Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
中村 博文; 林 巧; 河村 繕範; 山西 敏彦; 飛田 健次; DEMO Plant Design Team
Proceedings of 9th IAEA Technical Meeting on Fusion Power Plant Safety (CD-ROM), 7 Pages, 2009/07
In order to establish tritium safe handling technology, establishment of tritium accountancy technology and tritium inventory control technology is indispensable. JAEA has designed a Fusion DEMO plant (DEMO). A mission of the DEMO is to demonstrate electric power generation and tritium breeding. Current design concept of the DEMO is based on the ferritic steel structure such as F82H steel cooled by pressurized water of PWR like conditions and ceramic breeder tritium breeding blanket. In such system, tritium will permeate to cooling water through the structure material due to high operating temperature and higher tritium permeability of F82H. In this study, tritium inventory in the DEMO plant during the DEMO plant operation has been evaluated. Based on this result, issues for tritium accountancy and tritium inventory control have been extracted. As the results, it was found that at least 1/100 of tritium permeation reduction is required at the breeding blanket, since tritium inventory in the cooling system is unacceptable level in a viewpoint of tritiated water handling experience without any permeation protection method. Additionally, it is also found that accurate dynamic tritium accountancy technology (1% accuracy) should be developed in order to measure a large amount of tritium produced or consumed in the fusion reactor in a viewpoint of tritium accountancy.
飛田 健次; 西尾 敏; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 礒野 高明; 中村 博文; 鶴 大悟; 鈴木 哲; 林 孝夫; 土谷 邦彦; et al.
Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.888 - 892, 2009/04
被引用回数：25 パーセンタイル：83.13(Materials Science, Multidisciplinary)SlimCSは、2020
2030年代に見通しうる技術を想定して設計された小型の核融合原型炉概念である。高ベータ領域での運転を可能にするため、交換ブランケットと固定ブランケットの間にセクター規模の寸法を持つ導体シェルを挟み込む点が炉構造上の特徴である。ブランケット構造材料は低放射化フェライト鋼、冷却材はPWR条件の加圧水を第一案とした。ITER-TBMの日本案との連続性を考慮し、増殖材はLi
TiO
、増倍材はBe
Ti又はBeとした。超伝導コイルは急速急冷法によるNbAlとし、最大磁場16テスラを超える設計とした。これらの機器のほか、導体シェル,ダイバータについてその構造と材料について報告する。
西 正孝; 山西 敏彦; 林 巧; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.745 - 751, 2006/02
被引用回数：32 パーセンタイル：88.03(Nuclear Science & Technology)原研では実験炉ITERに続く核融合装置として発電実証プラントの設計検討を進めている。発電実証プラントは長期定常運転と消費量を上回るトリチウムの生産を目指す装置であり、安全と運転の観点から必要である適切なトリチウムの計量管理について検討を進めている。放射性物質に対する法規制の観点からは、発電実証プラントのトリチウム関連設備を3つの計量管理区画に分割することが可能である。(1)汚染廃棄物一時保管施設,(2)トリチウム長期保管施設,(3)燃料プロセス設備。それぞれの区画においては法規制に則ったトリチウムの出入り管理を行うことになるが、燃料プロセス設備にはブランケットにおけるトリチウム生産が含まれ、生産トリチウムの適切な計量の考え方や手法の開発が必要である。さらに、常時連続的にトリチウムを含む燃料を循環処理する燃料プロセス設備では、その安全確保と効率的な運転の観点から設備内におけるトリチウムの分布を測定監視する動的計量管理技術を確立させる必要がある。
中村 博文; 櫻井 真治; 鈴木 哲; 林 巧; 榎枝 幹男; 飛田 健次; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1339 - 1345, 2006/02
被引用回数：51 パーセンタイル：94.72(Nuclear Science & Technology)現在検討を進めている核融合発電実証プラント(DEMO)の運転期間中における炉内及び冷却水中のトリチウムインベントリを評価し、その結果をITERのそれと比較した。その結果、DEMOにおける炉内及び冷却水中のトリチウムインベントリは、1mmのタングステン被膜の透過抑制策を施工した場合において、20年間の運転後に各々数グラムと百数十グラムとの結果を得た。透過抑制策無しでは冷却水中インベントリが約4桁増加することも判明した。これは冷却水中のトリチウムインベントリが、主として炉内構造物を通じてDTプラズマからの透過に起因するためである。一方、DEMOとITERでのトリチウムインベントリの比較の結果、DEMOの炉内の総トリチウムインベントリに関しては、炭素材のトリチウムとの共堆積が存在しないことによりITERに比べ約3桁以上小さくなるとの評価結果を得たものの、冷却水中トリチウムインベントリに関しては、タングステンの被膜を施行した場合においてもDEMOの方がITERより約2桁大きくなることが明らかとなった。
井上 多加志; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 西尾 敏; 坂本 慶司; 佐藤 正泰; 谷口 正樹; 飛田 健次; 渡邊 和弘; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1291 - 1297, 2006/02
被引用回数：11 パーセンタイル：60.11(Nuclear Science & Technology)核融合発電実証プラント用中性粒子入射装置(NBI)について、発電実証炉で要求される性能を議論し、その実現への技術課題を検討した。大型プラズマの加熱・電流駆動を担う発電実証プラントのNBIは、これまで以上の高効率,高エネルギー,高信頼性・長寿命化が要求される。加速器には、高効率・高エネルギーの点から、静電加速方式の選択が現実的である。放射線環境での運転を考慮すると真空絶縁が不可欠であり、その設計ガイドラインから、ビームエネルギー1.52MeVが可能であることを示した。負イオン源の信頼性向上,長寿命化ためには、従来の大電流・高電流密度負イオン生成技術に立脚した、フィラメントレス・セシウムフリー負イオン源の開発が必要である。さらに、NBIシステムの効率を決める中性化方式については、従来のガス中性化(効率60%)では要求性能を満足し得ず、中性化効率80%以上のプラズマ中性化等が必要となる。最近、高効率・連続運転の可能な高出力半導体レーザーが製品化されており、これを用いて中性化効率90%以上を実現するレーザー中性化セルの概念を提案する。
林 孝夫; 飛田 健次; 西尾 敏; 池田 一貴*; 中森 裕子*; 折茂 慎一*; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1285 - 1290, 2006/02
被引用回数：22 パーセンタイル：79.98(Nuclear Science & Technology)核融合炉先進遮蔽材料としての金属水素化物及びホウ化水素の中性子遮蔽性能を評価するために中性子輸送計算を行った。これらの水素化物はポリエチレンや液体水素よりも水素含有密度が高く、一般的な遮蔽材よりも優れた遮蔽性能を示した。水素解離圧の温度依存性からZrHとTiHは1気圧において640
C以下で水素を放出することなく使用可能である。ZrHとMg(BH
)は、鉄水混合材料よりも遮蔽体の厚さをそれぞれ30%と20%減らすことができる。水素化物とF82Hとの混合により
線の遮蔽性能が高くなる。中性子及び線の遮蔽性能は以下の順で小さくなる:ZrH
Mg(BH) and F82HTiH and F82Hwater and F82H。
佐藤 正泰; 櫻井 真治; 西尾 敏; 飛田 健次; 井上 多加志; 中村 幸治; 新谷 吉郎*; 藤枝 浩文*; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1277 - 1284, 2006/02
被引用回数：14 パーセンタイル：68.04(Nuclear Science & Technology)核融合出力3GWを確保する高い経済性を有するトカマク炉発電実証プラントの設計を行っている。中心ソレノイド(CS)コイルがない又は小さい場合は、炉の小型化と軽量化に大きなインパクトがある。一方高密度領域での高閉じ込め性能の確保と巨大ELMを抑制する必要から、高い三角度を必要とされる可能性がある。CSコイルの役割を電流立ち上げとプラズマ形状制御に限定して、CSの大きさに応じた3ケースについて、システムコードを用いてプラントのパラメータを選択した。熱流束のスケーリングを用いてダイバータに対する要請を求めた。CSコイルが無い場合は、最もコンパクトな炉であるが、巨大ELMを抑制するには不十分な低い三角度しか得られない。CSの役割を形状制御に限定した炉については、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線の小ポロイダル入射角と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。CSの役割を電流立ち上げと形状制御を有する炉についても、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線のフラックス拡大と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。また、運転シナリオについて検討し、HHファクター,グリーンワルド密度,シャインスルーの条件が運転シナリオに強い制限を与えている。
西尾 敏; 大森 順次*; 黒田 敏公*; 飛田 健次; 榎枝 幹男; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 佐藤 聡; 河村 繕範; 中村 博文; et al.
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1271 - 1276, 2006/02
被引用回数：20 パーセンタイル：78.77(Nuclear Science & Technology)2020年頃の運転開始を想定したトカマク型発電実証プラントのブランケットについて構造体としての側面から考察を行った。比較的近未来を想定しているため前提となる要素技術に過度に先進的と考えられる技術を導入することは避けた。特に留意した点は、高い稼働率の実現に鑑みてブランケットの保守方式にはセクター一括引き抜きのいわゆる、ホットセルメインテナンス方式を導入した。本方式を導入することによって強固な電磁力支持構造を確保しながら要求されるトリチウム増殖率を確保し、前述の高稼働率を得る見通しが得られた。
小西 哲之; 西尾 敏; 飛田 健次; DEMO設計チーム
Fusion Engineering and Design, 63-64, p.11 - 17, 2002/12
被引用回数：50 パーセンタイル：93.35(Nuclear Science & Technology)ITERの技術に基づいて可能となるトカマク動力プラントの具体的な特徴を明らかにし、そのための技術課題を摘出することを目的として概念設計を行った。ITERの次の段階では核融合エネルギーの実現として、発電プラントとしての全ての要素を満たす必要があり、ITER及び並行する計画によって実現できる現実的な技術レベルの設計が要求される。一方デモプラントは、魅力あるエネルギー源として未来社会が選択できるだけの先進性も提示できなければならない。このために、2030頃の建設を想定し、主半径5.8m,熱出力2.3GWでQ30の定常トカマクプラントの概念設計を行った。プラズマ性能はITER及び同時期の補完装置による定常化とベータ値の穏当な進歩を仮定した。工学技術は今後20年間の開発成果として、ITERのテストブランケットモジュールや、最大20Tの超伝導コイルを想定している。500Cの超臨界水による発電でコスト低減をはかるとともに、金属壁により1kg程度にトリチウムインベントリーを低減し、動力系のトリチウム濃度制御により安全性についても特徴ある設計を目指した。
日渡 良爾; 渡邊 和仁; 青木 晃; 飛田 健次; 原型炉設計合同特別チーム
no journal, ,
原型炉設計合同特別チームにおいては、コアチーム報告書に沿って原型炉概念検討を開始している。2020年頃に予定されている中間チェックアンドレビューまでに実施する検討項目の一つに「原型炉の運転計画」が挙げられている。本発表では、この原型炉の運転計画に関する検討現状ならびに、今後の検討方針について報告する。本検討においては、運転計画を(1)発電実証までの計画、(2)経済性実証までの計画、(3)データ取得計画の3つの検討課題として分類して検討した。これらの3つの観点に関して、炉心プラズマ、炉内機器(ブランケット・ダイバータ)、燃料サイクル、プラント運転(1次系・2次系、発電・タービン系)、遠隔保守・点検作業、安全システム機器、環境影響評価といった検討項目毎に運転計画立案に必要な試験項目・取得技術や取得データのリストアップを行った。発表では、もんじゅ運転計画を参考に実施した運転計画検討状況を報告する。
