I

> s I s 00 -a I

』〉恩dlg

∞叶I』

ω也

ーロ吋|

Plane View of FER (ACS Type) Fig. 3.3-4

JAERI-M 87-139

Center sector

Side sector

Access port

1/12 sector

Side sector Center sector

Fig. 3.3-5 Concept of semi-permanent shield structure

118

JAERI -M 87-139

Center sector

Side sector

1/12 sector

Center sector Side sector

Fig・3.3-5 Concept of semi-permanent shield structure

-118ー

1st . wall w-m. svsmi&fc

S.S. Shield Water shield

Rib

to I

Cooling header for 1st. wall

Access door

Cooling water for 1st. wall •m-m®m*&a (outlet)

Cooling water for shield structure (Outlet)

RF duct

Cooling water for shield structure m-mimiKnjj \ (iniet)

Cooling water for 1st. wall' (Inlet)

Port for divertor

> PI 3 i S

Fig. 3.3-6 Removable shield concept (Water shield)

』〉羽田出

l

g

ミl』回国

アクセスドア

Access door

司、 Coo1ingwater for 1st. wa11 、、一、第ー壁冷却水出口 (仇lt1et)

遮蔽体冷却水出口Coo1ing water for shie1d structure

(OUt1et)

町ダクトRF duct

ダイパータ挿入孔

Port for divertor

Water shie1d 水遮蔽

sus遮蔽体S.S. Shie1d

IHS-

Removab1e shie1d concept (Water shie1d) Fig. 3.3田 6

JAERI-M 87-139 I

Guard llmlter

Guard llmlter

Fig. 3.3-7 Arrangement of guard llmlter

120-

Guard limiter .....

JAERI -M 81-139

T

Gate valve

ガードリミタ交換用真空フラスコ概念

Fig. 3.3-7 Arrangement of guard limiter

-1却ー

JAERI - M 87 - 139

?Jj h

"7 — /ft—Jl K Manifold

Heat sink for graphite armbr

Fig. 3.3-8 Concept of guard l imi ter

121

JAERI -M 87 -139

Manifold

Support lod

Shield plug

ガードリミター受熱板Heat sink for graphite armbr

Graphite armor

Fig. 3.3-8 Concept of guard limiter

-121-


Removable shield

Guard limiter

I

I

> PJ s i s

Divertor Fig. 3.3-9 Removal concept of guard limiter (Upper)

』〉明白

lggl-ω田


シールド

Removable shield

可動シールド

ゆ

.... ti

ダイパータDivertor

Removal c咽 ceptof guard limiter (Upper) Fig. 3.3-9

JAERI - M 87 - 139

Pin (Insert to semi-permanent shield)

Pin (Touch to semi-permanent ) T shield)

Snubber

Pin (Touch to semi-permanent /" = r i shield)

(c)

Snubber

Pin (Touch to semi-permanent

(d)

Fig. 3.3-10 Support concept of removable shield

- 1 2 3 -

]AERI -M 87 -139

(a) (b)

(c) (d)

Fig. 3.3-10 Support concept of removable shield

-123一

Coaxial cable

/ 7-r-K*;!/- is-ndffim D e t a i l of Vac. s e a l / f Feedthrough / RF?? h#9JS15 Connecting part

^ ' / of RF duct

Bellows

IS I

> p)

i

Fig. 3.3-11 Support concept of RF launcher

』〉阿国出

l玄

白

叶

f目白川町

Coaxial cable 「τ寸=同軸導体一，ー一一

フィードスルーシール部詳細 Detailof Vac. seal Feedthrough / RF:Sf~ト分割部 Connectlng part

of RF duct 緩衝豊富(ベローズ〉

Bellows

50由白

11

6483

Shield structure 〈臥ltboard)

外側遮蔽

<:) <:) co -

-同日広|

Fig. 3.3-11

Connecting p a r t of Support l e g f o r RF RF^b^HJSISRF duc t l auncher

Support l e g \ r%ftM Bracket

Fig . 3 .3-12 Support concept of RF launcher

』〉明白

lggl-z

Support leg for RF launcher

Eラン吋持ぞ

.Ji亘M-Sec.

LJ 油圧式スナ・yパ

Snubber

~

Support concept of RF launcher F1g. 3.3-12

JAERI-M 87-139

3.4 imm&3:x%.cFamitwi'>XTA<Dmiamtt

a 4. i mtm&iLx

**£«&!!© ACS^-Cfi, 4 y # - K JiKlK* 05£SiK* »& t L, RMiBK* & £ * « © 14

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- 1 2 6 -

1AERI -M 87 -139

3.4 初期組み立て及ぴ分解移動システムの概念検肘

3.4. 1 初期組み立て

本年度投計のACS炉では.インボード側遮蔽を固定遮蔽構造とし.可動遮蔽構造とするのは

アワトボードのみとする。また，真空容器を固定遮蔽と一体とした構造を考える。

本検討の基本方針としては.工学的に実現性があり.かっ.炉本体として信頼性が確保できる

方式を目標とする。

検討に当っては.先ず.幾つかの組み立て手順について比較検討を行い，各々の長所・短所の

評価を行った。乙れをもとに. ACS炉の初期組み立て手順として適当と考えられるものを選択

し.検討を進めた。以下にその結果を示す。

(I)組み立て手順の比絞検討

炉本体を構成する主要機器のうち.可動遮蔽.ダイパータおよびガードリミタは分解修理す

る乙とを前提に炉本体が設計されている。したがって.乙れらの機器の組み立てについては分

解修理の節lと記載する。

初期組み立てで検討する炉本体の構成機器としては.

① トロイダル磁場コイル

② ポロイタツレ磁場コイル

③ 中心支持往

@ 固定遮蔽〈真空容器を兼ねる)

⑤ 超電導コイル用真空容器

⑥ アクティブコイル

が挙げられる。乙れらの機器の初期組み立てに係る基本条件としては，


トロイダ，1/磁場コイ'I/Ir.作用する電磁力の支持方法としては.向心力はセンターカラム支

持，転倒カはトロイタツレ磁場コイル聞にコイル間支持構造物を般置して支持する。したがって

トロイダル磁場コイルの内側ストレート部をセンターカラムlと密積させ.かつトロイダ，1/磁

場コイルもコイル間支持構造と密着させる必要がある。

また隣り合う内側ストレート部聞をキー構造で連絡する必要があるが.センターカラムの

内側からキーを掃入する乙とは，ポロイダ，1/磁場コイルの配置から困媛であり.プラズマ側

からキーを掃入する。即ちトロイダル磁場コイルの組み立て時は，プラズマ倒に構造物がな

い乙とが望ましし最低でもプラズマ側から見て.キ}の掃入空間を確保する必要がある。

一度当り調整を行って組み立てたトロイダル磁栂コイルを.分解し再組み立てを行う手順

も考えられるが.できるだけ一度組み立てたものは分解しない方式が望ましい。

一方コイル閣支持構造物のうち. トーラス中心柚側はトロイダルコイJ川E予め取り付けら

れており.初期組み立て時に取り付ける構造とはなっていない。外側のコイル聞支持構造物

は.初期組み立て時lと取り付け可能な構造となっており.炉4二、構造物の組み立て後に取り付

ける乙とも可能である。

-126 -

JAERI - M 87 - 139

IC&«3tttt&ttSo h n 4 ffjt,mt% 3 4 VKO [S],ii^ t i , # P 4 $ O H B * => 4 ^©fl-f j it -»«•> * y tr > y y ** -

-?'•> y : /*"-£,} ! n 4 *';H»1§3 4 fflrtffllJJCgftH- fctlSSftttlCffl^lfttf, # n 4 aOi/« » 3 - r ^ © ± T * | S i I * i i « * S H r t - * f c » . * y * - * 7 A £ ± T # l S j l c # * T L T i ! i l * f t

xtz'te. •fey^-*7AicffiDf*w-s#n/f^yi/««j3^.'t,*iiiîr-rs¥)Wi«-c ,#-r, -fe y * - # 7 A K # n «f aOi/BBtJfc 3 4 ;i/*iffl«.3S:r S X e * * h n -f ifjwWM? 4 /i/ffl&ftT

(D @£iS» B^K#*£8«**la , ,C<.t*<:a:A»&, Wt t i eMJ t tg - *? * h*f?5 £**<&£•

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Table 3.4-lie, c fCifc«*tt*.fi iofc 5*SCKo^r. ffl£XKdM£tt*rJ:C)<£ ftrfWctWiW-To *fc. Table 3. 4-2It , #2f5SK*tf«, 5MW***M. *!*£

fc^Mito^ri;*, # 9 -y~*'*£a6T 600ton (* t - - y * * « » ) JBlTJffa&Srt***,.

3 * U \ , ' « £ * # * * > £ < tf3fflttf64ire*B. * 5 * * * * 4 > f t < t t 5 o fcrtfL, CC T?tt. * - j * A f f l M P « f f l * y - ^ t t # 4 * i T ^ « ^ o h a ^ ^ u 3 ^ ^ M l i : f i - & J i « r * - * J * Af-Sfc*©BSPai5*-f y * ' - K t t H ^ i t t l t » « - S t £ t t H ^ » * l c * a « » * f l ; « t . ! :

£TSt£©T£SSilfl?:fc<fctf?g5i!i-e :fe -*P Aff lHDflS*R»*S£B*ttv\ i S££ iK ^SlSBW©«tt«. ff«tt*«fcO!XgSr**&'f«/&j&»&. «?JHiB*4r«rK*i-'Ttt»H-S

ELh©**f*»&. I 8 t t # £ < . *S6» '«*«3#ft <«**>©©, **i6tt . ± T « # A

- 1 2 7 -

JAE悶-M 87 -139

③ ポロイダル碑~コイル

トロイタツレ磁場コイルよりトーラス中心軸側のポロイダル磁場コイルは.センターカラム

IZ::取り付けられる。

トロイタツレ磁場コイルの向心力は.ポロイタソレ磁場コイルの外側にパッキングシリンダー

を設け.ポロイダル磁場コイルには向心力が作用しない構造となっている。たfごしパッキン

グシリンダーとポロイダル磁場コイルの内側に設けられる支持柱IZ::棚を設け.ポロイダル磁

場コイルの上下方向力と自置を支持するため，センターカラムを上下方向IZ::分断して組み立

てる構造となっている。したがっ・て，パッキングシリンダにトロイダル磁栂コイルを組み立

てた後.センターカラムIZ::取り付けるポロイダル磁場コイルを組み立てる手順とはできず.

センターカラムIZ::ポロイダル磁場コイルを組み立てる工程がトロイダル磁場コイル組み立て

の前になる。

センターカラム以外に取り付けられる大径のポロイダル磁場コイルは. トロイダル磁場コ

イルiζ取り付けられる。

トロイタツレ磁場コイルの下側の大径コイルは. トロイダル磁場コイルの設定前に床部に仮

置きしておき. トロイダル磁場コイル組み立て後持ち上げ. トロイタツレ磁湯コイルiと取り付

ける。

③ 固定遮蔽

固定遮蔽が真空容器を兼ねている乙とから.単独に厳密なリークテストを行う必要がある。

また.アクセスポート部は掃入部内側固定遮蔽が通過できる政Eれとはなっていない。

ワンターン抵抗部はトロイダルコイル内側IZ::設けられており，乙の部分の連結作業につい

ては.工場あるいは現場組み立て工場で行い.初期組み立て時の連結は他の部分で行う。

Table 3.4 -11Z::，乙乙で比較検討を行った 5方式について. 固定遮蔽分割形状および組

立て手順の概略を示す。また， Table 3. 4-21Z::，各方式における，分割部最大重量.組み立

て時の工程数.結合部パス長さ，固定遮蔽インボード側lとキー掃入のための関口部を設ける必

要性の有無.組み立て時における固定遮蔽冷却記管結合の有無についての比較を示す。分割部

最大重量については.吊りジグを含めて 600ton (クレーン最大重量)以下にする必要がある。

第 4案以外の方式は乙れを満足している。初期組み立てにおける工程数は少ない乙とが望まし

い。 1 つの結合を I 工程とした場合.工程数が最も少なくなるのは第 4集であり.第 5~院の工

程数が最も多くなる。また，真空シーJレを要する結合部バス長さは信頼性の点から短い乙とが

望ましい。パス長さが最も短くなるのは第 4案であり，第5集が最も長くなる。ただし.乙乙

では.キ一掃入用開口部のシールは含まれていない。トロイダルコイル聞に打ち込むキーを掃

入するための開口部をインボード側固定遮蔽IZ::設ける乙とは固定遮蔽部IZ::不連続部を作る乙と

になり，構造上避ける乙とが望ましい。トロイダルコイルを全周組み立てた後固定遮厳を組み

立てる乙とのできる第 1案および第 5案でらー掃入用開口部を設ける必要がない。固定遮厳

冷却配管の接続は.信頼性および工程教を減らす観点から.初期組み立て時においては避ける

乙とが望ましい。乙れについては.第5案のみが冷却配管の接続を避け得る構造にできる。

以上の検討から.工程数が多く.結合部パス長さが長くなるものの，それらは.上下部掃入

孔董を含めたものであり.乙の部分については組み立てが容易となる構造にできる乙とに加え

-127ー

JAERI-M 87-139

±T*HfAft***SCiicfcQ. 7tT-<f?4Att&flrcftofHKSMeKfttfSJltaS Ctfc^JtLT. ACS*Ffr©ff l« t t*AT?«^LT»5**£*fc**. (2) » * 4 T # I «

(i)-e©tWt*li*.T. Fig. a 4 i - i t e ^ ^ « i i M i * 4 T # « * f f f c . JaTfciH*S:T#itt ©*££SM1*S 0 Fig. a 4. 1-2 K@J©(8iKft»J8|5©^:i*fcJ:tf«ft*^*o

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- 1 2 8 -

}AE悶 -M87-139

上下部掃入孔がある乙とにより.アクティプコイル組み立て時の作業空間の確保が容易となる

乙とも考慮して， ACS炉心の初期組み立て手順として第5案を主案とする。

(21 組み立て手順

(11での検討を踏えて， Fig. 3.4. 1-11ζ示す初期組み立て手順を得た。以下iζ組み立て手順

の概要を説明する。 Fig.3. 4. 1-2 IC固定遮蔽分割部の形状および名称を示す。

① 中心支柱の組み立て

OHコイルを含めた中心支持柱を炉本体の支持板〈床部)IC股置する。ボロイダル磁湖ヨ

イルHo.16，Ho.17および恥 18を支持続およびそ乙に役けた格納用滑に仮置きする。

③ トロイダル磁場コイルの組み立て

各トロイダル磁場コイ J叶ζワンターン抵抗部の固定遮蔽を塔蛾したものを所定の位置に股

置する。次lζ.内側ストレート部とトーラス中心軸側のヨイル間支持構造物を連結し.ポロ

イダル磁場コイ J/;，No.6およびNo.7を所定の位置に設置する。

③ 固定遮蔽/真空容器の組み立て

トロイタツレ磁場コイル聞に設置する固定遮蔽/真空容器に窓部および排気ダクトを取り付

けたものを. トロイダル磁場コイル問から掃入し，既に設置しであるワンタ』ン抵抗部の固

定遮蔽と機械的結合を行った後.溶接による接合を行う。次に，窓部上部fζ股けられた績入

孔より. トロイダルコイル間の内側固定遮蔽を搬入.設置する。

⑥外側下部コイル間支持構造物・ボロイダル磁湖ヨイルの組み立て

ポロイダル磁場コイルHo.16およびHo.18を所定の位置に股置した後，外側下部のコイル間

支持構造物を取り付ける。次11:，ポロイダル磁場コイルNt¥17を所定の位置に股置する。ま

た.上下のアクティプコイルの組み立ても乙乙で行う。

⑤ 側部超電導コイル用真空容器・固定遮蔽搬入経路の組み立て

排気ダクト引き出し部を設置した後，側部趨電導コイル用真空容器を設置し.真空シール

を行う。次に.搬入孔IC董をはめ込み.岡下11:.真空シールを行う。

⑥ 上部ポロイダJ/;，.磁場コイル・外側上部コイル問支持構造物の組み立て

ポロイダル磁場コイルNo.9を所定の位置に設置した後.外側上部コイル間支持構造物を取

り付ける。次11:.ポロイターか磁場コイルNo.8を所定の位置に役置する。

⑦ 上部超電導コイ JII用真空容器・ガードリミタの組み立て

上部超電導コイル用真空容器を設置し..空シー"'/;'を行う。また，内側のガードリミタを

設置する。

⑥ 外側可動遮蔽・上部リミタ・ダイパータの組み立て

分解修理と同様の手順で，外側可動遮蔽.上部リミタおよびダイパータを取り付けて炉本

体の組み立てが完了する。

-128 -

JAERI - M 87 - 139

Table 3.4.1-1(1) JtK^W^ffo^ffl^lZT^IIB

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xaa ti-30tt**ixatr») -it aaiaoaxs*- int..

129-

分割

組立手順

]AERI -M 87 -139

Table 3.4.1-1(1)比較検討を行った組み立て手順

第 1寮

ワンターン抵抗部

掃入部外側固定遮蔽

(11 ..."~-，，.館・...II:."'t.: T l"，，~捗・a・・Mlτ ‘・111・...，，信欄λ・舛・・IE..・岡λt..， .，.:"，・"..・tIIl.調停・.4i"~ (凪l'

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..... .贋隠Ct:'(.ーの支持・.・E・T‘・1. ァ"・'‘ 111ート掃A町民脂欄A圃錦・・U.I:.~~".包T実"す‘・

z・・ CI"，，，・+.1:r.'・注す‘3・JI .1:1・骨.完温量・1・2・・・

-129-

アクセスポート

JAERI-M 87-139

Table 3 . 4 . 1 - 1 ( 2 )

* 2 *

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- 1 3 0 -

分割

組立手順

JAERI -M 87-139

Table 3.4.1圃 1(2)

第 2集

"入首内価値定量E

ー体.シシグルヲシ，ーシ量1M:・

11) N・.1 T I'，，~...・・K.u 】 N ・・ 1..~~ICN.. I-.... \I:.，.....，:.~ ー ν医.・e岡入.

(1) N・.IT I'，，~...・・K.4・)N・.1 ~陸 ~~ICN.. I-....\I:.，.....，:.~-:.医.・."入..:τ.

(1) N ・・ I.. ， ~IC"λ・内・・2・・."".U) N・.I..~~ ・c ，.，‘ "111- 酔 ."λ. ・2τ.C' )凪....骨'圃にτ" ・ .1 ・ 4旨 ~~Z・2τ.'" H・.JJT'''.，....H・・ 1ITI'''.，.......

ア，'"具ポート

*;1.. N・・ 11・"・.11.旨タタ骨・lt't'に幽民..'t'陸..1.聞.に.，:.，ーν

信lIt・k同A・".t・・・c.割"，.‘咽..11.111 N・.II..'~IC .，:.'-=-・a・."，.，. .:'t'. !I・1N・.11.. ，~・c ，，~_-~・a・."".(11) N・.) 1， N・.1 1..' ~ IC""・".u.ー""..:τ.!lIIN・.1 1. N・.1 1.旨 ~~IC"λ・円・・竃・・ー"λ.(11) N・.11. N・.11.. ，~1Cアタセ，， 111- ー・"λ..:'t'. ，盤a

1. ー体.\1:.，.....，:.，-:.医.""1聞にI: T I'，，~...I:.."タト H・，..，;

"・p ・C't'';''す畠‘骨1:.，‘-・"...ICJIj;I:o τ.~ 崎支"・・.置す‘・1. ，.~‘ ..111- ー"，，"に瞳ー体..，:.，.....，:.~ー ν・a・1:.'';''固にτ束縛す畠.

z・肱 11唱骨崎・・1:1:・kす‘3・2・膏揖2・骨・*.量・2・'‘・・

-1釦ー

JAERI-M 87-139

Table 3 . 4 . 1 - 1 ( 3 )

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( I l l Na . 1 1 , Na. 1 1*? J I C 7 V « - > « K » * I » A . ( I l l Na . 1 0 , Na. 1 1 , Na . 1 !•«•» * K I » A » « « B « « * » » A . « S T . 114] Na. 10 , Na. I I . Na. 1 2 * » * lc«JA»l"J«BM»*l«A. (1 I ) N » . 1 I . Na. 1 1 , Na. 1 I * » *ICT » * * * - HS)»A. •SCTMlrT.

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- 1 3 1 -

分削

組立手順

JAERI -M 87 -139

Table 3.4.1-1(3)

第 s寮

"λ・内側.定量厳

ー体彊ダブルヲン9ーシ抵抗首掃λ部外側固定週霞

(1) N・.1 TF:II..，，40'・..(Z 1 N・.J~ ， ~IζN ・ .1-・・Eダヲルヲシター".・E・-岡λ.

(11 N・.ZTF:r....... t・1N・.1<"，"1・A・肉・・z・・."λ.t・1N・.l~ f'タ陪，... ・"..ート.岡".・2τ.

t・』副てF.H・・ Jf S， "・~f'， t・・崎且ltT.

(' 1 N・.1.匝"..岡λ・n・・z・・・"λ，・2τ.

f・1H・."曽タタ健闘λ・円...・・・岡λ.

1・1H・.I・"惚，.，.."..-ト・岡".a:rrTa:rrτ.CI・』且下.H・.‘-・.・..".開園館且ltτ.CI 11 N・..11 TP':Ii..，...， N・.IITF".......

ア9噌t;巴ポート

*副てF.N・.11 t N・.1 Iセタタ自・立て健.た・，T陸.JlI圏同・".，:..，-:，..竃拡ーと岡λ圃剣個園宜姐竃陪#岡1.1:・骨・信用.

CI 11 H・.11，..・.11.." 健ヲシタ"ν‘拡・・岡λ.

(1l1 H・..lGt N，.. 11. M..11"".，，.健闘λ・叫・・定量...λ，・ST.

(Hl N・..10. N・・ 11.N.. lZ~曽"‘E縛λ・円価・E・・.岡λ.

(1 .， N・.1・.N・..1 1， ..・.11"，，1'1'健，.11，.=-:_ート舎岡λ，阻ltT阻まτ.

韓民

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I. ，.'~;I:..ート岡λ崎健也ー樟.，プル .， :"þ-:".拡圃~.~lt"・・Eτ支持す

‘-

z・・(1ヲ骨同・.1 :1:・~す‘』・ 2 ・

.1:1・骨量虫置量・4・・‘・・

-131-

JAERI-M 87-139

Table 3 . 4 . 1 - 1 ( 4 )

« 4 S

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- 1 3 2 -

分削

組立手取

JAERI -M 87 -139 、¥

Table 3.4.1-1(4)

第4寮

アクセスポート付' "入留外側.定通.

ー体露ダブルヲュ-:1'-:-11筑鼠

0' N・.1 T'~. ......

掃入陣内側・定迫電

11' N ・・ 1'" タ健.，.，."，，-争柑'ー悼.t'ヲル~:.，-:..観・・伺λ・CI'測・.IT'~...・・..，.，，，'1'・"・.~.・. 7.・.."...陪・I:'t.，.， N・.1唱，タ隠"λ.11・・z・・・伺λ，岨宜't・t・， N・....，タ民"λ・"・・z・・・"λ.

'7'別・・ 1""隠，.，."‘'ート."，...圃I:'t'・2τ.t・』且'1'.N・-‘・・.・.."・・・隠・2τ.t・， N・.11TP':..，....・"・.12 TF8.，....・・..*且下・"・・ 11.N・・ ¥1"" 骨圃宜、E・E・危唱、rlZ..1.田・ec.，;，t田:.

...~III'"・舛・..掴置健量岡...抱‘骨骨値圏.o・， N・.1¥・"・.lZ."ec'1;:"-:.r.観・・伺λ.

011 N.. 1・， ..... J 1， N・・/，.."..伺λ伺舛....."，...且Zτ.

0.' N・.1・.N・.i 1. N・・ 11.・"民同λ・円・・.・・e個λ・(1J)No.l・.N・・ 11・N・・ 1..・，，11:ア...易圏aート.聞λ..宜、r・zτ.

IIR 1 ・ T~.~JII- ト付・ー悼冨グヲルヲ:.，-".肱・"λ暗記也TF"...~"'t'，ト tトー"民宜骨S民宜".，住宅実情ず“骨主す‘..". ~・田健臨む't'.~

"実情・・・置す‘・

:1:.巴(1.，骨帽合・ I :I:.~す‘】・ .1.1:1伺骨量責圃量・・・ 2色・・

-132-

アタセ深刻Hート

JAERI - M 87 - 139

Table 3 . 4 . 1 - 1 ( 5 )

* 5 «

0 H

±<6t»AJl«

« £ # *

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L. eauecTKtnjEtiMtaa-rt.

ZaB I ! - : » I I « H I I I T 5 ] -4 « • « i a n * * * * - n i u .

- 1 3 3 -

分割

組立手順

ヲシターシ信抗鼠

JAERI -M 87 -139

Table 3.4.1-1(5)

第5寮

アクセスポート付骨

"入歯外価圃定温竃

I1 】ヲ"タ -"a抗・t.~.. t，t: T' ョィ"借金圃且lET ‘・

111・..，fOU:ァ，セ....ート柑'同λ_fI・・E圃薗@同)"岨宜、C.

131伺λ・円価・E圏.tJ:百聞λiU・伺"'，1" .1:圃且/11'園開λ抗骨..a:...晶"，且宜、C，

瞳E

1.ヲシタ，νE抗置也TF;，.f，.. It圃~..t"ー・ーで圃掴す‘・

ミ~上倒欄入乳置

ミミ三ぅ-下舗掃入乱軍 "入郁内側・定温竃

z.ァ"-t=-.~ート付.""'_fI圃・E圃aa:"."，.. l'ー'..lI:"圃11.τ軍情

t-，oII冒陪o;eて恒'骨宜伸圃t.置す毛.

Z圃IlI1勺骨・・・tl:I:・&す‘』・4・圃~1 圃骨量大量量・ ZZ ・ t ・ a

-133-

JAERI-M 87-139

Table 3. 4. 1 - 2 ffiStT^fllOJtR^g**

as 1 & & 2 16 m 3 si 35 4 % msm

(ton) 152 257 409 591 229

l o o i ^ n i t 36 26 26 21 48<ffi2)

&B'*x&Z (m) 584 4 4 0 ( a 3 > 440 < f f i 3 ) 3 4 0 <a3) 821

1- uj jfjl'Z'i JlsfelK M * * ^ • ( ^ 4 ) m

-hR |<D$l f lE8o8 tt®&6tt

S S £ s * g

S I : ft 'J S^fc^i&S £ 600 ton ( * u - : / * * M ) &i&*..5o a 2 : ±TSBJf AftScD*£&£#ir (24XS)o a 3 : *-tfA?Lffl->-^s°^g^j!)Sj!jofc50

a 4 : * - # A ? L * * » l B * J t a f * o

- 1 3 4 -

JAERI -M 87 -139

Tab!e 3. 4. 1 -2 組立て手順の比較検討表

第 l案第 2案第 3案第 4案

分割部最大重量152 257 409

(ton)

1つの結合を 1工程と36 26 26

した場合の工程数

真空シールを要する結584 440(注3) 440<注3

合部パス長さ (m)

トロイダルコイル聞に

打込むキーを挿入する無有有開口部を設ける必要性

固定遮蔽とアクセスポ一卜聞の冷却配管の接要要要続の必要性

注 1:吊リジグを含めると 600ton (クレーン最大重量)を越える。

注 2:上下部挿入孔蓋の結合を含む(24工程)。

注 3:キー挿入孔のシールパス長さが加わる。

注 4:キー挿入孔が第 1壁を貫通する。

-134一

591 {注1)

21

340<注3)

有(注4)

要

第 5案

229

48(注2)

821

無

不要

JAERI - M 87 - 139

f^&\

Install the center column assembly (Including the PF co l l s , No.1 t S and No.10 <w IS). Install the pedestals of the exhaust-ducts and the thermal insulating support-feet of the TF col ls . Place the Pf coll Ko.16 on the reactor support plate. Place the PF coils . No.17 and No.18, into the trenches provided In the reactor support plate.

Install at the specified positions the TF coils associated with the one-turn resistance sections of the shields fabricated on.

Connect the TF colls with the adjacent ones along the helium cans of the Inboard legs by oeans of key structures. Connect all the inside inter-coil support structures with each other. Install the upper PF col ls , No.6 and 7, together with their support structures.

Insert the vacuus vessel window part sections with the access ports and support structures between the TF calls . They have openings in the top and bottom plates of the access ports for Insertion of the permanent shields.

Connect the one-turn resistance sections and window part sections by mechanical joints and welding. Temporarily support the window part sections at the outside.

Insert the center sections of the shield through the upper openings of the access ports and move then to the specified positions between the one-turn resistance sections by crane.

Connect the center sections to the one-turn resistance sections by mechanical joints. Lift the PF coi ls . Ho. 16 and IB, and fasten then to the prescribed positions. Install the lower side intercoil support structures. Lift the PF coil No.17 and fasten i t to the prescribed position. Construct the upper and lower active position control colls on the shield.

Install the exhaust ducts at the specified positions. Install the lower and middle side-walls of the cryostat vacuum chamber, and remove the support structures at the outside of the window part sections.

Fig, 3.4,1-1(1) Initial Construction Procedures

-135-136-

5.

1.

lnstl.ll凶 ecenter coluus 'lSS回bly(Includlng tho PF 四 110.陶 .1、5Ind Ho.l0、15).

I田 tollth. P岡田ta15of曲00油副st-ductJ;and thl!: 曲町田I1nsullt1ng sup同rt-feetof t同 Tf回 115.

円Icet同何回11ND.16 on the reactor 5uppart p1ate.

PlIce the Pf col1s.陶.17.nd陶 .18.Into凶 et同 nth!!!spro叫也d10 the 同 actDrsup同rtphte.

ConnBct the one-turn reststa問 esecthlRl ilnd window part sect10ns Ty田 chanica1jatnts and ..eldlng.

T .. 町田rarilysupp・rtthe Ml叫副回目自民1園田 atthe outSlde.

6.

JAERI-M日7-139

2.

[n5ta11 at the spec1fled poslttons出oTF四 115個師chtod叫凶 theone-turn restsUnce secttons of tlle 曲t叫白 hbrlc.~d on.

J.

臼nnectthe Tf co11s wtth thl!: adjllcent on田 olongthe 回11岨四回 of凶.lnboord 10田 byaans-of key stnJctures.

Con冊目，11th. ln.ld. lnmr-岨 n.up凹rtIt町ctu同..1帥制曲。曲・r.

I..t.ll th. upper PF回 115."0.6 Ind 1， together wt 抽出.lr.up凹rt.t四国U同..

7.

lnsert the 田~ter secttons af t~1!!: sh.1eld through the upper Cannect t~ center slfCt10ns同出 Dne..tumresis tancB

;::1:12J:品 r:21:tzr出;:tzLiEAT212.::::11:::::::?;:!に;zig.MdhS刷畑回陶

prescrtbed凹o1tlono.

Install the lower stde tnt町田11.upp・rtstf1lctu同..L 1ft tho PF coll Ko.17回 dfast朗代岡山epr田町lboll同.1tlon.

CQ~~truct the upper and. 1酎旬ractt帽同5t ttDn cDntro 1 collo on tho .h1old.

Fig. 3.4.1-1(1) Initial Construction Procedures

4.

Insert山evacu岨 vU5el1II1n血凶 part時国tans'dth thl!: K叫 51partl ud suppa同日間同町百回to.eenthe TF回 11..

They have Dpenlng5 1n凶.top and !>Ot.岨 plat剖 of山e・6回日開rt.向rtnserttas Qf出但皿nentshtel由.

畠.

In.tol¥ 'he田 hlustducts at曲especifted pastt1Dns~

In>1ol¥由・ 1畑町・ndmlddJe .1血ー輔111of曲eCJ70st叫咽 C"IIIdI也曲er.Af1d rt回開山B:sup凹rtst四 ctu同$叫 tho刷 u1d・ .ftho叫叫副 part5Kt1onl.

-135-136ー

JAERI-M 87-139

Install the upper and lower cavers on the Insertion openings and seal them for vacuum tightness.

10.

Install the PF coil Ho.9 at the specified position and fasten It to the TF colls. Install the upper side Intercoll support structures

Install the upper side Intercoll support structures and connect theo with the TF colls. Install the PF coil No.8 at the specified position.

12.

Install the upper dome of the cryostat vacuum chamber. Insert the vlrtlcal access guard limiters, and weld their end flanges to the upper dome.

13. Insert the movable shield modules, and weld the access doors onto the access parti. Insert the divertor modules and the horizontal access guard llmiters, and weld their end flanges to the access doors.

Fig. 3.4.1-1(2)

137-138-

lAERI-M 87 -139

S. 10. 11.

1 nst.ll the upp.r .nd 1副町四時問。nth. Ins.rtlon openlng5 Inst.ll th. PF coll Ho.9叫 th.5p.clfled p05 Itlon ond and 5..1 th回 forva印岨 tlghtn.55. f.5t.n 1t to the TF colls.

In5t.ll the upp.r slde lntercoll support 5t四 cturesand 回 nnectth曲川凶 th.TF col¥s.

13.

In担問 th.曲目ble5h1.1d岡山les.and weld the aCCe55 dODr5 onto the access ports.....

Insert the dtvertor岡山lesand the hortzontal 4CCe55 guard ) fmi ters. and weld thefr end f】.ngos10 tho ac:cess doors_

In5toll the up同r51d. Intercoll 5Upp町 t5 tructures In5t.ll t出 PFcoll Ho.8 at the 5p.c1fl.d凹 51t1聞.

Flg. 3.4.1-1 (2)

12.

In.t.ll th. upp.r d皿屋 ofthe cryostat vacu咽出副曲er.

Insert出evlrtlcal 'cc.55 gu.rd l1"i担問..nd w.ld th.lr .nd n.ng国岡山eupper d臨時.

-137 - 138

」

JAERI-M 87-139

ONE-TURN RESISTANCE

SECTION OF SHIELD

f£& ^ ^ UPPER COVER

CENTER SECTION OF SHIELD LOWER COVER

UPPER OPENING

VACUUH VESSEL WINDOW PART SECTION

Fig. 3 . 4 . 1 - 2 Sect ional Modules of Shield

- 1 3 9 -

DHE・TURNRES ISTANCE SECTI側 OFSHIELD

]AER1-M 87-139

CENTER SECTI側 OFSHIELD

VAα1¥11慌:ssaIIIIfDOll PA貯 SECTIOll

Fig. 3.4.1-2 Sectional Modules of Shield

-139 -

ミニみUPPER CDVER

~ラLOWER COVER

JAERI-M 87-139

3.4.2 %m' &n •>* T *> oam&mt (1) * # & #

• # - h* y 5 *

•RjKfJlSiK/T^-tex h*r •RF j y f t -• f * h * i ? a - ^ • tfflMMR fcrt*U t t « « l K H t - C « : I H i * - h r t K * B a * * l . r ^ l -*S?a-* t t i r tBI«* i?

frfcttrt^fco *fc"J»iSiR, tf-K'js*. ^^^-^- t^^-^wot tuc i iJ iSnSo i t

to ACS&^iiOpX&K<io^&mmmMKi®&&ftM'&W}<Dtt*l.ttS.K), tin. C

2) mm®-tkttmmm, Hj*9Attaj»*op. cdFoa^fcHKac-c. 2.4.211s c o 2) &#

M S * * : * ^ *fc. mmmi>Tme>asw}&mmii.jpttiQOp.c^tntx'&^o

JftfchlflMtt 19 kW * 1J3& 15kW ' !*£& 10 kW

%

- 140-

]AERI -M 87 -139


(1)基本条件

1)分解・移動の対象となる炉心機器

炉本体構造物で分解・移動の対象となる主要機器は以下の通りである0

.ガードリミタ

・ダイ Jぜータ

・可動遮蔽/アクセスドア

"RFランチャー

-テストモジュール

-計測機器

ただし，計調l装置に関しては計調lポ}ト内IC:組込まれ.テストモジュールなどと問機モジ

ュール化されて交換し，分解・修理室へ移送された後，そ乙で計測装置の修理が行われると

するが.現時点では計測モジュールの構造がまだ十分明らかにされていないのでその検討は

行わなかった。また可動遮蔽.ガードリミタ，ダイパータモジュールの中IC:組込まれる。計

測機器は各々の分解修理の中で扱われるものとする。

す。

ACS炉ではOp.C炉にくらべ遮蔽は外側遮蔽のみが分解・移動の対象となり.また.乙

の外側遮蔽が外側へ延長され.アクセスドアと一体として分解・移動される乙とに特徴があ

る。その付随効果として.RFダクト遮厳がなくなっている乙とも特徴である。

2)環境条件

生体線量率，トリチワム放出量はOp.C炉の場合と同じなので.2.4.2節(1) 2)を参

照されたい。また.崩壊熱も下記の可動遮蔽以外はやはり Op.C炉と同じである。

可動遮厳の崩壊熱c1モジュールあたり)

炉停止 1週間後 19kW ，

1月後

1年後

15kW

10kW

、

-140一

JAERI-M 87-139

Table 3 . 4 . 2 - 1 Approximate Dimension, Weight and Maintenance Frequency of Reactor Components Maintained

Component Dimension

Width(m)xLength(m) xHeight(m)

Weight (tons)

Frequency (per year)

Divertor module 3 x 8 . 5 x 1 . 2 72* 1

Guard l imi ter

Inboard 0 .4 x 10.6 x 0 . 2 1.5 6 Upper part 2 . 3 K 7 . 7 X 0 . 3 15 1

Movable sh ie ld ( integrated with access door) 4 x 6.5 x 7 250** 0 .1

RF launcher (ICRF) 2 .7 x 8.5 x 4 120 1 Test module 1 x 3 x 2 18 0 .21 .1

* Including 10 tons of water ** Including 50 tons of water

- 1 4 1 -

JAE則一M87 -139

Tab1e 3.4.2四 1 Approx1mate Dimension， Weight and Maintenance Frequency of Reactor Comp叩 entsMaintained

Dimension Compαlent Width(m)xLength(羽)

xHeight(m)

Divertor modu1e 3 X 8.5 X 1.2

Guard limiter

Inboard 0.4 X 10.6 X 0.2

Upper part 2.3x 7.7xO.3

Movab1e shie1d 4 X 6.5 X 7 (integrated with access door)

RF 1auncher (ICRF) 2.7 X 8.5 X 4

Test modu1e 1 X 3 x 2

* Inc1uding 10 tons of water

** Inc1uding 50 tons of water

-141ー

Weight Frequency (tons) (per year)

72* 1

1.5 6

15 1

250** 0.1

120 1

18 0.2 'u 1

JAERI-M 87-139

(2) ftM'»MJ5&

i) m*ttm

Xlt2. 4. 2 (2) fclMRSitlSfcffliL. J^T? {*&!&* 5o

2) 4r4'i-9«DfbM*tnk ^ 4 ' * - # © » l * « ^ » t t A C S £ i B l i : a © T ? c t * t t * * L , 2.4.2 (2) 2 ) * *

3) tf-K'J «*<0£*P«#» (i) &W05&

mi>mm?-&z>o itz&-,-z, &<Qmm\mKx%zmii.wz5-z.n^z.r>K7'yx-?%

&£Fig. 3.4.2- lK^fo

*tetf©!e»WHBttJttM»JJ-e*5. fri*ix\zZ.Z1i- F'J « ^®*W*»t>+^fi • W « T * * . "&tt*K:±*#- K'J 4 9®mflffi<D*Z£tt7'yX-?$.±.ltf&f, -^-f'«-

fz&ix, ± * # - K U %9o&m• »»<*. 5r4'<-9®m&tmn. •fyx-rn&zw

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- 142-

JAE阻 -M87-139

(2) 分解・修理方法

1)基本計画

ACS炉炉心構造物の分解・修理IZ::閲する基本計画はOp.C炉と同じであり.内容につい

ては 2.4.2(2)を多照されるものとし.本項では省略する。

2)ダイパータの分解・移動

ダイパータの分解・"移動はACS炉と同じなのでととでは省略し.2.4.2(2) 2)を参

照されたい。

3)ガードリミタの分解・移動

(i) 移動方法

インボードガードリミタはプラズ7ディスラプション時の高熱負荷を直接受ける機器であ

るため.最も損傷を受けやすく.分解・交換頻度が多いと予想される一方.定量的な寿命推

定が困難である。したがって.炉の試験計画にできるだけ支障を与えないようにプラズマ真

空を維持し，かつ簡単に交換可能なジステムとするため，真空キャスクを使用する。その概

念をFig.3. 4. 2 -llZ::示す。

一方.上部ガードリミタは基本的にはプラズマ立上げ時のリミタとして使用するととから.

熱負荷の定量的評価は比較的容易であり.かっそれによるがードリミタの熱的事動も十分把

握可能である。ちなみに上部ガードリミタの熱負荷の大きさはプラズマ立上げ時，ダイパー

タの通常運転時程度の値.ディスラプション時でダイパータの値以下と予想されている。し

たがって.上部ガードリミタの分解・移動は.ダイパータの場合と問機.プラズ7 真空を開

放して行うものとする。ただし.移送中のデプリによる汚染拡大防止のためのキャスク〈非

気密型)を使用するものとする。

(jjJ交換手順

(a) インボードガードリミタ

インボードガードリミタの交換手順を以下に示す。

① 冷却水をドレンする。

② 冷却系ジャンパー配管を取外し.メクラフランジを取付ける。

③ ガードりミタ本体の真空フランジ部にボJレト脱着機取付付後.ガードリミタ交換用ポー

トIZ::移送キャスクを取付げる(キャスクの真空フランジボルトを締付ける)

④ キャスクのシャツタドアを聞き.キャスク内を真空引きする。

③ ガードリミタ本体の真空フランジボルトを取外した後.ガードリミタをコンテナ内IZ::引

上げる。

⑥ キャスク内IZ::収納されていた新ガードリミタをポート位置に移動した後.真空容器内に

婦人し.真空フランジボルトを締付ける。

⑦ キャスクのシャツタドアを閉め.キャスク真空フランジボルト取外し後.キャスクを移

送する。

-142-

JAERI-M 87-139

(b) ±«3(r-K'J **©SS*#W

® « « * « » » - ^ J H * 1 > o * i B © ^ i t « » * l 8 * | I N » * 3 R T ? » » ^ * i i t K , & f t«$7 A

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- 1 4 3 -

JAERI -M 87 -139

③冷却配管メクラフランジを取外し.ジャンパー配管を取付ける。

⑨ 冷却水を注入する。

(bJ 上部ガードリミタの交換手順

上部ガードリミタの交換手順を以下I/:示す。

① 炉停止後.真空容器内をベーキングする〈ベーキング温度 150oC )。

② 交換モジ品一Jレ以外の据置の炉心機器を崩壊熱除去系で冷却するとともに，交換モジ A

一Jレの冷却管内をCP除去のため洗浄する。

なお.据置炉心機器は以下の交換作業中も冷却を継続する。

③ 交換モジ品一Jvの冷却水をドレンする。並行して.交換モジ品ールの真空リップシーJV

切断，結合ボルトの取外しを行う。

③ 交換モジューJV冷却系ジャンパー配管を取外す。

⑤ ガードリミタ交換装置をポートに取付け.ガードリミタをコンテナ内に引込む。

⑥ ガードリミタを分解・修理室へ移送する。

⑦ スペアモジューJレを搬入する。

③ スペアモジューJレをトーラス内に掃入し，再設置する。

⑨ 交換装置を撤去する。

⑩ ガードリミタの支持・結合を行う。

⑨ 冷却系ジャンパー配管を取付け.耐圧・漏洩検査を行う。

@ 真空リップシール溶接と同部の非破壊検査を行う。

⑬ 真空容器内のベーキングと真空引きを行う。

4) RFランチャーの分解・移動

RFランチャーの分解・移動はACS炉と同じなので乙乙では省略し， 2.4.2 (2) 4)

を参照されたし。

5)可動遮蔽の分解・移動

(iJ分解・移動方法

可動遮蔽の分解・移動概念をFigs.3. 4. 2 -2， 3 Iと示す。

可動遮蔽はダイパ}タ引抜き後.可動遮蔽の下lζ挿入された遮蔽プラグ上面のローラ上を

移動する。乙のローラは可動遮蔽を移動時.固定遮蔽支持欄から持上げ.その荷量を受ける

とともに.ストリーミング防止用段差通過時，高さを変更できるように昇降可能となってい

る。

コンテナ内走行台は可動遮蔽移動時アクセスドアのダイパータ用ポートを通過できるよう

に.コンテナ後方とダイパータポート部遮蔽プラグで支持されている。可動遮蔽がコンテナ

内に収納後は.乙の走行台はコンテナ下部の支持脚を立てる乙とにより支持される。

( iiJ交換手順

可動遮蔽の交換手順を以下Il:示す。また.交換手順の概要をFig.3. 4. 2 -4 Il:示す。

①炉停止後，真空容器内をベーキングする〈ベーキング温度 l印。C)。

-143ー

JAERI-M 87-139

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- 1 4 4 -

JAE悶ーM 87-139

交換モジュールのあるセクター以外の据置き炉心機器を崩繍熱除去系で冷却するととも

に.交換セクター(可動遮蔽だけでなく.ダイパ}タ，ガードリミタ.RFランチャー.

RFダクト遮蔽〉の冷却管内を CP除去のため洗浄する。なお，据置き炉心機器は以下の

交換作業中も冷却を続行する。

③ 交換セクターの冷却水をドレンし.冷却系ジャンパー配管を取外す。並行して.交換セ

クターの真空リップシール切断を行う。

交換セクターのダイパータ支持を解除する。

ダイパータを引依き.移送する(詳細は 2.4.2ー (2) 2)

外側可動遮蔽下に遮厳プラグを挿入する。

RFランチャーの結合部を解除した後.ランチャーを引抜き.移送する(詳細は 2.4.2

( Ii)④~⑤)。

③

⑥

⑤

⑥

①

ガードリミタを引抜き.移送する(詳細

(2) 4) (ii)③~⑥)。

③ 可動遮蔽の RFポートに遮蔽プラグを取付ける。

⑨ RFランチャー支持架台を撤去する。

⑩ 上部ガードリミタの結合ボルトを取外した後.

は2)(ii)③~⑤)。

可動遮蔽の冷却系ジャンパー配管を取外す。

可動遮蔽の支持・結合部を解除する。

可動遮蔽移動装置(コンテナ〉をアクセスポート Ir::据付ける。

可動遮蔽をコンテナ内に引出し.分解・修理室へ移送する。

可動遮蔽のスペアモジュール収納のコンテナを搬入し，アクセスボート lζ据付ける。

可動遮蔽を真空容器内に掃入.再設置する。

可動遮蔽移動装置〈コンテナ〉を撤去する。

可動遮蔽の支持・結合部を締結する。

可動遮蔽の冷却系ジャンパー配管を取付ける。

RFランチャー支持架台を揺付ける。

可動遮蔽のRFポートから遮蔽プラグを取外す。

RFランチャーをRFポート内Ir::挿入.取付ける(詳細は2.4.2(2) 4)

⑪

⑫

⑬

⑭

⑮

⑧

⑫

⑮

⑮

@

@

(ii)⑨~

@)。

@ 上部ガードリミタを取付ける〈詳細は (2) 3)

⑧外側可動遮蔽下から遮蔽プラグを取外す。

@ ダイパータを搬入.取付ける(詳細は 2.4. 2 (2) 2) (ii)⑦~⑩。

交換セクターの上部ガードリミタ.ダイパータの冷却系ジャンパー配管を取付け，耐圧

・漏洩検査を行う。

真空リップシール溶接と岡部の非破損検査を行う。

真空容器内のベーキングと真空引きを行う。

-144-

(ii) (b)⑦~⑨〉。

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@

@

@

JAERI-M 87-139

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- 1 4 5 -

JAERI -M 87 -139

6)テストモジュ-，，，の分解・移動

(i) 分解・移動方法

テストモジュールの分解・移動概念をFig.3. 4. 2 -51C示す。テストモジューJνは後方

のテストモジ""-，，，用水タンク遮蔽と一体で引抜かれ.分解・修理室Ir.移送される。

(ii) 分解・移動手順

テストモジュールの交換手順を以下IC示す。

① 炉停止後.真空容器内をベーキングする〈ベーキング温度 150oc )。

② 交換モジュール以外の据置き炉心機器を崩墳熱除去系で冷却するとともに，交換毛ジュ

-'"の冷却管内をCP除去のため洗浄する。

なお.据置炉心機器は以下の交換作業中も冷却を続行する。

③ 交換毛ジュー'"の冷却水をドレンし，冷却系ジャンパー配管を取外す。並行して，遮蔽

プラグ固定フランジの真空リップシール切断と固定ボルトの解除を行う。

③ テストポ}トに移動装置を設置する。

⑤ テストモジューJレを引抜き.その先端Ir.アイスボックスを取付ける。

⑥ テストモジューJレを分解・修理室へ搬出する。

⑦ スペアのテストモジ"，，-，レを搬入し.テストポート IC掬入する。

⑥ 遮蔽プラグ固定フランジの真空リップシー'"溶接.固定ポ'"卜締付けを行う。

⑨ リップシール溶接部の非彼場検査を行う。

⑩ 冷却系ジャンバー配管を取付け.耐圧・漏洩検査を行う。

⑪真空容器内のベーキングと真空引きを行なう。

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-145-

A-A

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Cooling Pipe

Blind Flange

Cask

B-B Hanger Rod Drive Unit

..Shutter

C - C \Guard Llmlter

Impact Wrench

D-D

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15申

超軽

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Removal Concept of lnboard Guard Limiter

Cask

Fig. 3.4.2-1

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n.infl h Movable Shield

i Shutter

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Container

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Shield Plug

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Cooling Unit

Motor

Shield Plug

Fig. 3.4.2-2 Movable Shield Replacement System (ACS Type Reactor) (Vertical View)

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Container

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Movable Shield Replacement System (ACS Type Reactor) (Vertical View)

Fig. 3.4.2-2

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Movable Shield

Container

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Cooling Unit

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Fig. 3.4.2-3 Movable Shield Replacement System (ACS Type Reactor) (Plan View)

』〉開目白

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Movable Shield Replacement Syst岨 (ACSType Reactor) (Plan View)

担皇E

Flg. 3.4.2-3

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JAERI-M 87-139

(1) Set the telescopic Jack to the dlvertor,

(2) Withdraw the dlvertor on the dlvertor trinsfer vehicle.

(31 Insert the shield plug Into the dlvertor access oort.

£Z 1

(1) withdraw the RF launcher.

Si

T Z

A 31 < =

s. r (S) Insert the shield plug into the movable shield and

withdraw the uooei guard liml'ter.

V ^> z Si r

(6) Set the movable shield transfer machine to the movable shield and withdraw the movable shield after lift It in a little by the jack enclosed In the shield plug under It.

Mote : Transfer containers are not drawn In this figure.

Fig. 3.4.2-4 Basic Removal Procedure of Movable Shield

- 149-

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JAERI -M 87 -139

!lI Set the telescoplc Jack to the Olvertor，

11 イ|斗E閉所弓に-，11r--------n下「，←←寸

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(3) Jnsert the shJeJd pJUg Jnto the dJvertor access回 rt.

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【5) Insert the shlelO plug lnto the冊 yableshleld and 叫目咽r酬 the1.1岡地 guardllllllter，

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Fig. 3.4.2-4 Basic Removal Procedure of Movable Shield

-149ー

JAERI-M 87-139

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JAERI -M 87 -139

(3) 分解・修理システムの概念検討

前述の基本条件.基本計画をもとに炉心機器の分解・修浬システムの概念検討を行った。

1)システム構成

ACS炉ではQp.C炉と同様.真空容器内点検・検査などl部を除き， in -si tu修留は行

なわず.炉心構造物の修理は分解・修理室ヘモジ A ール単位で移送されて行なわれる。分解

・修理室内分解・修理システムについてはJAERI-M 87-ω1で別途検討されているので.

ここでは炉室内分解・修狸システム.特IC.モジ ;J.- Jレ交換システムについて検討する。

炉心機器の分解・修理に必要な装置としては.交換システム.揚重設備.遠隔作業用マニ

ピュレータ装置.点検・検査装置.治工具類IC.大別される。本節ではそれらの装置.機器を

リストアップし，次節以降で特に交換システムについて検討する。

(I) 交換システム

① ダイパータ交換システム

ダイパータの炉心からの引出しおよひが心への再設置を行う。ダイパータを収納するコン

テナは遮蔽機能を有しないので，運転，ま完全遠隔操作により行われる。

② ガードリミタ交換システム

インボードと上部ガードリミタ用の2種類が準備される。

③ 可動遮蔽交換システム

可動遮蔽をトーラス内外IC.移動させるシステムであり.完全遠隔操作により運転される。

@ テストモジュール交換システム

テストモジュールの取付け.取外しに使用する。本移動台車も遠隔操作のほか現場操作も

できる。

⑤ RFボート遮蔽プヲグ移動台車

RFボート遮蔽プラグの取付け.取外しのため， RFランチャー支持架台上を走行し，遠

隔操作のほか現場制御もできる。

(jj) 揚重設備.昇降装置

① 天井走行クレーン

炉心機器，保守用装置などの炉室内移動を行う。遠隔制御.機側制御とも可能であり.遠

隔制御を行う場合の玉掛けなどのハンドリンクー作業用にマニピュレータ.目視装置なども装

備している。

大型重量物として 600ton，小型用として 100tonの 2種類が設置されている。

② ホイストなど

作業員による直接作業の際の機器.装置の持上げ.移送IC.必要に応じて，ホイスト.チェ

ーンブロックなどが使用される。

③ 昇降作業台

トーラスまわりのボルト締結・解除などの各種ハンドリング作業の作業員のため高所作業

台として準備される。

(jjj)遠隔作業用マニピュレータ装置

炉心構成機器の一部が分解・撤去され，高放射化物が露出した空間でのハンドリング作業

- 151-

JAERI-M 87-139

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152-

JAERI -M 87 -139

を行うために使用される。炉室内床面上を自由に移動できる自走型マニピュレータ装置と天

井走行型マニピュレータ装置がある。いずれも作業性を向上させるため.マニピュレータ本

体はカフィードパック(パイラテラル)マスタースレーブ型で，視覚装置には高品位TVを

使用した立体TVシステムが使用される。

マニピュレータ本体は.軽(精密〉作業用として， 5 -20 kg，中作業用としては 50kg，

重作業用として 100kgのものが噂備される。

(iV) 点検・検査装置

炉室内点検・検査.炉心内点検・検査装置に分けられる。

炉室内点検・検査装置は炉運転中および炉停止後 24時間以内の炉室内を巡回し.点検・

検査する装置であり.定められた経路.方法iとより.点検・検査する。

破領したダイパータ.第 l壁などの修理と本格的検査は，保修室に移送して行うので，炉

心内点検・検査は原則として，般t員部の検出と状況把握を行うことが目的である。したがっ

て.炉心内点検・検査は検査用ポートからフ Tイパースコープ，小型TV装置なと、を炉心内

11:挿入して行う。

(V) 冶工具類


① インパクトレンチ

配管継手.機器の結合部なと司のボルトの締付け.緩めに使用する。

② リップシール溶僚機.切断機

真空シール周リ?プシーJレの溶接，切断を行う。

シーJレ部に沿って設置されたガイド上を自走しながら溶接または切断を行う。

2)ダイパータ交換システム

基本的11:0p.C炉と同じなので.詳細は 2.4.2 (3) 2)を参照されるものとし，とにで

は概略仕様のみ，以下11:記述する。

(i) ダイパータ交換装置

(a) 走行駆動装置

賢三式複動テレスコピック形油圧ジャッキ

負荷容量 15ton

ストローク 9m

伸縮速度最大 20mm/sec

(b) 自走台車

形式電動式自走台車

積載重量 100 ton

台車寸法 1.000 H x 4，700 W x 10，500 L mm

自重約 30ton

走行速度 10m/min

電動機 5.5kW

-152 -

JAERI-M 87-139

(ii) $M'-*-*®gai5£*

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]，組問一M 87 -139

(jiJ ダイパータ延長部台車

ダイパータ延長部内部IC水が充満している乙とがOp.Cと異なるが.基本的な形式は同じ

である。

(a) 昇降ローラ

ローラ形式

昇降郎形式

容量

エンドレスローラ

ベロ}ズ付水圧ジャッキ

30 ton/本x10本

(bl コッタはめ込み機構

方式・H ・H ・-・複動形水圧シリンダ

ストローク ...・H ・ 600mm

(iii) ダイパータ移送コンテナ

型式非気密型保冷コン、テナ

保冷方式氷による方式

積載重量 80 ton

自重

ロンテナ本体 …… 約 23ton

アイスボックス…… 約 3ton (氷 2ton含む)

保冷時間印時間

3)ガードリミタ交倹システム

(i) 基本構成および機能

(a) インボードガードリミタ交換装置

①移送キャスク

インボードガードリミタはプラズマ真空を開放せずに交換されるため.移送キャスク下端

は真空フランジ構造となっている。

移送キャスク入口部はシャツタドアが取付けられているほか.放射能拡散防止のための

PVCバッグが付属品として装備される。

移送キャスクは新旧 2基のガードリミタを収納できる大きさを有し.旧ガードリミタを引

抜き.収容後.新ガードリミタと位置を交換し.新ガ}ドリミタを真空容器内IC掃入する。

② ガードリミタ昇降装置

本義置は 2台の昇降機構とそれを旋回させるための回転機構から構成される。旧ガードリ

ミタを真空容器内から引上げ，移送用キャスク内IC収納.新ガードリミタをキャスクから真

空容器内IC降ろすために使用される。

(b) 上部ガードリミタ交換装置

① 移送キャスク

上部ガードリミタは，インボードガードリミタと異なり，プラズ7 真空をP牧して変換さ

れるので.真空容器ポートとの聞に真空フランジは設けられない。ただし，移送中のデプり

拡散防止のための格納機能は有している。

② ガードリミタ移動装置

-}回一

JAERI-M 87-139

(ii) s*tt l i*> eko ,*Jt

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© # - K ' J * * ! H t g | £ « * l § I S « » » M * h • ffi±tf:g» 2 ton / g

(b) ± « t f - K ' J S * $ & g f i ±8 |5#- K'J S * £ & g E £ F i g s . 3. 4. 2 - 6, 7ic^-f 0

8 t « £ * 20 ton @ ® ft 13 ton (gT<tx#ytx) «&BSIH 60B#R3

© tf-K'J * * $ n S K

ft^??* 15 ton x h o - £ #j9m {**gj§K I t * 20 mm/min

4) nflWfiKails.'^yA (i) S#«l£fcJ:i>'*Hi

^ » 3 8 K S » ' > ^ T A [ i F i g . 3. 4. 2 - 2 l c ^ $ n 5 < t ^ f C p I i i J l l t i f t ^ » ^ l t ^ J | | 3 x f

(a) pJ«)%ifi^n^X

(b) RTIftaEiR^JllnyT1^ m*mmtop.cip-ziW}&mm3yT+tmm-i:&<o, satfof^uantBihiiMi

(ii) » * t t « * j J : t f * i i (a) o f » £ « $ » § § £

- 1 5 4 -

JAERI -M 87 -139

ガードリミタの真空容器内外への移動I~使用される。

(ii) 基本仕様および構造

(a) インボードガードリミタ交換装置

①移送キャスク

概略形状(外径X高さ)

自重(昇降装置を含む)

ガードリミタ収納容量

② ガードリミタ昇降装置

型式

吊上げ容量

(b) 上部ガードリミタ交換装置

1.3 m X 14 m

約5.5ton

2モジ.:>，-)レ

旋回式電動ホイスト

2 ton /基

上部ガードリミタ交換装置をFigs.3.4.2 -6. 7 I~ 示す。

① 移送キャスク

型式

積載容量

自重

保冷時間

② ガードリミタ移動装置

形式

負荷容量

ストローク

伸縮速度

4)可動遮蔽交換システム

(i)基本構成および機能

非気密型保冷コンテナ

20 ton

約 13ton (含アイスボックス)

60時間

複動テレスコピック形油圧ジャッキ

15 ton

約 9m

.大20mm/min

可動遮蔽交換システムはFig.3.4.2-21ζ示されるように可動遮蔽移動装置と移送コンテ

ナから構成される。


可動遮蔽をコンテナ内に引込み.移送および保管時の支持を兼ねる走行台と.可動遮蔽を

走行させるための走行装置とから構成される。


基本機能はOp.C炉可動遮蔽移送コンテナと同様であり.移送中のデプリ拡散防止と劇境

熱除去である。

(iil基本仕様および構造


①走行台

走行台上面には昇降可能なローラが敷設され，可動遮蔽下面のストりーミング防止用段差

通過に対応できるほか.移送中および保管中，台自体に荷重をかけ.ローラIζは荷量をかけ-

ないようにされている。

-154-

JAERI-M 87-139

#S;ic<S>^. #K^hn- ;?ofcii6©iS$A^§<«^f !, fro, Jgfttt, BIMMlllcft «***»*» 6 « fflT?{| jH&fr^iiE S ft 5 o

jfeff &o**tt»H:BlT9a <01?* So Slf&ft 280 ton

« * » * *£•>'.> ^*" » h o - # 100 am

f>l«5*£i*WBltoSfS TKffi •> 'J * *"

^mmm *U5m ^ W i i S 10~100min/min Blp&S;. «»* *> 'K*S

• f t * 22kW

5) r * h*J?a.-^3!«S8i/^rA (i) £ * « | | $ * J : 0 M B

x * J> •*•;?.=.-^3&*->*x A fcfc Fig. a4. 2 - 4 l c ^ s n s « t - 5 I C j i f 7 e i f 8 J | , jfeff^

(a) JkfmVMW

(b) yfcft&jlC T 1 ^ h * s ? * - * * * « - r * ^ » - e * 0 . SfTOfc»Ktt±IB©jtefflK»»B**ttffl3*i

3 fc» . g i t « l t 6 t t # L « ^ o x * h*s*»-A/<DT«fc£:6£l&rt i t tA3ft . * f l c t t ,

(c) & & * + *.?

(ii) S t t t f t (a) jfeftUftSU

ff* it • - : 7kE«iW£5&xi^=if ^ s ^ * * # » E K 7 m fiifig* 17.5 ton &W>M8L S * 20 mm/sec

(b) i£:*f&* « l 5 i I ( S i - ^ ) - 80Wx 80 H x 3,800 L mm IRJKfffi 30 ton

- 155-

JAERI -. M 87 -139

走行台前部11:設けられる支持脚は，可動遮蔽と一体化したアクセスドアの通過時.干渉

しないように可倒式となっている。そのため 7クセスドア通過時の走行台前部の支持はダ

イパータ交換ポート部の遮蔽プラク'からとられる。支持脚が可倒式であるため.ジャ・2キ

方式にくらべ.昇降ストロークのための高さが大きくならず.かっB 塔戦時，駆動機構11:負

荷がかからないので信頼性が保証される。

走行台の基本仕様は以下の通りである。

積載重量 .......・H ・ 280ton

昇降ローラ

昇降方式水圧シリンダ

ストローク -・・・・・...... 100，..lm

可倒式支持脚駆動方式水圧シリンダ

② 走行装置

移動距離 -・ H ・H ・..約 1.5m

移動速度 -・・ー・・・・・・・・ 10 -100 min/min

駆動方式電動スピンドル式

電動機 22kW

5)テストモジュール交換システム

(I) 基本構成および機能

テストモジ品ール交換システムはFig.3.4.2-4 I巴示されるように走行駆動装置，走行台

車，移送キャスクとから構成される。


テストモジ品ールをテストポ}ト内外への直線移動させる装置であり.ダイパータ周と同

じものが使用される。

(b) 走行台車

テストモジ品ールを塔載する台車であり.走行のためには上記の走行駆動装置が使用され

るため，自走機能は有しない。テストモジ品ールの下部に左右各 l台が挿入され.対になっ

て使用される。

(c) 移送キャスク

デプリ飛散防止のための格納機能とトリチワム放出量低減のための保冷機能を有する。

!iil基本仕様


形式

移動距雌

水圧複動形5段テレスコピックジャッキ

1m

負荷容量 ………・・ 11.5 ton

移動速度 …........・最大 20mm/sec

(bJ 走行台車

概略重量(各ユニット)… 80WxωH x S，800L mm

積載荷重 ….，.・H ・-・初 ton

-155-

JAERI-M 87-139

p - 7

Ik 30 l&fc 50 ^ x 50 W mm

It 6 XV u —$ 4 mm

(c) # & * + * * ACS * P X * h*5?a- .f l /©»»g* + **<0*aH:Fig. 3.4. 2 - 4 ItrtittlZ&oK, £

#fticop.c*pr* h*i?a.-^ffliiiiL;T*.t3l an Mffi#® *«•?«&£-<*-*„ * j t o ffffiii2.4 2. 6)(ii) ©£#j&£tiSt>©£U **•»?««**-*• «*». «*tt»iiJH Tcoji^-e&So

i! * « & * + * * (#aw£) ft *ic <£*#*!; ftftttN **J40B#PB1

6) RF#-h*K7 '? *•*«£* *^S{iOp.C^RFOhJfiiR7 ,7^l(i'&*i**Wlc[B|bfefflT*0. ccca.fR

j&fc^l&TJ-*©-?. 2.4.2 (3) 6) ( i )*#JaSftfc^o

- 1 5 6 -

]A副主1-M 87-139

ローフ

数 ...~.. ...... 30

形状 -・・・・・・・.... 50ttX50Wmm

昇降シリンダ

数 -・・・・・・・.... 6

ストローク・H ・H ・..... 4mm

(c) 移送キャスク

ACS炉テストモジ品ーJレの移送キャスクの構造はFig.3.4.2-41t:示されるように.基

本的にOp.C炉テストモジ品ール用と同じであり.第 1壁近傍のみ覆う構造とする。構造の

詳細は 2.4. 2. 6) (iiJ②を怠照されるものとし.本項では省略する。なお.基本仕機は以

下の通りである。

型式

保冷方式

保冷時間

保冷キャスク(非気密型〉

氷による方式

約 40時間

6) RFポート遮蔽プラグ移動台車

本装置はOp.C炉RFダクト遮蔽プラグ移動台車と基本的It:同じものであり.乙乙では記

述を省略するので.2.4.2 (3) 6)!i1を怠照されたい。

-1随一

http://ccca.fR

11500 U5QQ_

Crvostat Movable Shield

Upper Guard Limiter Insulation Box

Container

Telescopic Jack

i 2 00 -J I

Fig. 3.4.2-6 Upper Guard Limiter Replacement System (Vertical View)

』〉何百

l玄∞叶

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-Telescopic Jack v

11500.

↑ Movable Shield

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Upper Guard Limiter Replacement System (Vertical View)

。，

Fig. 3.4.2-6

-11500 115Q0

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Fig. 3.4.2-7 Upper Guard Limiter Replacement System (Plan View)

』〉別留

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Upper Guard L1miter Replacement System (Plan View) Fig. 3.4.2-7

lMgl

JAERI - M 87 - 139

3.5 3> ;R- *> MB:S

3.5. i mm' &£!§#s *J1-C<*. ACS'FcDh-7Xfl|^^îBXLr^5@^«Bl»i«iRfcJ:0:KS^|g©3y#-

® SîHiR • X£gg-Wbtt£ ; 7 s?T*e* K Cfticf y # - K » ott/h&tt&Mtt *fc©BWr»ffllfco

© v7&$mi&nfcoft%mmt, aR^-i- csus«)K**woT»a***"rs

® * * v *HJiiR ; T o f- * - KiJjgjR Csi»*iR*«t tH8«tf x 10 tt, h - 7 x*UflJSl$

® if- v') i tmmmg: •, A y#~ \t*s&a±en®mj&&wc&, a- K U S ^ isa i©*'

±§a@a. 60âis:it;&«g»Lfcfeffl^*.-5o *st, ®. ®a. ^-^SfflAcs.ACDîaiit

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(1) TFa-O^- f y#-K«K*«kC«SK#Xh * 3 ^ - * n i J , Xgg8£HttbL**K*tifift-e&£. *fc. tfflfcifitt, TF =

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- * y h©«i*Fig. 3.5. 1-liejR*. * £ « « £ - # © 4 ^ # - K « * l R « i 0 3 0â!

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"C*3 «P. C®tzii>, 7°7^*^fcifi fl]fC5x 10mmffl£B#$^ + y*^*ffilC (~15mm

t y * jwoe» f , •a^ta^L, i*fl!ji±fflPa«<!:as«iSa*» h x # v h**m*«^«t^

- 1 5 9 -

JAERl -M 87 -139


3.5. 1 遮蔽・真空容器

本項では， ACS炉のトーラス構造を構成している固定・可動遮蔽および真空容器のコンポー

ネント設計について述べるo 本設計の主要なポイントを下記11:示す。

① 固定遮蔽・真空容器一体化構造;ラジアルピルド(特11:インボード恨のの縮小と構造簡素

化の目的で採用した。

② ドプ漫冷却， .遮蔽体の内部構造は，遮蔽プレート CSUS板)11:溝を切って冷却水を流す方

式とした。

③ 水タンク型遮蔽;アワトボード側遮蔽(可動遮蔽および遮蔽ポスト)は. トーラス外側部

分の遮蔽を水タンク構造として構造の簡素化と物量の低減を行った。

@ ガードリミタ設置構造;インボードおよび上部の固定遮蔽11:は，ガードリミタ設置用のガ

イド等の構造が必要となった。

上記②は， 60年度設計を踏襲したものである。また.①.③は.今年度のACS，ACD炉設計

にて採用された設計概念であり.オプションC炉では用いていないもの，③は.今年度設計のオ

プションC炉， ACD炉においても用いているものである。以下，乙れらの設計検討について.

コンポーネント毎lζ述べるものとする。

(1) TFコイル部インボード遮蔽および遮蔽ポスト

本コンポーネントは，真空容器と一体化した遮蔽構造物である。また.ζの構造は.TFコ

イル真下iとある lターン抵抗部(構造は後述〉を有しており，乙れをは怠んでほぼ対.称形状の

遮蔽構造物を電気的高抵抗を確保しつつ機械的に強固に結合したものとなっている。本コンポ

ーネントの構造をFig.3.5.1-111:示す。真空容器と一体のイシボード側遮蔽構造のコの字型

端部11:，アワトボード側遮蔽ポストが結合されてポロイダ，..，方向の一周構造が形成されている。

遮蔽ポスト下部には.可動遮蔽設置用の棚が設けられる。縦方向についている段差は.ストリ

ーミング防止用のものである。

水平断面図において中央線で表わされるのが 1ターン抵抗部〈セラミックコーティング等に

よる絶縁もしくは高抵抗)であり，トーラス全周で-30μaが確保される。乙の抵抗部をは

怠んでのせん断方向の大きな電磁力(数 1000トン)がプラズマディスラプション時に働く乙と

から.乙の部分は，

① サイドワオール部でのインロー構造

② クランプ+ボルト

による強固な結合方式を採っている。

本コンポーネントの第 1壁部分は.インボード遮蔽の上下部を除いて.直接プラズマIζ面し

ており.このため，プラズマIζ近い側Iζ5x 10mmの矩形冷却チャンネ，..，を密に (-15mm

ピッチ)配置する構造としている。サイドワオール部分では.核発熱分布に対応して，冷却:チ

ャンネ，..，のピッチ.幅を設定し熱構造上の問題となる極端なホットスポットが出来ないよう

にした。遮蔽体内部は.ドプ浸冷却方式であり.第 l壁の裏面等も内部より冷却している。プラ・

ズマ側では.遮蔽プレート』ζ溝をきって.冷却水を流L，コイル側では，スペーサーを介して

-159-

JAERI-M 87-139

mm?\s-t*mtoztôm#?i®mmtit:,, cn\z£-?x, T^x-Hgasusu »*•»?,

&1jilX^Zo S J P f t n * f f l f 7 f , J6K7V- hfflSWfc**:. ffifflia * v h * # ? h**ta#-f*>o! a^ l l j f t l c f ca&a t ' J^ l c f l f t L * : . (iSL. ^ * , t . n i * | * ' o ^ icnmtztzMctt, &AQ{m$xe>zit>mM->mm3 v t a-j^mtKZo) 4 y# - KHSE*K©JWJl*o«IS*fiU4. ^ » n 3 l t o * B S i . *K t t t t (* h "J - * * *T»jfc) <D«jSl*»6ll?¥lStttt^*^ ,*'a>'C«Pilll«KiHD-fyA'*fil (T-±> i U . « « # * MclMLTfc. 4y#-KaK«>8IIIS*|SliOiE6tt*»6«l«o4î/^fii (T -± ) i Lfc0

±©§§&£a«3âs i s® h n/f û^riS|©^**ifcRfl«ilfc^c-1*>&. & iaie**-fs y 7

££11) fertffiK»LT*»aSfc«*^rLT*D. ftoT, S&lglc*f*St>©k#J&T. ffi

a<r fe«8Sl*±o**aWJi»44 i : -câ^ (3.6.2$jf9) „ ifi5jK#*h-ci±, Affile** •^SIM K9*-^©*i?feiLT7KspaS©y 7"£~600mm tfy ^"ClftlTf-* fefflt^So t o u ^ t t . f *x*7V By«NDm«;fcfctt*SM»W&LTfcS»K«M6**fc©-e* 5 . (3. 6.2&J80 (2) TF a -f H 4 ^ #~ KHiESiK

Kfl|«fco#|iA«»ar*«âK«a«-e**. itu&oTF a-f*T-f v # - MftftanicM* •Sffms&T&tt, «3®S-c i«*7 0 i '3yc^©'f v^-KwriiJSiRJciav^^. ^JtWiSi a s 0 { I L . "TiiJiiRfii. 4 y#-Kff l£8a*»s£^7' j - ica-3T^«©ic$t fU *@

«rE. SiKîeft-f **J§S*K©£-e. 4 y # - K f l $a£*K£ LfcC £ffl*iJ;&**3i*iT< -5 (3. 6. 2#M) o

Fig. 3.5. 1 - 2 K*tJgg|<£*-iJ-o ^H^t ta©*! ! * LTfetJ. If K < a©? ! ! * Lfc, X

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(ie.ftfcK7"g}£*P5!fitT?*»J, S I S , « K 9 * - * f f l l 8 , x x K 9 * - v i / © « f f i f e r t

««fc»)»*H-S. M E ^ f - H i . ctifcflffiS&Htt. 75*vfcf iHWT?tt»»f l l i l * i f t •

- 1 6 0 -

]AERl -M 87 -139

遮蔽プレートを重ねるという基本内部構造とした。乙れによって.プラズマ側はsusリッチで.

コイル側l乙行くに従って水の割合が多くなるという遮蔽面での最適構成/1::近づけるための設計

努力をしている。冷却チャンネルのピッチ.遮蔽プレートの綬厚もまた.極端なホットスポ v

トが出来ずかっ.過冷却構造にもならないように留意した。(但し.乙れをよりE堅実かっ完全

に実現するためには.出入口付近等でのきめ細かい流量コシトロールが必要となる。)インボ

ード固定遮蔽の冷却水の流路方向は.ヘッダ配置の容易さと.遮蔽性能〈ストリーミング防止〉

の観点から昨年度設3-'・やオプν3YC炉と同様にポロイダル方向〈下→上〉とした。遮蔽ポス

ト11::関しでも.インボード遮蔽の流路方向との整合性からポロイダル方向(下→上)とした。

但し.遮蔽ポストでは，ポロイダル断面寸法が複維に変化するため.詳細設計.製作性検討段

階での困難が予想され.今後の検討の際注意を要する。

次11::冷却水内圧に対する強度設計の観点からの検討であるが，本構造は.内圧に対する強度

上の弱点となり易い第 1壁のトロイダル方向の幅が比較的狭い乙とから.第 l壁11::対するリプ

板等による補強は必要がない。インボード側遮蔽では.サイドワォ -J竹エンドワオール〈真

空容器)も内圧に対して充分な強度を有しており.従って.第 l壁11::対するものも含めて.補

強リプはなt、ものとした。また.ディスラプション時の電磁力荷重に対しでも. リプ板補強が

なくても構造強度上の大きな問題は生じていない (3.6.2.照)。遮蔽ポストでは，内圧に対

するサイドヴオールの補強として水平置きのリブを-600mmピッチで設置するものとする。

乙のりプは.ディスラプション時の電磁力11::対する強度部材としても有効に機能するものであ

る。 (3.6. 2参照〉

(2) TFコイル間インボード固定遮蔽

乙のコンポーネントは.初期組立の際.インボード側の真空パワンダリ形成後， 7ワトボー

ド側より掃入・組立を行う遮蔽構造物である。前述のTFコイル下インボード遮蔽の聞に納ま

る形で組立てられ，構造面ではオプションC炉のインボード可動遮蔽11::近い外形，支持構想と

なる。但し.可動遮蔽では.インボード側支持がほとんどフリーになっているのに対し，本固

定遮蔽構造では.組立時のスライド方向であるR方向lζ沿った溝をTFコイル下， TFコイル

聞のインボード固定遮蔽の相方11::設けた構造iとより z方向の支持を行っている。乙れにより.

特11::，電磁力11::対する構造強度の点で.インボード側を固定遮蔽とした乙との利点が現れてく

る(3.6.2参照)。

Fig. 3.5. 1 -211::構造園を示す。外形はコの字型をしており.同じくコの字型をした.真

空容器の内側11::設置される。本構造の第 1壁部分である均九上部，下部ではそれぞれガード

リミタ.ダイパータ jとほぼ全領域カバーされている。またインボード側では.中央部がトロイ

ダル方向幅-400mmのガードリミタにカバーされる。インポ』ドの残りの部分はプラズマに

直接面しており.プラズマi乙近い側に矩形冷却チャンネルを密に配置した冷却構造l乙より，表

面熱負荷および乙の部分の核発熱i乙対する除熱i乙当てている。サイドワオール都では， TFコ

イル下遮蔽と問機.冷却チャンネルのピvチ.幅を核発熱分布』と応じて設定した。遁厳体内書官

は乙れもドブ浸冷却方式であり，第 1壁，サイドワオールの 1部，エンドワオーJIIの裏面も内

部より冷却する。遮蔽プレートは.乙れも前述と問機.プラズマに近い領域では冷却周溝をき

ったものであり，コイル側領域では，単純なプレートとスペーサーを組合せた構造である。本

-1印ー

JAERI - M 87 - 139

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(3) T -5 h # - KBIKlJBiR

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Witffl aft. w©ffijyte5fe»a£{**Kt^*««La#&fittfca < r « a £«^c1 ***5o Fig. 3.5. l-3rc2fcBjK#0fl|Ji|2|£qvr o & » # © ? • 5 X^WBiffflfcttlSclUOS'* *- Cttftlifl) **»BSft«o ^ ^ £ L T t t » W f c * * y * a © « K . ? ^ ; 5 S t * « y a U «Kt©^ff l f t i :*««) f i«*f i ' - a r i»* . fit, 7 7 x^ffiij 500 mm«&»©&»(;!;, ffia <. sus g»faiiiLfc. to«»©aiR7pu-n»att, aKiK^hofcotBiaiK, T V - Mc^jpf-+ y*vi/ffloj||4IS!^fcfeffl*ffl^T^5o towa-eoftawaaîSjtt, & K » ^ * | | l l B * » © « « > « « f c i m t f M ^ f r f l (T-»±) i ^ S o &£fl*©flEl&#|n]

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- 161-

JAERl -M 87 -139

構造により適切な除熱構造と遮蔽性能の両立を図っている。

冷却水の流路方向は.ヘッダ配置の容易さ.遮蔽性能および周囲のコンポーネン卜との艶合

I~鑑み，これもポロイダル方向(下→上)とした。但しのヘッダ構造は，初期組立の際の

空間取合.現地での作業性と密接に関連しており.基本設計段階からの注意を要する。

冷却水内圧に対する強度設計の点では.厚さカ 30mmと比較的湾い郎分である第l!警の補

強がポイントとなる。本構造では.補強用として縦置のリプを設置して内圧に対する第 1壁の

構造強度を傭保した。

(3) アワトボード可動遮蔽

アワトボード側遮蔽の設計においては.プラズ7 上下位置制御用シェルと遮蔽構造の.核熱

・電磁構造面での両立性が重要なポイントとなる。また.遮蔽構造自身の課題としては.冷却

構造の合理化.物量の低減を充分な全体遮厳性能を確保しながら行なわなくてはならない乙と

がある。 Fig.3.5.1-31<::本遮蔽体の構造図を示す。遮蔽体のプラズ"?iI¥lJ前面には鞍型のシェ

ル(材料は銅〉が設置される。全体構造としては基本的1<::水タンク型の遮蔽・冷却方式を採用

し.構造の合理化と物量の低減を行っている。但し，プラズマ側 500mm部分の遮蔽は，高速

中性子1<::対する充分な遮蔽性能を確保して制御用コイルを保護し，かつ生体遮蔽1<::も寄与すべ

く. SUSリッチな構造とした。乙の部分の遮蔽プレート構造は，遮蔽ポストのものと同様に.

プレート I~冷却チャンネル用の溝を設けたものを用いている。乙の部分での冷却パスの方向は，

次I~述べる第 l 墜部分の冷却パスと問機.ポロイダル方向(下→上〉とする。冷却水の流路方向

設定で特I~重要なのは.第 1 壁部分の冷却パスである。今年度のACS 炉では昨年度までのト

ロイタVレ方向流路の代り I~，ポロイダル方向〈下→上〉流路構造を採った。熱槍造の屈では.

乙のポロイタツレ方向流れは他の遮厳コンポーネントの冷却方式との整合性の点で合埋的である。

事実.昨年度までの設計ではインボード側とアワトボード側の冷却方向の不整合による熱応力

の発生が構造上の問題となっていた。それでもなおトロイダル方向減れを採用していた主たる

理由は.シェルの冷却を第 2壁で行っており.第 2壁冷却チ+ンネルの方向を.第 l壁支持の

りブ設置方向1<::合せたためである。しかし.今年度はシェル部分もドプ浸の水で冷却する構造

I~より乙の制約は外された。即ち.第 l 壁支持用のリプ板をトロイダル方向の水平置にしつつ，

冷却水流路をポロイダル方向に設定する設計が可能となった。(後述〉

乙れらの理由tとより}採用したポロイダル方向冷却パスは.ポート部を除いては単純なヘッダ

構造により実現できる。ポート部においては，ポート周囲に中間ヘッダを設置し.ポート側壁

にはコの字型iと冷却パスを設置する方式I~より.下→上の冷却パス設計を行った。

アワトボード可動遮蔽の.第 1壁・シェル・第 2壁部分をFig.3.5. 1-41<::示す。シェルに

働く電磁力荷重を圧力パワンダリである第 1壁にかけないために，シェルはゆ 15のスタッド

ピンにて第 2 壁I~強固に結合する。(昨年度までは.板厚 20 mmのジェルを爆着により第 2

盛1<::接合し.シェルの除熱は第 2壁への熱伝導を利用して行っていたが.本設計では後述のよ

うにドフ'浸水によるシェルの冷却を採用した乙とから.結合方式をより現実的なスタッドピン

構造とした。)図は，電磁力荷重がほぼ最大(-5MPa)の箇所の構造を示しており.ピン

配置のピッチは 50mmと非常に密であるが，電磁力の小さい場所では乙のピッチはより粗い。

冷却に関しては.第 1壁が板内部のプラズマ側に冷却チ+ンネルを有している外は.全てドブ

-161-

JAERI - M 87 - 139

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( 377 mm-* 400 mm ) —Sffift^^St^ I tc

- 1 6 2 -

JAERI -M 87 -139

浸の水で冷却されている。本構造では，スタッドピン部分がホ.:/トスポットになり易いととか

ら.乙の冷却を重点的に考慮した設計を行った。第 l壁と第 2壁の結合は.水平11:置かれたリ

ブ板11:て行う。リプ仮配置のピ.:/チは.第 l壁の耐内圧強度の観点から-300mm以下とする。

リプ板の冷却もドプ浸水11:て行うために，板11:は貫通チャンネルが設けられる。シェルはとの

リブ板11:より分断される乙とになるが.前面ではプラズ7 上下位置制御11:必要なパッシブ電流

の方向がトロイダル方向であるため大きな問題にはならない。一方.サイド部分では. リブ板

を横切る上下方向の電流が必要とされるが.乙れは. リブ板を貫通する銅セグメント 11:より上

下のシェル板を電気的11:接合させる等の方策11:より対処する。

(4) 真空容器接続部・高抵抗部

真空容器は初期組立の際.TFコイル下部と.TFコイル間部の接続が必要である。乙れに

は電磁力や真空圧に対する構造強度と.真空シール性の両者を満足する設計が必要である。本

構造の方式案としては

① 厚肉溶接

②機械的結合+シール溶接

③ 機械的結合+ガスケット

等があるが.本設計では，シ-Jvの信頼性.接続の際の溶接ひずみを小さく押えたいとと〈フ

ルトーラス組立時の楕度の問題から)11:鑑み，機械的結合+シール溶接方式を採用した。本構

造をFig.3.5. 1-51乙示す。上下部では. TFコイル側からの作業性がある程度確保できる乙

とから.真空容器の両側よりクランプ+ポJレト構造11:て結合し.プラズ7 側11:シール溶接を施

す構造とした。一方.インボード側では. TFコイル側からの作業が不可能であるため，プラズ

7 側からのみのアクセス11:て，両側にクランプ構造が取れる方式を採用した。 TFヨイル側の

クランプは，ボルトと一体構造となっており容器壁貫通後 90。回転させて所定のクランプ溝に

セットする。次11:.プラズ7 償uのクランプを取り付けて.ナット 11:て.両側クランプを締め上

げる。本方式により.外圧，電磁力等の外力l乙対する接続部構造の「聞き」に対して強固江構

造となっている。

本クランプ接続構造の代替案としては.オプションC炉で採用したキー接続構造がある。

(2.5. 1節参照)乙の構造は.せん断方向力11:対する支持の信頼性が高いという利点を有して

いるが. ACS炉で採用するための寸法検討を残している。

次11:高抵抗部構造であるが.乙れには接続部に要求される真空シール性と構造強度の他11:高

電気抵抗である乙とが必要である。加えて.プラズ7 ディスラプション時の渦電流によるジュ

ールロスの大部分が乙の高抵抗部で消費される乙とから.乙れによる発熱と熱応力の問題にも

留意する必要がある。本構造をFig.3.5.1-611:示す。高抵抗の薄板シェルをクランプで押え

つけてボルトにて止める方式であり，昨年度のものと基本構造は変えていない。但し.一周抵

抗値 30p!Jという昨年度同様の仕様に対し.本 ACS炉では，ポロイダJIII析函における一周

抵抗部の局長が昨年度設計よりも長いため，抵抗シェルのトロイダル方向幅を若干増加させて

(377 mm→ 400mm)一周抵抗値を確保した。

-162一

JAERI-M 87-139

Inboard Shield under TFC

Shielding Post

fe°B Sheilding Post

Inboard Shield under TFC

-fi£§istive_sheii

Zo«l<s

ErsOVall

JlooJant_Channel

51de_WaJI

DETAIL B

i 'ft) 2 2? *J ij tj il» SO

£ 14 H

First Wall

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Coolant Channel ""•10

Side Wall Jy

DETAIL C

SECTION A - A ' Fig. 3.5.1-1 Inboard Shield under the TF Coil and Shilding Post.

•163-164-

A

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Inboard Sh・eldunder TFC

SECTION A-A'

]AERI -M 87 -139

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ち

白旦

v'acum Vesse I

A

DETAIL B

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DETAIL C

Fig・3.5.1-1 Inboard Shie1d under the TF Coil a旦dShilding Post.

-163-164ー

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戸中

白句

JAERI-M 87-139

nboard Shield etween TFCs

Coolant Channel

Inboard Shield between TFCs

SFCTION A - A ' Fig . 3 .5 .1 -2 Inboard Shield between the TF Coi l s .

165-166-

JAERI -M 87 -139

皇国且ム並i

A

Si

SECTION A-A〆

Fig. 3.5.1-2 Inboard Shie1d between the TF Coi1s.

-165-166 -

JAERI-M 87-139

Outboard Movable Shield

Access Door

B.i.b_W.a!l_

Side Wall

SFCTION R - R /

£i rsLWoU_ Fi rs t Wall Coolant Header

\ F i rs t Wall Coolino Channel

SFCTION A - A ^ Fig . 3 .5 .1-3(a) Outboard Movable Shield (Water-Tank Type). D E T A I L C

167-168-

向。‘、司

型、--唱坦也、、

。白川、

。、、

。、、恒例制

川町司向

JAERI -M 87 -139

A~

B~

口ulbOdrdMOYdble Shield

B

First Wall Coolinq Channel

Conducting Shell (Cu)

一匂副.9.!!l...Qk!旦翌L

旦ニ旦;S.E.乙工出N

¥Firsl Wall Cool ir10 Channel

ト句時

五usLYidll

」

DETAIL C

-167-168-

Outboard Movable Shield (Water-Tank Type). Fig・3.5.1-3(a)AニK主EC.工血N

JAERI - M 87 - 139

Firs t Wall Shield Plate Water Tank

Panel

RF Duct

Access Door

Outlet(FW) Outlet(Shield)

Inlet(Shield) (FWL

Divertor Port

Fig. 3.5.1-3(b) Outboard Movable Shield (Water-Tank Type).

- 169-

JAERI -M 87 -139

Shield Plate

Access Door

RF Duct

Dlvertor Port

Fig. 3.5.1-3(b) Outboard Movable Shield (Water-Tank Type).

- 169一

JAERI-M 87-139

- 5 C - 22.-32, Section A-A

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Cooling Channel First Wall

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Second Wall

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Cooling Channel

Stud Pin First Wall

Cooling Channel

Rib Wall

Conducting Shell

Second Wall

Shield Plates

Fig. 3.5.1-4 First Wall, Conducting Shell and Second Wall of Outboard Movable Shield.

- 170-

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JAERI -M 87 -139

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Fig. 3.5.1-4 First Wall. Conducting Shell and Second Wall of Outboard Movable Shield.

-170-

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JAERI - M 87 - 139

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JAERI-M 87-139

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- 1 7 3 -

JAERI -M 87 -139

3.5.2 ガードリミタ

ガードリミタ 11:は.インボードガードリミタおよび上部ガードリミタがある。インボ}ドガー

ドリミタはプラズ7 ディスラプション時の熱負荷11:対してインボード第一壁を保護する目的で設

置される。上部ガードリミタは通常運転モードにおいてプラズマ立上時のリミタとして使用する

が.プラズマの上方移動を伴うディスラプションの際の保護壁の役割も果たす。

インボードガードリミタのカパーリッジは， TFコイル問のスペースが狭い乙とから 20%程

度である。乙の構造図をFig. 3. 5. 2 -1 11:示す。本構造の特徴を下Bell:示す。

① ステンレスの基盤が.第 l壁11:設けられたガイド11:治ってスライドする構造11:より.一方

向引抜としている。

② 基盤は内部11:冷却チャンネルを有し.独自に強制j冷却する方式を採っている。

③ グラファイトアーマーを基盤上11:プレージングにより緩合する乙とにより.耐熱衝掌性の

向上と圧力バウンダリの保護.通常運転時の信頼性の高い冷却，プラズマへの高z値不純物

混入の防止を計っている。

③ Fig. 3.5.2-211:示すように.真空フラスコとゲートパルプを用いて真空タイトでの交換

が可能である構造としている。

インボードカードリミタは.幅-400mm，重量-1.5 tonと小型・軽量である乙とから，真

空タイト交換用機器も小型で良<，また，ヂィスラプション時の熱負荷を頻繁に受け，損傷を受

け易い乙とから.乙の交換方式を採用した。

上部ガードリミタの権造図を Fig.3.5.2-311:示す。上部ガードリミタは.アワトボード側か

らの引抜としているためTFコイル間隔も広く.カパーリ γジとしてはほぼ 100%が可能である。

本リミタ構造の特徴を下記11:示す。

① プラズ7 立上時のリミタとして使用する乙とから.その際の定常高熱負荷 (0.9MW/m2

x -2005 )に対する耐熱性の観点からCuのセグメントをヒートシンク材として使用して

いる。

② セグメントは冷却管11:ロー付されており，強制冷却される。

③ セグメントのプラズ7 側表面はグラファイトアーマーをプレージングlとより緩合し.主11:，

プラズマへの高z値不純物の混入を防止する役割を持たせている。

④ セグメントは.上部ガードリミタの基盤であるステンレス板11:レール構造11:て取付ける。

③ 電磁力を低〈押えるため.セグメント同士は絶縁する。また.基盤もトロイダル方向11:4

分割する。

-173 -

JAERI-M 87-139

Cooling Channel Graphite Tile Brazing

First Wgll

Fig. 3 . 5 . 2 - l ( a ) Concept of Guard Limiter and Inboard Guard Limiter S t ruc ture

175 -176 -

JAERI -M 81-139

8r司1:ing

，0¥

Section A

/

~ DetQil 8

Sectlon C

J~ ーFig. 3.5.2-1(a) Concept of Guard Limiter and工nboardGuard Limiter Structure.

-115-116ー

JAERI - M 87 - 139

Duct

Manifold

Hanger Rod

Shield Plug

Header

Substrate

First Wall

Graphite Armor

Fig. 3.5.2-1(b) Schematic View of Inboard Guard Limiter.

177-

jAERI -M 87 -139

Shield Plu

Substrate

First Wall

Fig. 3.5.2-1(b) Schematic View of Inboard Guard Limiter.

-177-

JAERI - M 87 - 139

Vacuum Flask

Vacuum Duct

Fig. 3.5.2-2 Concept of a Vacuum Flask for Replacement of Inboard Guard Limiter.

178-

JAE則一M87 -139

Fig. 3.5.2-2 Concept of a Vacuum Flask for Replacement of Inboard Guard Limiter.

-178-

JAERI - M 87 - 139

upper Guard Limiter

Inboard Shield (Under TF Coll) Inboard Shield ( Between TF Colls)

C *

.Gurfird Limiter

SECTION A - A '

Fig. 3.5.2-3(a) Upper Guard Limiter Structure.

- 179 -

JAERI -M 87 -139

s ....

500

SECTloN A _~I

Fig. 3.5.2-3(a) Upper Guard Limiter Structure.

--179-

JAERI-M 87-139

50

20 10 20 J

Side Wall

Front Wall

-29—JO.u 30 -10

• Jfl. 10 10 JB 10 15, in

SubstratP (S 5 )

_Guard Limiter

Heat Sink Segment (Cu)

Graphite Armor

DETAIL C

7790

1350 f 5 W°°

* D -

3200 2140 .§0.

1350

SECTION R-R'

250 400 400 300

SJ-j/mrowHiiHifr.

Header Coolant Pipe for Substrate

Coolant Pipe far Seqmpnts

DETAIL D Coolant Channel

Substrate CS.SJ

Heat Sink Segment (Cu)

Graphite Armor

Segment Cooling Pipe

Fig. 3 .5 .2-3(b) Upper Guard l imiter Structure. DETAIL E

• 181 ~ 182 -

呈旦

91-1一一口

O

'"

自

10戸汁牛口口

DETAIL c

O NI

c 。l

ul

JAERI -M 87 -139

H

F1g. 3.5.2-3(b) Upper Guard limiter Structure.

SECTION B“B'

DETAJL D

庄工剖LE

-181-182

o 由

。可

E立

J

JAERI-M 87-139

3.6 maw

3. 6. 1 *Ktitt<Dtttt (1) I til

A C S * F © h n 4 * > « i i 3 . f * ( T F C ) ComttW&b&#lkVt<D22fcto**>i:1W* So ACS *pffl$t0fffi£Fig. 3. 6. 1 - 1 K ^ f o (2) 3t##&

A N I S N / A P P L E - 2 . P 6 - S . , THIDA-2->XT.£> GICX40£GROUPIN l ^ J c R i a * ^ ! / (Fig. 3.6.1-2, 3)

Table 3. 6. 1-1 , 2ic^-f 0

lMW/m 2 t l f c o

® # £ ft

© *m&a © 81 & <fc

(3) i t ^ H TFCMIrt£ffiI©&#|6]ft ;ft£Fig. 3. 6. l - 4 ~ 7lz:*iJ-0 flB*mtt3t*S£ Table 3. 6.

1 - 3fc*£«>fco «*<:<DS*©H-WSStt H - 7 ^ ^ ^ ; £ t i J E - r S f c J 6 f f l 7 r ^ i ' - 2 * *t;fcfcffl-<?*5 ( 1 ) „ #M*t#ttffliC(i, 7 7 ^ ^ - 3 ~ 1 0 © ^ ^ * 5 ' * 5 o L f c * ^ T + tt^ffl^lc^cS^-SJli ( i ^ i i * t t ? 7 ; i / x y x . DP A) t i l t * ^ £ £ 1X7 T 9 9- 2 (JAERI-M 87-138 2**ffil)«**L-C4>£iMI£? ¥ + t t * S j a a L * * * * . £*l«»L"C2

&ttfD3tl*:£lpll (3mW/cm 3 • 35kW)S$ffl LTfciS;LSnJtl6tta*;fc5o C£Ot:)t>m MftmtSltZtzlsbm&tDi&mmm (68cm) «(ftcm) J t f f l & * « C £ t t t ' l t t * K f t affcK J: <0 cl©^«i£BK»^!KiR-r-5 C ktf&BTUbZ Oo

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- 183-

JAERJ -M 87 -139

遮蔽特性の検討

的

ACS炉のトロイタVレ磁場コイル (TFC)の照射特性値と炉停止後の生体線量率を評価す

る。 ACS炉の縦断面をFig.3.6目 1-llC示す。

(2) 計算方法

① 剖・~コード

②群定

⑤ 計算モデル

@ 材料組成

⑤規格化

(3) 計算結果

TFC照射特性値の径方向分布を Fig.3.6.1-4 -71C示す。照射特性計算値をTable3. 6.

1 -3にまとめた。なお乙の表中の計算結果はトーラス効果を補正するためのファクター 2を

乗じたものであるは)。各照射特性値には，ファクター 3-10の余裕がある。したがって中

性子のみに依存する項目〈高速中性子フルエンス， DPA)は計算誤差としてファクター 2

{JAERI-M 87-138 2章怠照)を考慮しでも基単値をクリヤ出来る見通しがある。乙れIC対して2

次ガン7線IC主IC依存する核発熱$と総核発熱量は，計算誤差としてファクター 4を考慮する

と緩和された基準値(3 m W / cm3 • 35 k W)を採用しでも超える可能性がある。乙のため超

過分を相殺するため現在の遮蔽体実効厚 (68cm)を(数cm)増加させる乙とないしは遮蔽最

適化により乙の不確定成分を吸収する乙とが必要であろう。

ミッドプレインにおける外側径方向と外側斜め上方向の運転時フラックスと線量率の分布を

それぞれ， Fig. 3.6. 1 -8 -10とFig.3.6.1ー11-131c示した。十分に厚い水遮蔽層があ

るミッドプレイン径方向ではガン7 線量が支配的で.遮蔽外側で-0.16 mrem/hとなってい

る。実効遮蔽厚が薄い斜め上方向では中性子線量が支配的で.ベルジャー外側で-2rem/h

となっている。したがって炉運転中の線量は斜め上方向のパスによるフラックスIC支配される

乙とになるだろう。

0.3 MWY/m2の連続運転を仮定した場合の炉停止 1日後の生体線量率の分布をFig.3. 6.ー

lー14，151C示す。 Out board /U pper方向に関してはベルジャーの内側の空間で-2mrem

/h，ベ)11ジャーの外側の空間では 0.1mrem/h以下となっていて基準値2.5mrem/hを下

回っている。 Outboard径方向IC関しては厚い水タンク眉の存在iとより.遮蔽外側(ベJレジャ

ー外側)の空間ではlO-smrem/h以下のきわめて低い値となっている。しかし実際には遮蔽

の薄い Outboard/Upper方向の線量率Iとよりベルジャー外側の線量率が決まるであろう。

なお計算誤差に閲しては形状効果補正のためのファクター (2)，中性子輸送計算に関する不

確定性ファクター (2)の他にも誘導放射能計算l乙伴なう誤差についての検討が必要である。

乙の誤差次第では，前出の<0.1 mrem/hという値がかなり増加する可能性もあるが.外側

遮蔽体に閲しては，遮蔽実効厚.材料組成ともにかなりの自由度があるので十分対処が可能で

特性僻価

目

3.6

3.6. 1

)

1

(

THIDA -2システムANISN/APPLE -2， PS -S8 ，

: GICX40とGROUPIN

l次元円筒モデル (Fig.3.6.1-2，3)

Table 3.6. 1ー1， 21c示す。

1 MW/m2 とした。

-183ー

数

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JAERI - M 87 - 139

(4) tttt&^&Offfl ® AlHttK

SttffliSiRWS Gtt)Kft68cm, He®&S.Gcm)r"<Jx9mcttTFCMmWtftg&>&

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»*fi=a9<i:>ii^*5-5o tt:.mmmwia-i.±am<oRF ?>? YtfrnEL. &9>9&i&

(1) He. i&fl], BS. JAERI-M 87-083 (1987)

- 1 8 4 -

]AERI -M 87 -139

あろう。

(4) 結論と今後の課題

① 内側遮蔽

現状の遮蔽厚さ(遮蔽体 68crn， He容器 8.6crn)でパルク的iZ::はTFC遮蔽設計基準を

満足する可能性が示された。計算誤差を考慮しでも核発熱以外の項目は.ほぼ十分な余裕を

有していると考えられる。核発熱IZ::閲しては計算誤差の評価をさらに詳細化する必要がある

が現状では数Crnの厚さ増加ないしは， B.C， Pb等使用による遮蔽最適化iとより対処出来

る。今後の課題として遮蔽体の実構造を反映した.非均質効果やギャップストリーミングに

よるホットスポットの検討が必要である。

②外側遮蔽

炉停止後のべJレジャー外側での線量率は基準値よりかなり低い値となる乙とが示された。

ただし l次元計算では計算方向により実効遮蔽厚がかなり変化しており計算結果〈線量率)

iZ::何桁もの差が生じている(例えばミッドプレイン水平方向と斜め上方向)。したがってベ

ルジャー外側での線量率を支配するクリテイカルパスを把握するため 2次元ないし 3次元計

算を行なう必要があろう。また外側遮蔽体には大口径のRFダクトが存在し.水タンク遮蔽

はとのダクト遮蔽を兼ねている。乙の部分でのストリーミング効果が停止後線量IZ::与える効

果の検討も必要である。

.考文献

(1)森.毛利.関， JAERI -M 87 -083 (1987)

-

J

i

-

-

C

l

i

f

-

-

-184-

JAERI - M 87 - 139

Table 3.6.1-1 Material Composition Used in the Shielding Calculation of the Inboard Shield for ACS Type FER

Components Material Composition (Volume Fraction)

Shield (1)

Shield (E)

Helium Can

Superconductor

OH Coil and Bucking Cylinder

SS316 (0.95), H 20 (0.05)

SS316 (0.7), H 20 (0.3)

SS316 (1.0)

SS316 (0.33), Cu (0.34) Liquid He (0.23), Epoxy (0.1)

SS316 (0.5)

Table 3.6.1-2 Material Composition Used in the Shielding Calculation of the Outboard Shield for ACS Type FER

Components Material Composition (Volume Fraction)

SS Shield

Water Shield

SS Wall

Guard Limiter Zone

Cryostat

TFC Support

Be11jar

SS316 (0.95), H 20 (0.05)

H2O (1.0) or H 20 (0.968), SS (0.032)

SS316 (1.0)

SS316 (0.425), H 20 (0.075)

SS316 (1.0)

SS316 (1.0)

SS316 (1.0)

- 185-

JAERI -M 87 -139

Tab1e 3.6.1-1 Materia1 Composition Used in the 8hie1ding Ca1cu1ation of the Inboard 8hie1d for AC8 Type FER

Comp叩 entsMateria1 Composition

(Vo1ume Fraction)

8hie1d (1) 88316 (0.95)， H20 (0.05)

8hie1d (1I) 88316 (0.7)， H20 (0.3)

Helium C血 88316 (1.0)

8uperconductor 88316 (0.33)， CU Liquid H巴 (0.23)，

(0.34 ) Epoxy (0.1)

OH Coil血 dBucking Cy1inder 88316 (0.5)

Tab1e 3.6.1-2 Materia1 Cαnposition Used in the 8hie1ding Ca1cu1ation of the Outboard 8hie1d for AC8 Type FER

Comp叩 entsMaterial Composition

(Vo1ume Fraction)

88 8hield 88316 (0.95)， H20 (0.05)

Water 8hie1d HzO (1.0) or H20 (0.968)， 88 (0.032)

88 Wal1 88316 (1.0)

Guard Limiter Zone 88316 (0.425)， H20 (0.075)

Cryostat 88316 (1.0)

官 C8upport 88316 (1.0)

Bel1jar 88316 (1.0)

Lilli--

-185一

JAERI-M 87-139

Table 3 . 6 . 1 - 3 I r r a d i a t i o n Responses of TFC for '86FER "ACS" Based on the One-Dimensional Ca lcu la t ion (Normalized t o 1.07 MW/m2 and 0 .3 MWY/m2)

Items

Maximum neutron fluence (E>0.1 MeV) in superconductor / lifetime (a)

Maximum atomic displacement in copper stabilizer / lifetime

Maximum absorbed dose in organic insulator / lifetime

Maximum nuclear heating rate in superconductor

Total nuclear heating in TFC including helium can

notes : (a) Lifetime fluence is assumed to be 0.3 MWY/m2. (b) The effective thickness of the inboard shield is

76.6 cm including 8.6 cm of Helium can. (c) The results of the one-dimensional calculation

were multiplied by a factor of two to compensate for the underestimation due to the one-dimensional geometrical representation.

* Moderate design goal adopted in FY1986 design.

Design FER Criteria Response Values

2 x 10 1 8 17 (n/cm2) 1 ' 9 X 1 ° 1 7

V/V 1.4 K10-* (dpa)

V 1!? 3.3XIOB (rad) 1(3)*

(mW/cm3)

15(35)* (kW)

0.59

13

- 186-

JAERl -M 87 -139

Tab1e 3.6.1-3 Irradiation Responses of TFC for '86FER "ACS" Based on the One-Dimensiona1 Ca1cu1ation (Norma1ized to 1.07 MW/m2 and 0.3 M町 1m2)

Items Design FER

Criteria Response Va1ues

Maximum neutron f1uence 2 x 1018

(E>0.1 MeV) in super~ (n/cm2)

1.9 x 1017

conductor'; 1ife，time (a)

Maximum atαnic disp1acement 4 x 10由斗1.4 x 10-4

in copper stabilizer 11ifetime (dpa)

Maximum absorbed dose 3 x 109 3.3x10B

in org血 icinsu1ator I 1ifetime (rad)

Maximum nuc1ear heating rate 1(3)* 0.59

in superconductor (mW/cm3)

Tota1 nuc1ear heati.ng in TFC 15 (35)* 13 inc1uding he1ium can (kW)

notes (a) Lifetime f1uence is assumed to be 0.3 MWY/m2 •

(b)百 eeffective thickness of the inboard shie1d is 76.6 cm inc1uding 8.6 cm of He1ium c血・

(c)百leresu1ts of the one-dimensiona1 ca1cu1ation were mu1tip1ied by a factor of two to compensate for the underestimation due to the one-dimensiona1 geometrica1 representation.

* Moderate design goa1 adopted in FY1986 design.

-186一

JAERI-M 87-139

Outboard/Upper

Outboard

F

Fig. 3.6.1-1 Vertical Cross Section of '86FER "ACS Type" and Traverses for One-Dimensional Calculations

- 187-

]AERI -M 87 -139

•

11;・1fiz--71L

Fig. 3.6.1-1 Vertical Cross Section of '86FER "ACS Type" and Traverses for One-Dimensional Calculations

-187

JAERI - M 87 - 139

L In boarid Shield c

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Inboard Model

o u X o

01 •D _C ">. u c u 3 CO

295.5 (cm)

Fig. 3.6.1-2 One-Dimensional Geometrical Model of Shielding Calculation for the Inboard Shield

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134.9 184.9

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619.9 649.9 (cm) (a) Outboard Model

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I

124.9 184.9 229.9 280 134.9 244.9 305 800 (cm)

(b) Outboard/Upper Model Fig. 3.6.1-3 One-Dimensional Geometrical Model of Shielding Calculation

for the Outboard Shield

188-

]AE阻ーM87-139

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124:9 144.9

One-Dimensional Geometrical Model of Shielding Calculation for the lnboard Shield

Fig. 3.6.1-2

Air =

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凶

Water tank 5hield

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(cm) 649.9 619.9

(a) Outboard Model

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3305 124.9 184.9 229.9 280 134.9 244.9

(b) Outboard/Upper Model

One-Dimensional Geometrical Model of Shielding Calculation for the Outboard Shield

-188ー

Fig. 3.6.1-3

JAERI-M 87-139

22 NEUTRON AND GAMMA RAY FLUENCE (0. 3 MWY/**2)

100. 150. 200. 250. 300. 350.

DISTANCE FROM THE PLASMA AXIS (CM)

F ig . 3 .6 .1 -4 Neutron and Gamma Ray Flux D i s t r i b u t i o n i n the Inboard Shie ld of the ACS Type Reactor

- 1 8 9 -

]AERI -M 87 -139

円 :--JEUTRON AND GAM1vlA RA Y FLUENCE (0. 3 'NrNY/本本 2)10 ..

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150. 200. 250. 300. 35 O.


Fig. 3.6.1-4 Neutron and Gamma Ray Flux Distribution in the Inboard Shield of the ACS Type Reactor

-189一

JAERI-M 87-139

10 1 ATOMIC DISPLACEMENT DAMAGE (0. 3 MWY/M**2)

10°

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50. 100. ISO. 200. 250. 300. 350.


Fig . 3 . 6 . 1 - 5 D i s tr ibut ion of Atomic Displacement Damage of Copper In the Inboard Shield of the ACS Type Reactor

- 190

JAERI -M 87 -139

10 I ATOMIC DISPLACEMENT DAMAGE (0.3 NmY/制**2)

210-4--

f10」-

50. 100. 150. 200. 250. 300. 350.

DISTANCE FROM THE PLASMA AXIS aw

Fig. 3.6.1-5 Distribution of Atomic Displacement Damage of Copper in the lnboard Shield of the ACS Type Reactor

-1凱}ー

JAERI - M 8 7 - 139

M EPOXY ABSORBED DOSE RATE (0.3 MWY/m2)

1 0 1 I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I ! I

50. 100. 150. 200. 250. 300. 350. DISTANCE FROM THE PLASMA AXIS (CM)

F ig . 3 . 6 . 1 - 6 D i s t r i b u t i o n of Epoxy Absorbed Dose in the Inboard Shie ld of the ACS Type Reactor

191 -

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JAERJ -M 87 -139

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DISTANCE FROM THE PLASMA AXIS (C~

Fig. 3.6.1-6 Distribution of Epoxy Absorbed Dose in the Inboard Shield of the ACS Type Reactor

--191 -

JAERI-M 87-139

, 2 GAMMA RAY EXPOSURE DOSE RATE (1 MW/M**2)

50. 100. 150. 200. 250. 300. 350.


Fig. 3 . 6 . 1 - 7 Dis tr ibut ion of the Gamma Ray Exposure Dose Rate in the Inboard Shield of the ACS Type Reactor

1 9 2 -

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GAMMA RAY EXPOSURE DOSE RATE (1 MW/M**2)

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50. 100. 150. 200. 250. 300. 35 O.

DISTANCE FROM THE PLASMA AXIS æ~

Fig. 3.6.1-7 Distribution of the Gamma Ray Exposure Dose Rate in the lnboard Shield of the ACS Type Reactor

-192一

JAERI-M 87-139

NEUTRON AND GAMMA RAY FLUXES (1. 0 MW/M**2)

100. 200. 300. 400. 500. 600. DISTANCE FROM THE PLASMA AXIS (CM)

7 0 0.

Fig. 3.6.1-8 Operating Neutron and Gamma Ray Fluxes in the Outboard Shield (Midplane)

- 193-

]AERI -M ~7 -139

15 NEUTRON AND GAMMA RAY FLUXES (1. 0 MW/M** 2)

-6 10

Plasma

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100. 20 O. 300. 400. 500. 600. 700.

DISTANCE FROM THE PLASMA AXIS (CM

Fig. 3.6.1-8 Operating Neutron and Gamma Ray Fluxes in the Outboard Shield (Midplane)

-193一

JAERI-M 87-139

1 2 GAMMA RAY EXPOSURE DOSE RATE (1 MW/M**2)

0. 100. 200. 300. 400. 500. 600. 700.


Fig. 3.6.1-9 Operating Gamma Ray Exposure Dose Rate In the Outboard Shield (Midplane)

- 1 9 4 -

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JAERI -M 87 -139

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GAMMA RAY EXPOSURE DOSE RATE (1 MW/M**2)

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O. 200. 600. 300. 400. 500. 700. 100.

DISTANCE FROM THE PLASMA AXIS aM

Fig. 3.6.1-9 Operating G3mma &ay Exposure Dose Rate in the Outboard Shieid (Midplane)

-194-

JAERI - M 87 - 139

NEUTRON AND TOTAL EXPOSURE DOSE RATE


Fig. 3 . 6 . 1 - 1 0 Operating Neutron and Total Exposure Dose Rate in the Outboard Shield (Midplane)

195

109

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JAERI -M 87 -139

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NEUTRON AND TOTAL EXPOSURE DOSE RATE

一-E9一一 TOTALD. 一一合一一 N.DOSE

100. 200. 500. 600. 70 O. 300. 400.


Fig. 3.6.1-10 Operating Neutron and Total Exposure Dose Rate in the Outboard Shield (Midplane)

-195ー

JAERI-M 87-139

s NEUTRON AND GAMMA RAY FLUXES (1. 0 MW/M**2)

100. 200. 300. 400. 500. 600. 700. 800.


Fig. 3 . 6 . 1 - 1 1 Operating Neutron and Gamma Ray Fluxes i n the Outboard Shield (Outboard/Upper)

- 1 9 6 -

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2 U • n 10 ¥10 T→

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JAERI -M 87 -139

1~ NEUTRON AND GAMMA RAY FLUXES 10‘"

(1. 0 MW/M** 2)

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* GAMMA rl

100

O. 100. 200. 300. 400. 500. 600. 700. 800.


Fig. 3.6.1-11 Operating Neutron and Gamma Ray Fluxes in the Outboard Shield (Outboard/Upper)

-196-

JAERI - M 87 - 139

n GAMMA RAY EXPOSURE DOSE RATE (1 MW/M**2)

0. 100. 200. 300. 400. 500. 600. 700. 800.


Fig. 3 . 6 . 1 - 1 2 Operating Gamma Ray Exposure Dose Rate In the Outboard Shield (Outboard/Upper)

- 1 9 7 -

]AERI -M 87 -139

MW/M**2)

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800. 700. 600. 500. 400. 300. 200. 100. O.

(CM)

Operating Gamma Ray Exposure Dose Rate in the Outboard Shield (Outboard/Upper)

-197一

AXIS PLASMA FROM THE DISTANCE

Fii!S・ 3.6.1-12

Jill:uf;riiliri--titLturt卜FpluLU

JAERI - M 87 - 139

10

10

,4 NEUTRON AND TOTAL EXPOSURE DOSE RATE

13

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OTAL D. . DOSE

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—;

0. 100. 200. 300. 400. 500. 600. 700. 800.


Fig. 3 . 6 . 1 - 1 3 Operating Neutron and Total Exposure Dose Rate i n the Outboard Shield (Outboard/Upper)

- 1 9 8 -

JAE阻 -M87-139

RATE DOSE EXPOSURE TOTAL AND NEUTRON

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(CM)

Operating Neutron and Total" Exposure Dose Rate in the oUtboard Shield (Outboard/Upper)

-1田一

O.

AXIS PLASMA FROM THE DISTANCE

Fig. 3.6.1-13

[

JAERI-M 8 7 - 1 3 9

10

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10

10

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10

10

10

10

10

10

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— = i Z 1 1 1 1 1


7 0 0.

Fig. 3.6.1-14 Dose Rate One Day After Reactor Shutdown Following 0.3 MWY/m2 Continuous Operation (Outboard)

-199-

JAERI -M 87 -139

句

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AFTER SHUTDOWN DOSE RATE (FER)

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Fig. 3.6.1-14 Dose Rate_One Day After Reactor Shutdown Following 0.3削 Y/m2Continuous Operation (Outboard)

-199一

JAERI - M 87 - 139

7 AFTER SHUTDOWN DOSE RATE (FER)

i •' • i • 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1

100. 200. 300. 400. 500. 600.

DISTANCE FROM THE PLASMA AXIS (CM) 7 0 0. 8 0 0.

Fig. 3.6.1-15 Dose Rate One Day After Reactor Shutdown Following 0.3 MWY/m 2 Continuous Operation (Outboard/Upper)

200-

JAERI -M 87 -139

AFTER SHUTDOWN DOSE RATE (FEm 10 .

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Fig.3.6.l-15Dose Rate One Day After Reactor Shutdown Following õ:3-MWÿi~2-C~nti~uous Operation (Outboard/Upper)

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JAERI-M 87-139

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i / ^ t l ^ o £=> y*-^->'h©^^git®gfflS7C©feCDCDB*pBM'fb*Fig. 3. 6.2-4 K

40 msec 7? 1.47 MA/m "*?*•&„

- 2 0 1 -

]AERI -M 81-139

3.6.2 電磁構造解析

本項においては，可動遮蔽，固定遮蔽，真空容器の渦電流，電磁力解析および構造解析につい

て述べる。本解析では，乙れらの電磁構造モデルは， CADの形状データを基ICFEMメッシュ

を作成したものを用いている。乙れによって.計算機容量の許容する範囲内で可能な限り.実構

造IC忠実な解析モデルの作成が行えた。従って解析の信頼性は.従来のメッシュジェネレーター

によるモデルのものに比べてかなり向上しているものと考えられる。

(1)渦宙流・電磁力解析

(a) 解析モデル

炉本体構造の電気的対称性を考慮し，遮蔽・真空容器 lセクター(30 0 )の半分をモデル

化した。本解析モデ、Jレの概観をFig.3.6.2ー1IC示す。可動遮蔽・固定遮蔽の電気的接続の

条件としては.アワトボード可動遮蔽と TFコイル下遮蔽ポストおよびアクセスポートとの

導通条件を考慮した。具体的には.アワトボード可動遮蔽の底板の端が遮蔽ポストおよびア

クセスポートの棚IC乗っている状態を電気的導通条件としてとらえた解析モデルを作成した。

解析モデルの詳細は.各コンポーネン卜 IC分割したメッシュ図としてFig.3.6 2-21r.示す。

遮蔽ポストおよびアワトボード可動遮蔽のリブ板は，渦電流のモードおよび大きさに，大き

く影響しないものと考え.解析の簡単のためモデルより除外した。また， TFコイル下の l

ターン高抵抗部の取扱IC閲しては，今年度の一周抵抗設計が 30μ0と比較的低い仕様にな

っているため炉構造(真空容器)のトロイタツレ時定数が数 100msecと後述のディスラプシ

ョン時定数 (15msec)IC比べ l桁程度以上長い乙とに鑑み，簡単な導通条件としてモデル

化した。尚，解析には.有限回路要素法コードEDDYCUFFを用いた。

(b) 解析条件

プラズ7 ディスラプションの第E期において，メイジャディスラプションが発生した場合

を解析条件とした。乙乙でプラズ7 電流の消滅時聞は 15msecとし.線形IC減衰するものと

、、，J

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本解析では.プラズ7 電流分布として燃焼フェーズの平衡電流分布を採用し， 29本のリング

状線電流でモデル化した。また，プラズ7 電流は定位置にて消滅するものとした。

(c) 解析結果

渦電流の大きさがほぼピークとなる時刻 15msecでの渦電流分布をFig.3. 6. 2 -3 IC示

す。真空容器の一周抵抗値が比較的低い (30/10)のに対応して.一周方向の大きな渦電流蝋

真空容器および乙れと一体の遮蔽体中を流れている。また.乙の電流モードは時定数が長く

減衰しにくいととから.ディスラプション終了後， 35 msec経過した時刻50msecにおい

てもかなり大きく残っている。アワトボード可動遮蔽の第 1壁部分IC流れる電流も，遮蔽ポ

スト IC流れ込んで最終的IC一周方向電流成分となる部分が多く，乙れも時定数の長いモード

となっている。各コンポーネントの渦電流密度の最大のものの時間変化をFig.3.6.2-4 IL

示す。電流密度の最大値は.アワトボード可動遮蔽のサイドワオール部iと現れており.時刻

40msecで 1.47MA/mである。

-201一

JAERI - M 87 - 139

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- 2 0 2 -

]AERI -M 87 -139

次11:電磁力分布であるが.本解析では上記渦電流とトロイタソレ磁場とのカップリングによ

る電磁力を計算した。渦電流がほぼ最大となる時刻 15msecでの電磁力分布をFig.3.6.2

-51<::.示す。 TFコイル下インボード固定遮蔽.TYコイル間インボードの固定遮蔽，アヴ

トボード可動遮厳のそれぞれサイドヴオーノレ部での電磁力が顕著である。最大電磁力は，最

大渦電流密度が現れた場所11:対応してアワトボード可動遮蔽のサイドウオール部分で見られ.

その値は 4.8MPaである。各コンポーネントの電磁力の時間変化を Fig.3. 6. 2 -6 IL示す。

真空容器.アワトボード可動遮蔽11:流れる渦電流のモードの時定数が長いため.乙の部分の

電磁力荷重がかなり長時間(数lOmsec)にわたって変化が小さい乙とが解る。

(2) 構造解析

(a) 解析モデル

構造解析においても構造の対称に鑑みセクターの半分をモデル化した。解折モデルの

概観を Fig.3.6.2ー71L示す。前述の電磁解析モデル11:，強度部材である遮蔽ポストと可動

遮蔽のリブ板を加え，また各コンポーネントの支持接続条件を変位拘束とリジッド要素でモ

デル化した。境界条件としては簡単のため，トロイタツレ方向対称面でのR，Z方向固定条件

を採用した。より正確な解析では反対称荷重モードでは周期境界条件が必要とされるが，応

力分布11:関しては両者11:大きな違いは出てとなかったという別モデルでの計算の実績をふま

えて解析の簡単化を図った。

(b) 解析条件

前述の電磁解析で得られた電磁力分布を荷重条件として与えた。構造材料定数は 1000Cで

のSUS316のものを用いた。

(c) 解析結果

電磁力荷重下での.炉構造の変位図をFig.3.6. 2-81L示す。図中.鎖線は変形前，実線

が変形後を表わしている。長大変位は1.49mmである。下記にこの構造変形の特徴を述べ乙。

① 大きな電磁力の働く，アウトボード可動遮蔽のねじり変形および乙の荷重.変形の影響

を受ける遮蔽ポストおよびアクセスポート部の変位が大きい。

② その他ではTFC間インボード固定遮蔽のR方向変位と，ダイパータ遮蔽の8方向変位

が顕著である。乙れは，電磁力荷重が大きめの箇所であることと，変位が現れている方向

のサポートが少なく，構造強度が若干不足している乙とが原因である。

次11:，電磁力荷重とそれによる変形11:伴う応力分布であるが， Fig.3.6.2-911:応力分布

を各コンポーネント毎11:示す。応力成分としては代表例として表面の最大せIV断応力を採っ

ている。応力強さの最大値は， TFコイル下インボード側固定遮蔽と.遮蔽ポストとの接続

部付近で発生しており.膜で 103MPa ，膜+曲げで 128MPaであアその他の部分では，

TFコイル間インボード固定遮蔽とアヴトボード可動遮蔽での応力が入きく，それぞれ膜+

曲げの応力強さで 50MPa. 60 MPaである。乙れらの最大応力強さをコンポーネント毎11:

整理してTable3. 6.2一111:示す。乙れらの最大応力は，いずれもSUSの許容 1次膜応力

(Sm=144MPa)， 1次膜+曲げ応力(1.5Sm=216 MPa)以下であり，電磁力のみに

対しては構造健全性の見通しが得られた。他の 1次応力としては自重によるもの，冷却水内

圧によるものがあるが.自重11:関しては，昨年度 FERでの解析結果より，ほぼ問題にはな

-202-

JAERI-M 87-139

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Table 3.6.2-1 Maximum Stress Intensi ty due to Electromagnetic Force (MPa).

MANBRANE MENBRANE + BENDING

Vacuum Vessel 14 18 Inboard Shield under TFC 103 128 Shielding Post 69 71 Inboard Shield between TFCs 48 50 Outboard Movable Shield 54 60 Divertor Shield 13 20

Fig. 3.6.2-1 Bird 's Eye View of the Model for Electromagnetic Analysis.

- 2 0 3 -

JAERI-M 87-139

らないと考えられる。冷却水内圧に対しては.本構造解析モデルではメッシュが粗過ぎて正

確な解析は期待できない。設計時点での簡単な評価では.冷却水内圧に対する l次曲げ応力

は-100 MPa以下としているため，単純計算では次の膜+曲げ応力で許容応力(1.5S

rn)を超える可能性がある。乙れに対しては.応力のモード，各々の最大応力が発生する箇

所が異なるような構造設計や，部分的補強構造の採用Irよりクリアできょう。今後は，内圧

に対する全体的，部分的な応力の解析もふまえてた構造強度検討や，機械的結合部分での詳

細な検討が必要であろう。

Tab1e 3.6.2-1 Max1mum Stress Intens1ty due to E1ectromagnet1c Force (MPa).

MANBRANE MENBRANE + BENDING

Vacuum Vesse1 14 18

lnboard Sh1e1d under TFC 103 128

Shie1ding Post 69 71

Inboard Shie1d between TFCs 48 50

Outboard Movab1e Shie1d 54 60

Divertor Shie1d 13 20

Fig. 3.6.2-1 Bird's Eye View of the Mode1 for E1ectromagnetic Ana1ysis.

-203-

FFR66 FLFCTROMfiGNfc'TIC flNfiLYSIS

Inboard Shield Under TF Coi l Vaccum Vesse l

2 i 2

Outboard Shield Post

Fig. 3.6.2-2(a) The Model for Tiansient Electromagnetic Analysis of Shield Structure.

一一---~..._"一一、一一円一ー』ー

』〉切包

lggl-∞由

fTR66 FLfCTRmlF.GNEliC flNF.l YSIS

建

Outboard Shield Post Vaccum Vessel

The Model for T1ansient Electromagnetic Analysis of Shield Structure.

Inboard Shield Under TF Coil

Fig. 3.6.2-2(a)

fTR6S t'U"CTReMfiCIIL'TiC f.'l6l-lf5I5

g 01


> m 2 i S

Inboard Shield between TF Coils Divertor Shield

Fig. 3.6.2-2(b) The Model for Transient Electromagnetic Analysis of Shield Structure.

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;::erzr::L2?曲目 ElectromagneticAnal'凶 sof Fig. 3.6.2-2(b)


3.0001: 06 ft/M Vacuum Vessel

fTR66 fLFCTROMfiGNL'TIC f.'WLTSlS HMEtSFO- l.'i0000l:-02

JOULF LOSSlW^ 2.67907L 0°


> m 2 i S

Fig. 3.6.2-3(a) Eddy current Distribution at a Plasma Disruption (t-15 msec).

』〉何回出

lgglHM由

fFRil6 fLFClRClHf，Ct1111C (，川角LYSlSlIM[(SF()~ 1.50000ι-02

JOUd: LOSS(W)~ 2.67907l OC>

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Vacuu皿 Vessel

3.00悦 06f¥lM

Outboard Ship.ld Post

Eddy current Distribution at a Pl&sma Disruption (t-15 msec)・Fig. 3.6.2-3(a)

CO o -J

Inboard Shie ld between TF Co i l s

3.000L 06 fi/M

.-J '---J<

D ive r to r Shie ld

FFRB6 fUXTRGHfiGNL'TIC fi'JfiLYSlS I I ML (SIX)- 1.50000E-02

JOULE LGSSU' )^ 2.67907E 09


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Fig. 3.6.2-3(b) Eddy Current Distribution at a Plasma Disruption (t=15 msec).

l:;railfEl?3112f!;jh抽出JS

JOUd: LClSS< II)~ 2.67907[ 09

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Divertor Shield [30批 06州

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Eddy Current Distribution at a Plasma Disruption (t=15 mse

c)・Fig. 3.6.2-3(b)

JAERI-M 87-139

20 30 40 SO

• ELEM, NO. Z03 © ELEM. NO.. 471 A ELEH, NO, 705 + ELEM. NO. 847 X ELEH. NO. 1363 • ELEM. NO. 1592 * ELEH. NO. 1889

TIME (MSEC)

Fig. 3.6.2-4 Time Evolution of Eddy Current Density.

- 2 0 8 -

]AERI -M 87 -139

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4. ElEtl.削.7回

+ ElEH. Ns. 847 X ElEH.閥.t諸事

φflEH. ，.，. 1592

令 ElEtl. I札 1田守

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書

自語

o o 。 10 20 30 40 50 印

Tlt値 (HSEC)

Fig. 3.6.2-4 Time Evolution of Eddy C.'lrrent Density.

-2佃ー

FFR86 ELECTROMAGNETIC ANALYSIS TIME(SEC)- 1.50000E-02 FORCE DISTRIBUTION

Inboard S h i e l d Under TF C o i l

5.00 HPa

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Vacuum Vessel Outboard Shield Post

Fig. 3.6.2-5(a) Electromagnetic Force Distribution at a Plasma Disruption. (t»15 msec)

』〉回出

1

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ffR86 flfCTROMAGNETIC f¥"lAlYSIS T1ME<SEC>ニ 1.50000E -02 fORCE DISTRIBUTION

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5.00 HPa


Electromagnetic Force Distribution at a Plasma Disruption. (t-15 msec)

Vacuum Vessel

Fig. 3.6.2四 5(a)

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Inboard Shield between TF Colls

FFR86 ELECTROMAGNETIC ANALYSIS TIME(SEC)= 1.50000E-02 FORCE DISTRIBUTION


2 i

2

Divertor Shield

U.L ' 5.00 «p a

Fig. 3.6..?,-5(b) Electromagnetic Force Distribution at a Plasma Disruption. (t-15 msec)

ffR86 fLfCTRO附¥GNET1 C I¥NI¥L YS I S TJ悦IStiEhl.50000E-02 F朗 CEDISTRIBUTJON

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JAERI-M 87-139

10 50

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20 30

TIME (MSEC)

Fig . 3 . 6 . 2 - 6 Time Evolution of Electromagnetic Force.

Fig. 3 . 6 . 2 - 7 Bird's Eye View of the Model for Structural Analys i s .

2 1 1 -

JAERI -M 87 -139

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Tl庇 (HSEC)

Fig. 3.6.2-6 Time Evolution of Electromagnetic Force.

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Fig. 3.6.2-7 Bird's Eye View of the Model for Structural釘lalysis.

-211一

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Inboard Shield under TF Coils Vacuum Vessel Outboard Shield Post

Fig. 3.6.2-8(a) Deformation of Vacuum Vessel and Shield.

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Deformation of Vacuum Vessel and Shield.

Inboard Shield under TF Coils

Fig・3.6.2-8(a)

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Inboard Shield between TF Coils

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Fig. 3.6.2-8(b) Deformation of Vacuum Vessel and Shield.

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Deformation of Vacuum Vessel and Shield.

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Fig. 3.6.2-9(a) Maximum Shear Stress Distribution of Vacuum Vessel and Shield.

-214

JAERI -M 87 -139

Fig. 3.6.2-9(a) Maximum Shear Stress Distribution of Vacuum Vessel and Shield.

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Fig. 3.6.2-9(b) Maximum Shear Stress Distribution of Vacuum Vessel and Shield.

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JAERI -M 87 -139

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Fig. 3.6.2-9(b) Maximum Shear Stress Distribution of Vacuum Vessel and Shield.

-215-

JAERI - M 87 - 139

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® %&$!&& 0.21 MW/m' © & ?£ & * " 7 7 7 0 6MW/m 3

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( I G - l l * g £ ) < D ( M K » * £ L T , M*t^micJ;? ,<gT*#i tL/ :^ = 15.1W/m0C 4ffl l > T P 5 < : i T * 5 . # « * © & # « : , APfflJ (7"7X7| j ) t?50 o C, ttiPfJ ( M # J ) T 123 °C i L t l > 5 . ft?#fi£Jil£Fig. 3.6. 3-IICT^-TO ii«IJi±cQ*f|*ttlc^<?(.> 7"7Xvfti^4p^ + y^; i /co^

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- 2 1 6 -

]AE随一M 87 -139

3.6.3 ガードリミタ熱解析

インボードガードリミタの通常熱負荷.ディスラプション時熱負荷に対する熱構造解析を行っ

た。通常熱負荷11:関しては 2次元定常解析を行った。熱負荷条件を下記に示す。

①表面熱負荷な21MW/m2

②核発熱グラファイト 6MW/m3

sus lOMW /m3 (最大)

sus中の核発熱は，プラズマからの距離の増加につれて指数関数的11:減少していく分布を与え

ている。 (eホールドディスタンス 8.5cm)使用した物性値の中で特徴的なのは.グラファイト

(IG-11 を想定)の熱伝導率として.照射効果による低下を考慮した A= 15.1 W/moCを用

いている乙とである。冷却水の条件は，入口側(プラズ7 側)で 50oC，出口側(遮蔽側)で

1230Cとしている。

解析結果をFig.3.6. 3-1 11:示す。熱構造上の対称性に鑑み.プラズ7側冷却チャンネルの半

ピッチ分をモデル化し.遮蔽側冷却チャンネルは等価な熱伝達面で近似した。グラファイトア-

7 ーの最高温度は 461oC (プラズ7側表面)である。温度分布は.冷却構造がシンプルである乙

とも手伝ってほぼ一次元的な分布となる。乙の時の最大熱応力は.グラファイトア- 7 -中で

13.0 MPa (引張応力)であり，グラファイト材料の引張強さ以下である。また， sus基盤中の

最大応力は 291MPaであり.乙れも 3Sm1I宣内11:ある。

次11:，プラズ7ディスラプション時のグラファイトアー7-表面付近の熱的挙動を調べた。熱

負荷条件は， 477 MW /m2 x 15 msecである。表面温度と昇率損耗量の時間変化をFig.3.6.3

-21r.示す。表面温度は時刻 2msec11:て 33000Cまで上昇し.乙の時刻より昇華損耗が顕著11:

現れてくる。表面温度はその後-3600 oCまで上昇し，熱負荷の終了までほぼ平衡状態となる。

最終的な昇華損耗量は 36f.lm/ディスラプションとなった。仮Ir.，アー 7 ー材厚さの 1/4(=

4.5 mm)までのエロージョン量を許容するものとして.乙れは 125回のディスラプション回数

11:相当するが，まずほぼ問題にならない値と言えよう。ディスラプション中の熱応力は，表面付

近11:局在するが，乙れは最大で 477MPa (圧縮)であった。乙の値はグラファイト材料の圧縮

強さよりも大きな値であり問題である。乙の対策としてより耐熱性の高いカーボン/カーボンフ

ァイパー複合材の使用をする方策が考えられるが，今後の実験的・解析的R/Dが望まれると乙

ろである。

-216一

JAERI-M 87-139

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jAERI -M 87 -139

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JAERI-M 87-139

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ASME Code <0^«fl|JiWlcS*tSia!ltS*«3c^ffly-r§'5oIftl14*i*So i t ^ T , CCTH

(1) & J i ^

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P m a x = 4.9 MW/m !

- 2 1 9 -

JAERI -M 87 -139

3.6.4 ダイパータの強度評価

ダイパータの設計は.前年度迄の設計と同一である。即ち.アー 7 ー材をタングステンとし，

ヒートシンク材は無酸素銅を採用している。

Table 3. 6. 4-11<:設計パラメータを示す。炉出力が昨年度IC比べて増加しているものの.熱

負荷の分布やセパラトリックス線の傾きが変ったため，定常運転時，ディスラプション時共受熱

板上の最大熱流束はほぼ等しい。

従来ダイパータの強度評価1<:はASMECodeを適用していた。この評価方法1<:よれば.通常

運転1<:対するアーマヒートシンクの疲労強度は総運転回数を上回るものの，ディスラプショ

ン条件i<:対しては仕機値を満足していない。重要検討項目でも述べる様i<:.アーマーに対しては

ASME Codeの様な構造材1<:対する設計基準は安全側すぎる可能性がある。従って，ここでは

アーマーの機能を債なわない程度の損傷(クラック)を許容する考え方を採りダイパータ板の強

度評価を行った。タングステンダイパータの寿命を決めるもう一つの要因は不純物によるスパッ

タリングである。現在データが十分とは言えないが.現状データで予想される結果をまとめた。

(1)熱負荷

ダイパータ板への熱負荷は通常運転時とディスラプション時の 2種類である。今回熱負荷の

分布が若干変更になったのでここで報告する。

1)通常運転時

ダイパータ板への熱負荷が大きいのは低信射損失の場合である。全熱負荷 50MWはイン

ボード側とアワトボード側i<:等しく 25MWづっ分配される。

最大熱負荷Pmaxの点からポロイダル方向i<:x紬をとると.ダイパータ板上の熱負荷分布

P (x)はsの値をそれぞれ

として

インボード側

dj1 = 12cm

dj 2 4 cm

アワトボード側

d01 = 8αn

d02 = 4 cm

P (xげ m.x= 0.9 e -中+0.1

で表わされると仮定する。ダイパータ板への総入熱量P101.1は. 。をトーラス方向の角度

として

P¥otal = ;:2'11:;:下ωdx・rdfJ

=PmaX (0.9・守 d+ 0.1・4ð) ・ 2~R

ここでガワス分布の x軸方向の距離は 4Oとした。インボード側ダイパ』タ i<:対して

25 X 106 =九.x.-{Cω・守+0.1) (0.12 +附)}・21r・4.2

Pmax = 4.9 MW /m2

-219-

JAERI-M 87-139

T 9 h # - KfflJrSM - < - * f t f t L T

2 5 x i 0 6 = P m a x « | C 0.9 * ~ - + 0.1) C 0.08 + 0.04 ) | • 2 * • 4.7

P m a x = 5.9 MW/ra !

-fe'-?? h 'J vi>ffiKMl-Z4 >$- KfilJ, 7 9 h*K- KiJ-etl-f-^ 18°, 21° fat t-Si ,

P m n x = 1.5MW/m! (•* v«K-KffilJ) P m a x = 2.1 MW/m 2 (T 9 h tf- K »

i«5o Fig. 3. 6. 4-1 ic-b/N'7 H 'J -j ?*m±.<Dmn$iMfi, atfg*HijfrR£*-f „ (2) m &

jcllktfsl'-t-jrcommtMVlVffl&mbtl-Cti'Q, BBS] 59 • 60^gOf l l jg i |H | - -e*S o

ii^i!lEB#ffl.«im#^~ 2 MW/m 2 i $M®&mm&fc&ZtH6T—v— i t - h •> y * i

§^S»fffi iX^^^(iM^l8ffl lSlt*m»LTl>-5ffl-e, PfHteflfJ^ffiffig^JAERI -M 8 5 - 177. J A E R I - M - 8 6 - 134£#$,3*l;fc(.\> (3) flffiHiEttottgffflli

JlffJllEl»oSilll«<0«^tt{i8!f^afB§»K4j^T, ASME Code iff l^rffffiSftT

ble 3.6.4 -2 IC^-^ D

Table 3. 6. 4 -2ICJ ; t l l i , iI3fi!iiSg|IHI& 1.8 x 10* [UlcftL, * v ***x y r - 7 - , Sal t- h->y9#<Dm%r%tiitt£* 1.6 x 10*111. 2.4 x 104 0-(?*- 3Ttbl$4S£SiJgL-O* £<> (4) f ^ X j r S ' a ^B#ffl3iKi¥ffi

S H S ^ t f e f c o l B i l f i f f - a T . tt£IKgLiaft«4fkttlfc.

^ t t # S S $ * * * i J I S M ^ i f f i A f c ^ i # x . 5 « : i * * - C i t S o S ^ T t t g l i J g L S t t t S f g i g f f l H & L & i . l tB l$af l l£L f t<z>f t -e*So

§ H 3 ^ S © » b E L t t H ; g # f ' - * * » & # » So W 5 . J f tS&Kf lS - f 3 & S & K OBSfi IS) O g ^ T ' - ^ t . & l M ? ; i / | c J ; S ^ m i i i r i > £ $ j i g L l i f c £ ? # S e : i # - e i . 5 o (. '*. * y^^Tyffl«yg^»c^-rsiaasKtti!!iff*aei*ss*>&#aii:javii#^.&nso*fc26o J / c m 2 • 5ms ffl&fl^lcft-f'StXx'J * * t t F i g . 3. 6. 4 - 2 T * 5 i ' t . , CtlfobmWt. l i t t l * i t t H i * f t * . Fig. a&4-3ffl#So«»fl**36>6. # 9 H 8 £ £ 0 f l £ L t t t t 1 ~

- 2 2 0 -

JAERI -M 87 -139

アワトボード側ダイパータ 11:対して

，， ~ ~ .JTr. ~.，， ~ _~ _ _. ，1 25 X 106 =P~ ・~ (0.9・一一+0.1) (0.08 + 0.04)~ ・2π ・4.7m.x ワ h

Pm.x = 5.9 MW /m2

セパラトリック線11:対してインボード側，アワトボード側それぞれ 180， 21。傾けると.

受熱而11:垂直な熱負荷は

Pm• x = 1. 5MW/m 2 (インボード側)

Pmnx = 2.1 MW /m2 (アワトボード側)

となる。 Fig.3. 6. 4 -111:セパラトリックス線上の熱負荷分布，及び受熱面形状を示す。

(2) 構造

元来ダイパータの構造は選択範囲が限られており，昭和 59・60年度の構造と同一である。

通常運転時の熱負荷が-2MW/m2と沸購熱伝達領域にあるため 7-7ーとヒートシンクと

は冶金的緩続が必要である。又， 7-7ー材はスパッタリング11:対する寿命から高融点金属に

限られる。

受熱面断面と支持機構は前年度の設計を踏襲しているので，詳細は前年度報告書JAERI-

M85-177， JAERI-M-86一134を参照されたい。

(3) 通常運転時の強度評価

通常運転時の受熱板の健全性は前年度報告書において， ASME Codeを用いて評価されて

いる。即ち.ダイパータ板の長手方向およびポロイダル断面における 2次元弾性熱応力解析を

行い，両解析結果からダイパータ板各部の熱応力を求めて疲労評価を行っている。結果をTa-

ble 3. 6. 4 -2 11:示す。

Table 3.6.4-2によれば，通常運転総回数l.8X 104固に対し.タングステンア-7ー，

銅ヒートシンク材の疲労寿命は各々l.6x 10 6回， 2.4 X 104 回であって仕様値を満足してい

る。

(4) ディスラプション時の強度評価

ディスラプション時の熱負荷は.高熱負荷でかつ短時間であるので.受熱板の極く表面のみ

が急加熱される。 7-7ー表面は高温11:伴う降伏点.ヤング率の低下によって強い非線形挙動

を示す。従って乙乙では受熱仮に対して非線形解析を行ない.材料の挙動を把握すると共11:，

き裂を生じた後の解析を行って.許容繰返し回数を検討した。

アー7 ー材11:対してその機能の喪失を使用限界.即ち寿命と定義すると，タングステンの場

合はき裂長さが制限値を越えた時と考える乙とができる。従って許容繰返し数はき裂発生迄の

繰返し数と.進展時の繰返し数の和である。

き裂発生迄の繰返し数は疲労データから求める。即ち，熱疲労に相当するある温度〈相当温

度)の疲労データと，熱サイクルによる歪振幅とから繰返し数を得る乙とができる。いま.タ

ングステンの熱夜労11:対する相当温度は熱衝撃試験結果から常温11:近いと考えられる。また260

J/cm2.5msの熱負荷11:対するヒステリシスはFig.3. 6. 4-2であるから，乙れから歪振

幅は 1%と計算される。 Fi~. 3.6. 4-3の常温の疲労曲線から，き裂発生迄の繰返し数は 1-

-220-

JA.ERI-M 87-139

%ffiK%^fii^tz'&<D%m<DmW)<nWffiizaxzJv#-igi&s$'jffift%:m^o Fig. 3.6.

/ E A K >- Jj^j J

tt^y^xxyic^-rSf-^Hnti-^niffe. K, <K, a tt3£fre&SH:|P.il:-f S i ^ A

(5) X K , j i j y «

eg 59 • 6o^g©iaitic*j^Tti. y ^ - f - ^ i ^ a ^ ^ f i L t , H, D. T©*£#

Table a 6.4-3 lcit»^ft*^-To W ^ L T C , 0. HfcilflnLT^S**, C, OK SSfn^ ' - f^ y y ^ - -f-vi/KOf'-^«^*fc&«i>(0-cXittK«J:5|fJ|Cflt$ffl^yi:o * y ^ f x f i u c c , 0 £**•*-£*<"?** g v?"«0**:#<. £*i£#jtLtf^»&KJt'"« T ^ A - . ^ gy^^ttiK)l«T±#L 1.7 x 10" 9m/s i t t£o 800 f>« 1.8 x 104 ElOJIfitr

- 2 2 1 -

]A.ERI -M 87】 139

2回であって.初期11::受熱板表面にき裂発生が予想される。

表面吋裂が入った後のき裂の挙動の評価叫エネルギー解放率?積分を用いる。 Fig.3.6. 〈

4 -4はJから

K1= 尽訂によって算出したK1の最大値とき裂長さとの関係を示すもので，き裂の進展lζ伴ってエネル

ギ}解放率は減少する。一般にき裂の進展はあるアレスト値 K1. 以下では停止するので，現

在タングステンに対するデータはないけれども， Kl<Klaなる条件でき裂は停止すると考え

られる。

(5) スパッタリング損耗

昭 59・60年度の設計においては.ダイパータ板へのイオン粒子として， H. D，Tのみを考

えた。しかしながら，実際にはC.0等の不純物が存在し，計算値11::よれば乙れら不純物のス

パッタリング量が支配的となる乙とが考えられるので，乙れら不純物を含めたスパッタリング

損耗量を求めた。

Table 3. 6. 4 -3 11::計算条件を示す。不純物としてC.0， Hを追加しているが， C， 01ζ

対するスパッタリング・イールドのデータは見あたらないので文献による計算値を用いた。タ

ングステンでは乙のC.OII::対するスパッタリング量が大きく.乙れを考慮しない場合11::比べ

てスパッタリング率は約 l桁上昇し1.7X 10-9 m/sとなる。 800秒・1.8x 10.回の運転で

は損耗量は 24mmと計算される。今後乙のような不純物11::対するデータ取得が必要である。

-221-

Table 3.6.4-1 Design Parameters of Divertor Plates Basic structure

Configuration Coolant direction supporting

Plate type with U-cooling tubes Poloidal flow Fixture of cooling tubes to support frame with dl-electric bolts

Joint procedure of armor tile to heat sink Brazing Insulation between tubes Void gap and ceramic coating Inclination of plate to separatrix a-

Inboard 18* Outboard 21'

Maximum heat load Normal operation 2 MW/m2

Disruption 245 J/cm2

Material Armor Tungsten Heat sink OFHC copper Support structure 316 stainless steel

Thickness Armor 6 mm Heat sink 20 mm

Coolant Pressurized water Inlet/Outlet temperature 50/75 °C Velocity 7 m/sec Cooling tube diameter 15 m 0j Inlet pressure 10 atm Pressure drop 3.7 atm

Table 3.6.4-2 Design Evaluations of Divertor Plates Maximum temperature

Normal operation Armor surface 212 °c Brazing surface 146

Disruption Armor surface 2450 Brazing surface 220

Maximum stress intensity Normal operation Armor 232 MPa Heat sink 195

Fatigue life > Normal operation (For 1,8 xlO 4 cycles) 2 Armor 1.6 x 10 6 cycles ' Heat sink 2.4 x 10 4

Disruption (for 300 cycles) A r m o r l~2mm surface crack H , , w may be expected

Erosion due to sputtering Erosion by impurity is concern

2

』〉明白

l富

田41-回国

1-2mm surface crack may be exoected crosion by imourity is concern

τable 3.6.4-2 Design Evaluations of Divertor Plates

Maχlmum temoeroture Normal operatlon Armor surface Brazlng surface

Dlsruotlon Armor surface Brazlng surface

Maxlmum stress lntenslty Normal operatlon Armor Heat slnk

Fatlgue l1fe Normal operatlon (For 1.8 XI04 cyc}es) Armor 1.6 x 106 cycles Heat slnk 2.均 X10'1

Disruotion (for 300 cycles) Armor

212・C1均6

Design Parameters of Divertor Plates

pJpte tyoe wlth U-coollng tubes Pololdal flow flxture of coollng t~bes to supoort frame wlth dl-electric borts Brazlng

Table 3.6.4-1

Baslc structure Conflguratlon

Coolant dlrectlon Supoorting

2450

220 F

E

n

-

nu

白』

m川

hυ

v

'

H

U

円

U

&

L

a

l

n

H

内

ULK

白』

nH白』

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van-LE

HU

白』

dtb

ab円

u

PL'白

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内

U』

Hnu

v'a'a

nvnu&t

&

目

、

円

U

ゐE

、，EA

nHAUHu

a--sno

nuaE-nH

EJ十、，i

232 MPa 195

VOldgap and ceramlc coat iflg

180

21・

2 MW/m2

2叩 J/cm2

s

Inclination of plate to separatrix Inboard Outboard

Maximum heat load Normal operation

lMNMl

Erosion due to sputtering Tun9sten OFHC copper 316 stainless steel

Dlsruptlon Moterlal Armor Heat sink

6mm

20 mm Pressurlzed woter

50/75・C7 m/sec 15 m戸110 atm 3.7 atm

Suoport structure Thlckness Armor Heat slnk

Coolant Inlet/Outlet temoerature Veloclty Cooling tube dlameter Inlet pressure Pressur~ drop

JAERI-M 87-139

Table 3.6.4-3 Par t ic le Load and Evosion on Divertor

Average temperature of electrons Average energy of ions Composition of ions

Peak ion flux normal to divertor p la tes

outboard inboard

Sputtering yield D,T,H He C 0

Sputtering ra te Peak release ra te Peak erosion rate

20 eV 90 eV

46.5%D, 46.5%T, 5%He 0.5XC, 0.5%0, 1%H

0 .17x io 2 1 7m 2 s

0 .17x l0 2 Vni 2 s «1 x 1 0 - 4 atoms/ion

3 x 10 -1* atoms/ion *6.7 x10~ 2 atoms/ion *4.2 x10~ 2 atoms/ion 6.5 x i o _ l t atoms/ion 1.1 x i o 2 0 n/sm 1.7 x lO" 9 m/s

* calculated value

- 2 2 3 -

JAERI -M 87 -139

Tab1e 3.6.4-3 Particle Load and E'."osion on Divertor

Average temperature of e1ectrons

Average energy of ions

Composition of ions

peak i011 f 1ux norma1 to divertor p1ates

outboard

inboard

Sputtering yie1d

ー

Sputtering rate

Peak release rate

Peak erosion rate

* ca1cu1ated va1ue

D，T，H

He

c

o

-223 -

20 eV

90 eV

46.5%D， 46.5%T， 5%He 0.5%C， 0.5%0， 1%H

o . 17 x 102... 1m2 s

0.17 x 102斗Im2s

弔 1x 10-4 atoms/ion

3 x 10-4 at佃 s/ion

*6.7 x 10-2 atoms lion

*4.2 x 10-2 at咽 s/ion

6.5 x 10四 4atcms/ion

1.1 x 1020 n/sm

1.7xlO圃9m/s

JAERI - M 87 - 139

2 2 4 -

]AERI -M 87 -139

-224-

同M

冊。

同M

回帽回凶判明ω白

hHO

“hHωPJ明白

円

・

ω」明九問

J

“伺由国

F・4

4.唱

.

ヲ

望、

‘，，ーφ D~ ・4マ:也、bも~. v

ザ&可P仇~，..， -.r 白~

ちト

iilillit--E

JAERI-M 87-139

"Heat Load 260J/cm 2-5ms

"Plate Thickness I cm

°No crack

Fig. 3.6.4-2 Stress-Plastic Strain Relationship during a Disruption

10'

uT'O

S 1 h

1 1 T i t ) A R 23 o • * —

815 A * — 1232 a

* lood control A£| calculated from ACT and Young's Modulus

l '° 10"

ir '21^:

10° I0Z 10s I0 4 10s 10" Cycles to failure Nf

Fig. 3.6.4-3 Low Cycle Fatigue Data of Tungsten. A means cross rolled tungsten. R means recrystallized tungsten. # Five thermal shocks of 8.8 kW/cm2.

56.7 msec produced many surface cracks.

-225-

]AERI -M 87 -139

。HeatLoad

260 J/cm2・5ms

。PlateThlckness Icm

。Nocrack

〔

NE』巨¥Z]

t

100

50

。

200C・-事

喝aEd

内

4.nυ l

WA

FEEt-av

Fι

田

hu--

-50 /

5090C

-100

Stress-Plastic Strain Relationship during a Disruption Fig. 3.6.4-2

10

2

f':¥rltl A R ¥¥ 弓 30 ・申ーー

¥Jミ¥.12ii;・、 ¥ ¥ 傘 l制酬troldE， co似刷

、¥¥よ六、a fmg制 YMlis

、~こ主主三一三事之ア

可

Fーす

ポ

W-IO q

8 5 c: o 帥.

豆 10・n トー

106

ー

105 102 103 104

Cycles fo foilure Nf 10'

内uvn

u

内，.a

，‘.

，nυ

Low Cycle Fatigue Data of Tungsten. A means cross rolled tungsten. R means recrystallized tungsten. ー

女 Fivethermal shocks of 8.8 kW/cm2 •

56.7 msec produced many sur君臨ecracks.

-225-

Fig. 3.6.4-3

trilli--fi--sigillir

JAERI - M 87 - 139

100

0

K,

"i r

Heat Load 260 J/cm2- 5 ms

K I C(20°C)

J L 0.5 1.0 1.5 2.0 2.5

Crack Length [mm]

Fig. 3.6.4-4 Plot of J-integral versus the Crack Length

226

JAERI -M 87 -139

広一ゾ

100

Heaf Load

260 J/Crrf' 5 ms

K1C (20t)

50

[刷、

-20仏芸

]

争4

泊~

2.5 2.0

[mm]

1.5

Lengfh

1.0 0.5

Crack

O

Plot of J-integral versus the Crack Length

-226一

Fig. 3.6.4-4

JAERI-M 87-139

3 6. 5 -f=j X-7\L±!rfm(D ') S. 9\ J T - 60©LHRFfflCuvent Drive <DWM1&%fch, XM><*1 - t^M^S.. 9~4J<

-9W.^toA*v**,v%-±Gm^WmWWfc$%» FER • r ; f ^LTPi .RFUP^^°7 - 20MW<Dffim-CIt9'4 J<-9 U^<»<1 * ***»*'-& 5QeV %&x.Ztz)sb, 9 v ^ ' ^ x ^ ©self sputtering yield AMfiLhitt -?T, 9 v ?*T-V $ AJ<-9&-?7 X^tLktfK

Kfflijtf- K 'J 5 ^ f e f f l ^S i j f c*^* 20.5MW/m2 £:*:£ < tt9i®£'£ : i , T 9 h #~ KfflJ pJ»)iiiRS(5liS^* s'§S-mi:^Ciffl/cJ6, K ^ g ^ ± g | 5 i t ^ o Fig. 3. 6 .5 - IK 'J S*"MD

(1) S g _ h # Fig. 3. 6. 5 - lfr& 'J i ^^ f f l f t ^^ f f i ^ f i agMW/m 2 - ? * * » tf^WiUi. ^ 5 7 ?

i ) &fs*ft£P

» » 6 7 *D £P 9 1 i f a tt •v

ft

o = 2x 104

CW/m't)

OB) ( ^ 5 7 r 4 10

J = 3 . 7 W / c m t * =0.3W/cm°C 5mm 10 mm

0.9MW/m2

110°C 122°C 422 °C

2) H i t #£P

a = 2 X 10* CW/m8oC]

ill S

fl* T I *

e = 0.8 « = 0.8 t = 0. 8 (?"7 7j--f 10

•» = 3.7W/cm°C

5 mm

110°C

0. 38 MW/m' •* = 0. SW/cm'C

10 mm

-«— 0.9 MW/m2

*§*f0.52MW/m*

120 °C 1218°C 1345 °C

- 2 2 7 -

JAERI -M 87 -139

3 6.5 プラズマ立上げ時のリミタ検討

JT -60のLHRFのCuvent Driveの試験結果から，入射パワーと平均電子温度，ダイパ

ータ板へのイオンエネルギーとの聞に相関関係が存在する。 FERで予定している RF加熱パワ

ー20MWの領域ではダイパータ板へのイオンエネルギーが 50巴Vを越えるため，タングステン

の self sputtering yieldが l以上となって.タングステンタイパータはプラズマ立上げ11:

使用することができない。

乙の対策として，①ダイパータにグラファイトを使用する，②プラズマ立上げにグラファイト

リミタを使用する.の 2点が考えられる。乙のうち，①については運転時のスパッタリングが大

きいため不採用とした。

従って.プラズマの立上げにはグラファイトリミターを用いる。リミターの位置は，インボー

ド側ガードリミタを用いると熱負荷が 20.5MW/m2と大きくなり過ぎる乙と，アワトボード側

可動遮蔽部は交換が容易でない乙とのため，真空容器上部とする。 Fig.3.6. 5一111:リミタへの

熱・粒子負荷条件を示す。以下乙の条件下でグラファイトリミタが成り立っかどうか検討した。

(1l温度上昇

Fig. 3. 6. 5 -1 からリミタへの最大熱流束は 0.9MW/m2である。冷却方式は.グラファ

イトを冷却基仮にろう付する熱伝導冷却方式と.グラファイトと冷却基仮間で幅射冷却を利用

する方式が考えられる。それぞれの方式のグラファイト表面の温度上昇は次のとおりである。

1 )熱伝導冷却

却函冷却基板冷

ろア受勲面

付つ .マ

(銅) (グラファイト)

a=2x10'パ .1 = 3. 7 W / cm 'c .1 = 0.3 W/cm'C _ O.9MW/m2

(W/mZ，C) 5mm 10mm

110 'c 122 ~む 4220C

乙乙で冷却水の条件はダイパータ仮と同じとした。また，グラファイトの熱伝導率は照射

後の値を用いた。受熱面の最大温度は 4220Cである。

2)幅射冷却

却冷面事ア受面熱

.マ

5 = 0.8 ε= 0.8 • = O. 8 (銅) (グラファイ卜)

!っ0.38MW/m2 Llι幅射唱ー O.9MW/nI

.1 = 3. 7 W/cm'C .1=0‘3W/cm"C (W/m20C) 0.52 MW/m2

5mm IOmm

lIO'C 1200C 1218 "C 13450C

-227一

JAERI - M 87 - 139

ccTT-^-^bofit iKi, mom—gfs^©sK#:&±tf*i£&-5 >j ^^ofiaicit^

(2) $UE?J

a = E a ^ T = 10 3 x 7.7 x lo~ 6 x 300

= 2.3 [ k g / m m 2 ]

mum* &mc? &.&%&&& a (3) x / N ' v ^ y y ^ a

^ 7 7 7 - 1 h ®x/N°.y ? ij > ? * * # & £ Table 3. 6. 5 - 1 Kmt° *'*? 9 ') > ' ?Q&

X = 12

6 x i o 2 3 x 1.8 x 8.7 x 10~3 x (5.1 x 10 2 0 x 10"*)

= 4.93 x 10~9 Ccm/s ]

200 &>T3(D?L±tf, 1.8 x 10* ->3 v Mc*f t"Sff l««{i 0.18mm •C'RgStt/S^o

Table 3 . 6 . 5 - 1 Phys ica l S p u t t e r i n g Rate of Graphi te fo r S t a r t up or Recharging Phase

Inc iden t Ion D T He

Ion Energy [keV] 6.2 6.2 10.4

Composition 0.475 0.475 0.05

S p u t t e r i n g Yield 5X10- 3 l . l x l O - 2 2 . 2 x l 0 " 2

Spu t t e r i ng Rate [a toms/ ion] 8.7 x l O " 3

Ion Flux [ l / m 2 s ] 5 . 1 x l O 2 0

Spu t t e r i ng Ra t io [cm/s] 4.93X10" 9

- 2 2 8 -

]AER1 -M 87 -139

乙乙でアー 7 ーからの幅射は，他の第一壁領域の温度が立上げに使うリミタの温度に比べ

て低いので.アー7 ーの表裏面から伝熱するとした。冷却基板の表面は黒化処理によって信射

率を 0.9とする乙とができる。受熱面の最大温度上昇は 13450Cである。

(2) 熱応力

グラファイトを冷却基板にろう付する場合のグラファイト中の温度差は-300 ocで，熱応

力は大きくても

a =E adT = 103 X 7.7 X 10-6 X 300

= 2.3 (kg/mm2)

程度で問題はない。グラファイ卜アーマーを幅射冷却する場合は，アーマーと冷却基板の間の

熱絶縁を良好にする必要がある。

(3) スパッタリング量

グラファイ卜のスパッタリング量算出を Table3. 6. 5 --1 IC示す。スパッタリング率は

12 x= ._ x8.7xlO-3x (5.1xI020xlO-4)

6 x 10'. x 1.8

= 4.93 x 10寸 (cm/s)

200秒間の立上げ. 1.8 x 10 4 ショットiL対する損耗量は 0.18mmで問題はない。

以上，プラズマ立上げ時のリミタはその使用条件下で十分成立すると考えられる。

Tab1e 3.6'.5-1 Physica1 Sputtering Rate of Graphite for Start up or Recharging Phase

Incident Ion D T He

Ion Energy [keV] 6.2 6.2 10.4

Composition 0.475 0.475 0.05

Sputtering Yie1d 5xlO-3 1.1XlO-2 2.2x10-2

Sputtering Rate [atoms/ion] 8.7 xlQ-3

Ion F1ux [1/m2s] 5.1 x1020

Sputtering Ratio [岨/s] 4.93xlO-9

-228一

JAERI-M 87-139

Tota l ion f lux to l i m i t e r

To ta l hea t f lux to l i m i t e r

Plasma tempera ture

\A6 * 1 0 2 2 1/s

20 MW

1.38 keV

/ / / l i m i t e r

1.0

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x[ m] 1.0

Fig. 3.6.5-1 Heat and Particle Flux for Start up or Recharging Phase

-229

]AE則一M87-139

¥.16x1022 1/5 Total ion flux to limiter

20 MW

1.38 keV

Total heat flux to limiter

Plasma temperature

limiter

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Heat and Particle Flux for Start up or Recharging Phase

-229-

Fig. 3.6.5-1

JAERI-M 87-139

3.7 Si te

ACSiPli, Option *p£&g<ftL!*PtiiiffiiMx-, M£;*crlJ[t{£jat--5 t t felt, #ft¥^

mmmmmtToi-tf-KICKED*®, ffffttTMT^Titcfcg, #^ft®!8:itg^-e#>£3

£tz&miW>M<Dft®tt; R&DvmU&'ateiinzct&ffi&tlX^ZbcDb&io, « T

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- 2 3 0 -

JAERI一M 87-139

3. 7 まとめ

ACS炉は， Option炉を合理化し炉構造のサイズ.重量を大巾IL:低減するとともに，分解修

理も大巾iL:簡素化する乙とIL成功した。特ILガードリミタおよび水タンク型可動遮蔽の採用，可

動遮蔽範囲をアワトボードiL:限定する時.斬新的アイディアにより.本年度の設計目標であるコ

スト低減を意図した合理化設計IL対して.満足できる成果を得たと考えられる。しかしながら

FERの建設目的の一つであるD-T反応による自己点火・長時間燃焼プラズ?を達成するため

に必要な炉本体のフレキシピリティに閲しては.十分な検討がなされておらず，今後の検討作業

が望まれる。

また本設計検討の内容は.R&Dの実証が行なわれる乙とを前提としているものもあり，以下

iL:示すR&D項目が早期iL:実施される乙とが望まれる。

① 炉心高熱負荷構造物の製作技術開発

② 炉心高熱負荷構造物の寿命評価試験

③ 遠隔操作機器の設計・製作技術開発

③ 遠隔操作機器の操作実証試験

今後の検討課題としては.先IL:述べたフレキシピリティ検討に加えて.以下IL示す項目が挙げ

られる。

① 移動ディスラプション時の渦電流・電磁力解析と評価

本年度は定位置電流急激消滅のケースについて，解析と評価を行ない炉心の健全性にほぼ問

題のない乙とが確認されたが，移動を伴なうディスラプションのケースでは.渦電流・電磁力

が大きくなる傾向にあり.炉心構造物の健全性確認が必要となる。

② 遮蔽体実構造を反映したホットスポットの遮蔽特性評価

遮蔽体の非均質効果，ギャップストリーミングlζ関して，実構造を反映したホットスポット

の特性評価を実施し，設計lζ反映させる必要がある。

③ 高熱負荷構造物のデータベース取得

高熱負荷構造物の候補材料となっている.タングステン.グラファイト等のアーマー材料!L

閲する物性・特性データは.ステンレス鋼等一般的lζ多用されている材料lζ較べ非常に少なく.

深度の深い解析評価が困難な状況にある。特IL:スパッタリング，クラック進展，疲労，クリー

プ等の特性データベースの蓄積は重要である。

-230-

JAERI-M 87-139

4. A C D *p

4.1 « W

ACDPlt, 7°?**v#PWM ( * ) 2. Offl;?"7Vi/ ;i/y'-f ' « - * £8;fctt$£ U ACS'JP EH». ^ ^ t t * S * I L f c ^ i r - * 5 o S o t , a w t A C S ^ 8 ^ f c 8 # W t t # * # * # # ^

4.2 lamtas

A C D i l F t i A C S ^ f c f t L ^ X v ^ ^ f t ^ i L T ^ V ^ . sou • '-f ^ -^^^ff lL/c i^ T * o T , ft©^WiACSJc!tiL;r^So Table4. 2 - 1 IciSI+tt^^^^o ^4 '<-*a*X

- 2 3 1 -

jAERI -M 87 -139

4. AC D 炉

4.1 概要

ACD炉は，プラズマ非円形度(.t ) 2.0のタゃプルヌルダイパータを基本仕様とし. ACS炉

問機，経済性を重視した装置である。従って，前章ACS炉で述べた基本的な考え方を本炉設計

ICも取入れ，炉のコンパクト化分解修理の簡易化を図った。

ACD炉固有の主な特徴は，以下に示す通りである。

① 上部ダイパータは排気を行なわず，下部ダイパータ部だけで排気する。

③ 炉心構造物の支持脚は排気ダクトと兼用せず，支持脚だけの機能とし，排気はダイパータ

遮蔽内Iζダクトを設け，ベルジャ外iζ引出す。

③ 上部lζダイパータ板があるため，ガードリミタはインボードにのみ取付ける。

4.2 股計仕様

ACD 炉はACS炉に対しプラズマ不純物対策として夕、、ブル・ヌ Jレ・ダイパータを使用した炉

であって，他の条件はACSIζ準じている。 Table4.2 -1 11:設計仕様を示す。ダイパータが真

空容器の上下に設けられるため，特lζ分解修理iζ対する影嘗が大きい。

-231-

JAERI - M 87 - 139

Table 4.2-1 ACD Design Parameters

Plasma major radius R 4.02 m Plasma minor radius a 0.95 m Plasma elongation ' K 2.0 Plasma triangularity 6 0.35 Aspect ratio A 4.24

Field on plasma axis Bfp 5.07 T Plasma current ip 7.96 MA Safety factor q4 2.6 Beta toroidal burn average B 5.79 Beta, DT 6 D T 4.70 Average DT ion density "i 1.35x 10 2 0 m~ 3

Average electron density ne 1.50X1020 m~ 3

Average ion temperature and electron Ti(Te) 12 keV

Peak thermonuclear power Pth 435 MW Burn time cburn 800 sec Dwell time tdwell V300 sec Number of pulses 1.8X104

Lifetime fluence 0.3 MW'Y/m2


Thickness between plasma A 1.03 m and magnet A 1.03 m Divertor type Double Null OH flux ra 50 V S

-232-

jAERI -M 87 -139

m

Design Parameters

4.02 R

ACD Tab1e 4.2-1

P1asma major radius

P1asma minor radius 田0.95

2.0

0.35

a

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4.24

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MA 7.96

2.6 q4

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P1asma current

Safety factor

Beta toroida1 burn average 5.79

4.70

1. 35X1Q20田-3

20 _-3 1.50X10

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ni

n e



Average iα1 temperature and electron

keV 12 Ti(Te)

MW 435 Pth

tburn

tdwell

Peak thermonuc1ear power

sec 800 Burn time

sec

1. 8x104

"'300 Dwell time

Number of pulses

Lifetime f1uence MW.Y/m2

MW/m2 0.3

m

1.47

1.03 A

Neutron wa11 10ad

Thickness between p1asma and magnet

Divertor type Doub1e Null

V'S 50 中αEOH f1ux

j υ

-232-

?PPElf-hu「tLlic--LIドトドれ

ihfiLLEE泊

JAERJ - M 87 - 139

4.3 JF«fc

F ig .4 .3 - l lC7 i?T- ' i / f ^K* , Fig.4.3-2 J C ^ W M a ^ l h . ACD'JPOi^«jg©^f 8fc(i&©<h:te!J •?•**„

© # - K >j s •j'ti-f y*"- K^—Medietas,, © *©flb, S#W»l i AC Sî l^K *»«£"*?* *«, JaT, ^ « ® i c o ^ r ^ - £ 5 0

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*M'*-*ffi©#Jl¥«3l8ili*7*S'3 >-C^^£|5|i;< l-te^/TFC ic^fij^n^-b^ ^*a*euci»f^,5ist<^Fffi-c'**. Tmr *'•*-* corns. &+V*T <,•?&*&&

(5) -&©ffi. *p«lJi«ti;iLr ACS^£Ht;8li§ ; £Sf9Anri- '5^, t n t > o W i f t f f l

- 2 3 3 -

.

]AERI -M 87 -139

4.3 炉梅念

ACD炉はACS炉をベースとし，タ。プルヌル夕、イパータを有し，また，非円形度を大きくし

た装置である。

従って.炉構造概念も基本的にはACS炉と同じであるが，ダブルヌルダイパータに係わる部

分について異なる構造を有している。

Fig.4.3-11<:ラジアルピルドを. F i g. 4.3 -2 1<:炉縦断面図を示す。 ACD炉の炉構造の特

徴は次のとおりである。

① ダイパータをプラズマ上下1<:設置したダブルヌルダイパー夕方式。

② ダイパータの排気は下側設置部分についてのみ排気ダクトを接続して行ない，上側につい

ては排気ダクトを設けない構造である。

③ トーラス支持脚は独立の支持脚とし，排気ダクトと兼用させない構造。

@ ガードリミタはインボード第一壁のみに設置。

⑤ その他，基本構造はACS炉と同じ構造概念である。

以下，各構造について述べる。

(1) ダイパータはプラズマ上下1<:設置する。ダイパータの受熱板および受熱板廻りの支持構造

はオプションC炉と同じ構造である。上側設置のダイパータはダイパータ遮蔽の外側1<:角筒

状の構造物をベルジャ外側まで延長して支持および真空シールを行なう。ー方，下側設置の

ダイパータは排気用ダクトを水平方向にベルジャ外まで導き，ベソレジャの外側で 900曲げて

地下へ導く構造である。乙のため排気ダクトは特1<:生体遮蔽Ir:対する遮蔽性能を十分なもの

とする必要がある。

ダイパータ構造物の支持(運転時および分解修理時)は，下側ダイパータは固定遮蔽(プ

ラズマ真空容器)の下部ベース部で支持するが，上側ダイパータは可動遮蔽の上1<:載せて支

持する構造である。

(2) ダイパータの排気は下側ダイパータはダイパータ 1<:直接つながる排気ダクトを通して行な

うが，上側ダイパータ 1<:は排気ダクトは設けない。従って，上側ダイパータの排気はプラズ

マスクレープオフ層を通して下側排気ダクトより行なう。

(3) トーラス支持脚は排気ダクトと兼用とせず，独立の支持脚とし，また，排気ダクトは前記

したようにダイパータ部より水平方向1<:ベルジャ外へ導く構造とした。乙れは，オプション

C炉のようにダイパータ部より下方に排気ダクトを設置すると，プラズマ位置制御コイル，

PFコイル，コイルのシアパネルとの干渉があり，乙れを避けるために採用した構造である。

仙高熱負荷を受けるダイパータ板は他の炉形式と同じく，修理，交換が可能な構造である。

ダイパータ板の分解・引抜はオプションC炉等と同じく 1セクタ/TFCIζ分割されたセク

タを径方向1<:1動作で引抜く方法である。下側ダイパータの場合，ジャッキアップ等を行な

うジャッキ類の設置場所は排気ダクトの構造から制約があり，中性子損傷の観点から更に検

討を行なう必要がある。

(5) その他.炉構造概念として ACS炉と同じ構造を採り入れているが，それらの項目は次の

通り。

-233-

JAERI-M 87-139

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0.085 0.03

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0.872 1.461 2.137 3.067 1.181 1.844 I 2.967

2.222

4.015 4.963

5.063

6.612 7.556 8.233 7.85

Fig. 4.3-1 ACD Radial Build

-234-

JAERI -M 87 -139

① ガードリミタの設置{ただし.上下にダイパータが設置されるので，インボード第一壁

のみ設置)

② 第一壁の交換はアウトボード部のみとし，従って外側可動遮蔽のみが分解・引抜きが可

能な構造である。。③ 固定遮蔽とプラズマ真空容器は一体化構造である。

@ 外側可動遮蔽はプラズマ側11:近い部分以外は水遮蔽構造で，アクセスドアとー体化構造

である。

22zω

Fig. 4.3-1 ACD Radial Build

-234ー

JAERI-M 87-139

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Fig. 4.3-2 Elevation view of FER (ACD Type)

-235-

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JAERI -M 87 -139

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Fig. 4.3-2 Elevation view of FER (ACD Type)

-235-

JAERI-M 87-139

4.4 £ £ »

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ACS«Pil!l!',«r*^tt^«*lte*«*St*«*liPiO«k5>LSo

- 2 3 6 -

JAE悶ーM87-139

4.4 まとめ

ACD炉は，プラズマ主半径が約4m，副半径がO.95mのコンパクトな炉心である。経済性

評価では， ACS炉に較べ若干の差で劣ること，ダブルヌルダイパータであるため上部ダイパー

タ交換が若干複雑であるζ と，および. K= 2.0であるためプラズマ上下位置制御用シェル・制

御コイルの条件が厳しいこと.等の塑由lとより主自信として採用されなかった。このため充分な投

計検討を実施しなかったが.非常にコンパクトで，かっ上下対象構造の魅力ある炉となっており，

ACS炉と較べて大差芯い優れた素養を有する候補炉心と云える。

-236-

JAERI - M 87 - 139

5. M I N I f

5. t « £

MINI mt, 3 * btSMZIkmUIT, JWBâfiBBttWS^-C^S#ifc*7Va>D (OH =" 4 *©#!&«** 15 VS £ Lfct t^)*i i tRL. ô7°7Xv^p]^ j t«=2 . o*s<fct>'->y

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fltis£ Lfco

frotfSJ&fe ACS © 12*>& 6 »c« Z+mft LtZo

5.2 S t t t t *

MIN I^(i*SI^:i!gg^W^f4^ffl*70-> a>'D*)8l/c-rfe©-e. Sao / jNSf t ' f i a* b tt£«77ii# Life**"?* So

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© 0H3^;i/ffl^^li^[il5VS, <D «&B#RS3<iioog>ra-c*set,

- 2 3 7 -

JAE阻-M 87 -139

5. M 1 N 1炉

6.1 概要

MINl炉は，コスト低減を最重視して，次期大型装置検討科会で示されたオプションD(OH

コイルの供給磁束を 15VSとした仕様)を選択し，かっフ。ラズマ非円形度/C=2. 0およびシン

グルヌ Jレダイパータを基本仕様とした炉である。炉心サイズは候補炉心中最小の，プラズマ主半

径が約3.8mで，経済評価では最も安価となる見通しを得ている。

OHコイルの供給磁束を15VSとしたため，燃焼時聞はACS炉の 800秒から 100秒に短か

くなっている。

シング‘JレヌJレターイパータで. /C=2.0としたため，下部外側PFコイルは赤道面付近11:設置し

たケースが， PFコイルの総電流量，蓄積エネルギーが最小となるため，赤道面付近11:設置する

乙ととした。したがって，可動遮蔽を交換する際PFコイルと干渉するため，可動遮蔽を設けず，

第一壁(アーマ)の損傷・破績に対しては， in-situで修理交換を行なう方式とした。

in-situのマニピュレータで第一壁全域が修理できる乙と，ガードリミタの引抜き領域と

PFコイルが配置上干渉する乙と，およびコスト低減を重視した乙と等の理由iとより，ガードリ

ミタは取付けない乙ととした。

第一壁全面は，グラファイトアー?を取付けるが， in -situで交換できるようにするため，

機械結合式とした。乙のためアー?を直接冷却する構造は工学的にむず.かしし幅射による間接

冷却方式を採用した。

ダイパータは他の候補炉心と同様に一括一方向引抜き・挿入ができるように 12分割したセク

タ一方式とした。真空排気ダクトはACD炉と同理由により，炉心構造物の支持脚と兼用せず，

ダイパータ遮蔽内11:設けたダクト lとより，炉心部外側まで引出し，専用の排気ダクトに連結する

構造とした。

.t=2.0のプラズマは，上下位置制御性が悪しシェルは，トーラス方向lとほぼ全周設置し，

かっ分割数も ACS炉の 12から 611:減らす設計とした。

6.2 段計仕様

Ml N 1炉は次期大型装置検討分科会のオプションDを満たすもので，装置の小型化・低コス

ト化を極力追求した炉である。

Table 5.2-1 11:設計パラメータを示す。 ACS炉と比べて異なる主な点は

① 主半径が3.8mと小さくなっている乙と，

@ OHコイルの供給磁束は 15VS，

③燃焼時聞は 100秒間である乙と.

等である。

-237一

http://tzT-7.fr

JAERI-M 87-139

Table 5 .2 -1 MINI Design Parameters

Plasma major radius R 3.84 m Plasma minor radius a 1.02 m Plasma elongation K 2.0 Plasma triangularity 6 0.2 Aspect ratio A 3.76

Field on plasma axis Br£ 4.58 T Plasma current IP 8.37 MA Safety factor ^ 2.6 Beta toroidal burn average 3 6.28 Beta, DT 3DT 5.10 Average DT ion density ni 1.19* 10 2 0 m - 3

Average electron density ne 1.33* 10 2 0 m" 3

Average ion temperature and electron Ti(Te) 12 keV

Peak thermonuclear power pth 375 MW Burn time tburn 100 sec Dwell time tdwell ^300 sec Number of pulses 1.8X101* Lifetime fluence 0.3 MW«Y/m2


Thickness between plasma A 1.06 ID and magnet Divertor type Single Null OH flux <t>rm 15 v>s

- 2 3 8 -

jAERI -M 87 -139

MINI炉では分解修理を極力小さくする考え方を採るため，第一壁修理は in-situで行なう。

ダイパータは他の炉構造と同様一括一方向引抜き，挿入の交換方式とする。

Design Parameters

3.84 R

MINI Tab1e 5.2-1

P1asma major radius

P1asma minor radius

m

m 1.02

2.0

a

ドtP1asma e1ongation

P1asma triangu1arity 0.2 古

3.76 A Aspect ratio

T 4.58 BT

lp

Field on plasma axis

MA 8.37 Plasma curren t

2.6 q4

B

Safety factor

6.28

5.10

1.19XI020 m-3

1.33x1020 m-3

sDT

ni

n e

Beta toroida1 burn average



Average ion temperature and e1ectron

keV 12 Ti(Te)

MW 375 Pth

tburn

Peak thermonuc1ear power

sec 100 Burn time

sec

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JAERI-M 87-139

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- 2 3 9 -

JAERl-M 87 -139

全体構造概念

MI N 1炉の構造計画は他の炉形と異なり，性能上は必要最少限にとどめ，装置の小形化(重

量比 709彰)を計り，製作賢用の低減を目ざすことを目的とした。

次の条件を前提とした。

① 遮蔽体は炉心より引出さず，アーマ交換により対応する方式とする。従って遮蔽体はアウ

トボードとインボードが一体になり簡素化された。

ガードリミッターは PFコイルの配置領域を制限するため，取り付けない方式とする。

ダイパータは従来週りの機能を生かすため，一括引き抜き方式とする。

インボード側の厚みム値(インボード側の TFコイルよりプラズマまでの距離)は 1060

mm (他炉形の 94%)とし，アウトボード側は生体遮蔽のため，断熱真空容器 (CRYOSTAT)

を二重構造にし，その中へ水を入れ，遮蔽効果をおぎなう方式とする。

5.3

②

③

@

炉本体全体の概念

MI N 1炉本体の縦断面を Fig.5.3-1に，炉本体の水平中心の平面断面をFig.5.3-21I:，

ダイパータの引抜きに関する平面断面図を Fig.5. 3 -3 11:示す。

炉本体は以下に示す構成になっている。

① 炉本体のトーラス構造体は第一壁を内面lζ有し.固定遮蔽体及びプラズマ真空容器より成

り，ダイパータを下面lζ設置する。

@ プラズマ位置制御コイル(以下制御コイルと略す)は固定遮蔽体とプラズマ真空容器との

聞に設置している。

卜dイダル磁場コイル(以下TFコイルと略す)は 12個より成り，

5.3. 1

③

方向11:.等間隔で配置する。

④ ポロイダJレ磁場コイル(以下PFコイルと略す)はジ aール加熱用とa プラス'マ制御用な

どを目的とし， TFコイルの外周lζ設置し 18個より構成している。

⑤ 断熱真空容器(クライオスタッ卜ともいう)は本体の外周lζ位置しa 底部，胴部および上

蓋部より構成する。

@ 支持構造は，プラズマ真空容器を支持する支持体 (Support Leg). TFコイルを支持

する断熱支持体. TFコイルの向心力を支持する中心支柱 (BuckingCylinder)と断熱

支持体より構成する。

極低温tζ冷却された超電導コイル群への断熱をするための熱幅射シールドが，図中の点線

で示しである。

トーラス構造体の周

①

第ー壁と固定遮蔽

MI N 1炉の遮蔽体はインボードとアウトボードを分離せずに，一体構造とし. RFダクトは

最外周 PFコイルの配置を優先したため 5。の角度で傾斜して取り付けた。文. PFダクトの

下部にはダイパータの分解修理用アクセスポートを設けてある。

第一壁Iζは機械的取付方式のグラファイ卜アーマを全面に取り付け. in -situで交換できる

-239一

5.3.2

JAERI-M 87-139

5.3.3 7°7X-7 3^!gg§ T ' ^ X ^ ^ f g l i , h -7X^|S l$TF =M SRi TF => 4 F^SBIC* n ^ * l l 2 £9J$ ft,

7°7X^S^gSrt©«^gPM(d;*'-f^-^ffi«fc«3, 12i@ffl**? h^ f f t t ô T ^ X v ^ g E g g f i h - ? * ; ^ ® l ^ - y f f i fS f 0. 2mQ ) *m&-fZ>tzib, %Z.ZfY-7

zJjft'>*>\'ftM&&/J>K <tZtzl6TF =>4 JUgfr H@*i£ 6 @f§rKgf&'*n - ; * £ # A * So 7 * 5 X v * g g £ © S * 3 a * t t . TFa- f^BBK12a3rKt f . * # m a 8 S © f i * K 8 M M -

So

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ffi*§&£ffl&tffc$&a5«Ji£ Lfco C©fca«ffigSHOT*300mmKLfc.

5.3.4 ?4'<-9

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fcrtfL, ACSÔJc^ i t ^m^*^ l - ^ ^^Wi^ f f l -T -SC i f i , * ' ' f '<-*£* i j»3>f.« '© EH±HJ1T?*«J. * M . ' < - * « K « * * $ * « B f £ L T P 5 .

5.3.5 MrftX$gS

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±»»i±-«Wtt(«R©^»Jt:«B!J*ff lv^r. * ¥ g D K * f r u /M*g (8SB©¥S) * o. l > - 2 4 0 -

]AERI -M 87 -139

構造としている。なお，第一壁は遮蔽体と一体化している。

遮蔽体の構造は各々 12個から成るTFコイル部と. TFコイル間部tζ分害1]されており，初期組

立でトーラス方向IC:連結する。 TFコイル部ではプラズマ真空容器と一体構造とされている。

遮蔽体のアウトボード部には第一盛の後方IC:導電シェルを内蔵する方式にしてある。

遮蔽体の核発熱IC:対する冷却は，遮蔽体を一つの圧力容器とし， ζの中に冷却溝を有する仮状

遮蔽を内蔵させる，いわゆる"どぶ漬方式"による冷却流通方式にした。

5.3.3 プラズマ真空容器

プラズマ真空容器は，トーラス方向をTFコイル部と TFコイル間部にそれぞれ 12分割jされ，

溶接結合iとより環状lとする。

プラズマ真空容器内の真空排気はダイパータ部より. 12個のダクトで行なう。

プラズマ真空容器はトーラス方向の 1ターン抵抗 (0.2mO)を確保するため，およびトーラ

ス方向シェル分割数を少なくするためTFコイル部 1個おき 6箇所IC:溶接ベローズを挿入する。

プラズマ真空容器の重量支持は. TFコイル聞に 12箇所設け，断熱真空容器の底板に設置す

る。

プラズマ真空容器のインボード側の壁厚は 100mm程度で大気圧に耐えられるが，プラズマデ

ィスラプション時の渦電流IC:伴う電磁支持を考慮すれば，初期組立時IC:接合部を全溶接構造とす

るζ とが望ましい。しかし板厚分を全溶接すると熱歪が大きくなる心配があり，機械的接合と薄

仮溶接を組合せた接合部構造とした。 ζのため真空容器壁厚を 300mmlC:した。

5.3.4 ダイパータ

ダイパータ板は熱負荷条件がきびしく，分解修理の頻度が多いと考えられ，

容易に交換できるよう一体引き抜き方式lとしてある。

ACS炉と同様に

ただし. ACS炉のように排気ダクトを支持脚と兼用することは，

配置上困難であり.ダイパータ遮蔽部を真空排気路としている。

ダイパータと制御コイルの

5.3.5 断熱真空容器

断熱真空容器は超電導コイル群への熱桓射を極力低減するよう，内部を真空排気するもので，

底仮部と胴部および上蓋部より構成する。

一周抵抗を考慮して容器の壁厚は実効厚さ 200mm以下とし，強度上リプ構造とする。

胴部IC:は生体遮蔽のための水タンクを設けた。従って2重壁構造になりa 耐震上の強度向上に

も寄与する ζ とになる。

底板部は，従来(J AERI -M 85-177(1)P345 Fig. 4.2.4 -2 )コンクリートの上に厚板を

置いた方式であった。今回は，コイル群の電流供給線を底板貫通し，引き出す方式も可能である

よう 2重板リブ構造とし，メンテナンス時人聞が床板上下板聞に入れるよう考慮した。又，輸送

時を考慮し，中心部を直径 7mの円盤状とし，外周側をセクター状IC:分離して，据付時組合せ，

接合部はボルト結合及び真空シール溶接構造にした。

上蓋部は一般的な鏡板のす法比例則を用いて，大半径DIζ対し，小半径{角部の半径)を 0.1

-240-

JAERI-M 87-139

ItZo

t 19300

Fig. 5.3-1 Elevation View of MINI Reactor

-241-

JAERI -M 87 -139

DIとして，従来11:比べ高さ寸法を小さくした。文，上蓋構造は 200rnrn板11:相当するリブ構造11:

しfこ。

Fig. 5.3-1

丁一一一一一

Elevation View of MINI Reactor

-241-

4ym~佃

骨、暗4V

司hv内ト~

JAERI - M 87 - 139

Fig. 5.3-2 Plan View of MINI Reactor

242-

]AERI -M 87一139

/ ノ¥

Fig. 5.3-2 Plan View of MINI Reactor

-242-

I

JAERI-M 87-139

Replaceable Zone of Divertor

Sector in which a divertor module is removed.

R4-I30

Null Point Divertor Plate

Z-Z6IS

* *

-t-*— a JLJL 22J

Fig . 5 .3 -3 Plan View of D i v e r t o r

- 2 4 3 -

]AERI -M 87 -139

Reolaceable Zoneof DivertQr

Fig. 5.3-3 Plan View of Divertor

-243ー

JAERI-M 87-139

5.4 vimm&a.rRu&M • »«ivx5 iA©«t«*it 5.4. i ®mm&3.r

(1) 8 # & #

® mmmm ® RF ?*? h © mmn%.®$s < 9 => * * * 9 v \- > ® *?»£&& ® 7°7*'vj |£!gg§ffl£#£

(2) fflST^MI M I N I ^©SJffliffiai^llB* Fig. 5.4.1-1. 5.4.1- 2IC^to t*l£fflBI£#JILT*Uffl

fflSl^flS* Table 5.4.1-1 l c ^ 0

s*nttio»tB£o¥inttvmxs85od%v«asau:iciiWL. wasaa*^ . K D-r *OMH§=M**»• u Kansas*^, H D* y*Qm*^A/SRHL, TF = A

e t t f c ^ K £ g g © H « & t f R F * p * h t t i r * » & * . <:©±Jc»rlftg£gS§0±MS!$S-

- 2 4 4 -

JAE悶-M 87 -139

5.4 初期組み立て及び分解・移動システムの概念検討

5.4. 1 初期組み立て

炉本体の設計条件として，初期:組立方式の概念を考えておく必要があり，詳細については製作

段階で各部を検討し実施する必要がある。

(1) 基本条件

ダイパータは分解修理する乙とを前提として，本項で省略する。トロイダル磁場コイルとプ

ラズマ真空容器のどちらを先lζ組み立てても良いが，本炉心構造上TFコイルを先lζ組み立て

ても真空容器および遮蔽体の初期組立工程に大きな影響がないため，基本的11:はトロイダル磁

場コイルを先11:組立てた後11:プラズマ真空容器，遮蔽体.PFコイルを組み立てる方式とする。

組立の対象構成品を次に示す。


② ポロイタツレ磁場コイル

③ プラズマ真空容器

@固定遮蔽

⑤ RFダクト

@断熱真空容器 fクライオスタット)

⑦断熱支持台

⑨ プラズマ真空容器の支持柱

@ 真空排気用ダクト

(2) 組立て手順

MI N 1炉の初期組立手順を Fig.5.4.1-1，5.4.1-211:示す。乙れらの図を参照して初期

組立手順をTable5.4.1 -1 1乙示す。

基本的な初期組立の手順は断熱真空容器の底援部を基礎上に設置し，断熱支持台を並べ，ト

ロイダル磁場コイルを設置し，断熱支持台を並べ，トロイダル磁場コイルを設置し， TFコイ

ル聞を互いにキ一等で結合する。次にプラズマ真空容器.固定遮蔽体および外周側のプラズマ

真空容器を吊り込み，機械的結合の後，溶接による真空シールを行ない，トーラス構造体に組

上げる。

乙れIC断熱真空容器の胴部及びRFダクトなどを組込み.乙の上に断熱真空容器の上蓋部を

設置する。

なお乙れらの途中工程で・は熱桓射シールドを各段階において，組込む乙ととする。

-244-

JAERI - M 87 - 139

Table 5.4.1-1 Init ial Construction Procedure of MINI Reactor (1/2)

3«Na ft rt S % & m fcS & ift

1 a l b

3a 3b

4a 4b

5a 5b

7a 7b

8a 8b

9a 9b

Nal Nal2j

h n 4 ?j\,a A >\s (JilT TFC £ B § t )

Nal-fe**—.J3£®fgrtJSffliJ£ffii9iA*. $ $

Nal, Nal2 i&mit (^ffitiSIS, K £ M # ) £ TFCNal , 12rt^-f*S»3 L, ffliAtr0

Na2 Nail

Na2 Nal2

TFC£!£u

CÎIS2i|SlL;)

3^^±T*60°^*i f f i iA

Na2 ] TFCF«3îiiKf**itiii Nail.

C#llgNa3a, 3b tmf)

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TFCft 'MES *2gSB*rtJS

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T F C f i a ^ * - *

T F C F " 3 « a § ^

2 4 5 -

JAERI -M 87 -139

Table 5.4.1-1 Initial Construction Procedure of MINI Reactodν2)

手JI憤No. 組立内，廿~ 支持法結合法

1 a Nalj 卜ロイター断熱支持台 TFC間ヘキーを

1 b No.12 を設置打込み

2 No. 1セクターへ真空容器内周側を吊り込み，支持支持柱，他

柱，他補強材で設置する。

3a No. 1. No. 12遮蔽体(高抵抗部，真空壁有)を TFC内へ仮置真空容器聞を内周

3b T FC No. 1. 12内へ一体吊りし，組込む。溶接結合

(吊用雇が必要)

4a 断熱支持台 TFCヘキーを

4b N且11 打込み

5a Na2) セクタぺ空容問側欄支持柱，他 TFC内真空容器

5b No. 12 J (手11国2と同じ〕と内周溶接結合

6 制御コイル上下共印。分を組込

7a IU21 Tmへ蹴叫 TFC内へ仮置真空容器聞を内周

7b No.ll 溶接結合

〔手順N0.3a. 3bと同じ〕

8a 断熱支持台 TFC間ヘキーを

8b No.IO 打込み

9a 恥 ~J セクターへ真空欄設置支持住，他 TFC内真空容器

9b No.llJ C手順No.2と閉じ〕と内周溶接結合

'

t

i

l--;Illit--li

-245一

JAERI-M 87-139

Table 5 .4 .1 -1 ( C o n t ' d ) ( 2 / 2 )

llllNa m A rt g z & -m fo a n£

10 a Na3 TFC^îiiK»;*«§JA TFCrt'MSE K3*g»i£rtjg 10 b NalO ?§&*££

CÎIISNa3a, 3b ill]C)

11 [TFC Na4~9 &:«£ :§#§ , &«&?$ TFC Na3£4

180° #£^m i ~ io tmmms. &0>'9£ 10 F B ^

12 a Na4 -te:? * —^S^^^îiffliJ^ffi <9 & • £ftft T F C g £ : g f g £ 12 b NalO, ®m&

13 £ * ? ? - ( 12{@)rB1^JiiS(*;&ffif9iA*. - mmimmm&

14 £-fe 9 9 - ( 12 M ) F^g£!g3gWiffliJ£S9 ^ t- ZS&K rtffliJSO'TFCrt ii<& m

15 um^t^ &•* 9 ? -^m&

16 PFC Nal8£$IiA

17 12^ff lLfc»f l ! f tS^SS(^7 ' f^x^-v h ) — *r^hSO>*->-^ 4>9i?£ffiOiA& !§&

18 RF ^ ? hfflii ^JU i? + — <t ^ D

- 2 4 6 -

]AERI -M 87 -139

Table 5.4.1 -1 ( Cont' d) (2/2 )

手順No. 組立内容

:::lU。)TFC内へ遮蔽体を組込

11

〔手順No.3a，3bと同じ〕

(TFC Na4-9及び真空容器，遮蔽体等

180。分を手順 1-10と同様に組立

支持法結合法

TFC内へ仮置|真袋容器聞を内周

溶接結合

T FC No. 3と4

及び9と10間へ

キーを打込

12 a セクターへ真空容器内周側を吊り込み|支持住 TFC真空容器と

溶接結合

13 全セクター(12個)間へ遮蔽体を吊り込み遮蔽問機械的結合

14 全セクター(12個)間へ真空容器外周側を吊り |ダクトを支持11:I内側及びTFC内

込み |使用 |真空容器と外周溶

15 制御コイル各セクターへ組込

16 I P F C No. 18を組込

1'7 I 12分割した断熱真空容器(クライオスタット)

中胴を吊り込み

18 I RFダクト組込

-246-

接結合

ボルト及びシール

溶接

ベルジャーとベロ

ーズを介し，シー

ル溶接

TF Coil

to

I

Shield © ® ©. <g> Control f V«u» / C r y o s m j „ ^

0 0 , 1 / S r d ) / ( H " d l e T r u n l (»

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Fig. 5.4.1-1 MINI Reactor Assembling Process

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JAERI-M 87-139

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2) g $ « t t in-situ fls3Bl$, 1$fc |!aff l±t tSSU«SJi^*tt lO , R/h(jF£±^ H»)T?*« .

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1) - > X X A $ B £

- 2 4 9 -

JAERI -M 87 -139


(l) 基本条件

1)分解・修理の対象となる炉心機器

MINI炉炉本体構造物の分解・修理上の特徴は，他の炉型と異なり，可動遮蔽を持たず，

第1壁(アー7)の損傷，破損に対しては in-situで修恕.交換を行なう乙とである。た

だし，ダイパータ11:対しては他の炉型と同様，ダイパータ遮蔽と一体でモジュール交換が行な

われる。したがって，炉本体構造物で分断!・交換の対象となる主要機器は以下の泊りである。

・ダイパータ

• RFランチャー

- テストモジュール

- 計測装置

計測装置を除いた上記機器の概略寸法.重量を Table5. 4.2-1 11:示す。計測装置に関し

ては，形状，取付方法等の構造が現段階では十分明らかiとされていないので，今回は検討を行

なっていない。

2) 環境条件

in-situ作業時，特に問題となる第 1壁表面線量率は1D6R/hC炉停止 1日後)である。

(2) 基本計画

1)基本方針

分解・修理システム設計lζ先立ち，以下の基本方針を設定した。

① 真空容器内機器の点検・検査，第一盛(特!とアーマタイル〉の修理，交換は計画外

作業も少なくないと考え，そのための炉停止期聞を極力少なくするように真空を開放せ

ず. in-situ 作業で行なうものとする。

② in-situ保守のためのメンテナンスポートは，トーラスの対向する 2つのポートに

設けられ，それぞれのポートから左右 90。の範囲までを対象とする。

③ ダイパータの修理は分解・修理室へ移送されて行なわれるものとし，ダイパータ遮蔽

と一体となったダイパータモジュールとして，交換される。乙の交換作業は取扱い重量

・大きさ，交換システムの簡素化等を考慮してa 真空を開放して行なう乙ととする。

@ テストモジューJV. RFランチャーの分解・修理，交換も計画作業が主であり，分解

・修理システムに対する要求を極力少なくするため.真空を開放して行なうものとする。

2) 分解・修理手順

第 1壁(アーマタイル)以外の分解・修理は ACS炉と同じ方法であるので. 3.4.2を参

照されるものとし，本項では，アー7 タイルの交換手順について示す。

ア- 7タイルの交換手順を Table5. 4.2-211:.交換作業概念を Fig.5.4.2-1 こ守す。

(3) 分解・修理システムの概念検討

1) システム構成

本項では.炉本体室内で行なわれる作業に関する分解・修理システムについて検討する。

炉本体機器の分解・修理システムは以下11:示すシステム・装置から構成される。

(j)交換システム

-249ー

JAERI-M 87-139

© RF 7 >?•*-•£$&•>z.7-A © f x h t v ' j - 3§g& •> X -f A

(ii) ffiSKffl. #W£B

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SSSffirt/SHft • M O B * / ? 7 r O r - 7 M 'i/®£&ftS£8£8£rt$®n$

(iv) ^ I f l M - f t S i ' x f i (V) ®%feXWM

£Stt fe©o*.jaTKW*t*.

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2) J ^ g f U W ^ x r A 8Sg«§rt»fri'*7 lAlfc3:*Figs. 5.4.2-2, 3 fc«*o

( |) T i t ' ^ - ^ x M -

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(jj) T i t ^ l z - ^ i / ^ f A

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5. 4. 2 - 4 ft;jrf 0

- 2 5 0 -

JAERI -M 87 -139

ダイパータモジュール交換システム

RFランチャー交換システム

テストモジュール交換システム

①

②

@

(jj) 揚重設備，昇降装置

① 天井走行クレーン

@ ホイスト，チ且ーンプロック等

@ 昇降作業台

(111) 真空容器内保守システム

真空容器内点検・検査のほかグラファイ卜アーマタイルの交換作業を真空容器内部の真空

を維持したまま行なう。

flv) 炉室内点検・検査システム

(V) 特殊治工具額


① イン r~クトレンチ

② リップシール溶接機，切断機

以上の各システム，設備は真空容器内保守システムを除いて，他の炉型のそれと基本的11:

同じであるので.次項では特に真空容器内保守システムについて記述する。

2)真空容器内保守システム

真空容器内保守システム概念を日gs.5.4. 2 -2.

(1) マニピa レータチ且ンパー

3 11:示す。

マニピュレータシステムおよびアーマタイル等を格納して移送するための容器であるとと

もに，真空容器(メンテナンスポート)と結合して，真空容器内保守時，真空バウンダリを

形成するための容器ともなる。

チェンパ一入ロポートには移送時チェンパー内部を格納し，主主射能汚染拡大防止用シャツ

タドアが設けられている。

マニピュレータシステム

マニピ且レータシステムは作業用マユピュレータアームとそれを真空容器内所定位置まで

アクセスさせるトランスポータとしての多関節ブーム.自走台車とから構成富れる。

自走台車はメンテナンスポート内でのマニピュレータアームの直線移動を行なうほか，メ

ンテナンスポート 11:突張る乙とによってアームと多関節ブームの自重による転倒力，ハンド

リング作業の反力の支持も行なう。多関節プームは各関節とも水平旋回し，メンテナンスポ

ートから左右 90。までのトーラス領域へマニピュレータアームを到達させる ζとができる。

マニピュレータアームは 2腕式で，適当なエンドエフェクタ.治工具類を使用して各種の

ハンドリング作業を遂行する。アームの制御は視覚システムを使用し，オペレータによるマ

スタースレープモードのほか，計算機制御も可能である。

マニピュレータシステムの基本仕様を Table5. 4. 2 -3 11:，マユピ且レータアームをFig.

i

l

-

-{

5.4.2 -411:示す。

多関節ブーム先端には，点検・検査.保守作業の目務又は監視のため.照明装置と視覚装

-250一

lil-も

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JAEW-M 87-139

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(vi) M F T

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Table 5.4.2-1 Approximate Dimension, Weight and Maintenance Frequency of Reactor Components Maintained

Component Dimension Weight

F i r s t wa l l 1 5 0 D x 2 0 t mm 750 g

D ive r to r module 2 . 2 w x 8 ° x l . l h m 93 t

RF launcher (ICRF) 2 . 7 w x 8 * x 4 h m 110 t

Test module l w x 3 * x 2 h m 18 t

251-ι

震が取付けられている。

(ii1)真空システム

]AErd -M 87 -139

マニピ畠レータチ品ンパー内を高真空にするための真空排気システムがチェンパーに接続

して設置されている。

。v) ベーキングシステム

マニピュレータチ品ンパー内をベーキングして吸着ガスを放出させる。

(V) ゲートパルプ

炉巡転中もしくはマニピュレータ取外し時は本ゲートパルプにてプラズマ真空の密封を行

なう。

(vll 遮蔽ドア

メンテナンスポート入口に設置され，生体遮蔽の機能を有する。

遮蔽ドア冷却配管は Fig.5.4.2-2に示されるように上部から引出され，その周囲の管状

の真空容器および真空容器外冷却配管にベローズが設置されている。乙のベローズにより，

遮蔽ドアを上方に引上げる時の変位を吸収する。

Tab1e 5.4.2-1 Approximate Dimension， Weight and Maintenance Frequency of Reactor Components Maintained

Compαlent Dimension Weight

First wall 150ロx20t mm 750 g

Divertor modu1e W 且 1h2.2-X 8N X 1.1" m 93 t

町. 1auncher (IC即) 7W x 8R. x 4 h 2. T x 8-x 4.. m

Test modu1e 1 -x 3且xZhm

-251-

JAERI-M 87-139

Table 5.4. 2 — 2 Basic Replacement Procedure of Armor Tile

Step Procedure Equipments 1 ^©Sft^ l fc 2 • ^ # * f r * i ' - > ' f l k

3 vitf^-^fx^-rtss^ists. 4 y - h ^ T H S f r t t ? . 5 «Kh '7£Mt tSo 6 K^gSgrtK v r. tr * ! • - ? £ j f A U r - ^ ^ - f v i / © • * f f i » S r t - 7 - t f - w - ^

* * * ( T t t - 5 o • 7 7 •*>«- ;* a -7 ° , ITV

7 v ^ t ° i u - ^ ^ - 7 — t ° a t ' - .^ f -a. y < - f t t c ^ L , • * f f l 8 S r t ^ - t f * i ' - ^ #f7-^*4vwR*|<j0?t( jy&. %r—v94Kfttn •yx- rA

. 7 r > ( / < - x 3 - 7 ,

1 ITV

8 ttfflr—**4**flW1.L, « r r - v ^ ^ ; u * ^ # f c ) - 5 0 • K f f i S S r t ^ * t f - i ' - * •yx f -A

9 atlKKTSBBi;*. 10 y-h/«/i/7*B!M*fftt-5o 11 'jL#ffiT9\s-v m

12 *pffliH£3B8

- 2 5 2 -

JAERI -M 87 -139

Basic Replacement Procedure of Armor Tile

Step Procedure Eql，lipments

炉の運転停止

2 マニピa レータチェンパーをメンテナンスポート iζ取イサ -天井走行クレーン他

ける。

3 マニピュレータチェンパー内を真空引きする。

4 ゲートパルプ聞を行なう。

5 遮蔽ドアを聞ける。

6 真空容器内にマニピュレータを掃入し，アーマタイルの -真空容器内マニピュレータ

検査を行なう。システム

-ファイノイースコープ， ITV

7 マニピ晶レータをマニピa レータチェンパー内に戻し， -真空容器内マニピュレータ

新アーマタイル収納の箱(以後，新アーマタイル箱と呼システム

ぷ)と破煩アーマタイルを収納する箱{以後，破損7- -ファイパースコープ， ITV

マタイル箱と呼ぶ)を保持し，再び真空容器に入れる。

8 破鍋アーマタイルを取外し，新アーマタイルを取付ける。 ..空容器内マニピ晶レータ

新.破損アーマタイル箱を保持して，マニピa レータをシステム

マニピ aレータチェンパー内lζ引戻す。

9 遮蔽ドアを閉じる。

10 ゲートパルプ閉鎖を行なう。

11 マニピュレータチェンパーをメンテナンスポートから取 -天井走行クレーン他

外す。

12 炉の運転再開

-252一

Table 5. 4. 2 -2

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JAERI-M 87-139

Table . 5 . 4 . 2 - 3 Main S p e c i f i c a t i o n of Manipulator System

LOAD CAPACITY OF MANIPULATOR ARM 100 N

DEGREES OF FREEDOM (EXCEPT END EFFECTOR)

ARTICULATED BOOM (INCLUDING BOOM EXTENSION) 6 (P-P-P-P-P-R)*

MANIPULATOR ARM (TWO ARMS) 6 (R-P-P-R-P-R)*

CONTROL METHOD

COMPUTER CONTROL

INCLUDING OFF-LINE TEACHING BY ROBOT LANGUAGE OR TEACHING/

PLAYBACK CONTROL WITH MASTER/SLAVE MANIPULATORS

ON-LINE DIRECT CONTROL BY MASTER/SLAVE MANIPULATORS WITH VISUAL

AND FORCE FEEDBACKS

VIEWING

STEREO TV SYSTEM

* P AND R DENOTE PIVOT AND ROTATION MOTIONS OF JOINTS, RESPECTIVELY.

Fig . 5 . 4 . 2 - 1 Attachment of Armor T i l e

- 2 5 3 -

JAERI -M 87 -139

Table. 5.4.2・3 Main Specification of Manipulator System

LOAD CAPACITY OF MANIPULATOR ARM

DEGREES OF FREEDO阿 (EXCEPTEND EFFECTOR)

-・・・・ 100 N

ARTICULATED BOOM (INCLUDING BOOM EXTENSION)・一一 6(P-P聞 P-P-P-R)合

MANIPULATOR AR阿 (TWOARMS)

CONTROL METHOD

COMPUTER CONTROL

INCLUDING OFF-LINE TEACHING BY ROBOT LANGUAGE OR TEP.CHINGI

合

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PLAYBACK CONTROL WITH MASTERISLAVE MANIPULATORS

ON-LINE DIRECT CONTROL BY MASTERISLAVE MANIPULATORS WITH VISUAL

AND FORCE FEEDBACKS

VIEWING

STEREO TV SYSTEM

* P AND R DENOTE PIVOT AND ROTATION阿OTIONSOF JOINTS， RESPECTIVELY.

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BASE PLATE (FIRST WALL

BOLT

Fig. 5.4.2-1 Attachment of Armor Tile

-253ー

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Fig. 5.4.2-2 In-vessel Maintenance System (Vertical View)

r.~一寸一一一一一一…一一一ー

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In-vessel Maintenance System (Vertical View) Fig. 5.4.2-2

Manipulator Inn.

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Articulated Boom

Shield Door

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Carriage

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15 ml •!n

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Fig. 5.4.2-3 In-vessel Maintenance System (Plan View) SECTION A A

』〉閉包

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工n-vesselMaintenance System (Plan View) Fig. 5.4.2-3 画

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ACTUATOR

Fig. 5.4.2-4 In-vessel Manipulator Arm

』〉開目白

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In-vessel Manipulator Arm F1g. 5.4.2-4

JAERI-M 87-139

5.5 aVy-K-^vHBiS:

5. 5. 1 3S-H SfS-^ffltfilfiin-situ £<®5£LTl*S©T, tSWWS&T-•<?-* >f 7"£$ffi-f5o fe&

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MINI ^Tl i^M^' -^^^ff l^ ' l l^^©^^*^^^^^/ :^) , $-§tti£T in-situ t?

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DI50

Graphite armor G r a p h l t e b o | t

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1 —\Jj Graphite v-^

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ITS

brazing ?

CM

V

brazing ( ) ( ZJ CZ )

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brazing

) CM

V

S.S. substrate

Fig. 5.5.1-1 Mechanically attached armor of MINI

-257-

]AERI -M 87 -139


5. 5. 1 第一壁

第一壁の修理は in-situを想定しているので，機械的結合アーマータイプを採用する。治金

的接続を in-situで行う乙とは技術的課題が少なくないので乙乙では用いない。

ACS炉では，第一壁のディスラプション保護対策として治金的接続アーマー付のガードリミ

タをインボード側に導入し.乙れとプラズマ立上げ川の民空容器上部のグラファイトリミタ以外

はベアステンレスの第一盛を用いている。乙れは可動適厳の分解修理を仮定しているからで，

MINI炉ではダイパータ以外の炉心部分の分解を行なわないため，第一壁は全て in-sit uで

修理する。

第一援の構造を Fig.5. 5. 5 -1 IC示す。第一壁は三層から構成される。即ち，ステンレスの

冷却基板の上にグラフファイトをろう付し，さらに乙の上ICグラファイ卜文は C/Cコンポジッ

トのアーマーをボルト締めする。アーマーはプラズマディスラプションで領傷する乙とが予想さ

れるが，本構造ではいわばアーマーが二層になっている乙とから次の利点がある。

プラズマディスラプション時IC第一壁IC入いる熱は極めて短時間であるので.損傷は受熱面の

表面近傍iζ限られている。乙の部分にき裂を生じ，進展してアーマーが脱落しでも，冷却基板は

グラファイトに覆われているから，プラズマに直接面する乙とはない。一般にアーマーが脱落し

た部分は，他の第一壁表面より引込んでいるから，プラズマディスラプション時の熱負荷は低減

される。従って，いくつかのアーマーが脱落しでも装置の連転を続ける乙とが可能である。乙れ

は，アーマー脱溶の監視の必要性が軽減される乙とにもなる。又，冷却基板上のグラファイトは

治金的IC接合しであるから，冷却基板への熱の流れは熱伝導のみとなって，機械的接合アーマー

を冷却基板に取り付ける例に比べて冷却基板上の温度勾配は小さくなる。アーマーの交換は，従

来の機械的接合アーマーと同じく，真空雰囲気中で可能である。

ロ150

Graphite armor Graphite bolt

Graphite

brazing ( ) () (J T S. S. substrate

Fig. 5.5.1-1 Mechanically attached armor of MINI

-257-

JAERI-M 87-139

5. 5. 2 MWi

(i) tm&tt M I N I ')P<Dmmfafc-o^r, 4 v$- KffliJIiAffi* 1060 mm iOStfel, iiiKftlf&S-

675mmiLT, ^ f tM&fciTte ?*#-£•. »r*&l£!g3S0lKg|5«dP$ 1000 mm © * * V *S©asfttt*i§i(inlfl!lI Lfc.

X, «f*( iB;£«ff l*£L, »IPIlEattfftt*>ttÔT, îriBKftRfcftt^C tic L fc. (2) iffiScf*©f»>g

'&mfc?>7k¥-WtWm*¥\U.S. 5. 2 - 1 Jejp-fo £ T W # © l 2 l t i , *M '•*-**MPH©JS

T>? h * - Kffi!l©iEiKi*3$Sffl* Fig. 5. 5. 2 - 2 IC, 4 y # - KffiiJ©Jtt#P*ffl£ Fig.5.5. 2 - 3 it^-fo -f v # - Kfflia TF s -f >\<Wl<D?y X-^MQ^WZ-Z: 300 mmi L, TF 3

(3) i«ft©#£P

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(5) *aafc*M-*a&K±©Eit

Cffl£i6, 4 V.-K- KffllJ(i7°7X*v*^^S©^^ ; £'^7"T-- ' l /*-^S: 'e, 7 9 h # - K

- 2 5 8 -

JAERI -M 87 -139

5.5. 2 遮蔽

(1) 設計条件

M 1 N 1炉の遮蔽体について，インボード側はム値を 1060mm Iζ設定し.遮蔽体厚みを

675 mmとして，生体遮蔽をおぎなう意味で.断熱真空容器の胴部に厚さ 1000mmの水タン

ク式の遮蔽体を追加設置した。

文，遮蔽休は固定遮蔽のみとし.分解修理は行なわないので.可動越蔽を設けないことにし

ず.，.。

(2) 遮蔽体の構造

遮蔽f本の水平断面図を Fig.5. 5目 2-1 Iζ示す。右下四半分の図は，ダイパータ水平面の遮

蔽ポスト断固を示している。

アウトボード側の遮蔽体詳細を Fig.5. 5. 2 -2 IC，インボード側の遮蔽体詳細を Fig.5.5.

2 -3 iC示す。インボード側は TFコイル閣のプラズマ真空容器厚みを 300mmとし， TFコ

イル部はプラス・7 真空容器と遮蔽体を一体構造にした。

(3) 遮蔽体の冷却

遮厳体は冷却水を流通できるよう，外周を容器状にして.核発熱量の大きいプラズマ側は，

容器内へ冷却水通路溝を有する板状物を並べ，プラズマより遠い場所はインボード側はスペー

サを介し板状物を並べ，アウトボード側は.スチールボールを封入する方式にした。

プラズマ真空容器及び固定遮蔽は.冷却水通路溝.スベーサ聞及びスチールボールの隙間へ，

冷却水を流通させることより除熱を行なう。

第一壁は遮蔽体とは別流路とし，水冷構造にする。

(4) 遮蔽体の 1ターン抵抗

非円形度IC= 2.0のプラズ?を採用しているため，制御コイル磁場のしみ込みを考慮して，

炉心構造物の 1ターン抵抗は 0.2mUとしている。一方シェル条件は分割数を少なくするとと

を要求されており， TFコイル1個おきの 6箇所lζ一周抵抗板部を設ける設計となった。従っ

て 1箇所の抵抗値は 33μQになり，従来考えていた成形ベローズでは，ベローズ部が大き

くなりすぎるため溶接ベローズを採用した。

一周抵抗部はベローズと絶縁部より構成され，据付時の組立が複雑になるため.遮蔽体を外

部で組立及び検査ができるよう組立工程を配慮した。

(5) 電磁力に対する強度上の配慮

プラズマのディスラプション時に発生する渦電流に伴う電磁力が遮蔽体およびプラズマ真空

容器に発生する。

このため，インボード側はプラズマ真空容器の結合をダプテールキ一方式で，アウトボード

側はカンザシ方式で接合する構造とし，電磁力を支持する。

真空シールは薄板溶接構造で行なう乙ととし，若干の変位は簿仮で吸収する構造としている。

-258-

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Fig. 5.5.2-1 Shield Structure Concept

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JAERI-M 87-139

Electrical Insulation

Inboard Shield

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- 2 6 1 -

JAERI -M 87 -139

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Fig. 5.5.2-3 Shield (Inboard)

-261一

JAERI-M 87-139

5. 5. 3 •> x i\y

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(2) i/xyi/O-sj-ffiifllJi

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£EJS-<§-??&.5 £#* .£<,

B l ± © * K * ' * ; i ^ f e # i 6 * K L < t t - 3 f c * t t , «lf l l t ttt©S&l$llf l4<. X $ g 8 * ) t i K t t © 8

SuiiKS&SifcJ:*), 50msec*lgEJI< &^-0->S;fc«>-eSSo

* ^ W « c 4 s ^ r , i g l t * t l f c i ' x / i / S l i g ( i J £ J f : L i , SSf f lT /X^©-? , 3i&, M®***

- 2 6 2 -

JAERI -M 87 -139

5.5.3 シェ Jレ

(1) 設計条件

MINI炉のプラズマは非円形度 2.0( 95 %磁気面)であり，垂直方向が極めて不安定で

ある。乙れを外部よりの制御が可能な程度1<::不安定成長率を押えるには，相当のシェル構造が

必要とされる。 ACS炉と同様に，制御コイル位置を真空容器内部で，かっ遮蔽体の外側にす

ると，制御磁場のプラズマへの浸込時間は 50msec以上になると予想され.不安定成長時間も

50 msec以上1<::することが要求される。

(2) シェルの寸法と構造

必要条件によれば. Fig，5. 5. 3 -1の搬な桁シェル構造が必要になる。乙のシェルは遮蔽体

内1<::設置されるものとする。

この構造で充分なシェル効果を得るには.外側シェルの前面板は厚さ 2cm .巾1.5 m.側

叡は厚さ 2cm .巾 0.5mを必要とする。又内側シェルは厚さ 2cmで，側板巾 30cmが必要

である。

内側シェルの前面板は外側と同様，中心近くの導体はなくても良い。また，セクター数を12

にすると，シェル側板中心聞の間隔はトロイダル方向lζl度 (R=5mの位置で 9cm )以下

である必要がある。

シェルセクター数を6にすると 2度程度は許容できるが，乙の場合1<::は，遮蔽セクター聞

の前面板近くで電気接続する必要がある。

(3) シェル設計

前1<::述べたシェル条件11::沿って.シェルの設計を行なった。 Fig，5.5.3 -11<::示す内側のシ

ェルは構造，電磁力の支持などに問題があり，本設計ではないものとした。外側のシェルは，

電気的に 60。のセクターをなすものとし， ζの分害IJをFig，5.5. 3 -2 1<::示す。

またシェル問のギャップはできるだけ小さくするζ とにより，シェル効果の向上を図った。

従って，前面板の巾は1.5 mはとれず 1mとした。代りに厚さを 4cmにして，側仮巾を

0.75m にした。このことにより，前のシェル条件とほぼ同等のシェル効果を得る可能性があ

る。

乙の状態をFig，5.5.3 -31<::示す。

(4) シェルの評価と問題点

以上の結果は，燃焼時プラズマの高P時に対してであるが，低ベータ時のプラズマはより垂

直方向に不安定であり，むしろ低戸時にはプラズマの楕円度を1.8程度に下げ，安定性の向上

を図るべきであると考える。

この場合，それに適合した第一壁形状及び.RFアンテナの配置が必要になる。

以上の様1<::シェル条件が厳しくなった事は，制御磁場の浸込時聞が，真空容器や遮蔽体の磁

気遮蔽効果lζより 50江田c程度長くなっているためである。

乙れを解決するためには，制御コイルをより一層プラズ71ζ近い位置へ置く必要がある。し

かしコイルの製作性に問題があるが，検討を望まれる。

本検討において，設計されたシェル構造は必ず‘しも，最適値でないので，今後，制御コイル

及び電源を含めて，検討を進める必要があると考えられる。

一262-

»

JAERI-M 87-139

rm Front Plate Side Plate Outboard

Inboard Shell Shell

Fig. 5.5.3-1 Concept of Shell Conductor

- 2 6 3 -

JAERI -M 87 -139

Front Plate

Plate

Outboard Inboard She.ll Shell

Fig. 5.5.3-1 Concept of Shell Conductor

-263-

t

JAERI - M 87-139

Connection

& f-h Shell S K / Shield Electrical Insulation & f-h Shell S K / Shield

$ > \ r$C\ O IJ •

_

— i ^ > * \ TF Coil

i it i

•&r £ ^

$

Fig. 5.5.3-2 Arrangement of Shell

JAERI -M 87 -139

G

G Electrical Insulation

G

f 石J-- 己矛

o てミ。G Fig・5.5.3-2 Arrangement of Shell

Fig. 5.5.3-3 Shell

一部4一

JAERI-M 87-139

s. 6 mmm

5. 6. 1 Sg-Uffl/tett MINIi^ffl^-il 1*5. 5. 1 afi-e^tJ^KHIl-efltJjJtStlSo C C'Z&ZO&foM'e&ZT

(1) &£*?

35-SI^©&*#l&#(;t AC S #s-eii Fig.3. 2 — 1 J: *9 i g l i W l ^ © ^ - ? 0. 33 MW/m' •C*So C ftlc 7 7 7 4 I- ©&#&*« 6 MW/m3%mz.tiliUh ttV. -H, ') -j -f>\>fflk %!Dl&nffi<Dt£^-'&$l<Dm-M®mn.ffiliO. 13 MW/m2 - e * 5 0

2) f ^ ^ v ' s x l x< x ? / ' ^ -y(C^?>fm.mt Table 3. 2-4,TIfjkZtlZ0 tztzLMlNUpTitetf- h*

'J S^-liiftgLtt^fflT?, 87MJ ©SSS-g®H$ft#£, 87 MJ ©3fS—M£#© 30#© B 8 | l c t f - * y ^ 7 x ? * - 2 t ? f t f f i 3 t t S a £ © f t n ? < & « o i t i t

87 x 10 6/ ( 320 x 104 ) +87 x 106 X 2 / ( 320 x 104 x 0. 3 ) = 208 J / c m ' (15 ms)

£ tt So (2) M&±ft 1) ilSTJUSB*

Fig. 3. 2 - 1 frbfrfrZffilc, m-môm-X&fiM0.33MW/m2 Muffin?*-5 *>£, r -v—»Aofc«ui , {fe©S-ME'Nffl^W£îniiiKffliJ's©^*f£trîfSfe©£-r5c £ ^ t T # 5 o ^£PS^ffliJ(i^*7 7 r > f h i ^ 7 T ' f MOjg*re ,*5#>&, *5iiffifflj«fite#

q = „ . t ( Ti 4 - T 2

4 ) • S

•e**o ^ / 5 7 7 4 KoB»**a8iL, -jisa5£*7ciftii#a?©Baiij^*5: i i • r s t . -sn«o**»6fiW(B«*tta77 tttSo MZLT—?-t$.&t'77741-m ©fflttHaWiW^ffiosW^ 0.67 £^-S0 &±.®&Mt, SfS-SIH©*i0gg, K t f r -

g ^ H * Table5.6- 1 fc*-<h> «;ft|!&ft^&*®flb®ffittK: 11 W/cm 2 OMStflBtt -e&t><0, T-v-^H©&*ZgS{i"£t l -Fft l466 0 C, 1330°C£:*:#fci|{i/i:ô

- 2 6 5 -

JAERI -M 87 -139

5.6 特性癖価

5.6. 1 第一墜の成立性

MINI炉の第一壁は 5.5.1節で示すように三層で構成される。乙乙ではその受熱面であるア

ー7 ーについて，通常運転時及びディスラプション時について健全性を検討する。

(1) 熱負荷

ACS炉で表わされた様な第一堕IC対するit糊11な熱・粒子負荷は示されていないが，炉の形

態は似通っているので.乙乙ではACS炉の熱・粒子負荷をそのまま用いる。

1)通常運転時

第一壁への最大熱負荷はACS炉では Fig，3.2-1より高幅射損失の場合で 0.33MW/m2

である。乙れにグラファイ卜の核発熱量 6MW/m3を加えねばならない。一方，リップル損失

等の熱負荷のない一般部の第一壁の熱負荷は 0.13MW/m2である。

2) ディスラプション時

ディスラプションによる熱負荷は Table3.2-4で示される。ただし MINI炉ではガード

リミターは設置しないので. 87 MJの第一壁面一様負荷と. 87 MJの第一壁面全体の 30撤D

面積にピーキングファクター 2で負荷される熱との和である。従って

87 x 10ν( 320 x 10・)+ 87 x 106 X 2/ ( 320 x 104 X O. 3 )

= 208 J / cm ~ (15 ms )

となる。

(2) 温度上昇

1) 通常運転時

Fig， 3.2-1からわかる織に，第一壁への最大熱負荷O.33MW/m2は局所的であるから，

アー7 ーへ入った熱はs 他の第一壁面への幅射と冷却基板側への編射とで逃げるものとする乙

とができる。冷却基叡側はグラファイトとグラファイトの接触であるから，ある程度の熱伝導

を期待する乙とができるが，その値を特定する乙とが難しいので乙・乙では幅射熱伝達のみを考

えた。

頼射熱伝選の計算式は次式で表わされる。

q=u・， (T14

- T 24 )・s

乙乙で"q.叫んT.Sはそれぞれ伝熱量，ステファンボルツマン定数，信射率.表面温度，表面積

である。いまグラファイトの幅射率を O.8とし，一世部と最大熱負荷部の面積割合を 5: 1と

すると，二重円筒の式から相対轄射率は 0.77となる。ただしアーマーと支持グラファイト聞

の相対編射率は平行平板の式から 0.67とする。以上の仮定と，第一壁聞の熱の授莞及びアー

マーから支持グラファイトへの輯射伝籍条件から第一壁の温度分布を求めるととができる。計

算結果を Table5. 6 -1 1<:示す。最大熱負荷部からその他の領域に 11W/cm2 の熱量が幅射

で伝わり，アーマー表面の最大温度はそれぞれ1466.C. 1330.Cと大きな差はない。

-265一

JAER1 - M 87 - 139

2) f i X77° ->g '•/%$

c i ^ i ^ o ep-fe,

Tm a x = 2 • q y — - — ! — ^

c c f q , t , C p , r, Jtt*ftehl»»Hl*. AMUBH JtM. Jtfift. AMS**-*?**. j ' ^T ' f hr-T-fcWL-tn-etifflfia^nALr,

« . 2 Q 8 / 15 x 1Q-3

m a x ~ 15 x i r 3 v / T . i. 25 • 1. 8 • 0. 3

= 2332 X, (_L#)

(3) &ffiff 6 . ?V/<-:?«£[5|®l<:, ^®aisic$Mt(Dtti i 'SKa>ai««ffFStSe:^

J , 7 7 7 ' ( h©g^&ffif*£#lt©fJif ;&&Kgtf-«fcJ6. l i M * .*4>©J£tfJ • SttJK© #ffc£jBgK#to £&§#*> So CC-c:liJte|5S¥ffiffl«?W7°n^7 A^ffl^rr ' -f x ^ y - V s y$f<D&il • S*l|g*#«>fco Table 5. 6 - 2 fcfttf&ft. Fig.5. 6 - 1 IcSlf tS^S© 1 * 4 t'Wfoft •&&M*7Fto mn.ffi&f<Z)mt)l*-5. 5 k g / m m 2 , g t t 0. 97#-t?#JJ$[$0.91 -*?**„ ^i|JBtffl(£;^(i, 1.1 kg/mm 2 -CJ&flJttt 5. 0 £ t t S 0 Fig. 5. 6 - 2*>S>§SfS£ i g o l K g L S i o ^ - ^ - a i O l i m f f i - e . #8!iiJSffll¥«»'<&g-e*So X, i g i M ^ g S S ©SMEtt. 5lffi '£E«aftarc ,tttt<#tfOlB»***#<, ? * 7 7 7 4 httRliCOjfilfciSHT & & © & * * * ' * &<,

(4) x/N'y^'; v ^ a « a

^^°-> * 'J yfiDftmtikft, # £ * , i f fKi£<h*^t t t t^o Table5. 6 - 3 lcg£-g©

800 g>«*£§ • 1.8 x lO 4@0iffelc>|ifLT35mmi^So C©<IJi peaking factor 2 *

- 2 6 6 -

JAERI -M 87 -139

2) ディスラプション時

ディスラプション時の温度上昇は受熱面近傍に限られているから半無限板の解析解で求める

乙とができる。即ち，

T ___ 2・a I t ".，; π・Cp • r • ~

乙乙で q. t • Cp • r. ~はそれぞれ熱流束.入費削時間，比熱，比重畳，熱伝導率である。

グラファイトアー7 ーに対しそれぞれの債を代入して.

208 /15 x 10-3

Tmax 2・一一一一γ/ωλ10-. .，; If・1.25・1.8.0.3

2332 'c 上昇)

1

1

1

・

j

i

l--illit--l，Bi

l

i

-

-

を得る。通常運転状態のア-7一表面の最大温度は 1466.Cであるから，表面は昇華が起とる

と考えられる。

(3) 強度評価

通常運転時のグラファイト中の温度差はたかだか 100.Cであり，比較的線形の分布であるか

ら動応力の発生も小さく問題はないと考えられる。

寿命を決める因子はディスラプション時の熱衝惨である。アー7 ー材は炉の寿命中交換が考

えられているから，ダイパータ援と同様に，炉の運転に支障のない程度の損傷を許容するとと

ができる。しかしながら乙乙では第一段階として疲労による評価を行う。従って乙の繰返し数

はいわばき裂発生迄の繰返し数である。

グラファイトの疲労強度は応力比の影曹を強く受けるためサイクル中の応力・歪状態の

変化を正確に求める必要がある。乙乙では無限平板の解析プログラムを用いてディスラプシ E

ン時の応力・歪状態を求めた。 Table5. 6 -2 Iζ計算条件. Fig.5. 6-11ζ受熱面表面の 1サ

イクルの応力・歪変化を示す。熱負荷時の応力はー 5.5kg/mm九歪は 0.97%で拘束率0.91

である。冷却時の応力は. 1.1 kg/mm2で応力比は 5.0となる。 Fig.5. 6 -2からき裂発生

迄の緑返し数のオーダーは 10回程度で，き裂進展の評価が必要である。又，低サイクル疲労

の強度は，引張・圧縮強度ではなく伸びの彫曹が大きしグラファイト材料はとの点において

改良の余地がある。

ア-7ーの設計は乙のように損傷を許容するものであるので，グラファイトの様に品質の差

が大きい材料はその管理も重要である。

(4) スパッタリング損耗量

スパッタリングの計算は条件.方法共，前年度迄と大差はない。 Table5.6-3 Iζ第一壁の

粒子負荷と物理スパッタリングの計算結果を示す。

800秒燃焼・ 1.8x 10.回の運転Ir:対して35mmとなる。乙の値は peakingfactor 2を

考慮している領域であるが，炉の寿命中少くとも 5-6回の交換を必要とする。

-2田一

JAERI-M 87-139

Tabla 5.6-1 Temperature Distribution of F i r s t Wall

^ ^ - - ^ ^ Maximum heat load region

Average heat load region

Heat load on surface 33 W/cm2 13 W/cm2

Nuclear heating 6 W/cm3 6 W/cm3

Heat load per unit area 39 W/cm2 19 W/cm2

Ratio of area 1 5 Heat removal -11 W/cm2 2.2 W/cm2

Armor surface temp. 1466 °C 1330 °C Heat flux to heat sink 28 W/cm2 21.2 W/cm2

Temp, difference between surface and bottom 93 °C 71 °C

Armor bottom temp. 1373 °C 1259 °C Graphite surface temp. 399 °C 344 °C Brazing layer temp. 229 "C 209 CC Cooling surface temp. 100 °C 100 °C

SUS Graphite S* X-0.17 X=0.3

Cooling W/cm K W/cm K surface

q=10 W/cc q=6 W/cc

5mm 15 m m 3

, k

Graphite

radiation q=6 W/cc

1 0 m m

radiat ion

brazing

- 2 6 7 -

JAERI -M 87 -139

Tab1e 5.6-1 Temperature Distribution of First Wa11

\\\\~-----\---- MaximUin heat Average heat 10ad region 10ad region

Heat 10ad on surface 33 W/cm2 13 W/cm2

Nuc1ear heating 6 W/cm3 6 W/cm3

Heat 10ad per unit area 39 W/cm2 19 W/叩 Z

Ratio of area 1 5 .喧

Heat remova1 -11 W/cm2 2.2 W/cm2

Armor surface temp. 1466 Oc 1330 Oc

Heat f1ux to heat sJ.nk 28 W/cm2 21.2 W/cm2

Temp. difference between 93 Oc 71 Oc surface and bottom

Armor bottαn temp. 1373 Oc 1259 Oc

Graphite surface temp. 399 Oc 344 Oc

Brazing 1ayer temp. 229 Oc 209 Oc

Coo1ing surface temp. 100 Oc 100 Oc

sus Graphite Graphite

入=0.3

Cooling I W/cm K W/cm K surface ぽケ|

Iradiation

q=lO l'l/cc q=6 W/cc q=6 W/cc

5mm 1Smmー斗 10mm

brazing

-267一

JAERI-M 87-139

Table 5 .6-2 F i r s t Wall Condit ion

Dis rup t ion

Peak Energy Densi ty Durat ion

208 J/cm2

15 ms

Material Properties (Graphite, IG-110) Thermal Conductivity 0.3 W/cm°C Thermal Difusivity 0.13 cm2/s Young's Modulus 683 kg/mm2

Poisson's Ratio 0.14 Yield Strength 4.8 kg/mm2

Tangent Modulus 283 kg/mm2

Coefficient of Thermal Expansion 4.6xl0-6 1/°C Plate Thickness 1 cm

Table 5.6-3 Particle Load and Erosion on First Wall

Energy of ions 60 - 200 eV

Composition of ions 50%D, 50ZT P a r t i c l e f l ux f r0

exp(-Z/X)

To : 1 x l 0 2 2 / m 2 s

X : 20 cm

z • coo rd ina t e along p o l o i d a l w a l l

f '• peaking f a c t o r 2 S p u t t e r i n g y i e l d

(60 eV) D T

' 9 x l 0 ~ 3 a toms/ ion 1.2 x l O " 2

S p u t t e r i n g r a t e 1.05 x l 0 ~ 2

Peak r e l e a s e r a t e 2 . 1 x l O 2 0 n / s«m 2

Peak e ro s ion r a t e 2 .4 x 1 0 - 9 m/s

-268-

JAERI -M 87 -139

Tab1e 5.6田 2 First Wall Condition

Oisruption

Peak Energy Density

Ouration

208 J/cm2

15 ms

Materia1 Properties (Graphite， IG・110)Therma1 Conductivity 0.3 ¥o1/cmoC

0.13 cm2/s

683 kg/mm2

0.14

Therma1 Oifusivity

Young's Modu1us

poisson's Ratio

Yie1d Strength

T血 gentModu1us

Coefficient of Therma1 Expansion

P1ate Thickness

4.8 kg/mm2

283 kg/mm2

4.6x10-6 l/oC

1 cm

Tab1e 5.6-3 Partic1e Load and Erosion on First Wa11

Energy of ions

Composition of ions

Partic1e f1ux

Sputtering yie1d (60 eV)

Sputtering rate

Peak re1ease rate

Peak erosion rate

60 -200 eV

50%0， 50%T f ro exp(-Z/λ}

ro 1x1022/m2s

入 20cm

z : coordinate a10ng po1oida1 wall

f : peaking factor 2

D : 9 x 10-3 atoms/ion

T : 1.2 x 10-2

1.05 x 10-2

2.1 x 1020 n/s.m2

2.4 x 10-9 m/s

一部8-

JAERI-M 8 7 - 139

• Q=208J/cm -15ms • plate

Graphete 1cm thickness

^"

10

5

-1.5 6(x10"2)

-1.0 -0.5 ^ " ^ " ^ . ^ ^ - " '

1=0.91 6 total 6 plastic

0

-5

-10

0.5

Fig. 5.6-1 Stress-Strain Relation during a Disruption

E

V) V)

cn E E 'x a

-400 •800 -700 -600 -500-400 -300 -200 -100 0 100 200 300

Minimum Stress , (Tmin (kg/cm2)

Fig. 5.6-2 Goodman Fatigue Diagram of IG-110 Graphite.

-269-

JAERI -M 87 -139

10

. Q = 208J/cm . 15ms

. plofe 5 Graphete 1 cm thickness

-" ... -1.5 -1.0 ・0.5 __-"〆，〆"。 0.5

，~ ......."，"""

E (x 10-2) -------."".，.fIIII"'- __~

44ご二1// Tf ー5

マ=0.91 e fOfal E pIastic

-10

Stress-Strain Relation during a Disruption Fig. 5.6-1

200 300

1..0 0.5

品一品

-400 -800 -700 -600 -500 -400 -300 -200 -100 0 100

Minimum Stress， O""min (kg/cm2)

R=O ー1.0300

200

100

ハυnυ

ハυ

ハυn

u

n

u

1

2

3

{百U¥切さHOF

ぽJgとの

EコE一言苫

O

Goodman Fatigue Diagram of IG-II0 Graphite.

-269一

Fig. 5.6-2

JAERI-M 87-139

5. 7 gC<t«>

M I N I f l i , jgJi^D+aifta^ftfe^fflT?*'?. AC SrtPffl£Sl£*fLT alternative^

(1) JAERI-M 85-177, ingfflftM&gfbP ( F E R - Q ) tt&Rtf-ffi&ft ( *<D 2 ) (BBf tM^BWHat t ) (1985)

- 2 7 0 -

JAERl -M 87 -139

5.7 まとめ

M 1 N 1炉は，候補炉心中建設費が最も安価であり. ACS炉の主案11:対して alternative案

として採用された炉である。コスト低減を最重視したため，可動遮蔽を設けない，ガードリミタ

を取付けない等の制約があるが，シンプルな炉心構造となっている。特11:真空を破らずにグラフ

ァイトアー?の交換・修理が行なえるようにした設計は.実験休止時間の短縮，ひいては実験の

行ないやすい炉心としており，注目に値する炉概念となっている。しかし，いろいろなプラズマ

形状の実験を行なう等の融通性IC::乏しい面もあり，実際11:建設される事態となった時は，フレキ

シピリティ検討を充分に行ない対応策を炉心構造IC反映させる必要があろう。

.考文献

(1) jAERI -M 85-177 .準定常核融合実験炉 (FER-Q) 概念設計報告書(その 2)

(昭和 59年度標準設計(1985 )

、A

』

''1111rhト干、lトILI--r-Lf-

-270一

JAER1-M 87-139

6. INTER-LINK tf3

6. t « m

Option C^ffl'JiP(±. a?li#fflOH3/f jui&ts PF 3 4 ;i>£ TF 3 -f yu©fljij ( h - 7 * 4 i <£>MlffliJ) IcflBfHlT^Sa*. JT-60 Stfor? Xvia^^fHtfl i , TFa-f ^©FWcffiJHSJ© PF 3 4 ^*fiSI?{LT^5^J*^ô PFa-fyVJ&jggMMfcLfci*. P F 3 - ( * * T F a ' ( * OrtffllcEHL, TF 3 4 ^ i 'J y ^ - i - * * i t t t I ^ J ^ i ( i t , * 0 , a#«f f lL**M'«^(» : $

- ^ 0 H 3 4 ^ © a m ( i . 3 4^S*^#<^5e :<! : l c<fc !3J i^T? t5Ci*» t . , TF 3 4 yu OrtffliJIcEH-rsci©^ U -v H i ^ l i ' , *CT?0H3 4;Hi?irS£ffl#ft<!:L, T F a ^ f ^ ©rtfflijfctfctf S^ft&fco^Tt>«Sffi*P<(><!: L T & t t t S C £ £ Lfco JtBffcf-ffflfcio INTER - LINKtPli, S*W^'JF'C»lftltffl#^.^* Option C i l ^ l i i L , 4 >"tf- KfJfflTF 3 4 îiiiKftoffilK. # « * © 0 H 3 4 ; U * E H Lfc*s«S*:3:£ Lfc 0

6.2 *p«fc

6. 2. 1 4ftft$# 7 * 7 X ^ 0 ® * ^ ^ * Option Ct?«5ffl$nT^5, 7°7 X - r ^ R ^ f f i * = 1. 7 , HftflES

= 0. 2&*&^#£fl£lii:10 = 5OVSIC!I/gL-t, » ' 7 ^ - « — ' - f ^ ^ / : » > < 7 / - * •fr- 'M »c-iJS^7 v'Tyi/tvu K&#©-5£OH 3 4 tofrb-fy ^*-7^ÊtT?0lg|fil(i, OH 3 4 >u«ag*t®fi7<lRiR^gO«i]Pa ( ^ 3 x 109 rad, at 0. 3 MWY/m2 ) J" «3, HS&iliKS: Z0.7mm&t6tlT, Table 6.2.1 - 1IC & « g § ^ i S £ l g , £ U L 0 2 m i Lfc f O H a 4^^ .*#-Ml$S-0 .09m-yi'K*i. fcJ:OtOH3-f;uf«]D-.f- hH fe Table 6. 2.1-1 le^-f i l 0 K t i ^ 1^0

Jil±0 7 ^ T ^ t ' ^ K ^ # < J ; i 9 , r f X v f f l i ^ S . g i J ^ g , O H 3 - f * i , TF3>fyu#jjg m, fcitfTF m iVtWm*-? ? * y Mt»*5«fc0f->xrA3-KJcr*J6S*TfiS*i*/ tL fco 7 v ' r ^ t ' / i / K<£ Fig. 6. 2. 1 - 1 (C^f-0

6.2.2 jpfomm OH 3 4 ^ * 4 >*"- KffliJTF 3^f;i/07"7Xv{|iJ|cEg^-5Cifcj;{3, TF 3 >f yUCStT

^>0H3^;ufcJ;t>.'0H3^;U-y-,+:-hg|5M©JiiK^^*flB^FL, *FM>0 3 :/;>?? Mfcfc £ # 3 *hffi«*ffll><hLT&§tf£?ftt •?*:;{>*, OH3'f^0^«*tK*f-r5*!lK«fci9. O H ^ ^ •eoHSftJiiRW* 0. 7m*c|ft>tLfco C&tztb, TF 3 4 yNC^-TSIISiiiEiKlKiOH 3 4^fc J:tfOH3;f y n f # - H^-^feSCifC^lJ, jE^ttJiiBiff^fllfiSStl, ifif$7 V>7VU tVu KTT fF«Sfe<tLTffiffi-3fcAffl{il.587mi#«K^:#/j:ffl<t«ofco L*>L, TF 3 4 ^ 0 l> - 7

- 2 7 1 -

JAERI -M 87 -139

6. INTER -LINK炉

6. ，概要

Option C等の炉は，超m導の OHコイルを含む PFコイルを TFコイルの外側(トーラス111

心flh側)IC配回しているが. JT-60等のプラズマ試験袋町では. TFコイルの内側lC1it'tU導の

PF コイルを配(~1 している例が多 L 、。 PFコイルを超電導化したとき. PFコイルを TFコイル

の内側 IC I!i~(IYl し. TFコイルとリンクする構造は工学上困難であり，通常採用しが介い概念とさ

れている。

一方OHコイルの磁束は，コイル径を大きくする乙とにより増大できる乙とから. TFコイル

の内側IC配置する乙とのメリットは大きい。そ乙でOHコイルは常電導の導体とし. TFコイル

の内側IC設ける炉概念についても候補炉心として検討する乙ととした。比較検討のため INTER

-LINK炉は，基本的な炉心設計の考え方を OptionC と同じとし，インボード側の TFコイ

ルと遮蔽体の聞に，常電導のOHコイルを配置した炉構造概念とした。

6.2 炉概念

6. 2. 1 検討条件

プラス'マの基本条件を OptionCで燥用されている，プラズマ非円形度 IC= 1. 7.三角度S

= O. 2供給すべき全磁束量世=50 VSIC固定して，パラメータサーベイを行なった。パラメータ

サーベイに必要なラジアルピルド条件のうちOHコイルからプラズマ境界面までの距離は.OH

コイル絶縁材の最大吸収線量の制限(壬 3X 109 rad. at 0.3 MWY/m2 )より，実効遮蔽厚

を0.7m篠保するとして.Table 6.2.1 -llc示す各機器寸法を設定し. 1. 02 mとした (OHコ

イル外サポート厚さを 0.09mとした)。また.中心支柱内包中心支柱幅. TFコイル容ロ『内枠

幅，断熱シールド幅，およびOHコイル内サポート幅も Table6. 2. 1-1 IC示す通りにふ~した。

以上のラジアルビルド条件より，プラズマの主半径・副半径.OHコイル幅. TFコイル巻線

幅，およびTFコイル外枠厚をマグネット計算およびシステムコードにて求め基本寸法を決定し

た。ラジアJレヒソレドを Fig.6.2.1-1に示す。

6.2.2 炉心情造

OHコイルをインボード仮IjTFコイルのプラズマ側IC配置する乙とにより. TFコイルに対す

るOHコイルおよびOHコイルサポート部材の遮蔽効果を期待し，炉心のコンパクト化およびコ

スト低減を狙いとして検討を行なったが.OHコイルの絶縁材IC対する制限より.OHコイルま

での実効遮蔽厚を 0.7m1C設定した。乙のため. TFコイルに対する実効遮蔽厚はOHコイルお

よびOHコイルサポートを含める乙とになり，充分な遮蔽厚が確保され，前述ラジアルピルドで

評価数として取扱ったA値は 1.587mと非常に大きな値となった。しかし. TFコイルのトーラ

-271一

JAERI-M 87-139

ESS ft, 7°7X'viiJ^Sa^'1.67mi^:§^lcfe}&l' i-r, 7 °7 *>£#g lA 4. 74m£tt«3 Option C J; <Q g^'h£ ttfi £ 4' o fco

7°7 XvJg;K$lJffll3 <f )\,&, x*;i/**-«7c£:%l*Lj@1!#3 /f ,i/£ L, TFa - l ;i/0^.ffl!jjc E B L T l ^ S .

^<£»UKlO«^:li. Option C iH»K- f y# -K«« fcWt t *KO lBBBK^J6 l HS-#|6 j

« S i b T O * . S*Wtt lO«Mi4*IBl i , i W T F => -f A * f i S T , JfcKOHa-f ^ * e i & * .

*©flh. 8 - S I * « » S . ^ j t » « S K « * S * W t t « * t t Option C<t^ i ;« l f i r*») . CC •CttBMH*£*+5o

6.3 ££«>

INTER-LINK i^li, t l l f f l O H ^ ^ , TF = A rtfflJICgjA &•*#!§£•#»£ LT

*Wr**tt$ft, 8Nntt4F'b1ft&8OT(i$ttLtt*>o fc.

tt^MSHtaSjfrC'. INTER-LINKiP»Ci>«)ffllttlWl5ttHli'e**o <*» INTER-LINK

- 2 7 2 -

JAE悶ー M87-139

ス中心軸側にOHコイルを配箇しないため.インボード側のTFコイルはトーラス中心軸近くに

配置され.プラズマ副半径aが1.67 mと大きいにも拘らず，プラズマ主半径は 4.74mとなり

Option Cより若干小さな値となった。

プラズマ形状制御コイルは，エネルギー損失を考慮し超電導コイルとし. TFコイルの外側に

配置している。

炉心構造の概念は. Option Cと同僚にインボード領域も可動遮蔽の範囲に含め，一括一方向

引抜きが行なえるようにし.真空容器は固定遮蔽とインボード側では一体化する。

OHコイルの支持は.OHコイルの内側および外側に支持情造物を投け，真空容器lζ取付ける

構想、とじている。基本的な初期組立手順は，先ずTFコイルを組立て，次11:0Hコイルを巻込み，

最後に1'1空容器{固定遮蔽)を組立てる。

その他，第一自主防護対策，炉心構造/1:::係る基本的な概念は OptionCと同じ構想?あり，乙乙

では説明を省略する。

6.3 まとめ

INTER -LINK炉は，常電導のOHコイルを. TFコイル内側iζ巻込む捧造を特徴として

おり，大巾な炉本体のコンパク卜化が逮成されないかぎり，初期組立の煩雑化・信頼性低下，お

よびOHコイルのジュール損失等のデメリットを考慮すると，主案の炉として採用しにくい(の

判断がなされ，詳細な炉心構造設計は実施しなかった。

したがって，本炉心の問題点の摘出.問題点の解決1つ検討を行なっていないため，現時点で

は炉心設計の視点で. INTER-LINK炉心の適確な評価は困難である。今後 INTER-LINK

炉が候補炉心としての検討対象となった場合には，詳細な炉心構造の設計検討を実施したい。

-272一

JAERI-M 87-139

Table 6.2. 1 - 1 Radial Width of Components

SE 5$ ( mm ) mmmwmrmm)

© (D © © © ©

® ® © @ © ®

T F 3 -f iKtiwm

TF 3 4^F*3*H1

OH =M.^rt-tf-#- MI OH3-( ^#{*»1

+'+ -j-f

+'+7 7°

x ? w y'tym

500 220

C 211 ) ( 550 )

80 85

110 292

90 25

350 25

330 200

60 0

0* 70 0

330 0

300 0

ft ® ~ ® 1020 ©~@ 1587

® ~ ® 700 ©~® > 760

Vocuum Vessel(Permanent Shield)

1.561 3.068

F i g . 6 . 2 . 1 - 1 INTER-LINK R a d i a l B u i l d

- 2 7 3 -

]AERI -M 87 -139

Tab!e 6. 2. 1 -1 Radia! Width of Components

~e 離 (mm) 遮蔽実効厚 (mm)

① 中心支柱内径 500

③ 中心支柱幅 220

③ TFコイル外枠幅 ( 211 )

@ TFコイル巻線幅 ( 550 )

@ TFコイル内仲間 80 60

⑥ 断熱シールド幅 85 。⑦ OHコイル内サポート幅 110

(通) OHコイル導体幅 292 。申

@ OHコイル外サポート幅 90 70

⑩ ギャップ 25 。⑪ 真空容器・固定遮蔽 350 330

⑫ ギャップ 25 。⑬ 可動遮蔽 330 300

@ スクレイプオフ層 200 。3十 @-⑭ 1020 @-@ 700

⑤~⑬ 1587 ⑤~⑧ >7印Lーーーーーーー

Fig. 6.2.1-1 INTER-LINK Radial Build

-273-

JAERI-M 87-139

7. N B I - R j p

11 m x

*ft-Ztt, Option C&icttlx&4 * *MNBI Z&\ltzt&£<Opibm&K-o^-C<Dfflt *fT-»fc. * £ t t l i , 8#tt>i«&©tfcitt£@ltt£LT, P<bflf& ( B £ 8 R . « " * * « » .

'J 7 h ?** h8£J:tfttffl£MHtt®ttifM&04ftft«fft\ JDAT. a*ME©JKllWf*JJ:tfio

7.2 BHttt**

ft-Y * yffi NBI ^ * rAOJp^^rtlSJ^WitKggf-SS*^!*-*!:^* Table 7. 2 - H C ^ o t"-AAIhf(i7°7X-vtt(c*tLSi^S'|plli:^T-30 3 o © A * f # - Mi I- n 4 ^ K ^ I R I K 120° C i iclSg^-So *fc. *f|fi|S*8i5fccn&3o©#-M^»i:|ftat-««:<!:»c«t!3. t ' -AA*f l cg t £ * - b & £ f t ' . i > I C t S o f-AtJa^WoffiHICo^TIi, ±T^(S]IC(i7°7X-vtt©firl( Z-483mm ) K - » S * * * < . &K4>&tt6>&®IBf| R t li K'J 7 htt. *t[S]SJ«ftS(5*Jj;0''C ti$ommmi&bpfow*#mm (S£ttK. TFC anssstt<!f) toGGmzzmix, R p - j a £ R t. ^ R p - j ©«SHTR£**o CCK, R p t t T ^ X - y l l k o S m a (i7° 7?.*Tffl¥Str*So K 'J 7 HS|5*{J;Ot*Ho]SJ!ftS|5©iieiR(*W*-li650mm4ai*<t-r*

- 2 7 4 -

jAERI -M 87 -139

7. NBI-R炉

7.1 提要

本章では. Option C炉に対して負イオン源 NB1を導入した場合の炉心構造についての検討

を行った。本年度は，基本構造概念の検討を目的として，炉心構造(固定遮蔽，シ且 Jレ構造，

TFC部n空容器など)とビームライン構造との空間取り合いを考慮しつつ，ビーム柚位置，ド

リフトダクト部および対向受熱部の構造概念の検討を行い，加えて，受熱仮の熱解析およびエロ

ージョン解析を行い，その成立性について検討した。

1.2 股針仕様

負イオン源 NBIシステムの炉本体内部¢機造花関する基本設計仕様を Table7.2 -1Il:示す。

ビーム入射はプラズマ輸に対し接線方向に行う。 3つの入射ポートはトロイグル方向に 120。ご

とに設置する。また，対向受熱部も乙れら3つのポート内に設置する ζとにより.ビーム入射に要

するポート数を最少tとする。ビーム中心軸の位置については，上下方向にはプラズマ舶の位置(

Z=483mm)に一致させるが.装置中心軸からの距離 Rtはドリフト部.対向受熱部および乙

れらの遮蔽楠造と炉心部本体構造(固定遮蔽. TFC部真空容器など)との整合性を考慮して，

-?a£Rt£Rp-T の範囲で臨する。乙乙に・いプラズマ舶の主半径，

aはプラズ?の半径である。ドリフト部および対向受熱部の遮蔽体厚みは 650mmを基本とする

が. 600mm 以上あれば許容できるものとする。

-274-

JAERI-M 87-139

Table 7 .2-1 Design S p e c i f i c a t i o n of Negatfve- ion-based NBI

No. Item Design Condition

1 Neutral beam power 20MW x 3 ports

2 Beam energy 500 keV

3 Duration 20s (heating) 200s (current drive, recharging)

4 Ion species D~ 5 Injection angle Tangential

6 Position of beam line Rp-f a £ Rt £ Rp-Ja

7 Size of drift duct entrance 1800mm x 440mm exit 2800mm x 500mm

8 Size of collecting port 2000mm x 600mm

9 Shield thickness £ 600mm 10 Collecting plate load beam powerx0.2=4.0MW (normal)

peaking factor 1.5 particle flux 5xl0 1 9/m 2«s

(normal) number of pulses 1.2 x IO1* cycles

- 2 7 5 -

JAERI -M 87 -139

Tab1e 7.2・1 Design Specification of Negat~ve-ion-based NB1

No. Item Design Condition

l Neutra1 beam power 20MW x 3 ports ト一一

2 Beam energy 500 keV

3 Duration 20s (heating)

200s (current drive， recharging)

4 10n species D ー

5 1njection血 g1e Tangentia1

6 Position of beam 11ne 3 __ __ 1

Rp-t a孟 Rt三 Rp-i a

7 Size of drift duct entrance 180伽 m x 440mm

exit 2800mm x 500mm

8 Size of co11ecting port 2000mm x 600mm ト一一一一一

9 Shie1d thickness 主 600mm

10 Co11ecting p1ate 10ad beam power x 0.2.. 4.0MW (norma1)

peaking factor 1.5

partic1e f1ux 5 x 1019 1m2・s(norma1)

1.2 x 104 cycles

-275一

"

JAERI-M 87-139

7.3 * & « £

£ £ * i W $ ( ! ! £ « , TFC8l$H£:g3§, •>*;i/«Jt/j;£ ) i © & & t t £ # j t L T , t ' - A iiiifflSiifirfi^^*, ^ t i J c S - ^ o r , K'J 7 h^fci;E>'tt|n]g$g|5£MrAI*tf- h©$JifS iftlco^rlftW+So *fc. ftftS»©^«ii©$£fJ£?T9o

7.3.1 t"-A$|lioiitR b"-^$if)(co^T(i, ^ C , » 8 B * < * i © 8 ^ t t © ^ ^ , &ff l£lc®:SLT*©&JS&fi£&i&

#.!?:& 600 mmjy±5:«tS-r 5o

© »»'«Eao^*»6. g«*a*a-*i^?i*fflL**piii4fliat-r*o t e r n t--i.^i:#igacti;i:#i0sgiiRt £NBiA*rt&£SW*£<Dtt*-afte*

4587. 5mm C = R p - - f - ) ^ Rt ^ 3928. 5mm( R p - -j- a )

2° ^ 0 ^ 6°

-e&So <l f tb©£§SKo^T, ft^Wttfc©£Fig.7.3. l -He^cTo Cftlefi, jlpyfrjtigi t ' -A7>f v©&g|lil&*S;b^¥ffilII<!:§$^©<MRI#£**>-$- NBI A#J#|Sl/!>> £!•/=:& SH^^-To ttfe, *S©M*f t©fc» , W f f l f t i t t S a ^ - ^ y h ("TUSK, TFCgfS

^ b 5 C i ( c j ; f 9 ^ C ^ i t ^ © - Y J" f? h*s'7<t<, f l l ^ ' i H 1 £=fx. t>ft5 S" * ^flKt <fc © ^•BZ&Vbtl&hiDtt. Rt <4000mm, #;£ 2 ° ©*!£-£•;& 6 <, U p l i f t i ^ J C o ^ T f e , ISHtic, R t , e ^ i f e i c / J N j ^ g , T ^ f f l g ^ ^ s ' g M S n - S o ffiS, TFC8|»££3§<!:£

v-Tf i , e ^ / h $ ^ g , @SJgKt©^^*f«tafK'J7 f-?'^ HifflffiSHIfiio^t'.fc'jSSftt i l t t t S .

SJiiKi©^^*^^^ -rsct»c*^*gt, v-M.&iMt&m'p'biiitosm RtiNBi

- 2 7 6 -

JAERI -M 87 -139

7.3 構造概念

乙乙では，負イオンj原 NBIシステムのうち，ドリフト部，対向受熱部およびそれらの遮蔽体

と炉心部本体(固定遮蔽， TFC部真空容器，シェル構造など)との整合性を考慮して，ビーム

軸の最適位置を求め，それに基づいて，ドリフト部および対向受熱部を含む入射ポートの構造概

念について検討する。また，対向受熱部の受熱板構造の検討を行う。

7.3. 1 ビーム車111の選択

ビーム舶については，炉心部本体との幣合性の点から，次の点lζ留意してその最適位置を決め

る必要がある。

① ドリフトダクトと固定遮蔽(三角ポスト)との干渉を避ける。

② ドリフトダクトと可動遮蔽内のシェル構造との干渉を避ける。

③ ドリフト部および対向受熱部の遮蔽体とTFC部真空容器との干渉を避け，加えて，遮甑

体厚み 600mm 以上を確保する。

@ ドリフトダクトと対向受熱部との干渉を避ける。

⑤ 分解・修理の点から，受熱板は単独ー方向引き出しが可能な構造とする。

乙乙では，ビーム中心軸と装置中心軸との距離RtとNB1入射軸と基準紬とのなす角度θを

パラメータとして. 3次元CADによる形状データを用いて，上1C:示す5項目を評価の基単とし

てビーム軸最適位置を求める。検討したパラメータ Rt.θの範囲は

45875mm{=Rp-?)さRt;? 3湖 5mm(Rp-÷a)

2。壬 θ-;;;;6。

である。乙れらの結果について，代表的なものを Fig.7.3.1-1Iζ示す。乙れには，炉心構造と

ビームラインの位置関係を表わす平面図と受熱部の位置関係を表わす NBI入射方向から見た立

面図を示す。なお，表示の簡素化のため，検討対象となるコンポーネント(可動遮蔽， TFC部

真空容器，アクセスドア)のみの表示をしている。乙れより，前述した評価基準の中で，干渉が

生じる乙とにより炉心構造へのインパクトが大きし重要度が高いと考えられるシェル構造との

干渉を避けられるものは Rt<4000mm，θ三三2。の場合である。固定遮蔽と干渉についても，

同様に， Rt 'θがともに小さい程，干渉の度合いが軽減される。他方. TFC部真空容器と 0.:

干渉については， Rtが大きくなるにつれて干渉の度合いが軽減される。また，対向受熱部につ

b ては， θが小さい程，固定遮蔽との干渉およびドリフトダクトとの位置関係の点でより良好な

配置となる。

以上の検討の結果，評価基準の全ての項目を満たすビーム軸の位置は見出だせず，炉心構造と

何らかの干渉を生じる。したがって，炉心構造に与えるイン'"クトの大きいシ :<.Jレ構造および固

定遮蔽との干渉を少なくする乙とに重点を置き，ビーム中心軸と装置中心軸との距離 RtとNBI

入射軸と基準軸とのなす角度θの値について，

-276-

JAERI-M 87-139

Rt = 3928.5 mm e = 2°

Fig.7.3.1-2 iCTJr o

7.3.2 A*t#-bSR BMin?aWlLfct-z 1|||OttBK»--f<A»#- HMKft* Fig. 7.3.2 - HCjR*. El*, «4

*8T^tf-ffl5a# K V 7 hSP*iJ:af*if|filS!tt8l50JlgiR(*^,**o Fig. 7.3.2-1 (l)tt, Z = 483mm

©was**&AOrtflffifctttfTito, Rntt«K«iiiK»iis*i*^*^«a©7* 'jsi54ffl F g m S & t l S o *fc, COffi (Z = 483mm ) TttHîfiiR ( H f t # ^ h ) i © T * t > ^ t ; r t r V

*««««:<fctt<RHRr«T?*o. awE©*a-3firiRi5i*tfiL*fRr«itt«ias4f*. Fig.7.3. 2 - 1 (2)14, Z = 1883 mm ( K U 7 h O hft±g|$<iS ) •e©¥fi[2h?* So t ©ffiUfcfcV Tt i , «ii±©«ffc«B3ii{±*t!;aô Fig. 7.3.2 - 1 (3) (4, Z = - 917 mm ( K 'J 7 h ?9 h «TSPffiS ) •Cffl¥ffiBre**o C©ffi«T?tt. K»; 7 h *"? h iSjeMiSc ( = f t # * h ) 4 © fi8>**&U. -**toDWSi:4Ktt***, ctiico^Ttt. £&±©|IM<ittV'.

Tt*zYT*£tt>izA%#-t-M®m&Mik%Fig. 7 . 3 . 2 - 2 l c ^ t 0 K'J 7 h « . gj»8l$

7.3.3 g&f i S*««7°7^-7*S?#fty-r<St:*-^<&^V7°^-SfcZ6©fe©-C !*(9, ffil&2K$4 4«><C

tt*^*-*&»****. £ © £ £ # & Lfcg&«©*Ji« :g ;£ Fig. 7.a3 - 1 KJR^- . 7. 4"C <D$m$Ti5&Vx.a-i?B yjmf(DtJ!«icSr5i», SilK«f-AfflA*tft^650icf<j:5«fc-pic I S S t S o Sf»B©7Ct$(i , &S2. Om, » | 2 . 3 m 4 t S o »l&IR3ffii*lf»Kol*Tli. ^5» <MW©jart»&lifiZ*n?*S* r97T4h**, *fc. Sfftfi*itffl#«£4&*M$©ffl1gttffl jafrSttwÂAHsmBmiL-cawfan*. cc-eit, ^*fi^»j»fflti^«tiH^^©*^©e

*MtUom*ftLX?y 7 r 4 h£&£Lrt : fc©£#*.«o C*l£SUS *i£«ttf;H» @jg*-S . #*PE©Ko^TI4 . ^SB*»6©tfJAa'&S-lflgrfota«-. S U S a S r t a S f C ^ - v ^ - * s£tt5o § i l « i C ( i ^ - y ^ - * ^ 4 ^ t t l ^ y - T f i 1 ? o S U S * « l c t t , T?-fex KTjfi< Kx M - 5 vmit<otz)6<?i®.m%wMz>0 ^mwi^mmat, r^-fex KT4©«£«jr©xa»

- 2 7 7 -

.

.

Rt

θ

を選択する。乙のとき，

Fig. 7.3.1-2 11:示す。

7.3.2 入射ポート部

}AE悶 -M87 -]3白

39?.8. 5 mm

2。

ドリフトダクト，対向受熱部が可動遮蔽，固定遮蔽を切り取る形状を

前節で選択したビーム紬の位置に基づく入射ポート部構造を Fig.7.3.2-1I1:示す。図中，斜

線で示す部分がドリフト郎および対向受熱郎の遮蔽体である。 Fig，7.3.2 -1 (1)は.z = 483mm

(プラズマ中心を含む面)での平面図である。可動遮蔽を貫通するドリフトダクトは，可動遮蔽

の外周面から入り内局面に抜けており，可動遮蔽側面に設置されるシェル構造のワタリ部との干

渉は避られる。また.乙の面 (Z= 483mm )では固定遮蔽(三角ポスト)との干捗も生じてい

ない。遮蔽体については. TF CIζ近い部分で遮蔽体厚みの確保ができないが，乙れについてはa

TFC部真空容器内に別構造の遮蔽体を設ける乙とにより遮蔽厚を確保する。受熱板はドリフト

を横切る乙となく設置可能であり，受熱板の単独一方向引き出しが可能な構造とする。 Fig，7.3.

2 -1(2)は. Z= 18回 mm(ドリフトダクト最上部位置)での平面図である。乙の位置におい

ては，構造上の新たな問題は生じない。 Fig，7.3.2 -1 (3)は. Z =-917 mm (ドリフトダクト

最下部位置)での平面図でああ。との位置では，ドリフトダクトと固定遮蔽 f三角ポスト)との

干渉が生じ，ー部を切り取る乙とになるが， ζれについてはa 構造上の問題はない。

アクセスドアを含めた入射ポート部の構造概念を Fi g， 7.3.2 -2 11:示す。ドリフト部.受熱部

およびアクセスドアが1体物として構成されており，アクゼスドアが真空境界となる。

7.3.3 受熱板

受熱板はプラズ7 を突き抜けてくるビームをダンプすあためのものであり，高熱流束とともに

高エネルギーの重水素による粒子負荷を受ける。したがって，エロージョンによる受熱叡表面の

損耗を考えた場合，受熱板構造については，突換の容易性の点から，単独一方向引き抜きが可能

な構造とする必要がある。乙の点を考慮した受熱板の構造概念を Fig，7.3.3 -111:示す。 7.4で

の熱解析およびエロージョン解析の結果11:基づき，受熱板はビームの入射角が65。になるように

設置す.Qo受熱面の大きさは，高さ 2.0m.幡 2.3mとする。受熱板表面材料については，不純

物制御の点からは低z材でああグラファイトが.また，受熱仮構造の単純さと除熱等の信頼性の

点からは銅合金が候補材料として挙げられる。乙乙では，不純物制御の観点と銅合金の場合の自

己スパッターおよびプリスタリングlζ関する不確定性を考え，受熱板構造として銅の冷却チャン

ネルにMo眉を介してグラファイトを接合したものを考える。乙れをsus基板にボルト固定す

る。冷却配管については，外部からの出入口を各1個所ずつ設け. s us基板内部にへッダーを

設ける。受熱板にはへッダーから 4系統iζ分けて行う。 sus基叡には.アクセスドア近くにス

トリーミング防止のための段差を設ける。受熱板交換時には，アクセスドアとの接合個所の真空

シールを切断する乙とにより，受熱板を引き出すものとする。

-Zl1-

Rtang = 3928.5 6 = 2° Rtang = 4000 6 = 2°

to 3

Rtang-3928.5 6-4"

>

I

Rtang-4000 6 = 4°

Rtang-3928.5 6-6° N \ Rtang = 4000 6 = 6° Fig. 7.3.1-1 Selection of Beam Line Position (1)

亨L;"T，I':'，ち~プヨ?"'"::'"一押す~可ー~巧吋"，......，~モrーで~円台vーア~...~.r一一一令官一戸時可明町帽_.._.-一一一一一一一

-トー~~r--_一一

ー

区関西1

冨雪1HM申

-M叶∞l

Selection of Beam Line Position (1)

Rtang -3928.5 e -60

Fig. 7.3.1-1

£3 to

^

Rtang-4100 6 - 2 °

^

Rtang-4100 9 - 4 °

Rtang-4100 6 - 6 °

I Rtang = 4200 6 = 2°

R5

UL Rtang = 4200 6 = 4°

W

UL Rtang-4200 6 = 6°

i

Fig. 7 . 3 . 1 - 1 (Cont'd) (2)

戸一一一一一一-" ----ー←一一一 ~'---::r---，..ーァ一一ーーァ=ー

‘プヲ?合理官，.，で~:T;"町ア"，.ででh・~.一一~守C~ーーす~，戸吋.....;;~~.:-勺苧~一一一-ーロ~~:'";，.....，々で~-守--明ーマ日『司、-，司即--""--ーー一一一一一一一→ーー一一-…-.ヲ九円守，，-_. ~ -

』〉国包

l

玄ヨl-ω由

Rtang -4100 e・2。

lN吋由

l

Rtang = 4200 e = 4。

Rtang = 4200 e = 6。(Contrd) (2) Fig. 7.3.1-1

UiiJMAVJ.eWW-'TfT-JWV

RS

M Rtang-4258 6 - 2 ° Rtang = 4300 6 = 2°

Rtang-4258 6 - 4 °

> P3 a i

s

Rtang = 4300 0 = 4°

3S

( ^

^

L ^ Rtang-4258 6 - 6 ° V Rtang = 4300 6 = 6°

Fig . 7 . 3 . 1 - 1 (Cont'd) (3)

~.~日_.一、一ー

一一一一一一一一 i守".~-_.-一一一~ー「ーー~-~..一一一一一一一一一一一一一一一一一一令1"''''-''''ー-一一一一一守一一一一一一一一一一一一一一4ωn....，>><..--ç:_õr_.~...-~~; •• -;:..一"'-'--，""_-."7勺山一

』〉明白

lgS15由

INS-

Rtang = 4300 e = 6。

(Cont'd) (3) Fig. 7.3.1-1

(NBIftftBffllJ)

VIEWl

mmmwi

VIEW2 VIEWl

VIEW2 (NBlAWfflO)

/ / \L=L ~7

_

VIEWl VIEWl VIEW2 VIEWl VIEW2

Fig. 7.3.1-2 Shield of NBI Port

可動遮蔽(NBI入射側)

¥

¥ 固定遮蔽

-司俳ーーーー-

VIEWl

ド戸円吋司".......，......-回、1'.':'守辱恥守山間E司令e酬斗剖駒内 _cマ~一一ーー一一--:-，-".，..~叶"-'.-'~t'-.... 戸戸一一ー一一ー，日日一ー--.-"'"戸ー←

VIEW2 ・-園田ー--

VIEWl ・・・・・・・・.

可動遮蔽(NBI対向面倒n

』〉切包

l

g曲目下

lHω也

sg ドー

VIEWl ， VIEW2 VIEW1 VIEW2

Shleld of NBI Port c Fig. 7.3.1-2

VIEWl

CO

I

> 2 i

NBI

Z-483

Fig. 7 .3 2-1 Plan View of Shield of NBI Port (1)

』〉何百

l

g

ヨl】臼由

生体遮蔽

ー~!

::"'7":'"究明戸刊で土空7で?マでアマ-..-.-..-.吋.，--...............月。四句時日~_._..一一一一一吉一一一一一一

一寸町一一円可一日?一一一ーヌヤー門司

口sg 恥~

Z-483

Plan Vi邑W of Shield of NBI Port (1) Fig. 7.3 2-1

CO

I

> 3 I s

Z - 1 8 8 3

Fig. 7 . 3 . 2 - 1 (Cont'd) (2)

一，.苧吋-".~一一.-.-.---..一句一

』〉伺包

lgS1-ω∞

生体遮蔽

z= 1883

司ー‘""一一ー一一戸

・

TFC

~ ι。

(Cont'd) (2) Fig. 7.3.2-1

Z--917

Fig. 7.3.2-1 (Cont'd) (3)

> 2 i

S

NBI

-- -~← 一『一一一一←一一中一一

』〉何百

I玄

21】

ω由

口sg 場‘

Z"-917

(Cont・d) (3) Fig. 7.3.2-1

> s

j Fig. 7.3.2-2 Movable Shield, Duct Shield and Access Door of NBI Port

]〉伺

E

1玄∞41-ω申

Movable Shield. Duct Shield and Access Door of NBI Port

Fig. 7.3.2-2

a

~ U可

•b-b"«rs±a? _br (1/5)

Fig. 7.3.3-1 Collecting Plate

7

"_"

』〉開目白

l冨∞4l-一山由

"c'部断面詳細

(1/1) "b-b"断面上部

(1/5)

本体鳥眼図

撃

Collecting Plate Fig. 7.3.3-1

JAERI-M 87-139

7.4 SflMEtttt

7.41 mmtir 7. 3. 3 •ea^fcSJIMEJIiifcg-^, j&1tmtBftlcistf& shine-through^ J: S$fiji? (A

mm, ?4 '*-f<D}%%imz&ir>ifz:, ^m^omm^-o^xh, ^^An^ffiscrc, # i -p*E^~8kg/cm 2 iL/ ; 0 ftjAT. fcapfcftOKJgKa-jTIi,

® $*p@ ( Cu ) ©&;*:zilt£150 "CJaTKWASo

©2&i tS ;g l / ; 0

(1) ilftgffl&tt iI3?j®$ilSFffl shine-through I C t S g a f t K ^ © ^ ^ ^ LXit, t - ^ t t t S M O

"q = 4 ( MW/m2 ) x cos 65 °

= 1. 69 ( MW/m2 )

ifz. ®*i$km&M!$.q m a x I*. e-+y^7r*^*l . 5iLT,

q m a x = 1. 5 X q = 2. 54 ( MW/m2 )

(2) $3l*iffii8£fejMfiflK gj&&©SfK«i§©Pffl£ Fig. 7.41-1 (C -To fill 16 mm ©Sg0#£|J-f + SxMC,

I S l m m f f l t i J / f y i ^ L t , / 7 7 7 - f h*^^$t lT*J0 , C^S SUS ©g&IC

q~£W A T - T o u t T i n - V A r C p

CCX; q : §!*Sg|5©¥ .«lBitm ( MW/m2 )

€ : 8fEB5(m) A : ffiK»f®8[(m2) V : #£fl7|<©Bfti§(m/sec) W : l f-+y^^30©S»Si5(i(m)

C p : #£p*©J±j&( J / k g ) r : #£P*©itB*(kg/m 3 )

- 2 8 7 -

JAERI -M 87 -139

1.4 受熱板特性

7.4. 1 熱解肝

7. 3. 3で述べた受熱板構造11:基づき，通常運転時における shine-throughによる熱負荷(入

射パワーの 20%)を受ける場合の受熱板について熱的検討を行った。検討に当っては，第 l壁，

遮蔽，ダイパータの冷却系11:合わせて，受熱板の冷却系についてもa 冷却水入口温度 50'c ，冷

却水圧力--8 kg/cm2とした。加えて.冷却条件の投定11:当っては，

① 冷却管(Cu )の最大温度を 150'c以下11:抑える。

② パーンアウ卜 11:対して充分な余裕を持たせる。

の2点11:留意した。

(1) 熱負荷条件

通常運転時の shine-throughによる受熱板への表面熱負荷としては. ビーム軸と受熱仮の

なす角度が 65。であることから，平均表面熱流束qは，

可 4( MW/m2 ) x cos 65。

1. 6a (MW/m2 )

また.最大表面熱流東 Q maxは，ピーキングファクタを1.5として，

Q max目 1.5X可=2.54 (MW /m2 )

とfよる。

(2) 冷却水流速と伝熱面温度

受熱板の断面構造の詳細を Fig. 7.4.1 -1 Iζ示す。内径 16mmの銅の冷却チャンネル11:，

厚さ lmmのモリブデン層を介して，グラファイ卜が接合されており，乙れがsusの基板11:

ボルトで固定されている。また.流路長は 2mで・ある。

冷却チャンネルでの冷却水の温度上昇6Tは次式で与えられる。

乙乙で，

q

2

A

V

w Cp

r

したがって.

QlW ムT= T out -Tin = V Ar C p

受熱部の平均熱流東 (MW/m2)

流路長 (m)

流路断面積 (m2)

冷却水の流速(m/sec )

iチャンネル当りの受熱部幅 (m)

冷却水の比熱 (J /kg)

冷却水の比重量 (kg/m3 )

-287一

JAERI-M 87-139

q = 1. 69 ( MW/m 2 ) , £ = 2 ( m ) , W= 0. 0205 ( m ) A =2. 01 x lO"4 (m 2 ) , £ = 103 ( k g / m 3 ) , C p =4. 19 x 103 ( J / k g )

- r i s c i * ^ , AT±v©BS0itt,

AT =82. 3 V - 1

c n ^ , ip^cijfiai p tv^^fflfiittffiiaffioM^*** . cut, &©e£

#£P*fiKTc li T c = ( Tin + T o u t ) / 2 T ^ L 6*l3 *>©£•*-So

a = ^ N u / d Nu =0.023 R e 0 ' 8 Pr 0 "*

Re : H S JisXtk Pr : r 7 X h * a N u : * y -<z ;H> & -i : momm®, d :&©ns

cnf>ffliS^©feilc*is6fcîP*«!Eiiife*ftffijaiK ( # £ n ? + y^tja&SlSicfctfS ) ©B8 I I * Fig. 7.4.1.-2K^fo Ct l« t5 , £$f f iSf t# jE#8 kg/cm* ^©*&*n&*16a6rc

icm-tzmm±4m/sec mmttezct&ftfrZo *tz, #£nwcsa )©**&«£ 150 °c

15lC©fiffiM*i4i;SC i « - # x . S i , #SP*©iBEJ£te 7m/sec Vk±.K-tZ&m&ibZo (3) g&£fi&iF(ffi

# » © » ! » § £ 7 m/sec £ L. Fig. 7.4.1 - 3 Kfprtl ^7C*7'-'i'*ffll.-'T, SHftfi©?§ MWfa*'rsitiB t£js, shine-through JCJcSDftfi^lco^rti, •e©'î/x | |^~200sec

fiSftft'iÂt»K L < tt -5 ©ttMfttf tf t° - * « £ & - o # £ P ^ + y * ^ * * « T ? * * . C © fiBT©e«sSSffiTw[i, Fig. 7.41-2 iZ7fitM&£*), 7no/secfflgftiiJC^Lr, T w

= 130.5°ctss. tfc, / 5 7TO, * u ^fy, £©£&$$& 'graphite = °-151 ( W / c m . 0 C ) x molybdenum = 1- 3 ( W/cm • °C ) * copper = 3. 7 ( W/cm • °C )

i - T S i . Fig. 7.41 - 3JtjjVt£ffiB-e©SKtt,

- 2 8 8 -

jAERI -M 87 -139

可=1. 69 ( MW/m2 ).

A = 2.01 X 10-4 (m2 ) •

Cp = 4. 19 x 103 ( J / ltg )

であることから，ムTとVの関係は，

6T= 82.3 V-1

と表わせる。

.e = 2 ( m ) • W = O. 0205 (m)

.e= 103 (kg/m3).

これより，冷却水の流通と冷却チャンネルの伝熱面温度の関係を求める。こ乙で，次のこと

を仮定する。

① 表面熱流東のピークは受熱仮冷却チャンネル中央部で生じるとする。また.この部分での

冷却水温度 Tcは Tc= ( Tin + Tout )/2で与えられるものとする。

② 熱伝達係数αは，

α= ~ Nu/d

Nu = O. 023 ~eO.8 PrO・4

より求める。乙乙で

Re レイノルス・数

Pr プラントル数

Nu ヌッセルト数

~流体の熱伝導l.lI. d :管の内径

なお，物性質については.伝熱函温度TwとTcとの平均温度での値を使用する。

@ 伝熱面での最大熱流束は受納仮の最大表函納流束 qmax'l:等しいとする。

これらの仮定のもとに求めた冷却水流速と伝熱面温度{冷却チャンネル中央部における)の関

係を Fig，7.4.1.-211:示す。 ζれより，伝熱iIii温度が圧力8kg/cmJでの飽和温度 169.61.C

11:達する流速は4m/sec程度となる乙とが分かる。また，冷却管(銅)の最大温度を 150.C

以下11:抑えるためには，受熱板表面から冷却チャンネルへの熱流束11:より冷却管(銅)内11:約

15.Cの温度差が生じるζとを考えると，冷却水の流速は 7m/sec以上にする必要がある。

(31 受熱板温度評価

冷却水の流速を7m/secとし. Fig， 7.4.1-3 11:示す 1次元モデルを用いて，受熱板の温

度評価を行った。なお. shine -through による熱負荷については，そのパルス幅が-200sec

と長いことから，定常問題とした解析を行っている。

温度条件が最も厳しくなるのは熱負荷がピーク値を持つ冷却チャンネル中央部である。乙の

位置での伝熱面温度Twは.Fig， 7.4.1-2 11:示す関係より. 7nν蹴の流速に対して. Tw

= 130.5.Cとなる。また，グラファイ人モリブデン，銅の熱伝導率を

A graphite = O. 151 (W/ cm ・.C)

~ molybdenum = 1. 3 (W / cm・.C)

A copper = 3. 7 (W/cm・.C)

とすると. Fig， 7.4.1 -3に示す各位置での温度は，

一部8-

JAERI-M 87-139

T3 — T w + q m a x • 6 3 / <! copper = 130.5 + 13.7 = 144.2 C O

T 2 = T 3 + q max ^ 2 / ' ' m o l y b d e n u m = 144. 2 + 19. 5 = 163. 7 (°C )

Ti = T2 + q max " 1 / ^graphi te = 163. 7 + 1514 = 1678 (°C )

i t tSo tt t*>£, ^ 7 7 0 , t i j ^ f y . ^©fcK&Ktt-eft^ft.

T g r a p h i t e = 1 6 7 8 ( ° c ) T molybdenum = 1 6 4 ( ° c ) Tcopper =144 f C )

£&£•> *fc, co^^cD^*P7KtBafitttt6i.8°Ci/j:So (4) ^-yrT>h*s»gSfFffi

M'Stofso^^©rtl:rt^SiW»ft^"-yT'7 h^-ffi^icigLTii, SSfi6&,1)i<:<fc.s J T - 6 0 fflNBI t r - A ^ y y i c B H - t - S l l g l ^ j b S o C C l i t f i , F ig . 7.4.1-4 i e j j r r ; £ £ p ^ + y * * ;HC, A *>t'-M.%m^-Zl)B&:&fti,\ j & f U ^ 8 ~ 1 5 M W / m 2 , #£P7jCfltii 3 ~ 7. 5 m / sec , #£P7KffinK73 4~9fflE0$Sffl t? , ' < - ^T-> h^gffi^©^l<t*fif-3T<->«o USt

***§&©©, iP7f<ggii*j=tO'E77(c ) T(i, 4-|lI©gfi1S©iftftte**©iSfflfc:£iro Fig .7 .4 .1 -5 IC. « » 6 K J : t ) h .^Bi tm*^Lfcfc©T-*5o £©*S£IJ:<9. ftSpftdftii 7 m / s e c T?(i, ' < - V T * b fe= tO ' a i# i«^»Smf i lOMW/m 2 J J (± l c ;7 j :S i#^ .&n , 4 - 0 © ISItfit 2. 5 4 M W / m 2 ( c * t U T 5 S » ^ ^ ^ § 0 ftfc, #Sp^Tf&ffl8!lSfc:-3^-c»±, 3-I1©

a»s©jEr**rta** 16 mm £ * s <, ft&TkmMimt#^Ktt, K««E«***# < tts c

7. 4. 2 x n - - 3 yjgflf

^ ^ ^ f i i S . ^ S m i £ feici^x^^**-©fi7j<|gAlif*SW-So C©J: -Sttfi:? Afafc«fc •}, MftSffl^Sx;-? .y *"J y ^ 7* 'J x ? 'J y ?t&£*©»f£#Sjg -, Tg&ffiff l f^rleS?* £•$*.So ccotztb, i i x / < 7 * 'J y?"*}<£#7*'j x * '; y ^ K J c ^ a ^ a f c o ^ r ^ N - L f c o

(1) » 1 X / < ^ I J ^

S W ^ ^ - J ' i L f c t f c . *BB*mi :LTff iZ«Wt(Be . C ) , * Z f 8 i g # ( F e , Cu ) , mZ&mtt(Mo, W)<D&®ffittm%&^miLtZoWmi$D.L.SmithZ><D DSPUT*rVi / ^ f f l ^ f i 2 ) „

a««©t t : Ff i f f l* f r t t JS rF©i I»> TT* Sc ® A#f*±? D © A £ f x * , M ? - 500 keV

- 2 8 9 -

]AERI -M 87 -139

T 3 = T w + q m ax .e s / ~ copper

= 130. 5 + 13. 7 = 144. 2 ('C)

T2 = Ts + q max .e2/ ~molybdenum

= 144. 2 + 19. 5 = 163. 7 ('C)

T1 =T2 +qmax .e l/~graphite

= 163. 7 + 1514 = 1678 ('C)

となる。すなわち，グラファイト，モリブデン.銅の最高温度はそれぞれ，

T graphi te = 1678 ('C )

T molybdenum = 164 ('C )

= 144 ('C) copper

となる。また，乙の場合の冷却水出口温度は 61.8 'cとなる。

ω) パーンアウト熱流東評価.~ (1)

片面加熱の場合の内管内強制対流パーンアウト熱流東IL関しては，堀池りによる ]T-60

用 NBIビームダンプlζ関する実験がある。乙の実験では， Fig. 7.4.1-4 IC::示す冷却チャンネ

ネルに，イオンビームを用いて加熱を行い，熱負荷8-15MW/m2，冷却水流速 3-7.5m

/sec ，冷却水出口圧力 4-9気圧の範囲で，パーンアウト熱流束の検討を行っている。実験

で用いた冷却管内径が 10mmと小さい乙と，熱負荷領域がかなり大きい乙と.といった差異

があるものの，冷却水流速および圧力については，今回の受熱板の設計値をその範囲に含む。

Fig. 7.4.1-5 1<:，堀池らにより得られた実験結果を示す。乙れは，冷却水圧力 6気圧にお

ける.冷却水流速とパーンアウト熱流束を示したものである。乙の結果より，冷却水流速 7m

/secでは，パーンアウトおよび膜沸騰熱流東は 10MW/m2以上になると考えられ，今回の

設計値2.日 MW/m21c:.対して充分余裕がある。なお，冷却管寸法の効果については，今回の

受熱板の方が内径が 16mmと大きく，冷却水流速が同じ場合には，質量流量が大きくなる乙

とから，より安全側にあると考えられる。

7.4.2 エロージョン解析

受熱板は高熱流東とともに高エネルギーの重水素人射を受ける。乙のような粒子負荷により，

壁表面の物理スパッタリング，プリスタリングなどの損耗が起って受熱板の寿命lζ影響を与える。

乙のため，物理スパッタリングおよびプリスタリンクーによる損耗量について検討した。

(1) 物理スパッタリング

受熱板が受ける熱流東を低減するためには.入射するビームに対して受熱板を傾斜させる乙

とが望ましいが，スパッタリング率は粒子の入射角度に依存して損耗量が過大となるためa 入

射角度をパラメータとした。また，壁画材料として低Z保護材(Be ， C ).中Z構造材 (Fe，

Cu ).高Z保護材 (Mo，W)の各候補材料を選んで検討した。評価は D.L. Smithらの

DSPUTモデルを用b、tl2)。

受熱板の粒子負荷条件は以下の通りである。

① 入射粒子 D

② 入射エネルギ 500keV

-289-

JAERI-M 87-139

® & ? £ 5X 10" l / m 2 ' S

® m^^fS 200 s/cycle © " > x t i. 2 X 10* cycles

( 800 s $m, 0. 3 MW- y / m 2 ) © mmnffims 2.4xio 6s

SJIMUWfr* ( 2. 4 x 10 6s ) C f c l ^ * , * 'J ^ * " » « « * « « » « » « » L T F i g . 7 . 4 2 - l l c ^ t . cn j ; ! 9 , 500keVil.îg^ :Fx*-'i'**-CD^#»i:^LTttjgZ*t©S"**iSi z *rj: »> f>8Mi*^/hdw sfc, 7ttttmn®ti^â fcffiz *t**firfin?**. «*£*ic*t r s A W 8 l « $ # t e t i l £ J 6 T * # < , § 8 I M 6 © « t t t e # 5 A * f f i ? * © « ^ * # « L T f c A «

T—*t L,T£ffiKttHJ-*«£jctt , g*ft&£ii$ 70° f C « » 3 * T « > S H S « * 1 mmJHT

tt*J. f@£SEMifsf£Lfc*&lc(;i;ji$500eV J ^ f f l f c r f x ^ + ' - T - g B x ^ . ; , ? y y ^

«t s ^ x '•? ^ ^K«fc s a s © njmm^ «a*. #is:ft0$§&K«A*t x# ^ * ' - # * S t, >fc to IcfflfSS&M L T fe «fc l Mil £ ft 5 •? o (2) •7>)xj")>y

&m& He, Ne , Ar t f f f l^St t* '* 4 * y-P H, D , N ttifO-f * yfcfr&j&fri 7*'J x 9 'J y^MB^Taff iT '©iWliSf t#£l5*i5ISt t#*So Pig. 7.4.2- 2 K He -f *v**A Mltzi%&<D, Jg|^«g««, 7*'Jx:?!lS, g £ © J f S f f l A « 4 * y x * ^ 4 - * - i t * h J - 5 # c # tt£jfô -*•#*>•&, 5OOkeV0x*;i/**-£}#O'f *y£ifo lO'Mons/cirfflSflfa-Si: 1 P

S£-*fttf, 7*'Jx* y y^JCfcSgBff l iR^ iH^^^Tf l l J i f f l ^^^^Hî t t t j j iSo L *» L #A* £>, : £ J g * © A W H ? »KA*0.1 ~1 atom/Metal atomflSftKjig L T C tlKX

ffitttiJgl-'feCi^^&nSo 3&fc. *£©$§&!!: fc He £|5tfi©7"y x * y y ^ # £ b * l SA*. ffiffciffiî^clifrS. 275KJil±T?(47*'J ^^**4fiK$n'SV<t©ffi§*s*So Table 7.4.2-1 fc 316 x ? y v * & & £ & * x ) TVJ'fcJiMtS-AWl.fcS&OT'iJ x * y y **fS&&£*JSLrt:U)o c*i=fcD, 316x-?yu-xiref;£-93 0 C KT, * y ^ f y f l i 100 "CJJTFfflif&ic©.?*., 7*'J x*©f8£a*«!g;*tt:fc«>

R t J : * ) . NB I g£*«SSic&J» f « ^ A ) *ffl^fc«^Klt7*U x^jWSS-rspf l l t t

- 2 9 0 -

③ 粒子束

(ただし，垂直入射の場合〉

照射時間@

⑤ パルス数

]AERI -M 87 -139

5 X 1019 l/m2・s

200 s/cycle

1.2X10. cycles

⑥

( 800 s燃焼. O. 3 MW-Y /m2 )

累積負荷時間 2.4 X 106 s

受熱板寿命中(2. 4 X 1.06 S )の物理スパッタリング損耗量を各候補材料に対してFig.7.4.

2 -111:示す。これより， 500 keVという高粒子エネルギーの条件11:対しては低Z材の方が高

Z材よりも損耗置が小さい。また，不純物制御の観点からも低Z材が有利である。損耗量11:対

する入射角度依存性は極めて大きし受熱板の傾斜11:伴う入射粒子束の減少を考慮しでも入射

角度が大きくなるにつれて損耗量が急激に増加する。しかしながら，低Z材のグラファイトを

アー7 として表面に設置する場合には，受熱板を約 700まで傾斜させても損耗量を 1mm 以下

とする乙とができる。一方，受熱板構造の単純さと除熱等の信頼性の観点から銅合金製のベア

受熱板を採用する場合iζは傾斜角度を 500程度とすることにより，やはり損耗量を lmm以下

にできる。すなわち，損耗量による寿命の観点からは上述のいずれも設計可能と思われる。

なお，銅を表面材料とした場合には約 500eV以上の粒子エネルギーで自己スパッタリング

率が 1を超える可能性があるが， NBI受熱板設計においては高エネルギーの自己スパッタリ

ングは考慮する必要がないものと考えられる。また，グラファイトの場合にはメタン生成等に

よる化学スパッタリングによる損耗の可能性があるが，本設計の場合には入射エネルギーが大

きいために損耗量は無視しでもよい債となろう。

(21 プリスタリング

金属lζHe，Ne， Ar等の不活性ガスイオンやH，D， Nなどのイオンを打ち込むとプリス

タリングが起って表面での剥離現象が生じる可能性がある。 Fig.7.4.2-211: Heイオンが入

射した場合の，臨界照射量，プリスタ直径.表皮の厚さの入射イオンエネルギーに対する依存

性を示す。すなわち， 5.00 keVのエネルギーを持つイオンを約 1018ions/crrr照射すると 1μ

m程度の表皮肉厚を有するプリスタが生成し，剥離する可能性があり，乙の現象が繰り返され

るとすれば，ブリスタリングによる表面損耗が銅合金ベア構造の寿命決定因子となり得る。し

かしながら，金属中の入射原子濃度が0.1-1atom/Metalatomで飽和に達して乙れ以

上の照射を続Pすると表面からガスが再放出される乙と，スパッタリンクゅによってプリスタが消

滅する場合もあること等から，プリスタリングによる表面損耗が重大な寿命決定因子となる可

能性は低いものと考えられる。さらに，水素の場合にも Heと同様のプリスタリングが生じ得

るが.拡散速度が大きいことから 275K以上ではブリスタが生成されないとの報告がある。

Table 7.4.2 -1 11: 316ステンレス錫およびモリブデン11:水素を入射した場合のプリスタリン

グ発生結果を示した(4)。乙れより， 316ステンレス鋼では-930C以下，モリブデンでは 100

℃以下の場合にのみ，プリスタの発生が観察された。

以上より. NB 1受熱板表面iζ金属(銅合金)を用いた場合にはプリスタが発生する可能性

はあるが，乙れによる損耗が受熱板の寿命決定因子とはならないものと考えられる。しかしな

がら，高照射量のデータに不十分な点もあり，今後の設計にも留意しておく必要があろう。

-2卯一

JAERI - M 87 - 139

Table 7.4.2-1 Blistering Behaviors H Implanted 316SS and Molybdenum^

H implanted 316 SS.

ImpUnl temp. CO Blister dia. Density (em"1) Fluenee (10'*cnf J )

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70 270 350

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- U 5 0

<100 400

15 5 5

no blisters

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IX 10* 3X 10*

5 4.5 6

>5

291

JAE悶一 M 87-139

Table 7.4.2-1 Blistering Behaviors H Implanted 31658 and Molybdenum(持)

踊加同組Icd316 SS.

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4・U5 15 2X 105 s 。 s 1 x 10' 4.5 <100 5 3 x 10. 6 4ω no blislcn >5 -・・・.回

-291-

JAERI-M 87-139

Fig. 7 . 4 . 1 - 1 Dimensions of Col lect ing Plate

- 2 9 2 -

JAERI -M 87 -139

20 20

基盤 (SUS)

冷却チャンネル冷却チャンネル

銅

~''}7T1 上

主1)77'と

¥ぐBI

49 9

79

Fig. 7.4.1-1 Dimensions of Collecting Plate

-292-

JAERI-M 87-139

Flow Rate (m /sec )

Fig. 7.4.1-2 Relation between Coolant Flow Rate and Temperature of Cooling Surface

^UGWWm2

Graphite

•li=9mm

Mo

tamis

T 8 T 3 T w = 130.5 °C

Fig. 7.4.1-3 Thermal Analysis Model of Collecting Plate

-293-

JAERI -M 87 -139

也B

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(m /sec)

Relation between Coolant Flo~ ~呂te and Temperature of Cooling Surface

Flow Rate

Fig. 7.4.1-2

Mo Gro凶ite

T3 T2

st=9mm

t

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iujit--J Thermal Analysis Model of Collecting Plate

-293ー

Fig. 7.4.1-3

JAERI-M 87-139

5D I BO

Fig. 7.4.1-4 Beam Dump Test Channel of NBI for JT-eO^1)

15T

s 3

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P-O. IMf .

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2 1 « flow Vf techy fmA)

Fig. 7.4.1-5 Dependence of Burnout and Film-boiling Data on the Flow Velocity^1)

-294-

JAE悶 -M87-139

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守岡明間開凪申柚

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Beam Dump Test Channel of NBI for JT・60(1)Fig. 7.4.1圃 4

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• Dependence of Burnout and Film園

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Fig. 7.4.1-5

目

JAERI-M 87-139

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Incident Energy 500ke¥

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V77.

Incident Angle

7777777

20 40 60 Incident Angle (deg.)

80

Fig. 7.4.2-1 Physical Sputtering Erosion of Neutral Beam Collector Plate

-295-

JAERI -M 87 -139

1041

D Incident Parficle

103 500keV Energy Incident

(n Model DSPUT

e 102

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主10'ω

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80 60 40 20

( deg.)

Physical Sputtering Erosion of Neutral Beam Collector Plate

-295-

Angle Incident

Fig. 7.4.2-1

3 *•

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Thickness of

Covers and

Range of

Ions (ym)

Critical Fluence (

ions/cm2)

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Blister Diameter (um)

JAERI -M 87 -139

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JO' 10~ 10' 10 JO・2

Ion Energy (keV)

He+ Ion Energy Dependent Cr1t1ca1 F1uence (A)， B11ster D1ameter (B)， Th1ckr梅田sof Covers (C) 吋)Roth et a1. on肋 (p01y.) ( Q) Behrisch et a1. on Nb(p01y.) (Q) Erents et a1. on Mo (p01y.) (..，) Beuer et a1. on V， Mo and S8 (I) Verbeek et a1. on Mo and 88 (ιI) Das et a~. on Nb(p01y.) (2I) Das et a1. on Nb(111) (勺)Das et a1. on Nb(P01y.， annea1ed) (時I)Das et a1. on Nb(p01y.. c01d-worked) (的 8t-Jacques et a1. on Nb(po1y.) (5) (・)Kaminsky et a1. on Nb(po1y.)(2) ( ! ) Das et al. on Nb (p01y.， annea1ed) (・)Ka皿daet a1. on annea1ed Nb(lll) (f1ak1ng) (G))陶回daet a1. Ne+ on annealed Nb(100) (.) Biersack et a1. Nb(lll) (Q)) 800d et a1. on Incone1-718 (~) 800d et a1. on Zr(annea1ed) (③) 800d et a1. on 88~3~6 (，，) 800d et a1. on Zr(90% co1d worked)(3) 一

-296-

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JAERI-M 87-139

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(1) Horiike, H., et al., Nuclear Technology/Fusion 2 (1982) 637 (2) Smith, D.L., et al., Proc. 9th Symp. on the Engrg. Problems of

Fusion Research, IEEE Pub. No. 81CH1715-2 (1981) 719 (3) ftOttft, B#«S^£t£35( 1980) 133. (4) Kerst, R.A., J. Nucl. Mat. 103 & 104 (1981)

-297-

JAERl -M 87 -139

7.5 まとめ

Option. C炉を対象として.負イオン源 NBIシステムを導入した場合の炉心構造について検

討を行い，固定遮蔽.シェ JV，TFC部真空容器などの炉心構造物との整合lζ留意したビーム紬

位置の選定により，現炉心構造の大幅な変更を行う乙となし炉心部のビームライン構造の概念

設計を行った。また，熱解析およびエロージョン解析の結果から，受熱板の温度および表面損耗

の点での問題もない乙とが示された。

しかしながら，ビーム入射部の遮蔽構造と TFC部真空容器との干渉に起因するビーム入射部

での遮蔽厚の不足を補うための越蔽構造概念については，さらに検討を加える必要がある。その

場合，リップルインサートの概念を導入した炉構造概念の検討も必要と考えられる。

司書考文献

(1) Horiike， H.， et a1.， Nuc1ear Techno1ogy/Fusion 2 (1982) 637

(2) Smith， D.L.， et a1.， Proc. 9th Symp. on the Engrg. Prob1ems of

Fusion Research， IEEE Pub. No. 81CH1715-2 (1981) 719 (3)鎌田耕治，日本物理学会誌35( 1980) 133.

(4) Kerst， R.A.， J. Nuc1. Mat. 103 & 104 (1981)

-297-

JAERI-M 87-139

8. */9>"^'y h • T X h ^ j L — ) V

&1 x^h^ya-^CDSMfecfey***^

^ j y ' r y H l ^ i L T I i , Fig. 8.1-1 lc^^-J;-5«h y^^Al^Si^, flljgft, ftWtt,

^ iS t t f a . CtlbO-5*. Table 8.1-1 £ ^ " 6 aSfflx* U r S ^ - ^ S ^ U i^«lfei*

® b-5X^#Jfflnr»)J|iR#IC6^BJf©TX h#-h*|8!«- (<1®-p £ 2 #-HC*t LT«

- 2 9 8 -

JAERI -M 87 -139

8. プランケット・テストモジュール

B. 1 テストモジューJ[，の目的および基本条件。

FER におけるプランケット・テストモジュールの目的は. トリチウム生産用低温プランケット

およびDEMC】炉11:設置される発電/トリチウム生産用高温プランヶ・2 トの工学的設計データを

取得する乙とである。

プランヶ・2 卜概念としては. Fig. 8.1-1 11:示すようなトリチウム地殖材，構造材，冷却材.

中性子増倍材，構造概念、等の組み合わせにより，数多くのものが提案されている。 FERにおい

ては.運転時間やテストモジュール設置領域に限りがおる乙とから，炉外試験や核分裂炉での試

験11:より有望とみなされた数種類程度のプランケ y ト概念がテストされる乙とになるであろうが，

本設計では. 乙れらのうちTable 8.1 -1 11:示す6種類のテストモジュールを選定し，主要な検討

対象とした。

テストモジュールの検討に当っては下記のような基本条件を設定した。

① トーラス外側の可動遮蔽体に 6ケ所のテストポートを設け(乙のうち 2ポート 11:対しては

炉停止時の点検周ポートを使用).各種実験を効率的11:行うよう計画する。

② テストモジュール以外11:キャプセル相当等の試験体11:より各種基礎試験を実施できるよう

11:計画する。とくに，アー7材，絶縁材等の材料照射に対しては，点検用の 2ポートを用い.

乙れらの遮蔽プラグを兼用して設置するものとする。

③ テストモジュールの設置が他の炉内構造物に極力干渉しないよう配慮する。乙のため，各

テストポート 11:はテストモジュール等の試験体を収納するテストジャケットを設置する。

@ テストモジュールの故障により FER本体の運転11:重大な影響を与えないよう配慮する。

⑤ 基礎および要素試験などで交換頻度の大きい試験は，設置/交換時にできるだけ炉本体の

真空境界をプレークせずに実施できるよう計画する。

ritb唱rhrrFtttιιtEtむbkRιF

-2旬一

Table 8.1-1 Main Specification of Test Modules Low Temperature Test Module High Temperature Test Module Very High Temperature Test Module

A B A B A B

i) Hifc£@tt h ' J f 5 A 0 4 I M mmzmmmtLtz m#t&mmss&isizf 7k#»fcj;3?§mzat A'xftaiiCcfcS^S *#«5H*ge&aiK: >i«IliK0M**6*«i H 'j^>>i»4gffl®a yvr-j t-is&icft-r ^<*iifi?RO>* h 'J =f- •? S^ftfflilEEStf V ') <fcsfg«iK&#©ai JLtcteUmm??'ST i & I ^ y * ; / H 0 i ^ 5 7-r - • y ' t r y - f w © A ± ^ / 3 i ^ [ H l i R O « l m-zm/mmmL fi£&0>'h ' J ^ A f f c f f •J h ©&£J?!iE & £ 1 E fcM tg£«;ifcDEMO *p

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*i*lif§ffi« 300°C 500°C 500°C 500°C 900°C i 750°C

•teat* - e * He **x Li g * He iS 7- Li

me (Ao/iBQ 5 0 / 9 0 °C 100/160°C 250 /330°C 2 8 0 / 3 2 0 ° C 640 /700°C I 450 /530°C

E * 1.5 MPa 4.0 M P a 1.0 M P a 1.5 MP a 9 MPa • 1.0 MPa

• * « • * * « « • Be " ^ A - (zi£) Be ^ ^ i / m&) a L Be -<7r-a' ( S & ) Be **1fi> ( z l £ ) « L • h 'J-^CAlsIlIX He tfxitj;* He tfxitiS i « # L i ICJ:£ He # x | c £ 5 He A ' ^ I C i S ftftLi lc±5

gflEEItt •^'•y^HDK JtHHDK SttlalK mmim. j*f£HHK • i/3,JU&ft « L « L a L « L tl L j « L

一『一一戸一一一-，.--:."'.......，，::-..~~-川 f一一一戸一一一一一一一〕一一 J 一一一

Modules Test Main Specification of Table 8.1-1

High τ'emperatureτ'est Module AB -1 .A - - 1 --B

水冷却による発電温度|ガス冷却による発電温!被体増殖材自己冷却に

条件達成及びトリチウ|度条件の達成及びトリ iよる発電温度条件の達

ム生産/連続回収の機|チウム生産/連続回収 i成及びトリチウム生産

Very High Temperature Test Module Low Temperature Test Mod凶e

トリチウムの生産及び|構造を極力簡素化した|液体増殖材自己冷却ブ

連続回収の両機能を備|トリチウム生産周低温|ランケット概念11:対す

えた低温増殖プランケ|増殖ブランケットの総1るフィージピリティの

ットの総合実証 |合実証 |検討

B A

1)実験主目的

能を備えたDEMO炉!の機能を備えたDEMOV連続回収の機能を備

用高温増殖プランケッ|炉周高温増殖プランケ|えた DEMO炉用高温

卜の要素試験 |ットの要素試験 l増殖ブランケットの要

;素試験

』〉

EN--g∞叫lHE

チュープ・イン・シェル型|チュープ・イン・シェル型|箱型容器

液体Li (天然)Li20ベプル(天然)

く1000QC

PCA

LizOベプル(天然)

400-1000QC

2)基本仕様

・基本構造

-増殖材選180-(}340) "c -増殖材許容温度

・構造材モリプラ

900QC 500

QC

軽水

PCA

500QC 500

QC

316 S. S.

300QC

軽水

最高許容温度

Li

1450/530QC

Heガス

640/700QC

Li

250/330QC

Heガス

100/160QC

-冷却材

1.0MPa

なし

るよT」川

収

し

L回

主

体

続

司

波連

9 MPa

Beベプル(混合〉

Heガスによる

連続回収

なし

280/320QC

Beベプル〈混合)

Heガスによる

連続回収

なし

1. 5 MPa 1.0MPa

a なし

「体Li 11:よる連続回収

なし

4.0 MPa

Beベプル(混合)

Heガスによる

パッチ回収

なし

1.5 MP a

Beベプル(混合)

なし

Heガスによる

連続回収

温度(入口/出口150/90QC

庄力

・中性子増倍材

-トリチウム回収

-シェル導体

BLANKET MATERIAL TRITIUM RECOVERY

LIQUID BREEDER SOLID BREEDER

I 1 1 1 I BREEDER COOLANT MULTIPLIER STRUCTURE BREEDER COOLANT MULTIPLIER STRUCTURE I

I Continuous Recovery Batch Recovery

—Li I— Breeder

-Li/Pb -Water

-FLIBE

•-Salt

—Breeder

r-Be

-Helium *—Vb

•-Molten Salt

-SS316

-PCA

—Mo Alloy

_V Alloy

—Lithium Oxide

--Ternary Oxides

-Other

— Water

L- Helium

— Be

Pb

-SS316

-PCA

in-situ out-of-pile in-situ out-of-plle

— Mo Alloy

l_V Alloy

POWER GENERATION

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High Temperature Blanket

Low Temperature g Blanket

Electricity Generation

Fig . 8 .1-1 Types of Tritium Breeding Blanket

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Continuous Recovery

in-situ out-of-pile

STRUCTURE

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「BREEDER STRUCTURE

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I High Te田perature

Blanket

Electricity Generation

Mo Alloy

V Alloy

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V Alloy

Holten Salt

FLIBE

Salt

き

Types of Tritiu皿 BreedingBlanket Fig. 8.1-1

JAERI-M 87-139

8.2 mum

FER IciSfif 5 # l f x h ^ ^ a - ^ ^ - t a t t + . S I c a * ? , x * h t ^ i - ^ T O ^ g i * ¥*&Hflt>J!He-a-5i&g#«&5o ^©^^ lS@©St i i ' S :S l i , gl#*>6WiltiI'*>©FER H8il

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- 3 0 1 -

JAERI -M 87 -139

8. 2 実験計画

FER 11:設置する各種テストモジュールを設計するに当り，テストモジュールで‘の実験項目を

予め明らかにする必要がある。乙の実験項目の計画・立案は，既存あるいは計画中の FER関連

研究開発施設での実験計画など核融合炉全体の開発スケジュールと十分に調整して行う必裂があ

る。 FERテストモジュールでの主要取得データを以下のように設定した。

① FER建設までに得られた基礎データを 14MeVの高中性子東条件下で実証する。すなわ

ち，材料の照射損傷，第一陸・プラズマの相互作用，およびニュートロニクス特性などの基

礎情報を 14MeVの中性子束場で取得する。

@ 卜リチウム生産用の増殖ブランケットを模擬した低温テストモジュールにより，トリチウ

ム生産および回収などを実証する。

③ DEMO炉問増殖ブランケット候補概念について.そのフィージピリティを検討するため

の基礎データを取得する。

④ DEMO炉では発電用の温度条件の達成が必要となるが. DEMO炉と FERの熱負荷条件

の違いからその実証は困難である。乙のため FERにおいては，上記結果をふまえた高温お

よび超高温テストモジュールにより高温条件達成などの要素データを取得する。

FERでは上記実験を効率的11:実施するため，外側可動遮蔽体11:6個のテストポートを設けるよ

う計画した。ただし，前述のように点検問の 2ボー卜は. とくにアーマ材.絶縁材等の材料照射

に使用する。各テストポート iζ設置するテストジャケット及び試験体を含めた実験スケジュール

および各試験体のサイズ，試験個数11:対する計画をそれぞれTable8.2-1およびTable8.2-

21ζ示す。また. Table 8.2-311:は各テストモジュールでの実験項目を示す。なお. FERの運

転iζ閲して次のような仮定をたてた。

"ステージ 1" HDプラズマ (DTパーンなし)

ーステージ 2" 定格運転以前の運転条件〈低デューティサイクル.低出力 etc.)

"ステージ 3" 定格運転(1 MW/m2 • 800秒パーン)

また，積分壁負荷は 0.3MWy/m2 • 炉運転年数 10 年と仮定した。

一却1ー

.Table 8.2-1 Test Schedule in FER

1 Y e a r s

3 4 o f O p e r a t i o n 5 6 7 8

Stage I Stage II 10

Stage HI

Neutronics Tests Tritiui Recovery Tests

Screening (short period) Irradiation effect on breeder properties (long period)

Blanket Demonstration Tests

Material Irradiation Tests

H/D(5000shots)i ^/TdOOOshotsV ~0.01MW^y/«2

D/T (800sec X 12000shots) -0.3MW«y/i2

Physics Test

[Port NO.] #1 ,2 ,3 ,4

T/E-l

JM.2,1.3,4 T/E-2

# 4 ^T/E-2 .#1 ,2 ,3

T/H #5.6

T/E-3

Ntmber of Test Port Test Ei^ient-1 : 2/port Test Ele«ent-2 : 4/port Test Eleient-3 : 4/port

Test Module Test Sector

1/port TBD

』〉切包

lph

ミlHU由

Test Schedule in FER

Years of Operation 1 2 3 4 5 6 7 8 g 10

' Stage I Stage Il Stage m

H/D(5000shots) D/T(1000shots) D/T (800sec X 12000shots】.......0.OUIW.y/.2 ......0.3削・y/a2

Physies Test

[P# ort H0.1

Neutronics Tests 1.2.3.4 T/E-1

Tritiua Recovery Tests

Screening (short period) 生主L2.3.4T/E・2、、

Irradiation effect on breeder 茸4properties (10ng period) TIE-2

茸1，2.3Blanket Deaonstration Tests t

T/l

Material Irradiation 1ests #5.~ T/E-3

府 τable8.2-1

言

lIport Test Module 21port Test El 噌 ent・16 Nuaber of Test Pod.

TliD Test Sector 4/port

4/port

Tcst Ele圃ent・2:

Test Eleaent-3

Table 8.2-2 Size and Number of Test Elements for Nuclear Testings

Size of Test Spec, w x h x t

(m x m x m)

No.of Test Spec, n x ( i terat ion)

Dedicated Ports

Neutronics Tests 1 x 0.5 x 0. 5

(T /E-1 ) 8 x (3-4) 4 at Stage II

Tr i t ium Recovery Tests

Screening

I r radiat ion Effects

0.4 X 0.5 x 0.15

(T/E-v2)

16 x (2-3)

4 4 at eary Stage I I I

1 at Stage I I I Blanket Demonstration

Tests

Low Temperature High Temperature

1 x 1.7 x 0.5

(T /M)

3 X (2-3) 3 at Stage I I I

Material I r radiat ion Tests Smali Art ic les

(T /E-3 ) ~ 1 . 5 m 2

net surface area facing plasma

2 du r ing lifetime

(Large Sector Tests 3 x 4.5 x 0.5 (T /S)

a few Stage IV )

Number of dedicated ports for nuclear testings

T/E-1 • 2 / por t T /E-2 4 / por t T /E-3 4 / por t T /M : 1 / por t T / S Sector ( 1 / 1 2 torus )

一一一一一一一一←J ←ー

』〉何回出

l冨

雪lHω由

Size and Number of Test Elements for Nuclear Testings

Size of Test Spec. No.of Test Spec. Dedicated Ports w x h x t n x (iteration) (m x m x m)

Neutronics Tests 1 x 0.5 x O. 5 8 x (3-q) q at Stagell

(T /E-1)

Tritium Recovery Tests O.q x 0.5 x 0.15

(T /E";2)

Screening 16 x (2-3) 4 at eary Stage 111

1 rradiation Effects ヰ 1 at Stage 111

Blanket Demonstration 1x1.7xO.5 3 x (2・3) 3 at Stage 111 Tests

CT/M)

Low Temperature High Temperature

Material Irradiation Tests Smali Articles ，.， 1. 5 m2 2 during Iifetime

(T IE-3) net surface area facing plasma

(Large Sector Tests 3 x晦.5x 0.5 a few Stage IV )

(T/S)

Table 8.2-2

8 c.>

6 Number of dedicated ports for，: nuclear testings

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T IE-1 ' T/E-2 T/E-3 T/M T/S

Table 8 .2 -3 . Test Items for the Typical Test Modules

Test Capsule for Low Temperature Low Temparature High Temperature High Temperature Very High Temperature Elementary Test Test Module (A) Test Module (B) Test Module (A) Test Module (B) Test Module (A) (B)

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』〉開

-al冨∞叶1】臼田

Modules

Test Capsule for Low Temperature Low Temparature High Temperature High Temperature Very High Temperature Elementary Test Test Module (A) Test Module (s) Test M吋 ule(A) Test Mooi.lle包) Test Module CA)(B)

-第 1建損傷状況の観察 -ディスラプジョン時の -伺左 -ディスラプション時の電 -同左 -同左ディスラプショ γ 構造物の健全性実証砥力による構造物の健全

アーキング性実証

スパッタリング/ブリス

タリング

-除熱構造の碕証 -除熱.構造物健全也 - 同左 -同左及びMHD効果 -動力炉冷却材温度条件 -同左

圧損，流配の実証I 達成実証

-熱構造設計の実証 -同左 -同左 -同左

-動力炉用ブランケットの -動力炉プランケット冷、

旅路.形状及び増殖材/ 却構造の検証

冷却材組合せ等基本概念

の遭定

す増殖材の照射特性変化， -同左〈照射後の観察) -同左

照射健全性IC関する予備

鼠験

-増倍材，シ品ル導体材.

絶縁枕構造材等の照射

試験

-トリチウム回収鉱験 -トリチウム回収訟験 -トリチウム回収試験 -トリチワム回収試験 -トリチウム回収試験 -同左

-低温T/MIC先立つ確 -回収条件逮成，連続 -パッチ処理でのトリチ -動力炉条件下でのトリ

証鼠験回収の実証ヴム回収の実証チウム回収実験

-動力炉プランケット条 -インベントリ計測 -インベントリ計測

件下でのトリチウム放

出/回収特性の研究

-第 1壁インプラシテーション

-T様既存在据度etc -トリチウム生成率分布 - 同左 -トリチウム生成量iIIll定 -トリチウム生成率分布 -同左

測定測定

-構造材放射化 -核発熱分布測定 - 同左 -核発熱分布測定 -同左

Test Test Items for the Typical Table 8.2 -3

警

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JAERI-M 87-139

8.3 ffi£«E&

mmZtlT<<•<?,* T * h * s ? * w M c g g L T f t ^ M 4 # ; t & t t S 6 S g © 8 k i : l c f t U IS I t i #i*5«fcOt4Stt#Table 8.3-lKJjrTo

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L i 2 0 4 # « • ? « « & « 4 L T © ^ y y * A (Be) Z^-fftb^ji'&tkt U%KM&ftmt Z><> ttz, &^#<OWA#MBl*hV*V±mimfKK£&&t£im <400~1000°C)Kl i#*S

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| i g f x h t ^ - * B l i , A P / t t P a t 2 8 0 / 3 2 0 o C f f l g * £ i £ £ P M 4 I , $ffl^ffi&# *»&*Jt* t4LTt tPCA*ff l^5 0 *Jilf{&W:#HWlcffia-rx I- * i ? a - ^ A 4 | q | i ; - e * S **, «!JgMfiffi* iif<«5C.ite«fcO t^*PiWffi^* iiS^ <15MPa)2l4*>e>. E A ^ v ^ y ffl<HIttlR].L*#«L. 8 l B * R t t 8 & H * e 4 L f c o

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- 3 0 5 -

]AERI -M 87 -139

8. 3 構造概念

FERの運転スケジュールにおいて，ステージ 3後期11:は工学試験用テストモジュールの設置

が計画されている。テストモジュールIC閲して代表的と考えられる 6種類の概念IC対し，設計主

要目および、特性をTable8.3-1IC示す。

低温テストモジュールAの構造概念、をFi g. 8. 3 -1 a) IC示す。固体増殖材LhOと軽水冷去附オ

を使用し，箱型容器の中11:冷却管を配列した，いわゆるチュープインシェル (TIS)型構造である。

第 1壁は矩形流路を有するリブ型構造で，プランケット容器と一体としている。増殖領域には，

Li20占中性子増倍材としてのベリリウム (Be)をいずれもペプル形状とし均質混合充填する。

また，炉運転時の増殖材温度を卜リチウム連続回収lζ必要な範囲 (400-10000C)11:維持する

ために，冷却管周囲IC熱抵抗層を設けると同時に.プランケッ卜内の核発熱率分布11:応じた冷却

管配列を行う。冷却材の入口/出口温度は 50/900Cとし，構造材'Cは316ステンレス鋼を使用

する。増殖材としてLi20を使用する他のテストモジュール(低温B，高温B，超高温A)につ

いても， TIS構造および一体型第 1壁， Li20とBeの均質混合充填という基本概念は同じであ

る。

低温テストモジュールBは.冷却材として入口/出口温度 100/1600Cのヘリウムを用いる。

構造材には PCAを使用する。トリチウム回収をパッチ方式とし冷却管周囲の熱抵抗層を不要

とする乙とによって構造の単純化を図っている。

高温テストモジュールBは，入口/出口温度280/3200Cの軽水を冷却材とし，使用温度条件

から構造材としてはPCAを用いる。構造概念は本質的に低温テストモジュールAと同じである

が，構造材温度が高くなる乙とおよび冷却材圧力が高いC15MPa)乙とから.圧力バウンダリ

の信頼性向上を考慮し，第 1壁を円筒群型構造とした。

超高温テストモジュールAは，ヘリウムを冷却材とし.その入口温度を 4000C以上とする乙

とにより.冷却管周囲の熱抵抗層を廃し構造単純化を図った上で，トリチウムの連続回収を行う

ものである。ただし，動力炉IC対して想定される冷却材出口温度 (7000C)(1)の達成を目標と

したため，テストモジュールでの入口温度は 6400Cと設定した。第 1壁は高温テストモジュー

ルB同様，円筒群型構造とし.構造材は超高温条件からモリプデン合金を使用する。

高温テストモジュールAおよび超高温テストモジュールBは液体リチウムの自己冷却プランケ

ットを模擬するものである。構造概念はいずれもFig . 8.3-1 b) 11:示すようになっている。す

なわち，容器と一体化された第 1壁には，トロイダル方向の流路を設け，プランケット内部は隔

壁により第 1壁冷却材用の入口/出口ヘッダ部と中央流路部11:分かれている。乙の内部隔壁は容

器内圧に対する補強板を兼ねている。また，モジュール内でのMHD圧力損失を低減するために.

後壁以外の容器内面およびプラズマ側以外の第 1壁流路面に絶縁コーティングを施す乙ととする。

高温テストモジュールAでは冷却材入口/出口温度を 250/3300Cとし.構造材11:はPCAを用

いる。一方.超高温テストモジュールBでは，冷却材入口/出口温度450/5300Cとし，構造材

には高温での液体リチウムとの共存性を考慮してパナジウム合金を使用する。

低温テストモジュールAのテストポートへの設置状況をFig.8.3-211:示す。テストモジュー

ルの第 1壁はプラズマIC直面している。他のテストモジュールの設置も乙れと同様で唱あるが.高

I，ltFILLib--lkhtul仁vvpvιt

-305-

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JAERI - M 87 - 139

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- 3 0 6 -

]AERI -M 87 -139

温および超高温のテストモジュールについては，温度条件が高く構造材等比較的開発要素が多い

乙とから.故障確率も低温テストモジュールよりは高くなると思われる。したがって，乙れらの

設置が炉運転に与える影響を最小とするため，テストジャケット前部の全面に第 1壁を設け. 乙

れをプラズマ真空境界としてその中11:テストモジュールを設置する乙ととする。

-306ー

Table 8.3-1 Major Parameters of FER Test Modules (1/3) Teat rktdml* Lav Temperature Teat Lew Temperature Taet High Temperature Tear High Temperature Taat Vary Klgk Temapratmre Vary High Tamperatmr*

Kedale (A) Hodule (II Module (A) Hedule ( S ) Taet Module CA) Taat Module ( a )

Teat Itaaa Confirmation of Driver Blanket for FER-fhaee 2 (tentative plan)

Feasibi l i ty of Li Sa l t -Cooled Blanket

Acquleltion of Baaic Data for DEHO/Commercial Reactor Blanket Teat Itaaa

Continuoua Trecovery Diacontlnoua Trecovery MHD, Electromagnetic Coolant Exit Temperature for Electr ic i ty Generation Continuous T Recovery

$•!». • •» • " X 0 . 5 • * x 1.7 « h

Jaeket f l r a t Ha l l kerne nana xlbkea-panal Tfcltfkmeea IT ami StEMtwcai Material type 111 IS CevlaHt HjO

1 HPa Temferetare ( l n l e t / e t i t l e t )

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Tim* Oireat lan tmreldml. CHBIHMI Acea W x SMB* H i c k 7 . 5 ami HaxleMMa Temperature 111 *C H u l a n a Velemity

— —

1.4 m/e 41 kPs

r l r a t H a l l

Tfclmkmeea

r lkkef-peael ClkbemVpeael tube and p l a t e take aaa Plata rikked-paael

fPESJ r l r a t H a l l

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1 HPa 4 HPa 1 HPa 15 HPa a HPa | HPa .Temperature ( l n l e t / e e t l e t )

Sf / I t *c • i n / i « i *e ISO / J J I - c 111 / I I I *C (41/155 *C 450 / SJO - c

rlaw DUeetiem t e r e U a l t a r e U e l U r a M a l t o r e l d a l t e r o i d e l t o r o i d a l CKaiHHtl Area (maw jc Jan* Sam)* x 1 a»>* 1 5 - - x , S - « »~* • «.' (Sea.1* x iSmm* P l t ek • ami 1 .5 M •9 am) 11 mat 5 a a 13 — MaKiaMMa Temparatara 111 *C 151 "C J50 "C 141 'C 171 *C S40 'C Hailaaa) V e l e e l t y 1.1 m/e 41 a/a m.3 m/a 0.5 » / • i ] » /a • •3 » / •

111 kPa I t kPa |7S«P. 1 kPa 115 kPm 310 kra

~~哲男骨守唄開攻守@開廿でT廿~ぢでママーでヲ刊'r'!~~--:守宮守守明~~守"""~，，，，~伊.".<-"'i~，""，汗ヲー一一~...，....，ーんC;"~.~ '7"'"'-~-""'''' ー骨一一~-一一句一一一一一円ーーマ-.，."...ーヶー，--噌---ーて? ー〆ーー ? → 一一司寸 " 一→一~~-:o<'''''.守}同一~-~-~-.-"-"一旬戸'ーャー --，-，-:-;..ヨ

・ .

』〉閉包

1富

田

叫

IHS

Major Parameters of FER Test Modules (1/3)

T.・也-・・且・ Lav T，・岬・l'atllE.TI・.t L・"T，・・，・z・tu~・ T・・t H1gh 'Iesparatur・T.・E 111，.. T・oop・.l'atu&'・T・・t Y.~J' IIlgh T_~・t・~. YUJ' "且ghT..，.r・t・... 胸曲且・ '111 陶曲1e'1' 出 dul.(A) 陶曲1・18' T・叫-・1・(A， T..t Hod・且・ t・3

T・・tIt... Coafir回 tiODof Driv・rBl・aketfor '9-P"... 2 ，..・ibilityof Li Salf- Acqu1・1tionof 8a・icData for DÐ岨IC国国睡rd.a~ a.:aetor Bl.aD.ket (t・ata包i"・pl&D) Cool・dBl.nlt・z

Continuou・Tt・co"・ry Di・c.oo.Unou・TrecoVery KHD， Elect回目gnet1c Cool・QtEx.1tτ・ap・E・turefor Electr1c1t:y G・aerationCODtiauouB T Recovery

d且a・ 0.' .'・ 2・・.5.4 " 1.1 ."

~....・包 rkat 11・且1

_. 皿・岡・ dbb.‘-p・a・且T1・且・Jut... n_

st.._t・・e・1"・‘・d・且 t". II・.sC_且・・E

"1'。'，c....K・ー"'・Tt.i.a，且.・z・t・E・ 51 / " 'c

U胸 u・tl，且_D且.. ・・包1・a t・g・且a・1C1o...ー・且Ac.. 5・・~.由・・‘Ut・h 7.5 _

....~T・曙・z・M・E・ 110 'C

....~‘'01・・itJ' D.・."・

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T1tl・k同・・・ 15_ 11.5・・ 25同県 U.S・・ a・.5._ 25 _

ItK_包・官・1"・‘...且a1 包".11・11 tc" Fιh .c" ，.. .11_.1" T ‘~ C _且・聞包 -3D "・ Li 113。 .. u ， .. ・・・・~. "'・ ‘11'・且"'ー 15 11'・， IIP，・

1 "'・，TE.1.・，且・.c・t・r・ "/"'c .111 / 1・D'C 且SIt/"I'C 2・・ /33・'c 141/155 'c 450 / 5JO・e‘/..u・包'，且・w・1....包J... 色・E・I・-且色・電el‘・1 色・z・lIII・A t・z・11・且亀・z・14・且 toC'ol..且

Ch.骨骨・且且E・・動・・~ . ，.・‘ s_'" IC S _~‘ 日・・‘ a帽-・，聞.1‘ f_'・ IS・・1"x.S_'・，且a・h '圃・官.5.. 嶋 e同 11_ ，- .， -"・田I_T・・P."・t・z・ 2・・ 'C n・'C ~50 ・E 2‘・ 'c 11・'C si・'C11..1・・司、'ol_ltJ' 2.・・I・ 4・./. ..ヨ./. 0.3 ../・ fJ .，.

'.3.'・'I'....K・b・・・・・ 13・kP・ -・ k.. 1'15k'. 1 k.・ 115 k，. :110 k..

←一一一一

Table 8.3-1

ー

ω。叫

|

Table 8.3-1 Major Parameters of FER Test Modules (2/3)

M a l l Coaaaatar M t U l t l item nona/Cu-alloy/Lock alloy aaaa noaa noaa nona Thlcknaaa 30 am

lacaaa H a l l nana x lakaa -pua l •ana nana noaa nana Thlcknaaa 12.3 M I t ruatucal Hatar ia l K A Caalaat Ma

4 Hra Taaaaratara ( l n l a t / a a t l a t )

to* / let *e

rlaw Dlxaatlaa ta ra lda l Ckaaaal Azaa 7 .5a*" x 7.S • » * r l t e k 10 aai

l a t a n a l H a l l nana nana 2 1 1 2 Stcuataral Hataclal PCA fCA Ha a l l ay V alloy

IP."'!'哩符型甥哲理想"情守?問官ヲ岡戸.~.てザマザ哨ーーー"""""--':rヲアマァτォ~市~崎町マ";.:"<:""一町内町一一調子町一，..，..-'".~，..，.--. .，ー~ー?一一一一一一一一一一---.-.----，...，..ーー宇一~-._- 一一一 -←ヶー~~-.-.--...，...一一十台ーー?一一一~ーー~‘一一ー一一ーさー-..._-

』〉開包

l玄∞叶l-ω由

Hajor Parameters of FER Test Modules (2/3)

."・且lC_...包・E

"・‘.dal a・・a・ a四国!Cu-a11oy/Loc:k .1101 _.

a・・・聞_. nan.

TII1c:kne .. 2・圃・

E・e・"'"・.¥.l a・a・，:U'H‘-p・・・1 .-・ non・ a・・・目白血 .

T・1cl‘・・・・ 12.5 _

.tnoet・E・1H・t・da1 rc:晶

c・・l・・a lIa

，.:・・・・z・ " H'.

Tt・lo・・・-ar・t・E・ 1・・ Iu' .C ‘，..u・tlF且...D1"..U .. t・nι，d.1

CII_10¥1:.. 7.S同~ x 1.5圃 4

P1to" 1・-1.‘..: .. ・111.且且防・・・ - z 且 1 z .tI:...t・E・1ft・也・Eιd PCA 'CA "・・且且・l' V &11句

Table 8.3-1

議

JAER

I-M

87-139

CO 0) 3 (0 0) H

erf w

m o 0)

n u 4J

cd PM

x

liquid Li

natural

450 -C

530 «C

not required

1.11

Li

1 HPa 450 / 530 *C

poloidal 0.05 a/s

-0

continuously with coolanc Li

l.-i ::

aii

1000 *C 400 'C

not required

1.14

Ho alloy 12/14 an

Ha t lira

(40/700 'C

poloidal 49 a/a 30 kPa Is

J"

l.-i ::

aii

1 , ,

i.Ss.SHJlS!

continuously with piirga gas atrain

Ha

1.0 Hm3/h

liquid Li

natural

250 "C 330 ~'C

not required

1.01

LI 1 HFa

250 / 330 *C

poloidal 0.05 a/a

-0

continuously with coolanc Li

Ii .

I- i :: sssi Ii

. I- i :: sssi

1000 'C 400 'C

holiua gaa gap around coolant tubea ( 2 an width I

1.91

typa 3H S* i / 10 an

1 HFa 90 /. 90 *C

poloidal 1.9 M/a lO.kra f"

! H si ill„l. .i

3i .iii!i j lf3If5 = lJ|U

jl HIIjJH

IjI Trltluai kauovary

Purge Sua

Purge Cue* »ow lata

Haat-up

kooavary Tiaa

-309

マデプTで司『内庁..

』〉阿河』

lg∞J

『!日ω由

Major Parameters of FER Test Modules (3/3)

I~・・d・~ ..，1・同加田，.n・・・・11・1x.1lc・・"・1t1an liqu1d L1 ha同，an.・M・且r・1x・Ilc・岬・・1U.. l1qu1d L1

af L120 ・nda. p・b・1・・ ‘・，af 10120・・4・・ p・・E・I・-

，.・・1・D1...t・r l・・ 1_

'，ck1n， r~.ct1・a

b・a且k 10 ， 11 •

...c・e・且1. 2・z 2・・飽ldn，..邑1・

L120 25 ，，/a 25 .，・•• 15 ，，/a 15./.

“♂嗣_o1tl' 15・'1'.D. 15‘'I'.D.

‘L1 Ead.."・・nt回i・tuc.l. na~ural D&邑・.cal natural

Ic・・・・I'T....I'・t・z・tta.J.. 1000 'C 45・'C 250・c 1000 'C lODD 'c 450・cH1nll同園 400 'C 100・E 330 '1oc 40・'C -・0・c 530・c".1..・i・・・t".・.包，b.・z4ra邑・c.

b・且1-.，.. v.p &1'・und n・n・ Qot requi'E'・d h・11..，.. ，'P・z・・nd Qot re.qu1red Qot required Caatc・l ....1・e・tt・b・- CDDl・n.ttub..

I 2圃 "l$t"I ， 1 _ lI.l.dth】

L・e・1官・皿 1.5・ 1.51'"1邑，，"uf5""11 1.01 1.ll 1.1・ 1.11

E・・l・・t'1'・~.c・ndUC色・cl

ttat・d・l 邑JP・Jl‘ SI .CII rell "" .1且・y

S且z・¥lD/ODI • / 10・・ 21/24・・ 1./10 _ J.Z/14 _

c・・1・・・t 1120 制・ L1 "2。皿. L1

'1'...111'・ 1 H'. ‘H.. 1 lIPa 15 H，・， ... ・ 1 lIPa

Tt.i.・，a.・Esa，.t-u-rt・且・tl50 /. to・c 100 / 1‘・ 'C 250 1 330・c 210 / 12D・c '40/101 'C 450 1 530・c

rl・v D1raatlon P'且・1・・且 F・I・1d・l pa101da1 P・I・ld・1 pa1包ld・1 po101da1

出 d幽・ V・I・c1tr 且.5闘/，・ -・鳳J・ 0.05 .1. 0.'・/. 45田1. 0.05・Is'1'...・z・L・・・・・ 10.10.. 20ki. ー日 3 .... 3D ...・ -0

'1'"且t1_....."・~ COIIU"..・lIolr・I1tll，IIC，' u・e・.Unuouolr11・"s.， conti皿岬也・lyv1tb g・a邑ln..・u・且J・.1邑hpuc，. a.回u.....・.olr111邑'"祖c，. c:ontinuously vith

ー...tc・・・ c・・e邑・"・h・ttl・w・ coolant Li ，.. .tc・・圃，・・・u._ coolant L1

'・1'，.a.. 11. 11. "・ "・.c・E・....・ ..1 H'・ ..且 H，・ O.且H'・ー.且 H'・ru，. 00.. rl，‘. "t・且・0...

3/11 12 ... 3/" 1.0 ... 3/h 1.・m・，3/，.，..・田町crtlloり

-・・邑・・p .P t・・5・'C..1主hpc1laacr co.lia.

0 ・y・t・・......・~ '1'1Iaa ._t 1.・r

Table 8.3-1

富

ajj«y«f.jj*wi»iH5iJL-r-y.w.!

i i

TEST MOnUI E

•""HWB

a) Low Temperature Test Module A (H20-cooled, LI2O Breeder)

Fig. 8.3-1 Test Module Concepts

b) High Temperature Test Module A (Li self-cooled)

> a [ 2 CD

'】4ー」司」山九時←叫占，，::.=七日一日ち:手'.!:":r.'-.-j'"'."~"，叫九男児さ町殿伊雫今寸でで?ヤ台ホ守ー寸?ヲ~寸一千ーロ ~<':σ~-'.- 問、_.-一-"←ァーーー?司ザ弔問? 一ー一一ー一一一-"苧γ-ぞー[ テ--"~." . μ ..._.."，....;一一一』ー一ー一 τ ー← 一一一日一ーー -.-....7~一一一一ー一一一一町一 r一一一?ーゥー".-...

』〉阿国

I玄∞41】

ω回

b) H1gh Temperature Test Module A (L1 self-cooled)

Test Module Conc~pts

ー

ω51

turn

.Rill I

Fig. 8.3-2 Concept of Test Port with Low Temperature Test Module A

間~令胃坦百明芳~守~ー?で型肝ド汗守~.!，-~予刊で?向~.":"~I"<'"""'河市、ャー?円一司、バドー今宮円、，..~.. .，."0.もー一日"

』〉回一包

l富田4IHω由

Concept of Test Port with Low Temperature Test Module A

反TAlL8

J.A

Fig. 8.3-2

tllZlI

lSHl

JAERI - M 87 - 139

8.4 T - X h ^ ^ ^ - ^ O D ^ I *

£ r x l«*i?i- ;nZ)igiKft t lco^T(iTkble 8.3-1 IC£4 tbXmLtZa

tz„ t&f&lt&a-ijsufeX", M f ^ H r ^ * - ; i « A 1.58, B1.56, K f i f * h * S? a. - ^ A 1.01, B 1.31, j S i S f i T X H r S ^ - ^ A 1.14, B l . l l f a b S o KS& J;0*ffiti-fiT* h * J>

A 1.11. B1.67, jfiSfiA 1.51, B 1.25ittSo JKJiJ:*), *«**£ LTLi tO*(SffltS:/

$-», h * A I / » j?4 LT~65%*m<&-tz> ctx-sB^mmti- i.o*JiRXt-5c4#•*?#s0

mfoi)1-VA%m^f-z mVi.-ji'Xtt, t i5»tt( iLi20 ; £-ffl t ,^fe©(!:l t^T^TJg<«

fc*tt?Ei«**IMtf-S«ffl*HRK«fct>. LiiO£ttffl*Sfc0£l£li?ft«<aWRttflB£t§S c 4 « o f t l 4 , S ^ n - 5 c 1 1

^T&i-fLfco ^ f t l f f l f x h * ^ ^ . - ^ f e « J g W S K S l K (Table 8.3- 1) te&«jg#©fF§ SK£JlT-e*So tiz, ACS*P©fPWie*-K (*&800fS>/ttlt 200H>) K^LTJfJ iM •fiJt£WF!gfMIftlCil&t6C4a*T-£S 0 Fig. 8.4-1 i c jg f i rx b * v^-;i/Afflit5tf3&

a, itpfflîhîcsuÂ c^ws-asE) zm^xftutzctK*.*). mu^ra^îb 1 B gflc-ciiwjjnrffi-eiso *#yî'A?&*p#*ffl^fc»ôMHDffi*a*a, # « & s ^ © *&ga-T<r ^ f c f f - ? ^ " ? , iUfiA:fo«fcO{iSgfiBffl71* b*i? a-tofc-o^X^ftlbM MPaSSE41tRfi*l'h* <tt5o 06SL«l. ' '«^fflMHDE^ffl*tt . HflAT?1.4MPa, & SfiB-C ! 1.7MPa-e*S 0 ) - # . i ^STXh^^^-y i /AP^f f l ^^ ' J f -OACg^ lS] ( t j ? ^ - ^ H S ^ l S ] ) fi«##*Fig. 8 .4-2K/St 0 fcfc'L, tfttt&KJST^fflifcffckfliflMl© Hi5Sffc;£#ItL, m ^ | S j t ? © ^ 0 : | J ^ ' 7 A 0 i l ^ s ^ < j g £ : & « ^ 4 ^ S L T * « 6 f c f e 0 - C : * 5 o

$ # ij f- ? Afl®$&i&$ffl##fc&-^fcfiKM;&*£i; 5 c 4 4«<9, * s ? a -;i/tlip-eii7* 7XvfiiJ4^M#JT—85°C ® S J K H 4 t t o T ^ S o «/îtP^#'C 1«clfflaffi^(i450 oC M ±

6, *5>*-*r t©S# ' J*9Af iK©3pf f l f c« ( « * « . ttlslffi©8f!$) ****•*•*<£!***

I ' t d M L f c . -£©*£Jg, ffifir^Hr^-Â. B ( * + # « & « # # L T V . 5 e 4, iSzSB fc J: CflBffi&A ffl&r * h * i? * - A>tt&&iMiK?itmffi£lbtBLt}& 1 4 It<fc 0 « £ t t £ * t 8 •C=#S<14***>*^fci21 *fc. ffifiA*J<fct>"i@iSSB ( 7 £ # ' J ? ? A g 3 # £ P ) C f n t i J

ctfrb, StKftfc «+£"??*£,> i l S f x h * ^ i - ^ A * J ; O f j @ i S f i ' r x h * v ' J . - ; i / B © fglglcfct t 5 {&*>&££ Fig. 8.4-3lii7Sf-0

- 3 1 2 -

]AERI -M 87 -139

8. 4 テストモジュールの特性

各テストモジュールの主要特性については Table8.3 -1にまとめて示した。

ニュートロニクス特性としては次元核計算によりトリチウム増殖比および核発熱率を求め

た。増殖比はローカル値で，低温テストモジュールA1.58， B 1.56，高温テストモジュールA

1.01， B 1.31，超高温テストモジュー)l'A1.14， B 1.11である。高温および超高温テストモジ

ュールに対してはモジュール前面1<:テストジャケ':1トの第 1壁があり，これがない状態では高温

A 1.11， B 1.67，超高温A 1.51， B 1.25となる。以上より，増殖材としてLi20を使用するプ

ランケットの場合には，今回検討した各テストモジューJレの概念を適用する乙とにより，プラン

ケットカバレッジとして-65%を確保する乙とで正味増殖比-1.0を達成する乙とができる。

液体リチウムを用いるテストモジューJレでは，増殖比はLi20を用いるものに比べて若干低くな

っているが. プランケットへの適用を考えた場合.プランケット厚さを増す，プランケット後方

11:中性子反射体を設置する等の対策iとより， Li20を使用するものとほぼ同等の増殖性能を得る

ことは可能と思われるJI

熱・流動特性としては，構造材最高温度および増殖領域温度応答，冷却材の流速，圧損等につ

いて検討した。いずれのテストモジュールも構造材最高温度 (Table8.3-1)は各構造材の許容

温度以下である。また， ACS炉の標準運転モード(燃焼 800秒/休止 200秒)11:対して増殖材

温度を許容範囲内11:維持する乙とができる。 Fig.8.4-1 11:低温テストモジューJレAの増殖領域

(最前列冷却管部相当)での温度応答を示す。低温テストモジューJレBにおける生成トリチウム

は，炉の停止時1<:ヘリウム(冷却材を兼用)を用いて昇温する乙とにより，回収時聞を含め 1日

程度で回収可能である。液体リチウム冷却材を用いた場合の MHD圧力損失は，冷却流路壁への

絶縁コーティングを行う乙とで.高温Aおよび超高温Bのテストモジュールについていずれも0.2

MPa程度と比較的小さくなる。(絶縁しない場合のMHD圧力損失は，高温Aで1.4MPa，超

高温Bで 1.7MPaである。)一方a 高温テストモジ.:1.ー)vA内の液体リチウムの径方向(モジ

ューJレ厚さ方向)温度分布をFig.8.4-211:示す。ただし，乙れは強磁場下での液体金属流れの

層流化を考慮し，径方向での液体リチウムの混合が全く起乙らないと仮定して求めたものである。

液体リチウム内の核発熱率の分布11:基づいた温度差が生じる乙ととなり.モジュール出口ではプ

ラズ7 側と後壁側で-850Cの温度差となっている。動力炉条件では乙の温度差は 4500C以上

にも達することが予想され(1)構造材最高温度およびプランケット容器壁内の熱応力等の観点か

ら.モジュール内の液体リチウム温度の平坦化策(例えは旋回流の採用等)を検討する必要が

ある。

強度特性としては，第 l壁冷却流路での冷却材圧力，容器内圧および熱荷重に基づく応力につ

いて検討した。その結果，低温テストモジュールA，Bは十分な強度を有していること，高温B

および超高温Aの各テストモジュールは容器中央11:内部補強板を設ける乙と Itより健全性を維持

できる乙とがわかったJ2} また高温Aおよび超高温B (液体リチウム自己冷却)のテストモジ

ューJレについては，第 1壁冷却材用ヘッダ領域と中央流路部を分ける内部隔壁が補強板を兼ねる

乙とから，強度的11:は十分である。高温テストモジューJレAおよび超高温テストモジュールBの

第 1壁における応力強さを Fig.8.4-311:示す。

-312一

JAERI - M 87 - 139

7 ° 7 * V T V X7 7°->3 ^©Bf iB^KML, 77X^SH£rt*B$j£&15msec-eeiiWfc«g

^ f y ^ » * « ^ f ^ H i J a - * ( f i f i A , B, iSzSBIciaa) "??«, * * S « t f m *

h * J? * -yi/ CHSA, jSffifiB K « S ) T?ll, eft t>Qm»&te**MS&l 3.6 MPa # flsffl

8S^0f i«»»fc t t*Sl lW*i* .Lf f l** i f (3i^7clt», *?Mfc*> ^ j M I - e * * .

- 3 1 3 -

JAERI -M 87 -139

プラズマディスラプション時の電磁力11:関し.プラズマ電流が時定数 15msecで直線的iζ減衰

するとして.テストモジュールlζ発生する電磁力を求めた。増殖材として Li20，構造材として

ステンレス鋼を用いたテストモジュール(低温A，B，高温BI1:相当)では，最大電磁力はモ

ジュールの側壁iζ発生し，その大きさは1.1 MPaである。また，液体リチウムを用いたテス

トモジュール(高温A，超高温B11:相当)では，乙れも側壁部分11:最大電磁力 3.6MPaが作用

する。乙れに対し，強度的iζは今後詳細に検討する必要があるが，容器内への補強仮設置等によ

り健全性を確保できるものと思われる。ただし，液体リチウムを使用する場合11:対しては，容器

内11:液体金属が充満されていること(厚肉構造物の模擬)，および液体内で発生した電磁力の容

器壁への伝達機構11:対する解析手法上の検討 (3次元計算，モデル化等)が必要である。

a再

-313ー

Burn Dwell i — ~ u — i _ r u U U Lf

Lower Limit

200 -

1200

o

1000 a>

CO

800 Exit

"a

600

400 tem

pera

ture

> m 2

i 2

a>

H200 1 CD

0 2000 4000 Time (sec)

6000

Fig. 8.4-1 Breeder Temperature Responses in Low Temperature Test Module (A) for Reference Operating Mode of ACS (with 10 MW/m3 of Nuclear Neating Rates)

-----_._--~. 一一一一一一一一一一一一一 ←十

Burn Dwell

1200 1200

」〉何回出

lg∞41】回目

{υ。)

=)AU

。』三ロ』

ωaEoト

。司一ω

圃砂圃.

c

600

800

Higher 1000

800

600

400

{υ。)

ωucロ』↑zu

』=↑ロ』ωaEωト

ω-v

一ω

4同国

ロー

ω]広|

400 Limif Lower

』ω官邸

ω』∞

200 』ω旬ωω』∞

200

6000 4000 2000 O

(sec) Breeder Temperature Responses ln Low Temperature Test内 Module(A) for Reference Operating Mode of ACS (wlth 10 MW/m~ of Nuclear Neating Rates)

Time Fig. 8.4-1

400

100 200 300 400 Distance from the rear side of the first wall (mm)

> 2 I

Fig. 8.4-2 Liquid Lithium Temperature Profile in High Temperature Test Module A

」〉開包

l

z

ミl-ω由

Lm : module length Tout : average oulet temperature

of coolant

: coolont inlet temperature Tin

400

Tout {ue)

mw』

=-o』

mwaEOIF

lUM聞

l

Inlet Tin

400 300

wall

200

rear side of the first

100

from the

2000

(mm)

Liquid Lithium Temperature Profile in High Temp邑ratureTest Module A

Distance

Fig. 8.4-2

JAERI-M 87-139

700

600

- 500 Q_

(f>

400

S 300

I 200

3 Sm for V-alloy

Primary + Secondary Stress Intensity

High Temperature Test Module A

Very High Temperature Test Module B

Primary Stress Intensity (Both Test Modules)

3 Sm for Stainless Steel

100

1.5 Sm for V-alloy

1.5 Sm for Stainless Steel

o : Design Point

0 200 400 600 800 1000 Distance between Stiffening Plates (mm)

Fig. 8.4-3 Stress Intensities in the First Wall of High Temperature Test Module A and Very High Temperature Test Module B

316

JAE町一 M87-139

700 3 Sm for V-alloy

600 Primory + Secondory 5tress Intensity

Primory 5tress Intensity (Both Test Modules)

High Temperature Test Module A

Very High Tempero1ure Tes1 Module B

500 (ロn比三}

3 5m for 5toinless 51田1

1.5 5m for V-alloy

400

300

』ご一的

coz-的的。』』

ω

|。:Design 100

1000

(mm)

800

Plotes

400 600

Stiffening

200

between

O

Distance

Stress Intensities in the First Wall of High Temperature Test Module A and Very High Temperature Test Module B

-316一

Fig. 8.4皿 3

JAERI-M 87-139

8.5 X ^ K » * i e , © S *

tf&Wjft&mm, 7yVr-j\- 4>r-£l& £ titz b ') f- * A ©»$|HlJK#ffi£fSiE3- 5 M f- •> A 0

*£<i*»£ns0 <:©£«>, x¥um*mmtz±xm*i^)pMifc*-v®4kft*wz>frK tZtztblc, r*.-T< 7 ? ? * f c J ; t f ^ B # F B W x x h*^ a - ;u©®t4K&S3f t J I J*£# to fco

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8. 5. 1 f a - f - f t O * , 3&Btfia^fflg# (1) 1& • ÎS<8tt§£i£

1) ?S«IIEf3t£ i S ' S r x Hri? a - ;uB:te . fcO f aif i§T* h*i?a-- ' i /A, B (i. WWfoW&-?y v*-J

Fig. 8.5.1-1 IC, iî&x^ h*î-^BF^fflSfe7°7Xv$«3ffliîP !g?iJli|5^'-effl^ aittaipsaies**^ xw-fttt^msz 100®% £.$200 & t$iz.xmmitz0 * fc. Fig. 8.5.1-1 (<:«##©*:&, *!5i*t©*iSSigK, ftffiSKffllEilKo^Ti^Lfco HJ;*). ^ P M t B n S S A s S ^ (320 oC)lcitLT^5tt«g^t.7°7XvfflK«E*s{*ih-f 5 i . ?frWMJ£(ii?JfcK®TLT, 100H>&fcSi$l300oC, 200?>&-C sl;ift290oC£ttSo

fl«!5Effltlî*»&«Bff^fflfiS^ft©afiEi'' , , ,5c:i36»&1 Cha^ftlSlttSi (320°C)lc mmtztmt. fenw£tix£mteMmsx£zc±*7Fircttf&mx&?>r>o e© Ctlfib, ftjtl$fig 100 # © $ £ £ ( * & 800 fsWEJJ:, ttihfl#F.I] 200 #©J#£ l t lift 1000fJ> H £ © « l $ F B W < & g £ # x . t>*i£ 0

^ © f t S P W ?iJSI5#-etii$£PW l **fc*> ©&sg*rt s"*# < UZtzftic, #£PtttHPfiS ©giSte^-? < t»i l/fct>©fctt«o *«*>£ , J ^ W S K > W * W r a # £ £ t t J £ t t t t » Jca-f5fc«>!!:«. J : t > * ^ J & * # F i a # # g £ £ f t S £ £ i e « S o L#>Ltt#£, ttihB#fig *©^SPMtiiPiaSffl®Tt>IS 0C gSlcflpx.t>ti5 C i t c t t t ) , îhNfFa*^200 fcWBTF i t " 5 C i f , ^ iPMtUPfiSff l^f f^SS^f iSl -e tSJ : -5«i f t l t* s "5f^T*5ifx t .n

- 3 1 7 -

JAERI -M 87 -139

8.5 工学院験からの要求

以上各節で述べてきたように，数種類のテストモジュールを FERII::設置して.増殖ブランケ

ットの設計11::必要となる工学的データを取得する乙とが計画されている。工学試験の主要な実験

項目として，増殖材の温度制御の実証および発電11::必要とされる冷却材出口温度達成などの熱・

流動特性試験，プランケット中で生成されたトリチウムの逮続回収技術を実証するトリチウム回

収試験等が考えられる。乙れらの特性は熱負荷の時間的変動.すなわち炉のパルス運転モード11::

大きく影響される。乙のため.工学試験を実施する上で望ましい炉運転モードの条件を明らかに

するために，デューティファクタおよび運転時聞がテストモジュールの特性11::及ぼす影嘗を求め

fこ。

また.本テストモジュール設計においては第 1壁箇積が. 0.9m x 1.7 mの小モジュールを考

えたが.ブランケット設計データを取得するためには試験領域の大きさが影響する場合も考えら

れる。乙のため，実プランケットと同じ大きさのテストセクタを用いて得られる情報をテストモ

ジュールにより得られるものと比較しセクタ試験の意義について検討した。

8. 5. 1 デューティサイクル，運転時間への要求

(1) 熱・流動特性試験

1)発電実証試験

高温テストモジュールBおよび超高温テストモジュールA.Bは.発電用増殖プランケッ

トの特性を実証しようとするもので発電11::必要とされる冷却材出口温度の達成が主要な実

験目的の 1つとされている。ととでは，軽水冷却の高温テストモジュールBの場合を例にと

って冷却材出口温度の変動を解析により求め，プラズマの燃焼時間や休止時聞が発電実証試

験11::及ぼす影響について検討した。

F i g. 8.5. 1 -1 11::.高温テストモジュールB内の最もプラズマ寄りの冷却管列部分での冷

却材出口温度応答を示す。本検討は休止時聞を 100秒および200秒と変えて実施した。ま

た. Fig園 8.5.1-111::は参考のため，増殖材の最高温度，最低温度の変動についても示した。

図より.冷却材出口温度が定常 (3200C)11::達している状態からプラズマの燃焼が休止する

と.冷却材温度は急激11::低下して. 100秒後11::約 3000C. 200秒後では約2900Cとなる。

発電実証の観点からは所定の温度条件の達成というととから，乙れが初期状態 (3200C)11::

回復すると共に.定常状態として安定な運転ができるととを示すととが必要であろう。乙の

ととから.休止時間 100秒の場合11::は約 800秒以上，休止時間 200秒の場合11::は約 1000秒

以上の燃焼時聞が必要と考えられる。

後方の冷却管列部分では冷却管 1本あたりの熱容量が大きくなるために，冷却材出口温度

の変動はゆっくりとしたものになる。すなわち，冷却材温度や増殖材温度が完全な定常状態

11::達するためには，より長い燃焼時間が必要とされるととになる。しかしながら，休止時間

中の冷却材出口温度の低下も数。C程度11::抑えられる乙とになり，休止時聞を約200秒以下

とする乙とで.冷却材出口温度の条件をほぼ達成できるような設計が可能であると考えられ

る。

-317-

JAERI-M 87-139

2) Jtttttt&fflHfllSliEHR

AteJctfiSflT1:* K v ! , - ; i / B t ' H , h 'J ?•? A©»$@JKHE#*#ttHBBto© 1 o t * 5 „ t*ilco^Ttt&lci¥L<&^5a*, Ctrtt*fflffl»£ttSJf«WBKfMflllfflf£

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Fig. 8.5.1-4, a&l-Btt*ih«WH*400&iS< Lfc»^ffl^l?iJ*Jj;t>'«îJIC*j tfSltStWfiRC^-CiSo Fig. 8.5.1-4 J: *), ^ ^ $ © ^ ^ 7 * 7 X-v^tj ©fS«T?(*# ih^H^lc^jBMSlK^ffiTU ^300D>^-jBx.5«fc9«7°7X'vîl:BtF^lc*ftr(i, h u * $ A j g f c l l i ^ & ^ i : SftT^S«ffifiS (400°c) * - H * W K T @ « C £ K/J :* .

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(2) h U^-9-&EH4KtMft

- 3 1 8 -

JAERI -M 87 -139

2)増殖材混度制御実証試験

軽水を冷却材として使用し.生成されたトリチウムを連続回収する低温テストモジュール

Aおよび高温テストモジュールBでは. 卜リチウムの連続回収実証が大きな試験目的の 1つ

である。乙れについては後IC詳しく述べるが，乙乙ではその前提となる増殖材温度制御の実

証試験に関し.プラズ?の休止時聞が長くなった場合.および核発熱率の低下やスペーサ管

の変形などによって熱抵抗属での温"差が小さくなった場合の影書を検討した。

Fig. 8.5.1-2， 8.5.1-3ICは標噂運転モード(燃焼時間800秒.休止時間200秒)IC対

する増殖材の温度応答を.第 1列および最後列の冷却管列部分についてそれぞれ示す。図

より.第 1列の冷却管部分での最低温度制御用スペーサ管の材料選定，健全性検討といった

課題は残されるものの.増殖材温度を所望の範囲内IC制御できるものと期待される.また，

第 HIJでは 1パルスで・ほぼ準定常状態IC速するが，最後列では約 10パルス(10000秒)の

連続運転が必要で£ると考えられる。

F ig. 8.5.1 -4， 8.5.1 -5は休止時聞を 400秒と長くした場合の第 1列および最後列にお

ける増殖材温度応答である。 Fig.8.5.1-4より，発熱率の高いプラズマ寄りの領域では休

止時間中IC増殖材温度が低下し.約 300秒を越えるようなプラズマ休止時間IC対しては，ト

リチウム連続回収から必要とされている最低温度 C4000C)を一時的に下回る乙とになる。

すなわち，乙のプラズマ寄りの領域では.プラズマの燃焼，運転休止に伴う増殖材温度の変

動幅がかなり大きくなる乙とから，増殖材温度を常IC許容範囲内IC維持するような設計は困

難となる。増殖材温度が一時的に 4000C以下となるととがトリチウム回収実駿IZ:与える影

響については後で述べる。一方，後方の領域 (Fig.8.5.1-5)においても休止時聞が長く

な.Q乙とによって増殖材温度の変動幅が大きく.また平均温度が低くなるが，本検討の範囲

では設定した許容範囲内IZ:制御できた。さらに.最高温度制限IZ:対する余裕も十分にあるた

め，冷却管ピッチを広くして平均温度をいく分上昇させるような投計対応も可能である。

F ig. 8. 5.1 -6， 8. 5.1 -7は.最低温度制御用の熱抵抗贋で生じる温度差拭約半分IZ:減

少した場合の温度応答を示したものである。乙のような原因として.部分負荷運転や核計算

の誤差等による発熱率の低下.スベーサ管の変形や製作および冷却管配列の誤差などが想定

される。本検討ではトリチウム回収試験への影・を明らかにするために.熱抵抗層内温度差

を極端に小さくしてみた。図より，熱抵抗眉の作用が半減する乙とによって.第 1J1Jの増殖

材ユニットセルでは休止時間中IZ:一時的に最低温度制限を満足しなくなる可能性が示された。

一方，後方の増殖領域では.燃焼時間中を含めて最低温度が設計条件を満足しなくなり. ト

リチウム回収試験IZ:極めて重大な影審を与える恐れが大きい。今後.最低温度を低下させる

ような因子について，その可能性と変動範囲を明らかにして設計IZ:反映していく必要があろ

う。

(2) トリチウム回収試験

卜リチウム回収試験は.増殖材からのトリチウム回収の実証を目的として行う工学試験の重

要な一項目である。

増殖材からのトリチウム回収については，従来から核分裂炉を使用した照射後試験及びキャ

プセル試験が行われており.今後は大型のインパイルループ試験及びFERテストキャプセル

-318一

JAERI-M 87-139

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^ l c § f c S l / ^ £ i m ^ # K * J ^ . S £>©-£*£<> ) S S ^ ^ ? b >M*fl:jtB#g|&TB#©iEfi© fc©-??* «9. 4 y < y b 'J^S^ci/JS^FlcSsf^-SfefflTiS,, Table 8.5.1-1 ic -f y « y h >)WM<Dtztb®b Uf-tfAlUJK&ft, Table 8.5.1-2 ic>f y < y h 'JfffflfflitfeC^li f - * * * - t o

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- 3 1 9 -

F;LLith--H JAERl -M 87 -139

試験を行う乙とにより卜リチウム回収11:関する基礎データの取得が可能となろう。本テストモ

ジュールのトリチウム回収試験は.乙れらの成果をもとに，核融合炉条件下でのトリチウム回

収条件の達成の確認及びトリチウム回収の実証を行う。しかしながら，トリチウム回収の実証

を行うためには，所定のトリチウム発生量.増殖材両度の確保等が必要となる。乙のため炉の

運転期間.デューティサイクル等以下の炉運転条件の確保が必要となる。

1)運転期間への要求

テストモジュールで発生するトリチウムは，増殖材中11:吸着，溶解等をして.容易には回

収できない。従ってトリチウム回収条件が定常状態11:遣するまでには，所定の運転期聞を必

要とする。

(a) 固体増殖材

固体増殖材 (Li20)はトリチウムを吸着・溶解・吸収する。従って固体増殖材からトリチ

ウムを連続回収するテストモジュール(低温A，高温8，超高温A)の場合11:は. 卜リチウ

ム発生量が定常状態でのテストモジュール内のトリチウムインベントリを上回る乙とが必要

となる。トリチウムインベントリは増殖材温度，スイープガス条件より求まる。 Fig.8.5.1

-811:高温テストモジュールBを例とした増殖材の温度スペクトルを示す。(ただし，プラズ

?に最も近い冷却管部分11:対するものである。)温度スベクトルは休止時間終了時の低温の

ものであり，インベン卜リが最大となる時11:対するものである。 Table8.5.1-1 11:インベ

ントリ評価のためのトリチウム回収条件， Table 8.5.1-211:インベントリ評価のための物性

データを示す。

乙のときのトリチウムインベントリの評価値をTable8.5.1-311:示す。

トリチウムインベントリは， T20(g)のLi20への吸着"T2(g)の溶解 LiOT(s)の熱分解，

Li20内のトリチウム拡散によるもので・あり.乙のうち吸着インベントリが支配的となる。

定常時のトリチウムインベントリは低温テストモジュールAで1.7g，高温テストモジュー

ルBでl.1gとなる。超高温テストモジュールについては，増殖材温度が比較的高くなる乙

とから.高温テストモジュール以下となる。乙のトリチウムインベントリの蓄積11:要する運

転期聞は標準運転サイクル(燃焼/休止=800/200秒)でアベイラピリティ 100%として

5-6日となる。

なお炉の出力低下，テストモジュールのスベーサ管部の断熱性能の低下が生じた場合11:は，

増殖材温度が低下して，トリチワムインベントリが増加すると共にインベントリの蓄積11:要

する期間も長くなる。 Fig. 8.5. 1 -9 11: F ig. 8.5.1 -8の温度スペクトルから全体の温度が

低下した場合のトリチウムインベントリの増加傾向を示す。 500Cで1.6倍， 1000Cで2.7

倍のインベントリ増加が生ずる。ただい図中のインベン卜 1)は吸着によるインベントリを

示したものであり， 4000C以下となる増殖材の領域が生じる CFig.&5.1-8の温度スペ

クトル11:対しては 1000C以上の温度降下i 当する)場合には. T20(g)はLi20と反応し

てLiOT(s)を生ずる。乙の場合11:はトリチウムインベントリの急激な増加が生ずる乙ととな

る。インベントリの増大11:伴い. トリチウム回収試験を行うのに必要となる運転期間も長く

なる。ただし，乙乙ではトリチウムインベントリに対して，休止時間終了時の増殖材温度分

布に基づく，いわば最も保守的な評価を行っている。実際には.燃焼時間中の増殖材温度の

1 ・

-319ー

JAERI - M 87 - 139

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- 3 2 0 -

JAERI -M 87 -139

上昇を考慮する必要があるが，乙の効果については次項のにおいて検討する。

低温テストモジュールBはパッチ的11:トリチウム回収される。パッチ回収時11:テストモジ

ーJ!l11:導入するスイープガス中のトリチウム (T20)濃度を 1pprnとすれば.回収後11:テ

ストモジュール内11:残留するトリチウム量は約 19となる。

したがって.パッチによるトリチウム回収試験を行うには，乙れ以上のトリチウムインベ

ントリを確保する必要があり. 乙のために要する運転期間は 4日程度である。

(b) 液体増殖材

テストモジュールで生成した卜リチウムはp 冷却材の機能を兼ねるリチウム中11:溶解した

状態で存在する。リチウム中のトリチウムは，イットリウムゲッターにより吸収させて回収

する。イットリウムゲッターは.イットリウム容量を小さくするため.低温で水素化物が生

ずる範囲で使用する乙ととしている。乙の場合11:はFig.8.5.1-1011:示す温度11:対応する

トリチウム濃度以下にはトリチウムの回収ができない乙とがLi-Y-Tの平衡関係{め (4)

より求まる。イットリウムゲッタ材の運転温度をリチウムの融点11:対する余裕を考慮して~

2000Cとすると，乙のときのトリチウム濃度(ゲッタ出口11:相当)は図より-0.25 wt pprn

となる。ただし，乙れは平衡状態の場合であり.実際11:はゲッタ材のトリチウム吸収速度の

効果による平衡状態からの護度上昇を考慮する必要がある。乙乙では.ゲッタ出口のトリチ

ウム濃度を-0.5 wt pprnと想定し.またトリチウム回収効率として 50%程度を確保する

ものとして.冷却材中トリチウム濃度(ゲッタ入口11:相当)は-1wt ppm になるとした。

冷却系及びテストモジュール内のリチウムインベントリを 5m3 (2.5 Ton)とすれば. 卜リ

チウムインベン卜リは2.5gとなる。乙の蓄積11:要する運転期聞は， 14日程度である(た

だし，標準運転サイクルでアベイラピリティ 100%とした場合である)。

(c) 結論

トリチウム回収試験11:必要となる運転期闘を現状のデータから推算すれli，以上の検討の

通り Li20を増殖材とした場合11:は 4-6日以上，また液体リチウムの自己冷却の場合には

13-14日以上の運転期間が必要となる。ただし乙の期間は. リチウム中トリチウム回収方

式の改良等の技術開発E スイープガス流量条件の回収条件11:依存する値である。

なお.炉の連続運転期間11:関しては.前節で検討を行った定常温度11:逮するまでの時聞が.

固体増殖材を使用するテストモジュールでは必要となる。リチウムを使用するテストモジュ

ール11:は. トリチウム回収の観点からは.連続運転の必要性はない。

2)デューティサイクルへの要求

固体増殖材からトリチウムを連続回収するテストモジュール(低温A.高温B，超高温A)

の場合は.増殖材温度がトリチウム回収性能に大きな影轡を与える。特11:炉の休止時聞が長

い場合11:は，増殖材温度が一時的に増殖材の最低許容温度 (4000C)を下まわり，トリチウ

ム回収性能の低下が生ずる。乙乙では休止時聞を長くした場合のトリチワム回収への影.を

検討した。

休止時聞が短い (200sec)場合には， Fig.8.5.1-211:示す様11:，増殖材温度は常時最

低許容温度以上となり.発生したトリチワム (TaO(g))はLi20表面11:吸着する他は，スイ

ープガスlとよりテストモジュールから回収される。乙れ11:対して休止時間が長い (400sec)

-320一

JAERI-M 87-139

K t t L T . #ih^Ktt«<filK36*flF»«[*-I^WKTia*o ftffi&K CSOO-O-CttHWI** *»6-SSfcHl$*lfc MJ f-* A (T 20(g» «, LiOT(s)4 L T B t « i K $ t t S o LiOT(s) ««*i«§fc^9fiSii#ICJ;!3Li 2 OiT20(g)lc^^)SLT, T20(g) (*Li 2 0IClR#^n5 fl&tt*-f - : / # * £ £ !9@lKS*l5C 4 i t t * , , ^^â(glc^^LiOT(s)©4BS4SfetiJ

©JIOfBI^tfJlcSfrSttSo

(BttBffi) - k - C , ' V . + a =V S •-—— (1) at

( # * « > k « C s « V s - F « C „ = V . - — g + V s - — ^ (2)

k = k 0 exp ( - E / R T ) C a d = I 0 e x p CQ/RT)

k : Lions)(Dm^mmm k 0 > E : Rft^fc, 5J6©ffittfbi*^** C s : L i 2 0 # b 'J^T>A (LiOT)«ffi C 8 : # * # ! » ' J * * A * * C, d : L i i O ^ 0 R « M * 9 A « K V5 : L i 2 O g * v g : tfxfissi

. t : m M a : h i J^Ât i J i J iK T : itatfctfgK Io,Q • .Rfc©'*?*-*

® T»0(g)©R*4 v-«h 'JKIttS!Lr+»/h$l('«LijO«trtJ£ft'f ysyh'J-.-SCJfTi

© #x«©TiO(g)BLijO*ffilcR*LfcTiO & ¥ « « * « * * i L T , R**lKlt a « t B * « L a ^ . G M H P - * * * « < . « f f l R » « » * a * © * ^ ^ * i t f - H H i

±iC*ffli.-'^vi/xc*4lc«S«|^fK*j«'Sh 'J^ÂjJcai4^jh^lc*}y-Sh ' J ^ ^ A R J R

*f£4L, *iSt#fiSli*ttl$l£, ftffiS«*^ftiSJaiKfC;«^lcJiJotS4Ly:o **: flyhB#ie (i**xffl® T20(g) (t LiOT(s) 4 L T L i 2 0 ie R « <* ft 5 4 Lfco

Fig. a a i - n icnt^nrtt«jcaLfci^©iî'xpafflh y?âKfflS^fc**-#-„ a

- 3 2 1 -

JAERI -M 87 -139

場合11:は. Fig. 8.5.1-411:示す様11:，炉の燃焼終了時の最高温度はほとんど同じであるの

に対して，休止時には鼠低温度が許容値を一時的に下回る。最低温度(3000C)では増殖材

から一星放出されたトリチウム (T20(g))は， LiOT(s)として再び吸収される。 LiOT(s)

は燃焼11:伴う温度上昇により Li20とT20(g)11:熱分解して， TzO(g)はLi2011:吸着される

他はスイープガスにより回収される乙ととなる。パルス運転11:伴い LiOT(s)の生成と放出

を繰り返す。

以上の燃焼時におけるトリチウム放出過程におけるトリチウム (T20)バランスは，次式

の通り簡易的11:表わされる。

。C‘ -k・C.・v‘+a=V.・一一-

M 凶唱。t -4

・A(

sg-

2

・-C

一ta一8

V

+

0

・・C

一t角。一角。"-

V

=

0

・C

F

e‘3 ，

V

• 恩

内しb恨瓜帥

(固相側)

(2) (ガス側〉

k =koexp (-E/RT)

Cad =10 exp (Q/RT)

k : LiOT{s)の熱分解速度

ko.E 反応定数，反応の活性化エネルギ

C. : Li20中トリチウム (LiOT)濃度

CIIガス中トリチウム濃度

Cad : Li20への吸着トリチウム濃度

V. : LizO容積

Vg ガス相容積

t 時間

:トリチウム増殖速度

:増殖材温度

10. Q :吸着のパラメータ

ただし.上式は次の仮定11:基づいた。

① TzO{g)の吸着インベトリ 11:比較して十分小さいLizO粒内拡散インベントリ，及CFTz

ガス溶解インベントリについては考慮しない。

@ ガス相のTzO{g)はLizO表面11:吸着した百 Oと平衡関係にあるとして，吸着・脱様

速度は考慮しない。(速度データがなく.物理吸着・脱様速度のみを仮定すれば十分速

度が速いため)

上式を用いパルスごとに燃焼時におけるトリチウム放出と休止時におけるトリチウム吸収

が生ずるとして.各パ'JVス時のトリチウム濃度変化及び準定常に逮した時のトリチウムイン

ベントリを求めた。ただし.乙乙では第 1夢IJ冷却管部分(プラズマに近い側〉の低温領域を

対象とし.増殖材温度は燃焼時lζ，最低温度から最高温度まで線形iζ増加するとした.また

休止時11:はガス相の TzO{g)はLiOT{s)としてLizO11:吸収されるとした。

F ig. 8. 5.1 -11 11:準定常状態11:逮した時の 1パルス聞のトリチウム議度の変化を示す。図

-321ー

a

T

JAERI-M 87-139

*C 8 * i ' L i20* f f lL iOT«Jg (h Uf -Â«Klc ia^) «-^*>LTl>5o ttitB#lc£l£L fcLiOT(s)li. Sl£J:#4 4t>fcLi i0 4TjO(g)iej|&£IH^T«4>-rSo fcfc'L. C® B * j i m i : ^ L : f c T i O ( g ) S 4 ^ t t L i » O K | t # 3 f t S o S&KJf t t t f f lK* * . t JM-S i . K#LfcT2o(g)*^/f-7°#xct3icsJctb$ti. #**i->)^^^mtat?>o am s tut

Fig. 8.5.1-11 *> &$&*»«£ 9 fc, LiOT(s)Of«S )BJiK{*+ (CJp<, 400 g>& (~500°C)T(* l££*!>$&£»*S o * © » * , ftftffi£je4<iHfftt<. ttiySIHiMS

F.ig. a&l-12KH»je»KaLfcB»fflh Vf-V^vov >JfrgMP|Zf6Mff 4 4 t i e ^ t o Blictt, «S«!lN?ISI/*±îa=800/400fil>©»^*JJ:CK800/200S»©Ji^lco^

©^t t t f 'hSô *R&B#ra/ttitB#ra800/400 # © » £ £ « : , _txEcD«t 9 K LiOT®3K lc<fcSh y ^ t f - M ^s-yh ycitf lQfitt^fc©©, f*jfcl#ra#fcfflg!&*ffiTf"5e4j&»& 800/200 fj>©i#£ic It T l f t 1.5fgffl4 v<v h "J 4 t tS„

«i»*!ffl/flUhll*IW = 800/200 ®<Dm&Kl*, »jbll*IHI*7ll*©if»WfiK 300°C. ft ft«*IH*n'l*©*»Wfla800oC -e&SOIt f tLT. BffJE»KaLfctt«-p©>f >"«*• h y W:650~700 oCfc*B3'tSt>ffl4«S o — #. H 5 « D K fc^Tt t , 4 v * ^ MJ ffl?F ffi£ttiLi$RJM7i$©ti«fcrs& C3oo°c)T?ff-»-c^So •#•«*>•&, M f i S » > c i *»&ffi«©SHW*J:»3«Wn?*D. ^fc, ' « * x a f i f c # $ a » t t f l * * » © I B » f c - 3 ^

£U:«fcD. »±l*KL10T(8)*i4J«L"Cb, JKftttK: LiOT #Mk#gft- 3 a « & f t * * i fttZZtt; h 'J**A| i |JRt t f f iK*4t t lW*#Aaâe3S*Rrt td:#A6* l«o #tft w«s«*»&. flW&ftiasoofuc^Lr. ttjh«SH4oo#4Lfc»£ oi«w»ffi**~3oo °C) IctfttihBtfjg 200 £!>©»£• (Jt?SM«:{6;SlS~500oC) I d t ^ T . h ' J ^ A ^ y - ? yh ' j t t f t i .5 f i -c* i j . i^4tt**0i i ! i i8H:£ iFfi< «*«>©©, M ^ S A H D R I M *

©«î*» 6 tiîh^fH 400 S>gK ttfftgfei 51> © 4 SfrftSo

- 3 2 2 -

JAERI -M 87 -139

中C.がLi20中のLiOT漉度(トリチウム濃度11:相当)を表わしている。休止時11:生成し

たLiOT(s)は.温度上昇ととも11:LhOとT2O(g) 11:熱分解して減少する。ただし.乙の

時点では発生したもO(g)ほとんどはLi2011:吸着される。さらに櫓殖材温度が上昇すると.

吸着した百O(g)がスイープガス中11:放出され.ガス中トリチウムが増加する。放出された

トリチウムはスイープガスiとより回収される。

Fig.8.5.1-11から明らかなように， Li OT(s)の熱分解速度は十分に早く， 400秒後

(-5000C)でほぼ全量が熱分解する。その後は.熱分解反応とは関係なく.休止時聞が短

い場合と同様陪吸着平衡関係より求まるトリチウム回収特性となる。

Fig. 8.5.1-1211:準定常に速した時のトリチウムインベントリを吸着平衡関係とともに

示す。図には，燃焼時間/休止時間=800/400秒の場合および800/200秒の場合につい

て示した。いずれの場合にも.パルス運転11:伴う温度変化11:基づくトリチウムインベントリ

の変動は小さい。燃焼時間/休止時間800/400秒の場合11:は，上述のように LiOTの蓄積

によるトリチウムイシベントリの増加はないものの，休止時間中11:温度が低下する乙とから

800/200秒の場合11:比べて約1.5倍のインベントリとなる。

燃焼時間/休止時間=800/200秒の場合11:は，休止時間終了時の増殖材温度 3000C，焼

焼時間終了時の増殖材温度8000Cであるのに対して.ほぼ定常に逮した状態でのインベント

リは 650-'lOOoC 11:相当するものとなる。一方，前項1)においては.インベントリの評

価を休止時間終了時の増殖材温度 (3000C)で行っている。すなわち，評価温度が低い乙と

から前項の評価はより保守的であり.今後，パルス運転11:伴う増殖材温度変動の影嘗につい

ても考慮していく必要があると思われる。

以上より.休止時11:LiOT(s)が生成しでも.燃焼時11:LiOTが熱分解する温度条件を維

持する乙とで. トリチウム回収性能11:大きな影嘗を与えない運転が可能と考えられる。本検

討結果から，燃焼時間 800秒に対して.休止時間400秒とした場合(増殖材最低温度~ωo。C)には休止時間 200秒の場合(増殖材最低温度-5000

C)11:比べて. トリチウムインベ

ントりは約1.5倍であり，必要となる運転期間は若干長くなるものの，トリチウム回収試験

の観点からは休止時間400秒程度は許容できるものと思われる。

-322-

Table 8.5.1-1 Tritium Recovery Conditions ( 1 / 2 )

Low Temperature T/M High Temperature T / M Very High Temperature T / M

A B A B A B

1. h >)!•$&%£.

(1) ^ t t ? ? 7 -J V x mmm) MW/m 2 1.07

(2) 4 i f t ^ 7 A ' x y * (Total) MWY/m 2 0.3

(3) 7° 7 * - * « T / M * f f i * (4) T B R (5) HJ*'7A?££§8E

® m m m (Dwell Time

= 0 £ LfcB#)

m 2

g/aay

g /day

1.1 ( L i 2 0 3 e m a S ~ 1 . 3 m H x o . 8 4 m w £ - r S o ) (3) 7° 7 * - * « T / M * f f i * (4) T B R (5) HJ*'7A?££§8E


= 0 £ LfcB#)

m 2

g/aay

g /day

1.58 1.56 1.01 1.31 1.14 1.11 (3) 7° 7 * - * « T / M * f f i * (4) T B R (5) HJ*'7A?££§8E


= 0 £ LfcB#)

m 2

g/aay

g /day

0.224 (TBR = 1)

(3) 7° 7 * - * « T / M * f f i * (4) T B R (5) HJ*'7A?££§8E


= 0 £ LfcB#)

m 2

g/aay

g /day 0.35 0.35 0.22 0.29 0.26 0.26

© Burn/Dwel l Time

= 800 s e c / 2 0 0 sec g / d a y 0.28 0.28 0.18 0.23 0.20 0.20

(6) £ § £ £ »

( 0 . 3 M W « Y / m z ) (7) & m

2. i|*M

g 36 36 23 30 26 26 (6) £ § £ £ »

( 0 . 3 M W « Y / m z ) (7) & m

2. i|*M

g

T 2 / T 2 0 = l / 9

(6) £ § £ £ »

( 0 . 3 M W « Y / m z ) (7) & m

2. i|*M

g

(1) «• *4 LiaO L i 2 0 Li L i 2 0 L i 2 0 Li

(2) L i 2 0 / B e th

(3) 5c*Si5g8t m 3

0.25/0.75 0.25/0.75 - 0.25/0.75 0.25/0.75 -(2) L i 2 0 / B e th

(3) 5c*Si5g8t m 3 0.47 m3 ( ~ 1 . 3 m H x o . 8 4 w x 0 . 4 3 I , i 1 - S )

!:?~ー弔句庁『戸時-~~~"平均甲山A刊明日司F一千守一『町マ-，け_..句，白 →門 A一一自宅ー

】〉開包

lg曲

41目

ω由

Tritium Recovery Conditions C 1/2)

Low Temperature T/M High Temperature T/M Very阻ghTemperature T/制

A B A B A B

1. トリチウム発生

(1)中性子フラックス(燃焼時)MW/m2 1.07

(2) 中性子フルエンス CTota!) MWY/m2 0.3

(3) プラズ?側T/M表面積 m2 1.1 CLi20充填部-1.3m"x0.84mwとする。 3

(4) TBR 1.58 1.56 1.01 1. 31 1.14 1.11

(5) トリチウム発生速度 gAlay 0.224 CTBR=I)

①連続燃焼時CDwel1Time g/祖ay 0.35 0.35 0.22 0.29 0.26 0.26

=0とした時)

@ Burn/Dwel1 Time g/day 0.28 0.28 0.18 0.23 0.20 0.20

= 800 sec/200sec

(6) 全発生量

CO.3MW・Y/tri勺g 36 36 23 30 26 26

(7) 形態 T2/T20 = 1/9

Z 増殖材

(I)材料 Li20 Li20 Li Li20 LI20 Li

(2) Li20/Be比ー 0.25/0.75 0.25/0.75 0.25/0.75 0.25/0.75

(3) 充填部容積 m3 0.47m3 C-1.3m"xO.84wxO.43Lとする)

Tab!e 8.5.1-1

ω ti

Table 8.5.1-1 ( 2 / 2 )

Low Temperature T / M High Temperature T / M Very High Temperature T / M A B A B A B

(4) L i 2 O X f i L i && n r 0.082 0.082 5 * 1 0.082 0.082 5 * J

(5) LiiOXitU MM _~ Ton (Li 2OJ£ii£$K85<£T.D.)

0.14 0.14 2.5 0.14 0.14 2.5

(6) fi * °C 400~1000 400~1000 250~330 400~1000 400~ 1000 450~530

3. M J * * A | l | « * f r (1) # A He X 4 - 7 " He x - f - ifigcLi ;&>£ He x - f - 7 0 * * i S S L i *>5>@

ft@lR

iR

man JR

m& JK

(2) [ 5 ] « * 1 N m 3 / h r lNm'/hr

12NmVhr

O.OlTon/hr l N m V h r 1 N m 3 / h r 0.01 T o n / h r

(3) HJ^ f rAJME 39 vpm(T 20) mmm l w t ppm 32vpm(T 2 0) 28vpm(T 2 0) 1 wt ppm 4.4 vpm (Tj) 4 4 vpm

( T 2 ) 3.6 vpm (T 2 ) 3.1vpm(T 2)

* 1 : T /M, S t S O f IHX ©Li -f v < v h 'J «3Mt

一一一ザーザー伯作一一'γ一一一ぜx一一一

』〉切包

l

冨ミl-u由

(2/2 )

Low Temperature T/M High Temperature T/M Very High Temperature T/M

A B A B A B

(4) LizO又はLi容積mS 0.082 0.082 5勢 1 0.082 0.082 5*1

(LizO充填率・70~杉)

(5) LizO又はLi重量T叩 0.14 0.14 2.5 0.14 0.14 2.5

(LizO焼結密度85%T.D.)

(6) 温度。c 400-10∞ 400-10∞ 250-330 400-1∞o 400......1∞o 450-530

3. トリチウム回収条件

(t)方式 He スイープ Heスイー直接Liから Heスイープガ直接いから回

ガスiとより連プガスによ回収スにより連続回同左収

続回収りパ・y チ回収

収

(2) 回収流量 1 Nm~hr 連続時 O.OITon/hr lNm3/hr 1 Nm~hr 0.01 Ton/hr 1Nm3/hr

パッチ時

12Nnf/hr

(3) トリチウム漉度 39 vpm(TzO) 連続時 1 wt ppm 32vpm (TzO) 28vpm (TzO) 1 wt ppm

4.4vpm白、〉 4.4 vpm 3.6vpm (T2) 3.1 vpm (T2)

(も)

~ ーー...J.....-

Table 8.5.1-1

器

長 1:T/M.配管及びIHXのLiインベントリ概算値

Table 8.5.1-2 L i 2 0 -Tritium Properties for Evaluation of Tritium Inventory

« s x - * Ref.

1. i£tJc-^ >"^v h 'J D = D 0 exp ( - Q / R T ) K. Okuno e t ol , J. of

mm.'sm log Do = 4.1 CcnrVs ]

Q = 77.4 CKJ/mol ) Nucl . Mat. , 138 (1986)

2. mftmiv^wv K = A e x p ( E a / R T ) K. Okuno e t a l . , J. of (HMMPSftiigft) l o g A ( L i 2 0 Annealed)= 8.0 log A (LiOH Annealed)=7.2

Ea ( L i 2 0 Annealed) =31.0 Ea (LiOH Annealed) = 30.7

Nucl. Ma t . . 101 (1981)

3. R t - f y s y h i j I = I o e x p ( Q / R T ) P ^ 4 H. Yoshida et a l . ,

(*&#¥«!£&) Io = 56.3X10" 2 Cmol HzO/Ton L i 2 0 )

Q = 13800 Ccal /xad )

JAERI - M 82-194

4. zg*M y - s y Mj S = S 0 exp ( - Q / R T ) / F H.Katsuta et a l . ,

So = 3.0 C g - T / T o n L i j O ] J. of Nucl. Mat . .

Q = 16000 Cj /mol )

P CTORR )

116(1983)

一一一一一一一一"，-，"...~-'，....…~一一一一一一→一一一一一一-F 一一一ー一一ι 一一一

Tritium Inventory LizO -Tritium Properties for Evaluation of Table 8.5.1-2

Ref.

1. 拡散インベントリ

(拡散定数)

K. Okuno e t 01 . J. of

Nucl. Mat.. 138 (1986)

タデ

D ==Do exp (-Q/RT)

log Do == 4.1 Ccm2/s)

Q = 77.4 (KJ /mo1 )

目項

K. Okuno et al.. J.of K ==A exp CEa/RT} 2. 熱分解インベントリ

(熱分解反応定数)

』〉問自

l

忍ミl】臼由

Nucl. Mat.. 101 (1981) 10g A(LiOH Annealed)=7.2 10g A (LizO Annealed)== 8.0

H. Yoshida et al..

Ea CLiOH Annea1ed)=30.7

1 == 1 0町 (Q/RT)PU

10 == 56.3x10-2 (mol ぬO/TonLi20)

Ea (Li20 Annealed) == 31.0

3. 吸着インベントリ-

M

N印

1

JAERI -M 82-194 (吸着平衡定数)

Q == 13800 (cal /md )

H.Katsuta et al.. 8 =80 exp (-Q/R T) ./p 4 溶解インベントリ

J.of Nucl. Mat.. (g-T./Ton Li20)

(J/mol )

80 == 3.0

116 (1983) Q == 16000

P (TORR)

Tab 1 e 8.5.1 - 3 Tri ti urn Inventory

Low Temperature T/M High Temperature T / M Very High Temperature T/M A B A B A B

i. a * (Li2o) mmv; - -

ID » « g 3.5X10"7 2.8X10"7

(2) mm g 1.8 x i o - 5 1.4 xlO" 5

(3) 8 m CTi) g 41X10" 3 3.1 xlO" 3

(4) ft * (TiO) g 1.7 1.1

2. ffii* (Li ) HtSitt - - - -

(i) « m g 2.5 2.5

3. £ I t g 1.7 16 ( 1 * )

2.5 1.1 <1.1 2.5

4. •fxh^ES'a.—/urt^ffl h 'Jf-T>A^y^y

HJffiKlcB?«SttJ|£li*|R] day ~ 6 ( ~ 4 ) ~ 1 4 ~ 5 < 6 - 1 3

lOO^iLWS&ltffiS)

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Tritium Inventory

Low Temperature T/M High Temperature T /M Very High Temperature T/M

A B A B A B

1. 固体 (Li20)増殖材

(1)拡散 g 3.5X 10-7 2.8 x 1 0・7

(2) 熱分解 g 1.8 X 10-5 1.4 x 10-5

(3) 溶解 (T2) g 4.1X10-3 3.1X10-3

(4) 吸着 (T20) g 1.7 1.1

2. 液体 (Li)増殖材

(1)溶解 g 2.5 2.5

3. 合計 g 1.7 16 2.5 1.1 く1.1 2.5 (1長)

4 テストモジュール内へのトリチウムインベン

トリ蓄積11:要する累積運転時間 day $6 -6 (-4 ) -14 -5 -13

(デューティファクタ 0.8，アベイラピリティ

100%とした場合11:相当)

Tab le 8.5.1-3

ー

ω岡田

l

祷:パッチ回収後の残留トリチウムインベントリ

JAERI-M 87-139

2 9 0 -

o 5 280

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Tdwell=200sec

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1000

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500 GQ

400

j. J 0 200 400 600 800 1000 1200

Time (sec) Fig. 8.5.1-1 Temperature Responses of Coolant and Breeder at the First

Breeder Unit Cell in High Temperature Test Module B with Various Dwell Times

-327-

1000

jAERI -M 87 -139

900

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280 工

Temperature Responses of Coolant and Breeder at the First Breeder Unit Cell in High Temperature Test Module B with Various Dwell Times

-327ー

Fig. 8.5.1-1

JAERI - M 87 - 139 Burn Dwill

I U U U U U LT

200

1000 

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31 400 Te

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<u •a m 200 Br

e

4000 Time (sec)

Fig. 8 . 5 . 1 - 2 Breeder Temperature Responses of the F i r s t Breeder Unit Cell with Reference Operation Mode ( T b u r n " 8 ° 0 «» T d w e l l - 2 0 0 s)

Burn Dwell nr-ir-ir-ir-ir 1200

to CD U a o

1000

800

-1200

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B 600 <u a

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200

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800 5

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-8 200 £

CD

16000 8000 12000 Time (sec)

Fig. 8.5.1-3 Breeder Temperature Responses of the Last Breeder Unit Cell with Reference Operation Mode Kurn-SfJO s, T d w e l l - 2 0 0 s)

-328-

JAERI -M 87 -139

1200

ド

1000 曲、コ(J')

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4000

Time (sec) Breeder Temperature Responses of the First Breeder Unit Cell with Reference Operation Mode (Tburn -800 s. Tdwell. 200 s)

6000 2000

Fig. 8.5.1-2

。

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1200 u •

1000 ~ (J')

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1200 ι2 • 豊1000(J')

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Time (sec) Breeder Temperature Responses of the Last Breeder Unit Cell with Reference Operation Mode (τburn -800 s.τdwell -200 s)

16000

-328ー

4000

Fig. 8.5.1-3

。

JAERI-M 87-139 Burn Dwell

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200 -

8000 4000 Time (sec)

Fig . 8 .5 .1 -4 Breeder Temperature Responses of the F i r s t Breeder Unit Ce l l wi th Longer Dwell Time ( T b u r n - 8 0 0 s » T d w e l l * 4 0 0 8 )

Burn Dwell

rij -Lr~i_rLr-Lr ~ 1200

-o \000

§ 800

Higher Limit

1200 o

1000 CO

800

16000

Fig . 8 . 5 . 1 - 5 Breeder Temperature Responses of the Last Breeder Unit Ce l l w i th Longer Dwell Time ( T b u r n = 8 0 0 s , ^ d w e l l " 4 0 0 s )

JAERI -M 87 -139 Burn Dwell

_ 1200 丸20

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8000 6000 2000 。Fig. 8.5.1-4

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4000 。Breeder Temperature Responses of the Last Breeder Unit Cell with Longer Dwell Time (Tburn = 800 s. Tdwell Z 400 s)

-:，zg-

Fig. 8.5.1-5

Burn Dwell I T J - i_r

JAERI-M 87-139

— L T IS u—i_r "L

- 1200 200

Time (sec) Fig . 8 . 5 . 1 - 6 Breeder Temperature Responses of the F i r s t Breeder Unit

Ce l l wi th Smaller (1 /2) Temperature Drop due to Thermal Res i s t ance Layer

Burn Dwell

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12000 16000

Fig. 8.5.1-7 Time (sec)

Breeder Temperature Responses of the Last Breeder Unit Cell with Smaller (1/2) Temperature Drop due to Thermal Resistance Layer

-330-

]AERI -M 87 -139 Burn Dwell

- 1200 ふJ 1200

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6000 2000

200

Fig. 8.5.1-6

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Time (sec) Breeder Temperature Responses of the Last Breed君rUnit Cell with Smaller (1/2) Temperature Drop due to Thermal Resistance Layer

16000 12000

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4000 。Fig. 8.5.1-7

._ 300 400 500 600 700

Temperature (*C) 800

Fig. 8.5.1-8 Temperature Spectrum of Breeder Zone (High Temperature Test Module B)

50 100 150 200

Temperature Drop (°C) Fig. 8.5.1-9 Relation between Tritium Inventory and

Temperature Drop from the Spectrum of Fig. 8.5.1-8

Z 60

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Drop Re1ation between Tritium Inventory and τemperature Drop from the Spectrum of Fig. 8.5.1-8

d

Temperature Fig. 8.5.1-9 Temperature Spectrum of Breeder Zone

(High Temperature Test Modu1e B)

Fig. 8.5.1-8

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Time (sec)

Tritium Concentration Response

in a Pulse

Fig. 8.5.1-11

1. 7 1.8 1.9 2.0

IIT x 1000 U/K)

Equi1ibrium Tritium Concentration in

2.2 2.1

Li-Y-T System

Fig. 8.5.1-10

JAERI - M 87 - 139

T (°C) 900 800 700 600 500 400 300

10 -6

0.8

Equilibrium Stote

Burn/Dwell Time=800/400sec

Burn/Dwell Time = 800/200sec

J I L 1.5

1/T (UK) Temperature of Li 20

2.0

Fig. 8.5.1-12 Relation between Temperature of Li20 and Tritium Inventory (Adsorption)

- 3 3 3 -

JAERI -M 87 -139

Stote

Burn/Dwell Time=800/400鵠C

L

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2.0 1.5

1fT (lfK) Temperature of Li20

Relatlon between Temperature of L120 and Trltlu皿工nventory(Adsorptlon)

-333一

0.8

Flg. 8.5.1-12

-

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JAERI - M 87 - 139

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- 3 3 4 -

JAERI -M 87 -139

8. 5. 2 セクタ試験

(1) セクタ試験の要求

トリチウム増殖ブランケットおよびトリチウム増殖に加え発電をも指向したプランケット IC

対して， FERでは上述のようなテストモジュールによる試験が計画されている。一方，試験

体寸法を大きくし，さらに有意義なデータを得るとの観点から.セクタ試験の実施が考慮され

ようとしている。乙乙では.モジュール試験およびセクタ試験Ir::より得られる情報を比較する

と共Ir::，各試験の意義について検討する。尚.各試験における試験体寸法および股置位置は以

下のようになる。

①。モジューJレ試験H ・H ・-1 m W x -2 m H x 0.5 mt

外側可動遮蔽体Ir::投けた試験ボート内に設置

② セクタ試験・・・・H ・H ・-・-3mwX-4.5mHXO.5mt

外側可動遮蔽体の 1セクタ分の大きさで可動遮蔽体Ir::替えて設置.

(ただし.可動遮蔽体Ir::比べてプランケットを模擬したモジュー

ルの厚さが薄い乙とから.テストセクタ背後には遮蔽体を設置す

る。〉

テストセクタとして考えられる概念例をFigs.8.5.2-1， 8.5.2-21r::示す。 Fig. 8. 5. 2 -1

は増殖ブランケットとして考えられる構造を模擬したもので，その縦方向の一部をとって立体

的に示したものである。 Fig.8.5.2-2は乙れを炉本体Ir::組み込んだ場合の概念を示すもので、

ある。図中.遮蔽体およびダイパータ等の構造は今回FER設計において検討しているものと

は異なるが，テストセクタの設置概念、Ir::対して基本的Ir::影・を与えるものではない。

(2) モジュール試験とセクタ試験の比較

Table 8.5.2-11r::，試験項目およびモジュール試験とセクタ試験との相遣に関する主要事項

を示す。乙れはまた以下のようにまとめられる。

① 熱流動特性 3

モジューJレ試験では.試験体のポロイダル方向の長さ(高さ}が短い乙とから.増殖領域

内の核発熱率のポロイタ勺レ分布が増殖材温度制御Ir::与える影.の把握および核発熱率のポロ

イダル分布をも考慮した増殖材温度制御の実証はできない。一方.セクタ試験では，ポロイ

ダル方向にはブランケットと同等の長さとしており.次項で述べるような周辺構造物の影轡

による核発熱率の違いはあるものの.増殖材温度制御lζ対する実証は可能と思われる。向，

熱流動特性については炉外試験によってもかなりのデータが得られるものと思われるが，増

殖領域内の核発熱率の模擬および模様すべき核発熱率の大きさをいかにして決定するかが問

題である。後者については.むしろ次項@での問題となる。

@ 核特性

モジューJレ試験では.プラズマIC面する試駿体面積が小さい乙とから.周辺構造物からの

中性子反射に対する条件がトーラス全体Ir::プランケットを設置した場合とはかなり異なる乙

とが予想され，トリチウム増殖性能および増殖領域内での核発熱率等Ir::対する特性把握が困

難と考えられる。セクタ試験においても.周辺構造物がプランケットと異なるととからの影

響は受貯るものの.照射面積が大きくなる乙とから，試験体中央部では.ほぽプランケ γ ト

-334ー

JAERI-M 87-139

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ISK*F ,9)Ci'x;ua«*«-««^S«iS^«-iS!BLfc4Lrfe, *©&«#&, JBtt*li:/9 yr-j hF , 9lcias$ns<:4^#^^n«-Vx; i /##4(i^<â5t>ff l4«5 0 Lfcrt*-> T. 7-7 : / * * MÎCv/x;i/»*?-|S!iL^Ji^ffl->xîaS#tt©fiS {-Jyy>rv\-n

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-335-

JAERI -M 87 -139

における特性を得るととができると考えられる。

@ 強度特性

モジ!I.-Jレ試験では，試験体寸法が小さいととおよび容器形状自体が実際のプランケット

とは異はるととから.容器内圧，熱応力.電磁力等の荷重11:より発生する応力も.プランケ

ットとはかなり違うものになると思われる。とくに.電磁力11:対しては.シェル導体を内蔵

していないととから.構造体にかかる荷重の大きさ自体がかなり異なる。また.ヘリウムあ

るいは液体リチウムを冷却材とする場合11:は.流動特性(流通，圧損等〉の把握11:主眼をお

いた冷却材条件としたととから.冷却材出入口温度差をプランケットと同条件とするととは

できない。したがって，冷却材出入口温度差11:基づく熱応力11:関しでも.ブランケット 11:対

する荷重およびそれに対する健全性を実証するととはできない。一方，セクタ試験の場合11:

は，試験体の形状，大きさをプランケットと同等の条件としており.実際のプランケットに

おける荷重および応力状態をほぼ再現でき.健全性11:閲してテストモジュールを用いるより

もより有意義な検討が行えるものと思われる。ただし，発電を考慮した高温あるいは超高揚

試験体11:対しては， FERとDEMOおよび動力炉とでは，熱負荷(表面熱流束.内部核発船

が大きく異なるととから，乙れ11:起因する熱応力の遣いについては，別途検討する必要があ

シェル効果およびシェル導体設置の影管

モジュール試験では，プラズ7 垂直位置不安定性制御用のシェル導体の試験体内への設置

は行わない。あるいは.シェル導体がフ.ランケットの核特性等11:及ぼす影嘗を調べるために，

試験体内11:シェル導体を模擬する構造物を設置したとしても，その設置方法.形状等はプラ

ンケット内11:設置されるととが考えられるシェル導体とは全く異なるものとなる。したがっ

て.プランケット内にシェル導体を設置した場合のシェル効果特性の把担(プランケット内

の場合は周囲11:増殖材があり，可動遮蔽体内11:設置した場合11:は周囲Ir:.ステンレス銅製遮蔽

材がある)，およびシιル導体を設置した場合のプランケット内温度分布への影響の把握お

よびプランケット内全体にわたる増殖材温度制御の実証が困難となる。強度特性への影管に

ついては@で述べた通りである。セクタ試験では，試験体内11:シェル導体を組み込むととに

より，プランケット内への設置がシェル効果11:及ぼす影管およびシι ル導体の設置がプラン

ケット特性に及ぼす影管についての知見が得られるものと思われる。

@ 発電の実証

モジュール試験では，熱出力が小さい (-2MW)乙とから，タービン等一般の発電プラ

ントにおいて使用されている機器を用いての発電は困難と予想され.他の手段11:よって発電

出力を得るととが必要と考えられる。一方，セクタ試験では熱出力として-20MW程度が

得られるものと恩われ.乙れにより小規模の自家用発電プラン卜 11:相当する.いわばより現

実的な発電の実証を行う乙とができる。

セクタ試験の必要性

以上.(2)での検討において，核特性の把握11:対してモジュール試験では照射面積が小さいと

懸念される乙と.強度特性11:聞して容器形状.荷重条件が異なる乙とから，プランケットの健

全性11:対する十分な実証ができない乙と.およびセクタ試験の方がより有効な発電の実証を行

おqd

る。

ω

(3)

JAERI-M 87-139

T. £fttttt*fc^£flttlltt1-li (Klias. ttMfcR. RIM*, »mmSi *W6*»Kt

- 3 3 6 -

JAERI -M 87 -139

える乙と等を述べた。とくに.健全性の実証あるいは健全性の維持Il:対してcれを確認できる

知見を得る乙とは非常に重要であり.炉内へのプランケット投置に先立つセクタ試験は不可欠

であると考えられる。

一方.モジュール試験は試験体の交換がセクタ試験Il:比べて容易である乙とから.多くの概

念、Il:対するスクリーιングIl:は有効と思われる。今後，プランケット概念、の選択，決定Il:対し

て.炉外試験をも含む全体試験計画(試験項目.試験施設.試験体，試験時期)を明らかにす

ると共Il:， FERでの炉内鼠験についてもさらに検討していく必要がある。

-336-

Fiji-;

ー

JIll-Lilli--ir

-ftトpιドトトbftbぃドarrrレ-，d

n

弓

Fit-B、i

Table 8.5.2-1 Comparison of Obtainable Informations by Test Sector and Test Module (1/4)

Category/Test Test Sector Test Module Remarks/Comments

i) Thermal hydraulics • Nuclear heating profile • Breeder temperature profile

• Coolant temperature • Coolant pressure/ pressure drop

• Coolant flow control • Coolant flow rate • Container vessel temperature

ii) Neutronics • TBR • Material activation • Decay heat

o

Demonstration of breeder temperature control and heat recovery performance are possible

A Larger neutron radiation area gives better information

A

Poloidal distribution is uncertain

X

Neutron reflection from surrounding shield is a serious problem

••Poloidal distribution is essential.

• Almost basic data required are obtainable by out-of-pile experiments.

• Neutron reflection effect must be investigated using neutron sources such as FMIT.

• Irradiation study using fission reactor is useful.

( Valu* of information o •• high, A: medium, x: low)

一一一一r-~""''''''''''ro'>l'7-~'''-''~'一一一一一一司一一七一一一一←ー…一一…一、一一一一一 ι ←一一一一一←一一一一一一ナ一一 A一一一ー一一一一←ー一一.

』〉四百

l玄

白

叶

lHS

Table 8.5.2-1

category/Teat Test Sector Test Module Re回 rksl白 oments

1) Tber回 1hydrau11cs o 企 ..Polo1dal d1str1bution 1s essential.

• Nuclear heating profile Demonstration of Poloidal • Almost basic data

• Breeder temperature breeder tempera- diatribution ia required are obtainable ture control and uncerta1n profile

heat recovery by out-of-pile experi-• Coolant temperature perfomance are ments.

• Coolant pres，urel possible

preaaure drop

. Coolant flov control

. Coolant flo官官ate

• Conta1ner veaael temperature

11) Neutron1ca 11 x • Neutron reflect10n effect 回ustbe investigated

-四R Larger neutron Neutron reflec- using neutron sources

• Hater1al activation radiation area gives tion from such a8 F眠 T.better information 8urround1ng

• Irradlat10n study using • Decay hea包 shield 1s a fi8sion reactor is 8erious problem usefu1.

Comparison of Obtainable Informations by Test Sector and Test Modu~e (1/4)

ー

ω勾l

o ; high， a:臨 di岨， x: 1側〉Valua of informatf.on

Table 8.5.2-1 (2/4)


ill) Tritium recovery A A • Breeder bulk radiation damage

• Time lag for recovery may saturate at • Tritium mass balance a fluence M).2

MH-yr/m2. But • Tritium inventory in fluence M).3 blanket MW-yr/m2 is not

sufficient because of flux reduction at the rear zone in blanket

iv) Mechanical and o X • Complementary facilities electromagnetic such as FELIX is useful performance of Size of ^huv x^2mH to investigate electroblanket vessel x 0.5 m" is magnetic response.

* Thermal stress • Internal pressure and electromagnetic load

insufficient to obtain informations of thermal stress due to temperature difference of

* Out-of-pile experiments is practical

• Support coolant inlet and outlet in blanket and electromagnetic response of blanket

( Value of information 0-. high, A: medium, x: low)

-日目時~ .....宅一一・ー，巴ペヲ~ザ守~~ヤ司容明芳明伊暫ヴ甘t喧茅?古~官ー?で守ア..アr宵常空~でででで~て-巧句2戸千百~-ー---一一一ー~._-..，，--で勺白一一一一喝.....'"~〒守句、喝 J 一一一 _.-._~ー-，，~ '"噌ヨデ時一~.--:-=一『→ー一一一一三九戸、戸ヲ守--，---~.~.~. ~.占守、伊雫アー・"聖一『γ一一ー『ーーー?守--'“ー-.-.-.ア..でで『門戸玄白考古ー七円

』民自l

窓弓1』包

(2/4)

Category/Test Test Sector Test Module Re臨時s/CoJllllests

111) 宮r1t1umrecovery a A • Breeder bulk rad1atios damage

-宮1melag for recovery may saturate at

• Tr1t1咽目崎8balance a 削 f-ylureJ4nce.~0.2 But

• Tr1乞1um1nv・ntory1n f1uenC8ω0.3 bl.n1cet 削 .yr/.218 Dbt

8uff1c1ent.be-cause of flux reduction at the re.r zone 10 bl・泊et

1v) 胤 chanicaland 。 x • c岨 ple!輔nta'可 fac1Uti四e1ectrOl岨znetic 8uch 88 F凪，Z玄 18usefu1 per釦raanceof Size of ~1mW x~2mH to 1nve8t1gate electro-

b1anket v・s・.1 x 0.5 mT is mag回 t1cre句)Ouse.. Thermal stress insufficient to

• Out-of-p11e e司er1ments• lnternal pr・..u~・ .nd obtain informations

18 pract1伺 1e1ectro闘 8珊 tic10・d of thermal stress

due to temperature difference of

• Support coolant inlet and outlet in blanket and electromagnetic response of blanket

Table 8.5.2-1

選

0: b1gh， a:回 d1'岨， x: 1何〉Va1u・of1nformat1on

Table 8.5.2-1 (3/4)


v) U.2O compatibility X X with structure material 0 Out-of-pile experiments

is practical. • 1-0.3 yr operation time is too short to evaluate corrosion behaviour vl) Shell effect of plasma 0 X

positional stabilization Evaluation of Effect of blanket

shell effect . structure on shell including whole effect and effect concept of of shell conductor structure is on blanket perpossible formance are not

observed v.l) Material irradiation X X • Fluence t4

effect MW-yr/m2 is necessary to

• Tensile properties evaluate swell• Yield stress ing behaviour

of SUS • fatigue properties • Irradiation tests using • Creep data, etc. 14 MeV neutron source

such as EMIT is practi-| cal

( Value of information o-. high, A: medium, x: low)

一---一一一一一~ー←で:';"~:山'-すす町市Tて?ー--ー一一~一一~守引 -':t..す~-'"'--一←":~-...~~-，-，-....庁司ーーー{← H 円ーー叫 -.~. .-ー }ーー一一ー一一一一一一一一一一一一

・ .

』〉開包

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田

叫

1-s

(3/4)

Category/Test Test Sector Test Module Re岡山/白鵬nts

v) L120 compat1b11ity x x with structure 国 ter1al o Out-of-p11e exper1鵬 nts

1s pract1ca1.

• "'0.3 yr opera-t10n time 1s too short to evaluate cor-ros1on behaviour

v1) Shell effect of plas皿 o x po~it1onal stab1l!za-t10n Eva1uation of Effect of blanket

sbel1 effect • structure on shell 1nclud1ng whole effect and effect concept of of shell conductor structure 1s on blanket per-poss1ble formance are not

observed

苛.1) Hater1al 1rrad1at1on x 3c • Fluence叫effect 附 .yr/a7.18

nece8皿 ryto • Tensile propert!es eva1uate 8we11・

• Y1e1d stres8 1ng behav10ur of SUS

• Fat1gue propert1es • Irrad1at1on tests us1ng

• Creep data， etc. ' 14 HeV neutron source such as PMIT 18 pract1-ca1

Table 8.5.2-1

lMM@le

h1酔 J A:鵬 di四， x: low) 0: ( Value of 1nformatiDn

Table 8.5.2-1 (4/4)


v i i l ) Breeder l i f e t ime X X • Irradiation t e s t s using

thermal reactor i s practical .

• Structure change caused by mass transfer and Li burn-iip can not be c l a r i fied

lx ) E lec tr i c i ty o A generation

High tempera Thermal power I s ture t e s t too low to provide module can a coventlonal provide useful e l e c t r i c power informations generating system

( Value of information o : high, A: medium, x: low).

一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一三一一一一一一一一一一一一一一~一一一

』〉明白

l玄

笥lHω申

句で"ヤ.，，"，~守r.:""'"""':一司=-ーーャ守~一ーでで.'-←千戸、!-';-:-'.-;"-';-:.，_-:-，-一一ャ.，.--:品句一一一ー戸一一一句ー・ → ←、 →F 一一一ー一一一一_..-，----.，→

(4/4)

Category/Test Test Sector Test助 dule Remarks/C岨回目s

vii1) Breeder 11fet1me • Irradiatlon tests using x x thermal reactor is pract1cal.

ω

• Structure change caused by 1IUl88 tranafer and

Lnoi t bbue m-cluap ric-an

f1ed

1x) Electr1c1ty 。 a generatlon

Hlgh tempera- Thermal power is ture test too low to provide module can a coventional prov1de u8eful 邑lectTicpOWeT 1nfor皿 t10na generating system

b1gh， ll: lIIe剖.四， x: low)，

Table 8.5.2-1

o Value of 1nformat1on

iM

品。l

SPACES TUBE

COOtAHT IHlO

BREEOE* I75V.BQ. ? 5 V . tHOI

COOtAHT TUBEOISSSt

CAPlHel_

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Fig. 8.5.2-1 Example of Test Sector Concept

』〉阿包

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一一一一一一一一一一一一

MANIF'O

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Example of Test Sector Concept Fig. 8.5.2-1

JAERI - M 87 - 139

m*Mfr w q

Fig. 8.5.2-2 Concept of Test Sector Ins ta l l a t ion

- 3 4 2 -

JAERI -M 87 -139

マ拘f山ID.

F1_g. 8.5.2-2 Concept of Test Sector Installation

-342ー

JAERI-M 87-139

8.6 3i*©i*tt«ia

8.6.1 7yv*yh$imzm-?>mm

v Y*m®UzT*V*>J*->\<<nmtfrbWbfrttl^tz5'&<D7yy>T-j hMftleftttSffi S t t , J i ( T ® r -y h IcRfrSfigffi L i 2 0 / B e ##{£ L i 2 0 / B e 'Î 'OJSMffl^&tt&i* L i 2 0 / B e Skai i^ tb

® mfcmmt as) ^ ' ^ , HCH^-5B3B

Li £ © £ # t t Gtt£#$) ««£«»£ (BMB3ET& 4gM2f&^) Li a>£>©h y f"?AH]jRî4

Li ©¥&#& (M9g«$ , try-mm. 4 < K * I « « » >

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8.6.2 U?-$A{fc£&7j<Sffi=&ffl^fc@B&*P:/7>''5r;y h

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(1) INTORIt:fc0-.5*H0tfct#>J{5)

7*7 yr-y bSE&fc Fig. 8.6.2-1 K, tf£Mtl&£Fig.&6.2-2lc^-0 ^ j x ^ r s h f i

- 3 4 3 -

JAERI -M 87 -139

8.6 今後の検討謀鳳

8. 6. 1 ブランケット開発11:対する課題

トリチウム生産用低温ブランケットそしてトリチウム生産/発電用高温および超高温プランケ

ットを模様したテストモジュールの検討から明らかとなった今後のプランケット開発11:対する課

題は.以下のようにまとめられる。

① 固体増殖材(Li20)プランケット 11:関する問題

Li20/Be共存性

Li20/Beぺプルの均質混合充横方法

Li20/Be最適混合比

ベプル充填領域の有効熱伝導率

増殖材温度制御方法(スペーサ管材料，健全性等)

@ 液体増殖材 CLi)プランケットIC関する問題

MHD圧損評価手法

MHD圧損低減方法(絶縁材料，施工方法等〉

Li との共存性(構造材等〉

電磁力対策(評価方法，低減方法等)

Liからのトリチウム回収方法

Liの予熱方法(初期装荷時.ダンプ時等.とくに第 1墜部分〉

プラズマ制御への影響

その他，プランケット構造の簡素化および信頼性向上を目指した斬新プランケットの検討が

必要となろう。最近，新概念のーっとしてリチウム化合物の水溶液を用いた自己冷却方式プラ

ンケットが提案されており，乙れに関する設計例および問題点等について次項で検討する乙と

とする。

8.6.2 リチウム化合物水溶液を用いた自己冷却プランケット

自己冷却方式は冷却材が除熱を行うと共Ir.，トリチウム増殖の機能をも兼ねる乙とから，ブラ

ンケット構造の簡素化が図れる.プランケットからのトリチウム取り出しが容易，増殖材11:対す

る中性子照射の影響がない等の長所を有する。ただし.冷却材/増殖材として液体金属を用いる

場合には， MHD圧力損失.安全性等の問題，また，溶融塩 (FLIBE等)を使用する場合11:は高

融点あるいは高粘性等の問題があった。乙れに対し，冷却材/増殖材をリチウム化合物の水溶液

とする乙とが提案されている。(5)-(7)乙の概念により.以上のような問題を回避できると共11:，

冷却系に対してより conventionaIなシステムの適用が可能となる。また.炉内で水冷却を行う

機器(ダイパータ/リミタ.遮蔽体等)についてトリチウム生産を期待でき，乙の乙とからブラ

ンケットと遮蔽体の共用を図って炉内構造物の簡素化を行う乙とも可能となる。以下，リチウム

化合物水溶液を用いた自己冷却プランケットの概念検討例および問題点等について示す。

(1) INτひRにおける米国の検討例 (5)

ブランケット概念をFig.8.6.2-11I:，材料構成を Fig.8.6.2-2 11:示す。プランケット内

-343一

JAERI - M 87 - 139

IC*&? i l f£M£LTf f l ^ U 7 A £ # $ £ L U f X l / X i ^ 7 7 K ) , EKLfcfcOT?

L1N0»**WST?*S**. S^ftlc(ift!3©{b&#j^t>#rJ6, i < K « J t * J S » f l h * m i © * # t t

^ • ^ B S L r ^ ^ s n s ^ ^ T ' i ^ ^ i L T ^ S O c c-etiîPMoAP/dhass?-50/70 °C. E # £ 0 . 1 M P a £ l f c « & W £ f r o ' r ^ S „ *fc, 7]<#©LiOH«lf £9.8g-LiOH

/lOOcc - H 2 O i LT, h U f-9 AiiStfcb ( n - * > H I ) ~ 1.3 SH>T^5 0

h 'J-??Ajgj££10~20Ci / ^ i S j E L T , EURa* h 10~20M$ o )

(2) INTORICfc«-ÊC0^t*^J ( 6 )

EC«NET'vfflJiffl*#itLTUf-i>A{bîfel*»«[ i£-ffl^fcIB^4P^rS:7 r7 >"5r* b * ^ W L r i > § 0 i < i c , * ^ 5 S « - H i l i ^ K a s - t 5 a ^ K t t , r ^ X v i c S ^ S i g a H S I ^ S r r t S S ^ & ^ i C T k f t S P i L, 7 ° 7 X V ^ { | J 5 : L / ; ^ I C ' J ^ ? Mb£*tekzg:i££&ffl-t£ eii-eb lJ^'7Aii5i^"fi :x.Sci^t». HgHc*fLriH^j:*tfiS^5Itgi#xT^2.0 Fig. 8.6.2-3 K 7- 7 y * * M S & £ * t 0 «g#K««pflf*E?!IU ggffirttK(titt?Ji6#*I9: 1 L £!*&-??* So îPWtiFig. 8.6.2-4IC/^-tJ;-5lc-fil ,t?*,tl, ftSPMte 7* 7 ^-!r * bTffiX'$r<OMtffitl£K-=r^Ze i%mmm$, AP/ tbPSff i260/300 o C, KUS.fi

Aii»«[itKRK-t»«asjKssi«ssftr^*o * ^ y ^ b®mmitjpi*<of$t-k?m •C*0. ^tt*#*LT^ttf l©a«*jl f i*â**64LT<.>S C EIIiAISI 316 *»ffl) o B M 4 L T B , t©fl&Efc{t£«J«a©tt»fMW**<B. *fc, *Ht t f i LT. b i j f ) AJfSltl:ffl|D]±5-Jg[S] L fc'<7- - >5 A&£fc J; CJf^â - 9 A&&©$ffl t>#x. 6ft ^ ( 6 ) , (7)

Ir^S. CfcrtfL. ttt^FHMSttttU 5 0 # 6 L i **8©LiOH$ffl 0 ) h UÂEHRfcttL

(3) LiOHffl$:&14£J;a^lg:&«i]tl^©l*» £ift(8)lcJ:S£LiOH7kgifcfcJ:S*-XT7-'f h « © « A i i S « , 100°CJ«Tffl&ffl&

#T0.5ram/y K T t ttS i S t l T ^ S , , CttJ;*), aM&HRillC t> <fcS#. &*P~ l O ^ g « © « ( £ * # * . ttl&Kli, «M«4Lr r . i i im*«4 i ;*R« l t t ***0 . « 8 t t i LTfiDRL

* m » « CJf"?Afb^^ , ftjfitt) *j:EfllMtBfihffi ( = > - T V y^tS) S©*Mtft>&fi-e

#*s~300°C 4 T ? J i # - r * i a * > n , ^ t t f c ^ S * l * l i m H 6 * » * « : 4 f c « S .

- 3 4 4 -

JAERl -M 87 -139

11:中性子増倍材としてのベリリウムを棒状とし(ステンレス鋼でクラッド).配置したもので

ある。冷却材はベリリウム棒聞の隙聞を流れる。リチウム化合物としてはい OHあるいは

LiN03が有望であるが，最終的には他の化合物等も含め，とくに構造材等他材料との共存性

を考慮して決定されるべきであろうとしている。ここでは冷却材の入口/出口温度を 50/70

。C.圧力を 0.1MPaとした概略検討を行っている。また.水中のLiOH濃度を 9.8g-LiOH

/100cc-H20として. トリチウム増殖比(ローカル値)-1.3を得ている。

従来問題視されていた水からのトリチウム回収11:閲しては，技術的には既11:確立されたもの

のであり.コスト的11:も大きな問題とはならないと判断している。 CINTOR規模の炉11:対し，

トリチウム濃度を 10-20Ci/ oと仮定して，回収コスト 10-20M $0)

本概念の最も大きな課題は腐食および応力腐食事lれであり，乙れら11:対しては今後十分な検

討が必要とされている。

(2) INTOR における ECの検討例 (6)

ECはNETへの適用を考慮してリチウム化合物水溶液を用いた自己冷却方式プランケット

を検討している。とくに，本方式を実験炉11:適用する場合11:は，プラズ'"11:対する主要な実験

が終了するまでは単11:水冷却とし.プラズ7 が確立した後11:リチウム化合物水溶液を使用する

乙とでトリチウム増殖が行える乙とから，実験Iz:対して柔軟な対応が可能と考えている。 Fig.

8.6.2 -311:プランケット概念を示す。容器中11:冷却管を配列し.容器前部11:中性子増倍材を設

置した構造である。冷却管はFig.8.6.2 -411:示すように二重管であり，冷却材はプランケッ

ト下端で折り返す流れとなっている。冷却材条件は，人口/出口温度260/3000C.入口圧力

10MPaである。リチウム化合物の候補材11:はLiOHを選んでいるが. 材料選択がトリ乎ウ

ム増殖比11:及ぼす影響は5%程度と報告されている。本プランケットの課題はやはり腐食問題

であり.共存性を考慮して構造材料の選択を見直す必要があるとしている(今回はAISI316

を採用)。問題としては，乙の他にも化合物成分の放射化等がある。また，構造材として，ト

リチウム増殖比の向上を指向したパナジウム合金およびジルコニウム合金の使用も考えられ

るJ6}.{7)

上記のプランケット概念iとより，トリチウム増殖比(ローカル値)として-0.8が得られて

いる。(ただし，中性子増倍材なし. 50 % 6Li濃縮の LiOH使用。)トリチウム回収に対し

ては.既11:開発された技術の適用が可能であるが.コスト低減等11:関して改善の余地があると

している。

(3) LiOHの腐食性および応力腐食割れへの影響

文献(8)によると LiOH水溶液によるオーステナイト鋼の腐食速度は. 1000C以下の使用条

件で0.5mm/y以下となるとされている。乙れより，運転期聞にもよるが.数年-10年間程

度の運転を考えた場合11:は，腐食量として穿.mmが生じる可能性があり.構造材としては厳し

い条件となる。今後，実験等によるデータ取得が必要である。また，共存性の向上を考慮した

材料選択(リチウム化合物，構造材〉および腐食防止法(コーティング等〉等の検討も必要で

あろう。腐食11:関しては，さらに電磁場下での使用11:おげる電解腐食についても検討しておか

なげればならない。本概念のDEMO炉および動力炉への適用を考える場合には，使用温度条

件が-3000Cまで上昇すると思われ.共存性11:対する検討は重要度を増す乙とになる。

-344一

http://KUS.fi

JAERI-M 87-139

Table 8.6.2-lie I* 17Cr-12Ni - 2Mo x f v l^îBCfE^ÂSimic&tS-f LiOHO mW*7fitoi9) CC?-tt, LiOHi$m<PT:-<QI&tlU'k%ltl&&.UXÛ\l\ - ; £ , LiOH © ftffif*NaOHÎCit^£ iigt,'';!)*, 10"4 ~ 5 m o l / ^ , 260~315°C f'347 *. f ^ ! • * * t i t l^9lf t£:fc£t£®$B£t>*•5o ( 1 0 , 4-ft. S S , *»«+<0Uf-*Aft^f t«K«*K«J-r

ft, SMJiLT, £U**A-{t^^®7Kli:«*^-5i»j)?ffi*Table 8.6.2-2 K ^ i 1 1 1

Table 8.6.2-1 Kind of Alkali Affecting Stress Corrosion Cracking of 17Cr-12Ni-2Mo Stainless Steel (360°C) <9>

Wk & W ft ^ M

Wk & KOH NaOH LiOH

0.25 N 0.25 N 0.025 N 0.025 N

8 - 1 0 B 8 - 1 0 B 3 - 4 R 3 - 4 M

4 - 6 B 2 - 4 B

1 4*8 J iiJftttL

4 4r£

- 3 4 5 -

]AERI -M 87 -139

リチウム化合物水溶液を用いる場合のもう一つの重要な問題として鋼の応力腐食割れがある。

Tabl e 8.6.2 -111: は 17Cr -12Ni -2Moステンレス鋼の応力腐食割れに及ぼすLiOHの

影響を示す。(9) 乙乙では. LiOH溶液中での応力腐食割れは生じていない。一方. LiOHの

作用は NaOH等11:比べると弱b、が σ4-5rnol/t. 260-3150Cで347ステンレス鋼

は粒界割れをお乙すとの報告もあるfO}今後，温度.水溶液中のリチウム化合物濃度等11:対す

る応力腐食割れについて，さらに検討していく乙とが必要であるう。

尚.参考として.各リチウム化合物の水11:対する溶解度を Table8.6.2-211:示すJ11h

Tab1e 8.6.2-1 Kind of A1ka1i Affecting Stress Corrosion Cracking of 17Cr-1~~~田2Mo Stain1ess Ste;1 (3600C) (9)

書。れ時間濃度

KOH NaOH LiOH

0.25N 8 -10日 4-6日0.25 N 8 -10日 2-4日0.025 N 3-4月書IJれなし0.025 N 3-4月割れなし

-345-

JAERI-M 87-139

Table 8.6.2-2 Solubili ty of Inorganic Compounds into Water^ 1 1 ) (unit : g/100g-H2O)

ft * * • V-US 0 10 20 2 ! 30 40 60 10 100 LUCO, — 1.52 L41 LSI L26 L24 L i t LOO a t 4 171 LiCl 2 H . 0 40.1 417 .... .... __» . . . _.. «... ....

• ZHtO+lHtO 45JS(IU — ™ ~ .... . . . —_ ..... • 1H,0 ...» —— ••— 45.85 411 47J 416 S l l .... * 1H.O+— — •-" — —• — 66.1(11)

* ^ ...» """• • • " " • ..... .««. ..... ..... ~... 56.2

LICK), 3 H . 0 S4JSZ" its' . . . .—. .... - M M ...» M ^ M

• 3 H , C * ! H , 0 7 U ( - 1 ) . . . . . . ...... . . . .... .... • \KJO 7 L l " n.iu 715" ™ ..... .... .... ...... • IH.O + — M .... _ ™ IL2(JI) ._« .... .... . . ™

• -<r> 77.6" 7* J 1 " 6L7*' tt2"-* U . 4 " . «7.2» .... . „ .

• - < r ) + - W ..... ..... K6(4I.9]

• -w ..... U J " * I T * ' • M * " MLS*' ..... • - W + - M — .... »«•»(«) * - ( . » ..... ..... ...... ...... • ™ •—" »5.1'«

LiCJO, 3H,0 29.90 3166 35.95 37.4* 31 «7 4L97 sao*' 60.0*" .... • 3 H , 0 + 1 H , 0 703(17.])

• 1 H , 0 — 7 L 0 " 4

LiHCO," — 14.13 i a s « " U S 7J3

» — IS.9J 14.90" . . . __ 16* ..... .... Li,HPO, H,0 107 7.47 7.07 164 S.7S" 4.24* Lit 3 H , 0 «az 6L1 612 616 t i l cu 66.1 ..... # 3 H , 0 + 2 H , 0 ~~ — 74.K7&9) .... • 2 H , 0 + 1 H I 0 .... .... ...... .... .... «t<(r?) .... • 1 H , 0 • • - " — • • •••"• ...... ..... ..... IL2 6 1 7 "

Li^UO, XW 45.24 .... 4 O 0 44.(1 44.26- 43,(4 .... 4150"

LiN, 1 H , 0 310 40.0" 410 .... .... • 1H.O + — — —" .... ..... •-"• 41(11) ..... . — .... - ™ . . ™ .... —.. .—. ..... 540

LiNH.SO, — _... 35.51 35.17 3f» 36.2" ._« ..... LiXO, I H , 0 44.0* 46.6 1 " 5S.IS"" —••

. 1 H , 0 + « H , 0 — ..... (3.0(50.1)

. a«fi .... ..... .... 6 i s " 66.4" 7 a 2 n • , .... • XHfi+- — ..... 711(14.1]

• — — --" •-— — — — .... 76.4"

UNO, 3 H , 0 34.*" 3 7 . 1 1 " 47.9- 47J»» $3 .7*" .__ — . 3 H . O + K H ^ (21*) • ._» .... .... • HHfi 60.«*« 63.6 —-. H H . O + — ..__ —... .... »-» _... — (6LI) ™ ~ .... • _ .— .... .... _.._ — 6 4 . 1 " 6 M m '

LiOH 1 H . 0 i a « i a t o 1AM 11.14 1L27 1L6* 1Z76 14.21 16.05

Li jPlKN) , • H , 0 105.0 U l S ' " 153.S" 144.7 1513 IMS 176*' 221*« ~— LiSCN 2 H , 0 — — 53.2 S4.S 56.7 — — ~ ™ *-•"

• 2Hfl + — . . . —. .... ••-" {»•] — ~~ ""-• — — — — »•» ML4 ••— «.. ....

U . S O . 1 H , 0 25.43 26.07" 2S.6 2S.79 24.76" 25.00*' 2 0 4 * T 24" 23.5

Li.SkS. 10H,0 41S 46.9 S l l SLJ» — ~ "•"• U,ScO, K H , 0 1M> _ ™ .— 16.76 •—• M.S3 4 " U.75 ~~~ *05

L i ^ . ( O H ) . 2 H , 0 10*» 2.02 1S«" 3M —" • _ —.. __ ...... 114» _.. 12S X66" 4.16 -—'

Li,VO. » H , 0 2.40 4.«0" SL25"" 191 125" —•_ •) C O , » S l . t » W CO,S-S10.t»

- 3 4 6 -

JAERI -M 87 -139

Table 8.6.2-2 Solubility of Inorganic Compounds into Water(ll)

(unit g/lOOg-H20)

色合情 l言~ 。 10 ZO z5 " " 1ω

LI:Cロs L5Z L・E L31 1.2・ LZ・ UI Lω G.14 G.71

LiCI ZHp 4U 42.7 -.-.. -四・一" 一" …・ _.. ...... . ZHρ+IHρ --" 4SJ5(11J 伺由 'M・" -"・・ --・・白" -・・町. lH，O .-- 自由 ._- 4S.1S ‘c.:s 47.:1 ‘u 52.1 -四". lH，O+・・ ...... -ー ......

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LlCIO， 3Hρ $4.5rl.l " ... 句-- -一...- 樋山 ...... 白" ..••..

. 3H，(H: H.o 7U(L5) ...... 向" "-国 "・・" --- ..由 .... .. .."..

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. lH.o+-(71 _.. 回目 ILZ(2J) ._- 町田 ..... ...... -・町 -・・・・・

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1 ・・・・・・ 1 ・._" ...... . -1" ...... ...... .-・・・ ...- ，，~. 附・ i鉱ヤ. -(1)+-(・} ..... . .-・" ...... ._ .. ..... '4.1(11)

. -(.1 ...... .....・ -・・・・・ -・・"・ .... .. -・一 t5.1'-

LiClO. 3M，O Z且" 3U. 3s.tS 37..' 3&n 4U7 SG.o凪・ 10.0"-'

. 3Hρ刊向。 ...... -・ー・・・ ...... -一

....M 一.. U(1Z.5)

. lHρ ..- 白山 -"- ....- .-・" ...... _.... ・・・・・・礼0""'‘

L剖C01•1 ー 14.13 lG.ss" --・・ _.... .... .. L55 ......

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Lil 3H，o fiG.Z 11.1 UZ ‘且‘ 0.1 侃 2

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Ll，NoO. Y.M，o 45.2・ ..-旬 ‘4.30 “-・1 44.2 .. ぬ“ ..-・・ ._-・ 4:z.so'"

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-一-・(II) ._-・ ..-.

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Li.~OI lH.o 品rJ 46.1且・ ...... ...・・・ 55.舗M .-・ -四" 一-..-・・

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LiKO. 3M，ρ3H+a3O 4Hρ

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. ~H.o 甲山 --- .... .. -一 "・・" 10...... 0.，向" ..-・・

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L副3M IM.o lG.“ 11110 lG." 11.14 1L27 IL“ 12.71 14.21 11.0$

LI:PI(CN)， sH，O 105.0 13t.5'U 151s" 1‘4.7 152.:1 1103 17aa' ZO‘・回目

LlSCN ZH10 --・. 同町 S1Z 54.5 sc.7 " 山 "問 … 山田

. 2H，o+ー -・M・. -四・・山由 -・-- [3・1 --- -ー一一"

. 一 … 山田 -申何一 51." 10.4 -ー四・・ -・--

L;.sO， lH10 25.‘= 2CLor' 25.. 25.71 2411'" 25.側f&'24.34'‘菅 zr骨 215

Li，s~S， 10H.o ‘邑S 4CL. “目回目 50.1 5Ll畠一 … 町田

Li，$cO. *H，O 1'-" "一 -目" lL7. .--・ E‘.5，.. .. 12.筒一且舗

L;.s.~ロHI. ZH.o 四国自由 -一- 主伺ー ...... Z偲 2.51" 主"甲山

. 一自由山田一" 3.14- 回目 3.z5 Z“. 4.舗働問・

Li，VO.→ 'H，O 2.40 ...... “6・旦，2s'A・且'1 us" 一.. -… -・・・・・

.1 CO，金量h回帥 CO，~，昆10.個

-346一

JAERI-M 87-139

Fig. 8.6.2-1 Horizontal Cross-Section Through Blanket Region of Beryllium-Multiplier Rods*5)

PLASMA -I o o 3S

V BLANKET SHIELD

2 o u IL 2 U. 2 U.

1 . FM, FM CASE

2 . FM COOLING :

i t . i m 131

ZONE COMPOSITION : PCASS WATER

2tt

BLANKET : 8ERYLLIUM 6SZ {vol) AT 79Z DENSITY AQUEOUS SOLUTION 2SX (vol) PCASS 10/C (vol >

FE1422 75Z (vol) MATER 257. ( vol )

4 . SHIELD

THE AQUEOUS SOLUTION IS 9 . 8 gr LiOH par 100 ee HATER

Fig. 8 . 6 . 2 - 2 Outboard Blanket /Shield Design Based on the ASCB Concept* 5 )

- 3 4 7 -

•

JAERI -M 87 -139

Fig. 8.6.2圃 1 Horizontal Cross-Section Through Bla.nket Region 9~ ‘ BerylliumMultiplier Rods\~}

PLASM点 BLANKET SHIELD

1.. 1・・..I・・-・ 2・a 131

ZONE COMPOSITION

1. FW. FW CASE PCASS

2. FW COOLJNC WATER

2t"D

3. BLANKET BERYLLIUH 65χ(¥101) AT 70χOENSJTY AQUEOUS SOLUTION 25χ( vo 1 ) PCASS 10χ( vo 1 )

4. SHIELO FE1422マsχ(vo 1 ) WATER 25χ( vo 1 )

THE AOUEOUS SOLUTION IS '.8 gr LIOH p・rJ拘置C 尚古書官

Fig. 8.6.2-2 Outboard Bla~~~t/Shield Design Based on the ASCB Concept(5)

-347-

JAERI - M 87 - 139

BREEDER AQUEOUS L I SALT

HULTIPDEa

Fig. 8.6.2-3 Aqueous Li-salt Blanket Concept^6)

Fig. 8.6.2-4 Coolant Tube concept in Aqueous Li-salt Blanket^6)

-348-

JAERI -M 87 -139

.、.-日ーで:z晶

Fig. 8.6.2-3 Aqueous Li-salt Blanket Concept(6)

Fig. 8.6.2-4 Coolant Tube concept in Aqueous Li-salt Blanket(6)

-348一

JAERI-M 87-139

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- 3 4 9 -

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JAERI-M 87 -139

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-349-

JAERI-M 87-139

9. «SMtfM>o»£ib«

(i) mmmm

S # « t t ' < * * - * . «;&# Table 9 - 1 fcjj**-. C ft & fc 8* L Ta*jftT?««f •; * # 0JM5 *jg«w«iT$«:£tt*»TH«£Jifcft***. j*#0£s{t«i®$tf*&itts&*pi!:a;

y * *. t"<;i/ 2. ^flcna-e* s y x $. i " ^ a £'•& eît^tfusret 5

Table 9 - 2 KTable 9 - 1 fc^LfcSglCft*S8tlSWy **ffl#ffilS£*^-f<> Z.tlh

NBI -RttNBI <pO«!9:*W6*»IC-J-SfcJ6lCia!lW*(ft»ftTI.>**)O1f*0, £#£T?fl&

1984-85 4PFER : 2¥ftlCtt3ffl^flitt®flt'tttt-?&S6S, 7*7 X^KftOfiS 'J *

Option C (Reference C) : X&ttJK 141984-85ffFER kmUS.W.'ClBt.tt&fTtotl-ClS

^ H ^ ^ - ' J y ^ i j x ^ S M l L , * © t S * 7 f X v J | m , &fr*j£gPffffllC*# <

ACS (SfciittC) : Option Cfc*HS**Sc*/haMM-*fc». I ^ W R t t * f t i i t t t t feOiLfc. W A t f ^ ^ * » b©¥i9*««K£ii;! ia3 •££»-*?* So

xTTafe5i#x.t>ftS 0

ACD (5feiiWC. tr?ji>%ju) :**Wlc«ACS<tl^L;t?*5*S f #HS!flE*Sle*:t < cao) Lfc»y5X^^Bfi:S«(l»K08^-5y^^«it^:LT^So #ra^«£it»]S-g-*: ffltt, PF34*©«K«*«J>3#*fc»Ktt. ^7***©»6( i i*#n»«jW*U*

MINI GfciittD) :jMPfl»^«in-Bita ttireo»1f^±L«:IUf7«!}. ^ftîB /<£«5î47 ,7Xv|c@Lfc/ha5Da

Di^'f^-*'«JcRg&ftSo IB*tt'Jx ? (**#(* . 4 f c 7

- 3 5 0 -

JAE悶ーM87-139

9. 候補炉心の総合比較

今年度，検討対象とした6候補炉心11::対して装置コストと技術的リスクの観点から総合比較を

行った。

(1) 技術的評価

各候補炉心11::採用された.プラズ7股計.炉本体股E十'?グネット股計.加熱股E十における

基本的なパラメータ，概念をTable9-111::示す。これらに対して現時点で技術リスクの僻価

を定量的に行うことは極めて困雛と思われるが.機敏の合理化項目の寄せ集めとなる各炉型式

のリスク・レベルを全体として捉えるため，敢えて以下の五段階評価争行って見た。

リスク・レベル 1.

リスク・レベル2.


リスク・レベル4.


ほぼ確実に実現できる

大体実現できる

どちらかと言えば実現できる

どちらとも言えない

どちらかと言えば見込みがない

Tabl e 9 -2 11:: Table 9 -1 !I::示した項目11::対する技術的リスクの評価結果を示す。乙れら

を総合して各候補炉心を技術的リスクの観点から総合して評価すると以下のようになろう。

NBI -RはNBI炉の概念を明らかにするために設計が行われているものであり，現時点で他

のケースと比較するのは適当でない。

1984-85年FER:工学的には実現可能性の高い段目十であるが.プラズマi股計の担うリス

ク (~E スケーリング. sリミットスケーりング)が過大である事が最近のデータペース蓄積

で明らかになって来た。

Option C (Reference C) :工学的には 1984-85年FERと同じ思想で股計が行われてお

り，工学的実現性はかなり高い。またプラズ7投計においてはリスクの平坦化が行われた。 ~E.

Fりミットスケーリングのリスクを緩和し，その結果プラズ7半径.装置寸法が極繍11::大きく

なるのを防ぐため.非円形度の増大.供給磁束の減少を行った。各々プラズ7 位置制御技術リ

スクの増大.非誘導技術への依存度増大をもたらしている。

ACS (先進的C) : Option C 11::較べ装置寸法を小型化するため.工学的設計を先進的な

ものとした。例えばマグネットの平均電流密度を増加させた事である。

しかし.工学的りスクも許容範囲内と考えられ.最も技術的リスクがパランスのとれたケー

スであると考えられる。

ACD (先進的C. ダブルヌル)基本的11::はACSと同じであるが.非円型度を更に大きく

(2.0 )した分プラズ7垂直位置制御に関するリスクは増大している。非円形度を増加させた

のは.PFコイルの電流値を減少させるためには，ダブルヌルの場合は高非円形度が好ましい

からである。

MI N 1 (先進的D) 分解修理法をin-situ技術でのみ行うとした設計であり，交換可能

な部分はプラズ?に面した小部品とダイパータ援に限られる。工学的リスクは大きい。またプ

-3国一

JAERI - M 87 - 139

INTER-LINK (8S&0H 3 4 ;i/): -fyX^m^CO >J * ?(iOption C, ACS 4 HUT?* 5o L*»L. X^W»c«TF3'f^iOH3-f->f*i«=SSL-CI ( ' '5^E*$**Ji*-rSo (2) gftftfffli

£ g « ® 3 * h £ £ E * S t>® £a*>tlSRft$Table 9 - 3 IE**-. 8 | 3 * h IEH LT

l*-ttWfcfceD#tt«|qW***£B*.* 8

® 3 4 ->i/®^g|*gij«-raK»*•?<> V I M * '©3 y ^ H•ftA^SJtriS^*, T F 3 A A> I C O ^ T ( i * i | l « * ^ S i 7 ° 7 ^ v ® - 9 - - f X, PF 3 ^ ^ T ? l i 7 P 7 X v « « 6 ^ ^ n ; & ' n ^ » « « « * # * • So

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•?«IM»6. h - ? x # & 4 T ? © « a * © i W a i « * * S o S * * * i L T t t , 0 H 7 U V O ' , ' < j * y f > " J X ^ TF a-f ^ffl'f ytf-FUvtr, A -•/#- KJSiK, -7*7>Cv © * ? u-f 7°*7H, *3j;0 : cn^©K©SHitt i '"C 1 *5o

h o -f * > » * £ • » » S t 4 (i7"7 Xv«^S©«/]MCttSF# ' t S* 1, TFa^f ;i/©«

(3) *g&IFfli H.h. « * ' J x * f f « . g f i g * J : f ) ^ f f l * l ) ^ ) l » ^ ^ f f l ^ i f t ^ S * 7 ' - > 3 y C ® i E l l «

T?l*£1ft|Pi& ACS * * * i 3 x h/N-7 * - ^ y xKftttfc*P"e*S 48£*«l»3ft.5o

- 3 5 1 -

.

JAERI -M 87 -139

ラズマ設計も供給可能磁束が小さく.非誘導電流駆動11:全面的に依存する乙とになりリスクは

大きい。

1 NTER -L 1 NK (鎖交OHコイル):プラズマ設計のリスクはOptionC， ACSと同じであ

る。しかし.工学的にはTFコイルとOHコイルが鎖交している分困離さが増大する。

(2) 経済的評価

各装置のコストを支配するものと恩われる諸量をTable9 -311:示す。装置コスト 11:関して

は一般的に次の様な傾向があると言える。

① 合理化の指僚としてマシンサイズ (R，a)IC着目し.その縮小を意図して来たが.全

システム11:対するコスト評価においてもマシンサイズとの聞には強い相関がある。

② トカマク本体のコストのうち"?グネット系の占める書IJ合は大きい。

③ 本体周辺設備および冷却設備は核融合熱出力.特11:へリウム冷凍投備系は核発熱量の影

響を強く受ける。

@ 電源はまずコイルの電磁規模，次いでオベレーションの手法11:著しく影書される。

⑤ コイルの規模を削減するにはマシンサイズのコンパクト化が有効であるが. TFコイル

については中心磁束密度とプラズ?のサイズ， PFコイルではプラズマ電流がそれぞれ密

接な関連を有する。

@ DND方式はSND方式11:対比し.乙乙までの検討結果でみる限りコスト的には割高であ

ると予測される。 DND型の優位性は高い s値の鳩合IC現われるζとになるが.それでも

同様な SND型11:比べて割高になる。乙れは主として PFコイルの緒元の相違がTFコイ

ル.炉本体などのコンパク卜化を考慮しでもなお余りある結果になっているためである。

⑦ マシンサイズ.特ICプラズマ主半径の削減IC寄与しているのは，インボード側のプラズ

マ境界から. トーラス中心までの構造物の占有空間である。対象物としては.OHソレノ

イド.パッキングシリンダ. TFコイルのインボードレッグ，インボード遮蔽.プラズ?

のスクレイプオフ層.および乙れらの聞の空隙などである。

トロイダル磁場を強める乙とはプラズマ幅半径の縮小11:は寄与するが.TFコイルの電

流密度を一定，あるいはむしろ削減している限り.主半径への影智は小さく.又磁気蓄積

エネルギーの値も変化は少ない。

(3)総合評価

以上.技術リスク評価，装置諸量より次期大型装置分科会の示唆するオプションCの範囲内

では候補炉心ACSが最もコストパフォーマンスに優れた炉であると総合判断される。

-351一

Table 9 - 1 Major Design Characteristics of FER Options

'85 F E R Option C

Reference C

ACS

tttmm

ACD or?*) SfciiWC

MINI

ftilffJD

ILINK

&5SOH a A *

NBIR

N B I

-f yX-7

G = 4.0 INTOR

G = 3.5 Mirnov

— - *- *— *-U) r E. I J c ^ - ' J ^ / G = 4.0 INTOR

G = 3.5 Mirnov

— - *- *— *-

(2) mmm. 1.5 1.7 - 2.0 *- 1.7 *-(3) tftlBtt • 0tfett& 105 VS 50 VS - 15VS 15 VS 50 V" <—

(4) mm • nmmn^s. a a: ft m - - - - <—

* p * # <— <— *— ^ <— (1) ftlHfttt «s.s.mis mimr—? <— <— *— ^ <—

(2) d j f f * £ 9 «s . s .^ ia JOB* (rtft)

^ l t T - 7

« « # (.^)

<— f i l r - v (in—situ)

f i l r - ^

«-

*M'<-*£ *- <- <_ ~ - <— NBI %$>&.

•7 ^"^ y H

(1) l "< /Hor n* i «- • *— «- • < — I (2) m&m 9kW 7kW 35 kW 44 kW 61 kW (20kW) 7kW (3) i l ^ O H a ' f ^ - - - - - O -

Jo & (1) RF or NBI RF - <- *— ~ — NBI

I 2 00 -J I

* I : j = 30 A / m m 2 . fi = 0.55. B » " = 10 T . j p = 25 A / W " . J B C = 30 5 : J = 3 5 A / m m 2 . 0 = 0 . 6 5 , B ™ " = 1 2 T , j p = 3 0 A / m m * . J,

1 cm BC" 22 cm

F守ヲヨ 1"'" ~." 句ーー..，..-:"-ーーヶマープー~で『雫一一一-~畑町r宇一勾 '“『争時.....-=--~一一一一ーヲr~一一四一月'.今一一 ←-c- 一一一日旬←

』〉切目白

lZSI-s

Major Design Characteristics of FER Options

， Option C ACS ACD MINI ILINK NBIR 85 FER

(シングル〉 (ダブル〉

Reference C 先進的C 先進的C 先進的D 鎖交OHコイル NBI プラズマ

m ~E， ficスケーリングG = 4.0 G = 3.5

4トー ‘ーー ‘ー- ‘ー， 4トーINτ'OR Mirnov

(2)非円形度 1.5 1.7 4トー 2.0 4トー 1.7 4トー

(3)電擁駆動・供給磁束 105VS 50VS 4トー 15VS 15VS 50、a‘ 4トー

(4)加熱・電流駆動装置独立共同 ‘~・ ‘ーー ‘ー- 4トー 4トー

垣杢生(1)第 1壁設計裸S.S.第 1壁第 1壁アー7 4トー ‘- ‘ー- ← ‘ーー(2) 分解・修理裸S.S.第 1壁第 1壁アー7 4トー ‘~・第 1壁ア-7 第 1壁アーマ ‘ーー

Cin-si tu) 遮蔽体(内外〉遮磁体(内外〕遮蔽体(外) ‘ー- 遮蔽体(内外) ‘ーー

ダイパータ板 ‘- ー- ‘ー- ‘ー- ー- 4トー

NBI受熱板7 グネット

(1) レベル lorn勢‘ドー E ‘~ 4トー ‘ー，

(2) 核発熱 9kW 7kW 35kW 44kW 61kW C20kW) 7kW (3)鎖交OHコイルー一ーー O

加熱

(1) RF or NBI RF ‘ドー 4トー 4トー ‘ーー ‘ドー NBI

Table 9-1

保 I:j=30A/mm2，s=0.55， B~ax= lO T ， jp=25A/J田n2，4

80= 30 cm

~ : J= 35 A/mm2 ，ト 0.65，B~.x=12T ， j p=30A/mm2， 4oc=22cm

品二、も

a ~

Table 9 - 2 Risk Level Estimation

'85

FER

Option C

Reference C

ACS

5fci§ffJC

ACD

SfciiMC

MINI ILINK ft 3 OH =>-f A-

NBIR

NBI ft #

?=7*-? 4 2 2 2 2 2 2 (l) r B x - 5 r - > ; y ^ 4 2 2 2 2 2 2

(2) 0 I)?,, \.^fr-\)yf 4 2 2 2 2 2 2

(3) # n ^ s 2 2 3 3 2 2 (4) mmwvi • m%m 2 2 2 3 2 2 (5) Do.*-*aiKft^» - 3 3 3 3 3 3 ~&mnm>i

^ # < * 2 2 2 2 2 25 (i) ^*«ji^iai t 2 2 2 2 2 25

(2) #)«!&S 1

1 1

2

2 1.5

2

2 1.5

3

2 1.5

2

2 1

1

1 1

2 *#§ |gT?#s 3. i f ^ ^ i f i l f

L i

(1) U-OH or n (2) m%m

1

1 1

2

2 1.5

2

2 1.5

3

2 1.5

2

2 1

1

1 1

2 *#§ |gT?#s 3. i f ^ ^ i f i l f

L i

(3) ftSOHa-fA-

2 2 2 2 2

2

2 2

5. Z^hfrk^xAZ

(1) RF or NBI 2 2 2 2 2

2

2 2

5. Z^hfrk^xAZ

』〉何百

1玄白

J『

l-ω由

Estimation

'85 Option C ACS ACD MINI ILINK NBIR (シングル) (ダブル) 鎖交備考

FER Reference C 先進的C 先進的C 先進的D OHコイJレ NBI プラズマ

(1) 'rEスケ『リング 4 2 2 2 2 2 2 (2) sリミットスケーリング 4 2 2 2 2 2 2 (3) 非円形度 2 2 3 3 2 2 (4)電流駆動・供給磁束 1 2 2 2 3 2 2 (5) 加勲・電流駆動装置ー 3 3 3 3 3 3 ←共用可能か?

炉本体

(1)炉心構造物設計 2 2 2 2 2 2.5 (2) 分解修理 2 2 3 2 リスクレベJレ

1. ほぼ確実にできる

Z 大体実現できるマグネットa どちらかと言えば

(1) レベル Ior n 2 2 2 2 1 実現できる(2) 核発熱

1.5 1.5 1.5 4 どちらとも言えな1 b、

(3) 鎖交OHコイルーー 2 5. どちらかと言えば

加熱見込みない

(1) RF or NB 1 2 2 2 2 2 2 2

Risk Level Table 9 -2

ー

ω包l

JAERI-M 87-139

Table 9-3 The Indexes for Cost Eva lua t ion

NO. ITEMS INDEX UNITS OP. C A C S A C D M I N I . ILINX NBIR. 8SFER

P 0 0 PLASMA 1 0 MAJOR R R m 4 . 9 2 4 . 4 2 4 . 0 2 3 . 8 4 4 . 7 4 4 . 9 2 5 . 2 0 2 0 MINOR R a m 1 . 3 2 1 . 2 5 0 . 9 5 1 . 0 2 1 . 6 7 1 . 3 2 1 . 1 2 . 3 0 HLONG. k 1 . 7 1 . 7 2 . 0 2 . 0 1 . 7 1 . 7 - 1 , 5 4 0 TRIANGL. 6 0 . 2 0 . 2 0 . 3 5 0 . 2 0 . 2 0 . 2 0 . 2 SO R*»*k m* 1 1 . 0 9 . 4 7 . 6 7 . 8 1 3 . 5 1 1 . 5 8 . 7 6 0 DELTA A m 1 . 3 1 . 1 3 1 . 0 3 - 1 . 0 6 1 . 5 9 1 . 3 0 1 . 3 2 7 0 P.CR I P MA 8 . 6 9 8 . 7 4 7 . 9 6 8 . 3 7 1 0 . 6 8 . 6 9 5 . 9 0 8 0 F.PW F f MW 4 5 9 4 0 9 4 3 5 3 7 5 £ 8 6 4 5 9 2 9 7 9 0 W.LD LW MW/m* 1 . 0 3 1 . 0 7 1 . 4 7 1 . 2 3 0 . 5 3 1 . 0 3 0 . 6 8

1 0 0 DIVERTOR TYPE S S D S S 5 S 1 1 0 T.FIELD B t T 4 . 6 8 4 . 6 1 5 . 0 7 4 . 5 8 3 . 0 8 4 . 6 8 5 . 3 0 1 2 0 OH FLUX tj) o h Vs 50 50 SO 15 5 0 50 1 0 0

R 0 0 REACTOR <wt> k t < 1 3 . 9 > < 3 . 4 > < 8 . 9 > < 7 . 0 > < > < 1 3 . 9 > < 1 4 . 7 >

M 0 0 MAGNET <wt> k t < 7 . 9 > < 5 . 4 > < 5 . 7 > < 4 . 2 > < > < 7 . 9 > - < 8 . 2 > 1 0 TF COIL EMF MAT U S 1 0 2 1 0 2 88 7 3 1 1 5 1 3 8

E M F . l GATm 3 . 4 2 . 8 2 . 6 2 . 3 2 . 4 3 . 4 3 . 8 K t f GJ 1 9 1 4 1 3 . 0 9 . 4 1 3 . 0 1 9 . 0 2 3 . 0 Wt k t 4 . 3 2 . 9 2 . 7 2 . 2 4 . 3 4 . 5

2 0 PF COIL EMF MAT 1 6 0 1 5 0 2 2 0 1 2 6 1 6 0 1 5 0 E M F . l GATm 3 . 8 2 . 7 4 . 4 1 . 9 3 . 8 3 . 7 E p £ GJ 1 2 7 14 3 . 8 1 2 7 Wt k t 1 . 3 0 . 7 S 1 . 3 0 . 4 9 1 . 3 1 . 1

3 0 CL COIL E M F . l EMF.l 1 1 2 3 1 1 1 Wt k t 0 . 0 1

4 0 FEEDER Nbr N 3 2 3 0 3 0 3 0 3 2 3 1 5 0 PIPING Wt Wt 1 1 1 1 1 1 1 6 0 SP .STR WT k t 2 . 3 1 . 8 1 . 7 1 . 5 2 . 3 2 . 6

A 0 0 ASSEMBLY <wt> k t < 2 1 . 8 > < H . 8 > < 1 4 . 6 > < 1 1 . 2 > < > < 2 1 . 0 > < 2 2 . 9 >

S 0 0 SUBSYSTEM 1 0 FUL I N J - 1 1 1 1 1 1 1 2 0 T.SYSTEM F . R t g r / h 27 24 26 20 1 7 27 1 7 3 0 T C S R . V 1 k m V h 4 . 6 3 . 9 3 . 9 3 . 9 4 . 6 4 . 2 4 . 4 4 0 VAC.SYSTM SPD 1 / j d O ' ) 1 . 5 1 . 4 1 . 5 1 . 1 1 . 0 l . S 1 . 0 SO MNT.SYSTM F c t r V o l . f 1 0 0 7 3 6 7 6 0 8 2 8 2 1 0 6

C 0 0 COOLING 1 0 WTR SY CAP. MW 7 7 0 6 9 0 7 2 0 6 1 0 6 5 0 7 4 0 6 9 0 2 0 He SY CAP. kw 5 0 90 1 0 0 1 2 0 5 0 5 0 3 0 LN SY CAP. k l / h 18 1 9 2 1 2 4 1 8 18

E 0 0 HEAT/CD 1 0 ICH SY Pwr MW 2 5 ( 4 5 ) 2 1 ( 4 1 ) 2 4 ( 4 4 ) 1 4 ( 3 4 ) 9 ( 2 9 ) 50 2 0 LHH SY Pwr MW 2 0 20 2 0 2 0 2 0 1 0 3 0 ECH SY Pwr MW 3 3 3 3 3 3 1 0 4 0 NBI SY Pwr MW - - 6 0 ( 6 0 )

E 0 0 PWR SPLY 1 0 TFC PS Pwr MW 5 . 7 4 . 3 3 . 9 2 . 6 3 . 9 5 . 7 6 . 9

E s r GJ 1 9 . 1 1 4 . 3 1 3 . 0 9 . 4 1 3 . 0 1 9 . 1 2 3 . 0 2 0 PFC PS P w r c GVA 1 . 9 1 . 8 1 . 6 1 . 5 1 . 9 1 . 8

P w r c MVA 5 2 0 3 7 0 4 3 0 6 0 0 5 2 0 4 9 0 E s g GJ 1 1 . 8 5 . 7 1 3 3 . 9 1 1 . 8 8 . 1

3 0 CTRC PS Pwr Pwr 1 1 2 3 1 1 1 4 0 HEAT MG P w r g MVA 1 2 0 1 0 5 1 2 0 92 79 1 8 0 1 0 6

E s g GJ 4 . 0 3 . 7 4 . 0 3 . 5 3 . 2 1 0 2 . 6

D 0 0 DATA/CTL _ _ 1 1 1 1 1 1 1 B 0 0 BUILDING A r e a km1 3 8 . 2 3 5 . 7 3 7 . 4 3 4 . 7 3 7 . 0 3 8 . 6

- 3 5 4 -

JAERI -M 87 -139

Table 9-3 The Indexes for Cost Evaluation

NO. J:T1tH5 t:NDEX UNJ:TS OP. C A C 5 A C D HJ:NZ. ZLJ:NX NBZR. 8511'ER

P 00 PLASHA lO HAJOR R R m 4.92 4.42 4.02 3.84 4.74 4.92 5.20 20 HJ:NOR R a m l.32 l.25 0.95 l.02 L67 l.32 l.12 30 XLONG. k L 7 l.7 2.0 2.0 L7 l.7・ l‘s 40 TRJ:且NGL. s 0.2 0.2 0.35 0.2 0.2 0.2 0.2 SO R*a*k m3 ll.O 9.4 7.5 7.8 l3.5 l1.5 8.7 60 DBL'1'A b. m 1.3 1.13 l.03 'l.05 l.59 1.30 1.32 70 P.CR pzp f HA 8.69 8.74 7.96 8.37 lO.6 8.69 5.90 80 F.PW MW 45官 40宮 435 375 ~86 459 297

90 w-LVED RT Lw HW/mz 1.03 l.07 l.47 1.23 0.53 1.03 0.611 100 DJ:VBRTOR T宮PE s s D s s s s llO '1'.FIXLD Bt T 4.68 4.6l 5.07 4.58 3.08 4.68 5.30 l20 011 FLUX φoh V5 50 50 50 l5 SO 50 lOO

R 00 RBACTOR ~Wt> kt <13.9> < 3.4> < 8.9> < 7.0> < > <13.9> <l4.7> 1M 00 HAG昭 T ピWt> kt < 7.官> < 5.4> < 5.7> < 4.2> < > < 7.官〉・< 8.2>

lO '1'11' COIr.. EHF HA'1' ll5 102 l02 88 73 ll5 l38 EKP.l GATm 3.4 2.8 2.5 2.3 2.4 3.4 3.8 Etf GJ 19 14 l3.0 9.4 l3.0 19.0 23.0 Wt kt 4.3 2.9 2.7 2.2 4.3 4.5

20 PF COIL EHF MAT 160 150 220 l26 160 150 EHF.1 GATm 3.8 2.7 4.4 1.9 3.8 3.7 xpf GJ l2 7 14 3.8 l2 7 Wt kt 1.3 0.75 1.3 0.49 l.3 1.l

30 cr.. COIr.. EKP.l EMF.1 l l 2 3 l l 1 Wt kt 0.01

40 FEEDXR Nbr N 32 30 30 30 32 3l 50 PJ:Pl:NG Wt wt 1 1 l 1 l l 1 60 5P.5TR WT kt 2.3 1.8 l.7 1.5 2.3 2.5

A 00 A55EMBr..y ~Wt> kt <2l.8> <14.8> <l4.6> <ll.2> < > <21.0> <22.9>

s o o sUm LT VUAN2c CTSS 冨回日Szss1tNE 目SSZS 醐ZM瑚I 10 FUL J:NJ 1 1 1 1 1 l l

20 F.Rt kgmr/z/h h 27 24 26 20 l7 27 17 30 '1' C 5 I R.V1 4.6 3.9 3.9 3.9 4.6 4.2 4.4 40 VAC.5Y5TN 5PD 1/5(lO') 1.5 1.4 1.5 1.l l.O l.5 1.0 50 HNT.5Y5~ Fctr Vo1.f lOO 73 67 60 82 82 l06

C 00 COOLJ:NG 10 WTR 5宮 CAP. HW 770 690 720 610 650 740 690 20 lie 5宝 CAP. kw 50 90 lOO 120 50 50 30 1'.oN 51' CAP. k1/h l8 19 2l 24 l8 l8

H 00 J[E且，T/cD10 J:Cli 51' Pwr HW 25(45】 2l(4l) 24(44) l4(34) 9(29) ー 50 20 LIIli SY Pwr HW 20 20 20 20 20 ー lO 30 ECli 51' Pwr HW 3 3 3 3 3 3 工040 NBI 51' Pwr MW . . ーーー 50 (50)

E 00 PWR SP1'.oY 10 TFC.PS Pwr HW 5.7 4.3 3.9 2.6 3.9 5.7 6.9

Esr GJ 19.1 14.3 13.0 9.4 13.0 19.1 23.0 20 PFC PS Pwrc GVA 1.9 1.8 1.6 l.5 1.9 1.8

Pwrc MVA 520 370 430 600 520 490 Esg GJ ll.8 5.7 l3 3.9 ll.8 8.l

30 C'1'RC PS Pwr Pwr l l 2 3 1 1 l 40 IIEAT HG pwrヲ HVA l20 105 l20 92 79 l80 l06

Ksg GJ 4.0 3.7 4.0 3.5 3.2 10 2.6

目 00DATA/CT1'.o ーー l l l 1 1 l l a 00 BUJ:1'.oDING Area km' 38.2 35.7 37.4 34.7 37.0 38.6

-354ー

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- 3 5 5 -

JAERI -M 87 -139

謝辞

本設計検討を実施するにあたり.藤沢畳プラス'マ設計クツレープリーダ，飯田浩正工学設計

グループリーダをはじめとする FER設計チームメンバーから多くのコメン卜および示唆を頂い

た。また田村早苗臨界プラズマ研究部次長.吉川允二.臨界プラズマ研究部長.苫米地顕，那

珂研究所長/C多くの御支援と御助言を頂いた乙とを感謝致します。

-355-

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