核融合炉第一壁の強度設計に関する研究

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本研究で得られた主な成果は以下の通りである。(1)核融合炉の安全性・健全性を考える上で、プラズマのディスラプション時に構造物に働く電磁力を評価することが重要である。本研究では、この電磁力の誘因となる第一壁/ブランケット中に流れる渦電流を数値的に解析し、得られた解析結果をグラフィック表示することにより、渦電流の複雑な3次元的流れを示した。(2)影響関数法をもとにして、熱衝撃負荷等の複雑な負荷を受ける表面き裂部材の、パソコンによるき裂伝播寿命評価コード(FCG;Fatigue Crack Growth)を開発した。プラズマのディスラプション時を想定した熱応力の変動に対して核融合炉第一壁中の表面き裂の進展解析を行ない、き裂の大きさと進展との関係を示した。また、このFCGコードを用いることにより複雑な応力履歴を受ける表面き裂部材の疲労き裂伝播寿命の評価が容易に行なえるようになった。(3)第一壁のエロージョンによる減肉効果の座屈荷重と座屈モードに及ぼす影響について、側壁を考慮した2次元モデルを用いて解析した。座屈荷重に及ぼすエロージョンの影響はそのエロージョンの期間に比例して減少することが示された。(4)核融合炉ブランケットの構造設計上の問題点と設計例を調査し、設計基準を作成する上で必要となる解決するべき課題を整理した。第一は、AMSE Code Case N-47に代る核融合炉設計のためのコードを作成することである。第二は、高速中性子の照射を受ける材料の物性データを整備することである。第三は、核融合炉に負荷する荷重の合理的分類を行なうことである。第四は、複雑な構造物に対する応力評価法を開発することである。