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核融合ブランケットにおける増殖材充填体内のガス流動に関する工学的研究

Engineering study of gas flow in breeder pebble bed for fusion blanket

関 洋治; 吉河 朗; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 坂本 健作

Seki, Yohji; Yoshikawa, Akira; Tanigawa, Hisashi; Hirose, Takanori; Ezato, Koichiro; Enoeda, Mikio; Sakamoto, Kensaku

固体増殖方式の核融合炉ブランケットでは、チタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)の増殖材微小球を容器に充填し、増殖したトリチウムをヘリウム(He)パージガスによって回収するシステムを採用している。国際熱核融合実験炉の中性子環境下で総合的な機械機能試験が実施予定の固体増殖方式のテストブランケットモジュールや同方式を採用した原型炉のパージガス補器系統の設計において、微小球充填体内を通過するHeパージガスの圧力損失やその流動現象を予測するためのツールを確立することは重要である。本報では、増殖材微小球充填体に対して、過去実施されていない幅広い流量域($$0<Re_{p}<7.2$$)で圧力損失試験を行い、一様な空隙率で構成された実験式との比較により予測精度を検証する。他方、増殖材充填体容器のHeパージガス導入部は、スエリング等で増殖材微小球が破砕し、閉塞に陥ることを防ぐため、底面から流入口を離す必要がある。本研究では、実機を模擬し、千鳥型に多孔を配した入口配管を用いて、底面から多孔部を離し、試験を実施した。入口配管の本数依存性と入口配管を含む予測精度の検証を報告する。

In the case of a water cooled ceramic breeder in a blanket, pebbles of a ceramic tritium breeder are packed in a container constituted by a partition plate. Helium purge gas is applied as a transport fluid in a tritium recovery system. It is of importance to build database of a pressure drop as part of a design of the tritium recovery system. In this experimental study, the pressure drops of He gas through pebble bed were measured within the wide range of a flow rate up to 100 L/min. The results indicate that a laminar flow is dominant and the pressure drop was correctly predicted by the empirical equation within a part of flow rate. Reliability of prediction ability of pressure drop was established by this experiment within the flow rate which is less than 60 L/min. Moreover, this paper describes that slight difference between the experimental result and the empirical equation within a range of flow rate from 60 L/min to 100 L/min.

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