1998年度

Fusion Eng.Des.

27215
Development of 15-m-long radiation hard periscope for ITER in-vessel viewing
小原建治郎・伊藤彰*・角舘聡・岡潔・中平昌隆・森田洋右・田口浩*・深津誠一*・武田信和・高橋弘行*・多田栄介・R. Hager*・柴沼清・R. Haange*
Fusion Eng. Des. 42, p.501-509（1998）;（JAERI-J 16162）

　ITERの炉内観察装置として，耐放性ペリスコープの開発を進めている．ペリスコープを構成する光学部品のガンマ線照射試験の結果，CeO₂を含有するアルカリバリウムガラスと鉛ガラス，合成石英によるレンズを製作し，長さ6mの耐放性ペリスコープを試作，照射試験を実施した．その結果50MGy照射後でも観察性能の低下がきわめて少ないことがわかった．この結果をもとに，ITERの実機サイズとして15m長の耐放性ペリスコープを製作し，長尺化に伴う光学的成立性の検証と，高温下での観察性能について試験した．また，ペリスコープの先端に取付ける走査用ミラー駆動機構の製作も進めており，単体試験終了後ペリスコープに取り付け総合試験を行う予定である．

27116
Japanese contribution to ITER task of irradiation tests on diagnostics components
西谷健夫・石塚悦男・角田恒巳・佐川尚司・大山幸夫・飯田敏行*・杉江達夫・野田健治・河村弘・河西敏
Fusion Eng. Des. 42, p.443-448（1998）;（JAERI-J 16085）

　日本のホームチームが現在実施しているITER計測機器要素の照射試験において，今までに得られた結果を報告する．セラミックス絶縁材については，14MeVの中性子による放射線誘起伝導（RIC）の変化をFNSで測定した．また窓材の放射線誘起発光の絶対測定をFNSで行うとともに，JMTRにおいて窓材の透過率変化の測定を行った．さらにモリブデン製の反射鏡の照射試験をJMTRにおいて実施した．その結果反射率の変化はみられなかった．JT-60タイプのボロメータの照射試験を⁶⁰Co照射の下で行ったが，100MGyの照射量まで正常に動作することが確認できた．

27047
Impact of source term uncertainty on neutronics analysis of D-Li neutron irradiation facility（IFMIF）
大山幸夫・野田健治・小迫和明*
Fusion Eng. Des. 42, p.437-442（1998）;（JAERI-J 16023）

　IAEA国際協力の下に国際核融合材料照射試験施設の概念設計が行われている．この施設では250mA，35MeVの重陽子によるD-Li反応を利用する．材料照射を有効にするために重陽子ビーム及びターゲット形状の最適化を行うが，このために中性子場を計算で解析する．計算で用いるD-Li反応のモデルとしてFMIT及びESNITで用いられたものが米国と日本で利用された．この両者のモデルで得られるスペクトルを最近行われた実験値と比較し，その精度を評価した．更に，線源モデルの不確さが中性子場及び損傷パラメータに及ぼす影響を調べ，IFMIF設計計算結果の不確さを評価した．結果として，損傷パラメータに対して，ESNIT及びFMITモデルは各々約8％と約17％の不確さを与えることを示した．

27045
Integral experiment of induced radioactivity in D-T fusion neutron environment and validation of activation cross section library
春日井好己・池田裕二郎・前川藤夫・今野力・和田政行*・宇野喜智・A. Kumar*・M. Z. Youssef*・M. A. Abdou*
Fusion Eng. Des. 42, p.299-305（1998）;（JAERI-J 16021）

　ITER/EDA R&D Task T-218として，誘導放射能に対する積分実験を原研FNSで行った．この実験の目的は，ITERにおける核設計に使われる計算コードと放射化断面積ライブラリーの妥当性を検証するための実験データを与えることにある．試料は，14MeV中性子中の実験体系の中心にある銅の中の2ヶ所で照射した．照射後，誘導放射能をGe検出器で測定した．誘導された放射性核種はγ線エネルギーから同定され，それぞれの核種についてその崩壊率を求めた．中性子スペクトルはMCNP-4で計算し，その妥当性は，⁹³Nb（n，2n）^92mNbなどのドシメトリー反応の反応率と比較して確かめた．実験により得られた誘導放射能は，JENDL-ACT96とFENDL-A1.2を使った計算値と比較した．その結果，一般的にJENDL-ACT96の方が比較的実験値と良い一致を示しているが，FENDL-A1もほぼ一致していることがわかった．

27043
Nuclear heating measurements for SS-316, copper, graphite, tungsten, chromium, beryllium in a copper centered assembly bombarded with 14 MeV neutrons and analysis
池田裕二郎・前川藤夫・春日井好己・宇野喜智・A. Kumar*・M. Z. Youssef*・M. A. Abdou*・今野力・和田政行*
Fusion Eng. Des. 42, p.289-297（1998）;（JAERI-J 16019）

　本研究は，核発熱測定技術の開発によりITER構造材のD-T中性子に対する核発熱実験データを取得し，ITER設計に用いる計算手法及び核データの妥当性を検証することを目的とする．試験した材料はSS-316，銅，黒鉛，タングステン，クロム，ベリリウムで，全核発熱をマイクロカロリメータで，γ線発熱をTLDで測定した．解析は，計算コードMCNP-4A，KERMAを含む核データとしてJENDL-3.2及びFENDL-1を用いた．実験と計算の比較から次のことが示された．（1）銅，黒鉛，SS-316，クロム，ジルコンは計算と実験は±10％以内で一致，（2）ベリリウムは，JENDL，FENDLともにγ発熱が大きく過少評価，全核発熱についてはJENDLが25％の過少評価，（3）タングステンでは，両ライブラリーとも，全核発熱，γ発熱両方で30％の過大評価が示された．ベリリウム，タングステンの核データ，特にKERMAの見直しが必要である．

27049
Benchmark experiment on void effects in a bulk shield assembly and investigation on the predictive ability of these effects by transport calculations
前川藤夫・今野力・大山幸夫・宇野喜智・前川洋・池田裕二郎
Fusion Eng. Des. 42, p.275-280（1998）;（JAERI-J 16025）

　原研FNSのD-T中性子源を用い，核融合炉の遮蔽体中に存在するボイド領域が遮蔽能に与える影響を調べるためのベンチマーク実験を行った．直径1200mm，厚さ1118mmのステンレス鋼の深さ300mm近傍にボイド領域を設けた遮蔽体とボイドのない遮蔽体について，D-T中性子入射時の各種の中性子・γ線応答をボイド領域の背後で測定した．また輸送計算を行い，実験・計算の両者に対してボイドの有無による応答の比（ボイド効果）を導出した．14-MeV中性子に対するボイド効果は最大4と顕著だが，1MeV以下の中性子束とγ線束では効果は高々1.3と小さかった．モンテカルロ法輸送計算コードMCNP-4とMVPによる結果は実験値と良く一致した．しかし2次元S_N法に基づくDOT-3.5コードの結果は1回散乱源法を採用にも関わらずボイドの背後でレイ効果が現れ，計算精度低下の一因となった．

27044
Benchmark experiment on bulk shield of SS316/water with simulated superconducting magnet
今野力・前川藤夫・大山幸夫・和田政行*・池田裕二郎・前川洋・春日井好己・M. Z. Youssef*・A. Kumar*・M. A. Abdou*
Fusion Eng. Des. 42, p.267-273（1998）;（JAERI-J 16020）

　超伝導電磁石（SCM）に含まれる核種が核パラメーターに及ぼす影響を調べるために，超伝導電磁石模擬実験を行った．SCMの構造は層状に模擬し，導体部の組成は予備解析をもとに核的に設計に近いものを選んだ．SCM領域の前には遮蔽ブランケットと真空容器を模擬したSUS/水層を設置した．1MeV以下の中性子スペクトル，反応率，γ線スペクトル，γ線発熱率をSCM領域内で測定した．また，B₄C/Pb補助遮蔽体をSCMの前に設置した体系でも実験を行った．実験解析は，MCNP4AとDOT3.5コードで行い，JENDL Fusion FileとFENDL/E-1.0の核データライブラリーを用いた．MCNP及び自己遮蔽補正を考慮したDOTの計算は実験と40％以内で一致したが，自己遮蔽補正をしていないDOTの計算は，SCM内で実験値を大幅に過小評価した．また，SCM内の核発熱で，微量の重核による寄与が大きいことを計算で示した．

27046
Decay heat measurement on aluminum, copper and type 304 stainless steel irradiated by D-T neutrons
前川藤夫・池田裕二郎・E. T. Cheng*
Fusion Eng. Des. 42, p.229-233（1998）;（JAERI-J 16022）

　ITER/EDAのR&Dタスクの一環として，D-T中性子照射した核融合炉材料からの崩壊熱測定実験を行った．崩壊熱の源となる照射試料から放出されるβ線とγ線の全エネルギーを測定するため，1対の大型BGOシミュレータからなる全エネルギー吸収スペクトロメータを開発した．アルミ，銅，304型ステンレス鋼の試料を原研FNSのD-T中性子源で照射し，このスペクトロメータにより冷却時間1分〜3日の範囲における各試料の崩壊熱を10〜25％の実験誤差で測定した．測定値を誘導放射能計算コードREAC3による計算値と比較した結果，計算に使用した崩壊データライブラリにはβ⁺崩壊に伴う消滅γ線が含まれていないことが判明した．消滅γ線まで考慮した結果，計算値は実験誤差内で測定値と一致した．

27117
Streaming analysis for radiation through ITER mid-plane port
佐藤聡・高津英幸・内海稔尚*・飯田浩正・森清治*・R. Santoro*
Fusion Eng. Des. 42, p.213-219（1998）;（JAERI-J 16086）

　ITERメンテナンス及びテストモジュールポートに対する2次元遮蔽解析を行った．これらのポート周辺のトロイダル及びポロイダルコイルの核的応答を計算した．これらのポートには遮蔽プラグが設置されており，遮蔽プラグ（あるいはテストモジュール）とブランケットとの間には，数10mmのギャップが存在する．20mm幅のギャップに対して，設計目標値を満足させる為には，メンテナンスポートの場合には540mm厚さの遮蔽プラグが，テストモジュール（500mm厚さのテストモジュールを仮定）ポートの場合には150mm厚さの遮蔽プラグが要求される．また50mmギャップの場合には，各々，750mm及び390mm厚さの遮蔽プラグが必要であることがわかった．

27118
Deposition of D₂O from air to plant and soil during an experiment of D₂O vapor release into a vinyl house
安藤麻里子・天野光・一政満子*・一政裕輔*
Fusion Eng. Des. 42, p.133-140（1998）;（JAERI-J 16087）

　トリチウムの環境中での移行挙動を調べる目的で，トリチウムの安定同位体である重水水蒸気を用いた放出実験を95年秋及び96年夏の2回，茨城大学敷地内において行った．ここでは，栽培植物の葉，根，実に対する重水沈着挙動について夜間と日中で比較した結果及び，植物の種類で比較した結果を報告する．実験に用いた植物の中で，特に稲の取り込み速度は，根から重水濃度の低い水を吸収しているにもかかわらず顕著に高く，大気中にトリチウムが放出された場合，水田の水の濃度が低くても稲に簡単にトリチウムが移行することが示唆された．気孔が閉じる夜間であっても重水水蒸気の取り込みが大きい動植物が存在し，昼と夜の濃度比は，トマト，ミカンで大きく，ラディッシュでは低い値を示した．

27048
Temperature distributions in a tokamak vacuum vessel of fusion reactor after the loss-of-vacuum events occurred
高瀬和之・くぬぎ資彰・柴田光彦・関泰
Fusion Eng. Des. 42, p.83-88（1998）;（JAERI-J 16024）

　国際熱核融合実験炉（ITER）の熱流動安全性研究のうち，真空境界破断事象時に真空容器の破断口部に生じる置換流挙動を定量化するために真空境界破断事象予備実験を行っている．筆者らはすでに常温下における実験の結果から，真空容器に設けられた破断口数及び破断口位置が真空容器内の置換量に与える影響を明らかにした．今回は，真空容器を200℃に加熱した条件の基で真空境界が破断した場合の真空容器内の温度分布を定量的に調べ，その結果をもとに真空容器内の流動挙動を評価した．本研究の結果，破断口が1つの場合は破断口位置に応じて破断口部に対向流または成層流が形成され，破断口が2つの場合は同様に破断口位置に応じて一方向流または二方向流が形成されることが真空容器内温度分布の測定結果から明らかになった．

27119
Analysis and experimental results on ingress of coolant event in vacuum vessel
栗原良一・安島俊夫*・くぬぎ資彰・高瀬和之・柴田光彦・関泰・笠原文雄*・山内通則*・細貝いずみ*・大森順次*
Fusion Eng. Des. 42, p.61-66（1998）;（JAERI-J 16088）

　日本原子力研究所では，国際熱核融合実験炉ITERのR&Dタスクの一つとして冷却材侵入事象（ICE）実験をTRAC-BF1等の安全性解析コードを検証するための熱流動データを得る目的で実施している．TRAC-BF1コードはもともと沸騰水型原子炉の想定過渡事象を詳細に解析するために開発されたコードなので，核融合炉真空容器内で起こるICE現象を解析できるように原研で改良を進めてきた．安全性解析コードのベンチマークテストとしてICE実験を，真空容器内圧力10または10⁵Pa，真空容器内温度150または250℃，噴出水温度100または200℃，噴出水圧力3.5MPaの条件で実施した．TRAC-BF1コードを用いてこれらの実験を解析し，実験と解析の差について考察した．論文ではTRAC-BF1コードの概要と手法，ICEベンチマーク解析の方法と結果及び今後の課題について述べる．

27042
Pipe support across isolated and seismic structure in ITER
橋本正義*・常松俊秀・大川慶直・深津誠一*・成瀬日出夫・山田博幸・笹本哲三・小林博栄*・渋鍬賢一*・村野佳大*・伊藤功*・船橋和夫*・川原繁俊*・吉田敏晴*・菊長博秀*
Fusion Eng. Des. 41, p.407-414（1998）;（JAERI-J 16018）

　ITERの工学設計では強い地震力に対応するためにトカマクピット部に部分的な免震構造を採用することが検討されている．この場合，免震構造部分と耐震構造部分との渡り配管等には大きな相対変位と地震慣性力が働くために，その構造健全性を確保する必要がある．この論文では配管等の構造成立性を解析と特殊な支持装置の採用により実現できることを示した．

27041
Improved tokamak concept focusing on easy maintenance
西尾敏・植田脩三・青木功・栗原良一・黒田敏公*・三浦秀徳*・くぬぎ資彰・高瀬和之・関泰・新谷吉郎*・村上好樹*・高瀬治彦*・中村敏子*・安達潤一*・山崎誠一郎*・川口一郎*・永島孝・太田充・橋本俊夫*
Fusion Eng. Des. 41, p.357-364（1998）;（JAERI-J 16017）

　トカマク炉は保守が困難であるとの指摘がなされており，その原因としては，以下の3つが考えられる．（1）プラズマ周辺機器に作用する電磁力．これは電磁力に耐える強固な支持機械と容易な着脱性を同時に満足することが困難なことによる．（2）保守作業中の高い放射線環境条件．このような環境下で実用に耐える材料及び機器は極めて限られる．（3）トカマク装置の幾何形状の複雑さ．トカマク装置の主要機器は互いに交鎖しており，かつ機器配置が窮屈である．これを克服するために高アスペクトで，SiC/SiC材料を用いたトカマクを提案した．

27039
Development of a 13-T and 40-kA Nb₃Al conductor for toroidal coils of fusion reactors
小泉徳潔・安藤俊就・杉本誠・高橋良和・辻博史・島本進・山田雄一*・三雲明*・綾井直樹*
Fusion Eng. Des. 41, p.277-281（1998）;（JAERI-J 16015）

　Nb₃AlはNb₃Snに比してひずみに対して，臨界電流性能の劣化が小さいという性質を有する．このため，トロイダルコイルの製作には適した導体である．本利点に着目して，原研では1986年以来Nb₃Alの開発を行ってきた．現在，Nb₃Snと同等の臨界電流性能（600〜700A/mm² at 12T）を到達するに到った．また，大電流Nb₃Al導体の試験結果から，12Tにて120kAの臨界電流性能を達成できることが実証された．これらの結果から，Nb₃Al導体がトロイダルコイルへ応用できることが実証された．一方，現在，ITER-EDAのタスクとしてNb₃Alインサートコイルの製作を行っている．これによりNb₃Al導体をITER-TFコイルに応用できることを実証する．

27040
Protection measures for selected ITER magnet system off-normal conditions
吉田清・飯田文雄*・R. Gallix*・N. Britousov*・N. Mitchell*・R. J. Thome*
Fusion Eng. Des. 41, p.247-252（1998）;（JAERI-J 16016）

　国際熱核融合実験炉（ITER）の超電導マグネットは，巨大な磁気エネルギー（100GJ）を蓄積している．地落，相間短絡，ヘリウム・リークなどの故障が，重大な事故を引き起こす要因である．本発表は事故防止のための設計上の工夫について述べる．

27115
Behavior of optical fibers under heavy irradiation
角田恒巳・四竃樹男*・鳴井実*・佐川勉
Fusion Eng. Des. 41, p.201-205（1998）;（JAERI-J 16084）

　核融合炉のプラズマ診断等に不可欠な光学的計測要素として，光ファイバの重照射下における振る舞いを調べた．数次にわたる照射試験はJMTRの炉心環境で，照射温度30K〜700K，中性子照射量2×10²⁴ n/m²，γ線ドーズ5×10⁹ Gyのもとで行った．この間「その場計測」により，光ファイバの透光性や発光現像を計測した．試験には，γ線照射試験などにより得られた向上策により試作した光ファイバを用いた．その結果，中性子を含む重照射下では，γ線照射と比較し，より短波長側に吸収を生じるが，蒸気照射量に対し十分な耐性を持つことが確認できた．

27038
Beryllium neutron irradiation study in the Japan Materials Testing Reactor
石塚悦男・河村弘
Fusion Eng. Des. 41, p.195-200（1998）;（JAERI-J 16014）

　ベリリウムは，核融合炉の中性子増倍材及び第一壁として期待されており，ブランケットの設計データを取得するためのベリリウム照射研究がJMTRにおいて行われている．ベリリウムの中性子照射研究は，当初JMTRの一次冷却水のトリチウム濃度上昇の原因を調べる目的で行われてきたが，その経験は核融合炉材料としての研究として引き継がれ，現在では球状ベリリウムの製造，照射挙動評価及び再処理技術等の研究を行っている．球状ベリリウムの製造技術としては，回転電極法を開発し球状ベリリウムの製造が可能となった．照射挙動評価としては，ベリリウム特性試験設備を用いてトリチウム放出特性，熱及び機械的特性についての評価を行っている．再処理技術については，ハロゲンガスを用いた乾式法がベリリウム再処理に適しているとの見通しを得た．

27034
Estimation of permeation probability in plasma driven permeation
滝沢真之・木内清・石塚秀俊*・岡本眞實*・藤井靖彦*
Fusion Eng. Des. 39-40, p.923-928（1998）;（JAERI-J 16010）

　同様な表面状態に前処理された厚さ20μm，50μm，及び200μmのニッケル薄膜を使用して，水素透過実験を実施した．ECR加熱により水素プラズマを生成し，523Kに保ったニッケル薄膜に対するプラズマ誘起透過現象（PDP）を調べた．上流側及び下流側表面の再結合係数については，ガス圧による透過（GDP）実験データにより評価した．下流測表面再結合係数が最大となる条件における上流側及び下流側表面結合係数はそれぞれ3.4×10^-29 m⁴/sec，2.9×10^-29 m⁴/secであった．上流側表面再結合係数をパラメータとして変化させることで透過量及び透過確率を評価した．1.33Paの低エネルギー（〜eV）トリチウムプラズマにおいて，上流側表面再結合係数を2桁低下させるように前処理した523K，10μmのニッケル薄膜では，入射流量に対する透過流量の比を示す透過確率が約20％となるトリチウム透過（約2Ci/m²secに相当）が期待される．

27026
Effective tritium processing using polyimide films
林巧・奥野健二・石田敏勝*・山田正行・鈴木卓美
Fusion Eng. Des. 39-40, p.901-907（1998）;（JAERI-J 16002）

　ITERクラスの施設におけるトリチウム除去設備は，その安全の考え方及び運転シナリオにもよるが，非常に大規模な設備となり得る．原研では，より小型で効率的なトリチウム除去設備をめざして，気体分離膜の水素及び水蒸気に対する選択的透過性能に着目した新しいシステムを考案，開発してきている．本システムでは，被処理ガスを気体分離膜を介して循環することにより，最終的な処理ガス量を減容し，また，大気中の湿分を直接凝縮する．膜質は，トリチウム成分（HT，HTO）に対する選択的透過性能と耐久性，大容量モジュール（中空糸膜等）の存在からポリイミドとした．現状では，トリチウムでの実証試験済の中空糸膜モジュールは40.1m×1.8m long程度のサイズで，処理流量は，(1)モジュール透過側をパージする方式と(2)高透過タイプ膜の適用により，約1桁（〜数100m³/mクラス）向上した．このモジュールを適用し，ITER規模用除去設備を設計した．

27025
Status of the ITER tritium plant design
吉田浩・O. Kveton*・J. Koonce*・D. Holland*・R. Haange*
Fusion Eng. Des. 39-40, p.875-882（1998）;（JAERI-J 16001）

　ITER-EDA設計活動は昨年12月に詳細設計報告書（Detail Design Report）をまとめ上げ，いよいよ最終設計段階（1998年7月に報告書提出）となった．本発表ではITERのプラズマ運転に必要となるDT燃料循環系，トリチウムの安全取扱いの要となる多重隔壁閉じ込めシステム，トリチウム廃液低減化のためのトリチウム水処理系等を構成する種々のトリチウム処理プロセスの概要を述べるとともにプラント全体としてのトリチウムインベントリー分布解析結果，代表的な事故解析の結果を説明する．

27022
Trial fabrication of tritium breeders for fusion blanket with lithium recovered from seawater
土谷邦彦・河村弘
Fusion Eng. Des. 39-40, p.731-737（1998）;（JAERI-J 15998）

　核融合炉ブランケットでは，天然に存在しないトリチウムを燃料として使用するため，トリチウム増殖材が装荷される．本研究では，海水採取Li₂CO₃及び鉱石採取Li₂CO₃を始発粉末として用い，固体トリチウム増殖材であるγ-LiAlO₂ペレットを試作し，基本的特性への影響を調べた．本結果から，固相反応により製造した2種類のγ-LiAlO₂ペレットは，焼結温度と密度の依存性においても同等の製作性を有することが明らかとなった．また，特性評価から，この2種類のγ-LiAlO₂ペレットは，同等の性能を有することが明らかとなった．以上の結果より，鉱石採取Li₂CO₃粉末を用いて製造したトリチウム増殖材と同等のものを，海水採取Li₂CO₃粉末を用いることにより製造できる見通しが得られた．

27033
Helium release from neutron-irradiated Li₂O sintered pellets
八巻大樹・谷藤隆昭・野田健治
Fusion Eng. Des. 39-40, p.723-729（1998）;（JAERI-J 16009）

　本研究では，中性子照射した酸化リチウム単結晶試料からのヘリウム放出挙動を観測した．熱中性子照射試料に対する等速昇温測定実験においては，いずれの試料も単一の放出ピークを観測した．このピーク温度は，単結晶粒が大きくなるほど，また中性子照射量が多くなるほど高くなった．このピークは単結晶粒内拡散律速によるものと考えられる．このことは，以前に行われた，酸化リチウム焼結体試料からのヘリウム放出挙動との比較からも裏付けられる．また，高速中性子で重照射（Li燃焼度5％）を行った試料からのヘリウム放出曲線は，大きな放出ピークの上に，いくつもの細かいピークが重なって観測された．このことは，重照射によって，試料中に細かいクラックが多数入っていることを示唆していると考えられる．

27028
Isotope exchange reaction in Li₂ZrO₃ packed bed
河村繕範・榎枝幹男・奥野健二
Fusion Eng. Des. 39-40, p.713-721（1998）;（JAERI-J 16004）

　固体増殖ブランケット内で増殖されたトリチウムの放出挙動を把握するためには，各移動過程でのトリチウムの移動速度とインベントリーを求める必要がある．特に表面反応の影響が無視できないことが指摘されており，筆者らは，水分吸脱着挙動等の系統的調査を行ってきたが，今回は，水素添加スイップガスを用いた際に生じる同位体交換反応に着目し，リチウムジルコナート充填層を用いたH-D系交換反応実験を行った．交換反応は気相水素-表面吸着水間の交換反応が律速であることがわかり，データより反応速度定数及び平衡定数を得た．これにより増殖トリチウムを回収する際にスイープガスに添加すべき水素濃度の算出が可能である．また，物質移動抵抗を水分脱着と比較し，条件によっては，水素を添加しても効果がみられない場合があることを指摘した．

27035
Tritium inventory estimation in solid blanket system
西川正史*・馬場淳史*・大土井智*・河村繕範
Fusion Eng. Des. 39-40, p.615-625（1998）;（JAERI-J 16011）

　酸化リチウム，リチウムアルミネート，リチウムシリケート，リチウムジルコネートは，固体増殖ブランケットの候補材であるが，トリチウムの放出挙動は完全に把握できていない．多くのin-situ放出実験が行われ，トリチウムの結晶内拡散律速としてまとめられているが，その結果は一致していない．これは，表面反応，照射欠陥，システム効果の評価が不十分なためである．今回，定常状態でのトリチウム結晶内拡散，トリチウム水の吸収，吸着，二種類の同位体交換反応が，トリチウムインベントリーに与える影響を検討し，これまでに行われた，in-situ実験結果との比較を行った．その結果，パージガス中にある程度の水分が存在していると仮定すると，in-situ実験結果を良く表現できることがわかった．

27029
Development of first wall/blanket structure by hot isostatic pressing（HIP） in the JAERI
佐藤聡・黒田敏公*・秦野歳久・古谷一幸・戸上郁英*・高津英幸
Fusion Eng. Des. 39-40, p.609-614（1998）;（JAERI-J 16005）

　国際熱核融合実験炉（ITER）の基本性能段階（BPP）において設置される遮蔽ブランケットは，高熱負荷を受ける第一壁と熱シンクである銅合金の中にステンレス鋼製冷却管を配する構成とし，これらをステンレス鋼製の遮蔽ブロックに接合する構造となっている．原研では，この遮蔽ブランケットの製作方法として，高温静水圧（HIP）法を用いて銅合金/銅合金及び銅合金/ステンレス鋼，ステンレス鋼/ステンレス鋼の接合を同時に行う手法を提案しR&Dを進めてきた．本稿では，ブランケット構造体開発の一環として行ってきた製作技術開発に関し，HIP条件の最適化及びHIP継手の機械強度試験，小規模及び中規模モックアップの製作・熱負荷試験等をまとめて報告する．

27030
Diffusion bonding of alumina dispersion-strengthened copper to 316 stainless steel with interlayer metals
西宏・荒木俊光*・衛藤基邦
Fusion Eng. Des. 39-40, p.505-511（1998）;（JAERI-J 16006）

　ITERの第一壁等に用いられる予定のアルミナ分散強化銅と316ステンレス鋼の拡散接合について，インサート材として金，無酸素銅，ニッケル箔を用いて，インサート材や接合条件が接合強度に及ぼす影響を明らかにした．（1）金インサート材の引張強度は銅やニッケルインサート材より高く，アルミナ分散強化銅母材の強度が得られる．（2）直接接合材のシャルピー強度は母材の20％であるが，金インサート材では衝撃強度を50％まで上昇させることができる．（3）金，銅インサート材ではインサート材中に金属間化合物が生成する．ニッケルインサート材ではカーケンダルボイドが生成し，接合材はこのボイド部より破壊する．（4）銅インサート材では分散強化銅と銅インサート材の界面より破壊する．これは銅同士の拡散速度が小さいため，接合性が悪いためと考えられている．

27114
Development of a compact W-shaped pumped divertor in JT-60U
櫻井真治・細金延幸・正木圭・児玉幸三・笹島唯之・岸谷和廣*・高橋昇竜*・清水勝宏・秋野昇・三代康彦・平塚一・西堂雅博・井上雅彦*・馬越俊光*・小野塚正紀*・森本将明*
Fusion Eng. Des. 39-40, p.371-376（1998）;（JAERI-J 16083）

　現在，改造工事が進められている，JT-60Uのダイバータ改造の設計及び工事の概要について発表する．既存の真空容器，ポロイダルコイルを利用し，各種の実験配位へ対応可能なこと，放射冷却ダイバータプラズマの形成と制御及び主プラズマへの中性粒子逆流の低減により高閉じ込め性能とダイバータへの熱流低減を両立することを目標として，コンパクトなW型構造を採用した．既設のNBIクライオポンプに排気速度可変機構を付加した排気系とガス供給系の増力，配置最適化により粒子制御機能を実現する．真空容器内での作業性，保守性，拡張性及び熱応力低減の観点から，分割式の基本構造を採用した．バックル板の隙間を絶縁スライド式のガスシールで塞ぎ中性粒子の漏れを低減する．ハロー電流を含めた電磁力，構造解析により全体の健全性を確認している．据付前に真空容器変形量の精密測定を行い，要求される設置精度を確保している．

27031
High heat flux testing of a HIP bonded first wall panel with built-in circular cooling tubes
秦野歳久・鈴木哲・横山堅二・鈴木隆之*・戸上郁英*・喜多村和憲*・黒田敏公*・秋場真人・高津英幸
Fusion Eng. Des. 39-40, p.363-370（1998）;（JAERI-J 16007）

　本研究は，ITER遮蔽ブランケット第一壁部分を模擬して製作した高熱負荷試験用試験体を用いて熱サイクル試験を実施し，構造体の熱応力による疲労強度を評価することを目的とした．試験は平均熱流束5.0MW/m²と7.0MW/m²でそれぞれ1000サイクルと1500サイクルで実施した．試験を通して除熱性能に大きな変化は見られず，試験体外観も正常であった．この試験結果より構造体の熱応力による疲労寿命はステンレス母材の設計疲労寿命より長寿命であることが確認された．

27023
Development of plasma facing component for LHCD antenna
前原直・関正美・鈴木哲・横山堅二・菅沼和明・清野公広・今井剛・鈴木靖生*・奥山利久*・斎藤房男*・池田佳隆
Fusion Eng. Des. 39-40, p.355-361（1998）;（JAERI-J 15999）

　低域混成波帯電流駆動（LHCD）用のアンテナ先端部は，プラズマ対向機器としての機能を持たせる必要がある．そこで炭素系繊維材を用いたアンテナ先端部モジュールの開発を行い，その高熱負荷特性について，電子ビームによる照射実験を行った．その結果，ITERの第一壁で要求される熱負荷の約13倍（3.2MW/m²）をモジュールに2分間照射しても，炭素系繊維材にメッキした銅が剥離しないことが確かめられた．この高熱負荷実験及び結果につき，詳細に報告する．

27037
Disruption erosions of various kinds of tungsten
鈴木哲・大楽正幸・横山堅二・秋場真人・田辺哲郎*・中村和幸
Fusion Eng. Des. 39-40, p.295-301（1998）;（JAERI-J 16013）

　ITER用ダイバータ板の候補材料として有望視されているタングステンのディスラプション時における熱衝撃による損耗量を測定した．試料に与えた熱負荷は1000〜2400MW/m²，2ms，使用した装置は高熱負荷実験用電子ビーム装置（JEBIS）である．試験に供されたタングステンは，化学蒸着タングステン（CVD-W），焼結タングステン（A-W），単結晶タングステン（M-W）の三種類である．損耗量は高感度の天秤を用いて測定した．試験の結果，CVD-Wの損耗量が他の2つのタングステンより1/2〜1/3程度小さいことが明らかとなった．この理由としては，含まれている不純物量が少ないこと，結晶粒が1/10〜1/100程度に小さいことなどが考えられる．この結果から，CVD-Wは極めて高価格ではあるものの，低損耗材料であることから，ITER用ダイバータ板の表面材料としては有望と考えられる．

27024
Feedback control of radiation region in radiative divertor plasma on JT-60U tokamak
玉井広史・木島滋・細金延幸・朝倉伸幸・坂田信也・齋藤直之・秋葉賢一*・赤坂博美・川俣陽一・栗原研一
Fusion Eng. Des. 39-40, p.163-167（1998）;（JAERI-J 16000）

　ダイバータ部のボロメータ信号を用いてダイバータ領域に注入するガスパフ量のフィードバック制御を行い，放射冷却ダイバータを定常に維持した．このとき，全加熱入力の40％に当たる6MWのダイバータ放射損失が，約3秒間ほぼ一定値に保たれた．一方，放射損失を加熱入力の50％以上にすると，MARFEが発生して急激に増加し，帰還制御が困難となった．放射損失量の制御領域を広げるためには，パフするガスの種類や入力に用いるボロメータ信号の選択など，各種のパラメータの最適化を行う必要がある．来年度予定されている改造ダイバータでは，ガスの補給だけでなく排気も組み合わせた広範な圧力領域での運転制御が可能になると考えられる．

27027
All metal support for a central conductor of the ITER ICRF Antenna system
森山伸一・木村晴行・三枝幹雄・藤井常幸・新井宏之*・植田裕之*・太田完治*・釜倉克壽*
Fusion Eng. Des. 39-40, p.135-142（1998）;（JAERI-J 16003）

　核融合装置第1壁の構成要素であるICRFアンテナのループ導体，及びこれに高周波電力を供給する同軸の中心導体には，ディスラプションによる電磁力に耐える支持構造が要求される．電気絶縁の必要上，支持構造には，通常セラミクスが用いられる．しかし中性子束の多い環境では，誘電体損失の増加によりセラミクスが使用できない可能性が高い．そこで必要な周波数の高周波を透過する全金属の支持構造を提案し，開発を進めている．ITERアンテナ用支持構造の機械強度設計，冷却計算，実サイズモックアップの高周波特性測定を行った．ディスラプションによる電磁力は同軸管を軸の周りに回転させる方向に働き，アンテナから1m離れたところで6000Nmと見積もられるが，全金属支持構造を用いればアンテナはこれに耐えることができる．支持構造の脚部をアンテナ冷却水の導入管として用いることが可能である．使用する周波数帯域（40〜90MHz）全域で電力反射率15％以下，60MHzでは1％以下の良好な高周波特性を確認した．

27032
Beamline performance of 500 keV negative ion-based NBI system for JT-60U
伊藤孝雄・NBIグループ
Fusion Eng. Des. 39-40, p.123-128（1998）;（JAERI-J 16008）

　JT-60高密度プラズマにおける電流駆動実験及び中心加熱実験のため500keV負イオンNBI装置を1996年4月に完成した．それ以来，負イオンNBIの入射実験を行ってきた．その入射実験で重要な課題の1つは，残留イオンビーム用偏向磁場の制御方法である．JT-60N-NBIにおいて，残留イオンの偏向にJT-60からの漏洩磁場を積極的に使っている．即ち，残留イオンビームによるビームダンプ表面の熱負荷の位置が一定となるようにJT-60からの漏洩磁場と偏向コイルの磁場との組合わせを制御する．イオンダンプ上の正及び負イオンビームによる熱負荷分布はイオンダンプ表面上に銀ロー付けした熱電対で測定する．ここでは，偏向磁場の性能及びイオンビーム熱負荷について，入射実験結果を報告する．

27036
Operation of the negative-ion based NBI for JT-60U
栗山正明・秋野昇・磯崎信光*・伊藤孝雄・井上多加志・薄井勝富・海老沢昇・大島克己*・小原祥裕・大原比呂志・大賀徳道・奥村義和・椛澤稔・河合視己人・小泉純一*・佐藤藤雄*・C. Zhou*・関宏・竹之内忠*・豊川良治*
Fusion Eng. Des. 39-40, p.115-121（1998）;（JAERI-J 16012）

　JT-60用負イオンNBI装置によるプラズマへのビーム入射が1996年3月から開始された．本NBIによる最初のビーム入射（180keV，0.1MW/0.4秒）が1996年3月に成功して以来，負イオン源及び加速電源の運転パラメータを最適化することによりビーム出力の増大を図ってきた．同年9月には，重水素ビームにより，2.5MW/350keV/0.9秒/2台イオン源の中性ビーム入射を行った．同時に負イオンビームの中性化効率が250〜370keVの範囲で60％であることを確認した．更に1997年1月〜2月の運転では，イオン源1台により水素ビームで3.2MW/350keVのビーム入射を達成した．

26451
Stress analysis for the crack observation in cooling channels of the toroidal field coils in JT-60U
玉井広史・菊池満・新井貴・本田正男・宮田寛*・西堂雅博・木村豊秋・永見正幸・清水正亜・大森順次*・渋井正直*・尾崎章*・照山量弘*・木内照男*・浅野克彦*
Fusion Eng. Des. 38（4）, p.429-439（1998）;（JAERI-J 15476）

　JT-60トロイダル磁場コイルの冷却管に観測されたクラックの生成・成長のメカニズムを，有限要素法を用いた全体解析及び部分解析により評価，検討した．その結果，コイル導体の半径方向に働く圧縮力により，冷却管コーナー部には局所的にその降伏力を越える応力の集中が見られた．この応力が繰り返し加わることにより，初期クラックが成長し，冷却管からの水浸み出しに至るものと推定される．また，導体半径方向の圧縮力の大きさは，コイルの半径方向の剛性に依存することが判明した．これは，コイル製作当初に行ったプリロードテストにおいて剛性の高かったコイルに冷却管のクラックが観測された事実と一致する．なお，導体に加わる最大応力は許容応力よりも充分小さく，コイルは今後も問題なく使用できることが判明した．