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ブランケット設計用核熱連成計算コードの整備と応用例

Development of a nuclear-thermal-coupled analysis code for blanket design

谷川 尚; Gwon, H.; 河村 繕範

Tanigawa, Hisashi; Gwon, H.; Kawamura, Yoshinori

開発を進めている固体増殖水冷却方式のブランケットでは、低放射化フェライト鋼製の筐体にトリチウム増殖材料および中性子増倍材料の粒子を充填した構造を採用している。中性子による核発熱と表面熱負荷を除熱するために、筐体を構成する板の内部には冷却流路を内蔵し、充填体には冷却管を挿入している。ブランケットの設計においては、トリチウム増殖特性と熱特性とに注意しながら、構成材料の温度が過大とならないようにこれらの構成要素を設置することが重要である。この検討作業のために、2次元の核熱連成計算コードを整備した。このコードにより、通常時の核熱特性に加えて、経時変化する崩壊熱の分布と温度の過渡応答を簡便に評価することができる。整備したコードの機能と、評価値を設計に反映する手順について報告する。

JAEA is developing blanket with a water-cooled ceramic breeder concept. The blanket has a box structure made of reduced-activation ferritic/martensitic steels, and pebbles of tritium breeding and neutron multiplier materials are packed into the box. To remove nuclear heating and surface heat flux, the box structure has built-in cooling paths and cooling pipes are inserted into the packed pebble beds. The configuration of these materials has to be designed so that both necessity tritium capability and allowable material temperatures are kept. A two-dimensional nuclear-thermal-coupled analysis code has been developed for the design activity. The code gives us decay heat distribution and its time dependency in the blanket in addition to the nuclear and thermal property of the blanket under normal operation. Functions of the code and procedure how to use the obtained values in the design are reported.

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