A Study on flow field of purge gas for tritium transfer through breeder pebble bed in fusion blanket

核融合ブランケットにおける増殖材微小球充填体内のトリチウムパージガス流動に関する研究

関 洋治; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 榎枝 幹男; 久保田 仁一*; 坂本 健作 

Seki, Yohji; Ezato, Koichiro; Yokoyama, Kenji; Enoeda, Mikio; Kubota, Jinichi*; 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)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、幅広い流量域(0L/min - 100L/min)で圧力損失試験を行い、40L/min以下で一様な空隙率で構成された実験式と良い一致を得た。他方、微小球を境界条件として模擬した充填体内流動の数値解析を行い、実験との比較を行った。本数値シミュレーションでは、実験では得ることのできない充填体内の流動分布を得ることに成功した。本結果により充填容器壁近傍と充填体中央部の流速分布の違いを明らかにした。

Japan Atomic Energy Agency has been performing R&D and design of a blanket module of a nuclear fusion reactor. Pebbles of a ceramic tritium breeder are packed in a container of the blanket. Helium purge gas is applied as a transport fluid in a tritium recovery system. Prediction of the flow phenomena with a tritium transfer is important for designs of the container. A purpose of our research is to establish and verify a method for a prediction of the flow in the pebble bed. In this study, pressure drops of the helium purge gas through the pebble bed were measured up to 100 L/min of flow rate. Reliability of prediction ability of the pressure drop was validated by this experiment within the flow rate which is less than 40 L/min. A numerical simulation for the flow field through the pebble bed also has been performed. Consequently, the velocity distributions are quantitatively and qualitatively obtained at near the wall and the center region in the pebble bed.