耐圧性能と除熱性能を高めた革新的な核融合炉ブランケット

Innovative fusion reactor blanket with high-performance pressure resistance/heat removal

Gwon, H.; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 河村 繕範

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

Test Blanket Module (TBM)の設計/製作、TBM試験によるブランケットの機能実証は原型炉のブランケットの設計製作にも繋がる最も重要な課題である。それに加えて原型炉の条件にも対応できる設計について検討する必要がある。しかし原型炉のブランケットの負荷条件についてはまだ検討が不十分である。本研究では、In Box LOCA時の筐体内の圧力上昇と崩壊熱の増加に注目した。ブランケットの熱構造応答特性を明らかにしつつ、原型炉の条件に対応可能な設計について検討した結果を報告する。

Design/Manufacturing of Test Blanket Module (TBM), TBM test for demonstration of major functions of blanket are one of the most important subjects which are closely related with Design/Manufacturing of blanket in prototype reactor. In addition to that it is necessary to investigate the design which can cover load condition of prototype reactor. Unfortunately, however, the examination concerning the load condition of prototype reactor was still insufficient. In present study, we focused on pressure rise in blanket box as well as increase of decay heat under In Box LOCA. The characteristics of thermal structural response of blanket was investigated. Based on the results we proposed the design which can handle the conditions of prototype reactor.