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口頭

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

谷川 尚; Gwon, H.; 河村 繕範

no journal, , 

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。

口頭

テストブランケットモジュール筐体の熱構造特性の評価

Gwon, H.; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 河村 繕範

no journal, , 

水冷却固体増殖方式のテストブランケットモジュール(TBM)に対して有限要素解析を用いて筐体の熱構造特性を評価した。単一荷重(Single load)として表面熱負荷、核発熱、冷却水の圧力などの条件を設定し、熱荷重および内圧によって生じる応力分布を評価した。さらに単一荷重を重畳した複合荷重(Combined load)条件についても検討し、それらの荷重に対応した判定基準に沿ってTBM筐体の構造健全性を評価した。

口頭

Recent progress of study on water cooled ceramic breeder test blanket system

河村 繕範; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 中島 基樹; Gwon, H.; 宮田 訓; 佐藤 聡

no journal, , 

日本国内機関は、ITERのテストブランケット試験計画に水冷却固体増殖方式のリード極として参加している。2014年11月にTBM取り決めを締結し、2015年2月に概念設計レビューを受け、3件のカテゴリ-1の解決課題の指摘を受けた。この課題の解決は次の設計段階へ進む上でのホールドポイントになっており、解決に向けて注力している。また、日本のシステムの固有の課題として低放射化フェライト鋼の流れ加速腐食について研究を進めており、最近の進捗について紹介する。

口頭

冷却材喪失時の崩壊熱への温度応答とブランケット内部構造の関係

Gwon, H.; 谷川 尚; 中島 基樹; 廣瀬 貴規; 河村 繕範

no journal, , 

中性子照射により、プラズマ停止後にもブランケット内には崩壊熱が生じるため、冷却材喪失に伴う温度の過度な上昇が懸念されている。本研究では、ブランケットの構造と受動的な冷却能との関係に注目し、温度上昇の緩和が可能か検討した結果を報告する。増殖材および増倍材のぺブル充填体および補強リブの挿入方向を変えた構造について、2次元の核熱連成計算コードであるDOHEAT3を用いた過渡熱解析により、筐体の熱応答特性を評価した。合わせてトリチウム増殖性能も評価した。得られた結果をもとに、崩壊熱の冷却の観点からブランケットの設計に有効な方針を提案する。

口頭

核融合炉ブランケット構造材料の流動腐食特性への試験温度の影響

中島 基樹; 廣瀬 貴規; Gwon, H.; 谷川 尚; 河村 繕範

no journal, , 

日本では水冷却固体増殖方式のブランケットが原型炉の主案であり、ITER-TBM計画において実証試験を行う。本方式では加圧水型原子炉相当の高温高圧水を用いることや、入口温度が270$$^{circ}$$C程度、出口温度が320$$^{circ}$$C程度となることから、当該温度範囲でのブランケット構造材料である低放射化フェライト鋼と流動高温高圧水との共存性の理解が求められる。本講演では、脱気条件であるDO20ppbと、酸素飽和条件であるDO8ppmで270$$^{circ}$$Cから320$$^{circ}$$Cの範囲で250時間の流動腐食試験を実施した結果について報告する。

口頭

核融合ブランケット筐体の構造健全性評価

谷川 尚; Gwon, H.; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 河村 繕範

no journal, , 

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。

口頭

水冷却固体増殖テストブランケットシステム開発の現況

廣瀬 貴規; 谷川 尚; 中島 基樹; Gwon, H.; 宮田 訓; 佐藤 聡; 河村 繕範; 山西 敏彦

no journal, , 

テストブランケットシステム(TBS)はITERにおいてエネルギー変換および燃料トリチウム増殖機能の実証を担う重要なシステムである。わが国は原型炉ブランケットのモックアップとして、水冷却固体増殖(WCCB)方式のブランケットを開発している。ITERにおける炉内試験のためには、ITER機構を中心とした国際委員による設計審査を受ける必要があり、現在、初段の概念設計審査を完了し、予備設計への移行段階にある。本稿では、WCCB-TBSの構成を概説するとともにその開発状況について報告する。

口頭

冷却水完全喪失時の崩壊熱によるブランケットの温度応答特性

Gwon, H.; 谷川 尚; 中島 基樹; 廣瀬 貴規; 河村 繕範

no journal, , 

原型炉ではITERより高い中性子壁負荷に起因して、ブランケット内に生じる崩壊熱が大きくなることが予想される。本研究では、ブランケットの冷却能が完全に喪失する事象を想定し、崩壊熱によるブランケットの温度応答特性を評価した。さらにブランケットの温度上昇を緩和する方策について検討した結果を報告する。

口頭

ブランケット第一壁の健全性評価と必要な材料データ

谷川 尚; Gwon, H.; 河村 繕範

no journal, , 

開発に取り組んでいる固体増殖・水冷却方式のブランケットを対象として、筐体構造の健全性を評価した。表面熱負荷および中性子負荷に起因する応力が最も大きい第一壁に注目し、冷却水圧力を加えた荷重条件において、圧力容器構造基準であるASME Boiler and Pressure Vessel Codeにしたがっ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するとともに、許容値に関連して必要となる材料データを整理した。構造材料の候補である低放射化フェライト鋼(F82H)について、必要な材料データに対する取得および整備状況を分析した。F82Hのデータについては規格化された類似鋼である9Cr-1Mo-V鋼のデータと比較し、健全性評価手法の適用性について検討した。

口頭

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

Gwon, H.; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 河村 繕範

no journal, , 

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。

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