核融合ブランケット筐体の構造健全性評価

Evaluation of strength and pressure integrity for fusion blanket structure

谷川 尚; Gwon, H.; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 河村 繕範

Tanigawa, Hisashi; Gwon, H.; Hirose, Takanori; Nakajima, Motoki; Kawamura, Yoshinori

核融合炉におけるブランケットは、熱の取り出し、燃料であるトリチウムの生産、中性子の遮蔽、の機能を持つ機器である。これらの機能を同時に満たすために固体増殖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増殖および増倍材料の粒子を充填し、高温・高圧の水やヘリウムで冷却する構造としている。本研究では、開発を進めている水冷却方式のブラケットの筐体を対象とし、構造健全性を評価する。評価には圧力容器構造基準を採用し、ブランケット筐体への適用性について検討する。ASME Boiler and Pressure Vessel Codeにしたがって、最も負荷の厳しい第一壁に注目して応力状態を評価した。一次応力の制限、一次+二次応力の制限、ひずみの制限などについて評価し、いずれの項目についてもITERの条件に対しては基準を満足することを明らかにした。

Blanket in fusion nuclear reactor has three functions such as neutron shielding, heat recovery and tritium breeding. Blankets with ceramic breeder materials has a box structure made of reduced activation ferritic/martensitic steel, and pebbles of breeder and neutron multiplier materials are packed into the box. Heat and neutron loads on the blanket are cooled by high temperature and pressure coolant such as water and helium. In this study, strength and pressure integrity are assessed for the water-cooled ceramic breeder blanket developed in JAEA. Existing design standards for pressure equipment are used in the analysis and their applicability to the fusion blanket is discussed.