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中村 誠; Kemp, R.*; 宇藤 裕康; Ward, D. J.*; 飛田 健次; 日渡 良爾*; Federici, G.*
Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.864 - 867, 2012/08
被引用回数：19 パーセンタイル：79.42(Nuclear Science & Technology)ITERやポストITER時代での電力生産に向けた核融合研究のため、原型炉へ向けた開発目標を明確にする必要がある。具体的にはプラズマパラメータや工学要件(磁場コイルやダイバータ熱負荷)等の目標設定である。一般に炉設計の第一段階として、工学的制約を踏まえた運転領域の評価のためにシステム解析が行われる。そのため、既存のシステムコードの評価あるいは開発が炉設計の基本として重要となる。本論文では、BA原型炉のためのシステムコード開発に向けた最近の活動のうち、これまでに日本と欧州が独自に開発したシステムコードのベンチマーク試験について報告する。ブートストラップ電流がさほど大きくない中程度のベータ値の領域では、両者のコードの計算結果はよく一致した。
中村 誠; Kemp, R.*; 宇藤 裕康; 飛田 健次; Ward, D. J.*; 濱松 清隆; Federici, G.*
no journal, ,
核融合原型炉設計に向けたシステム解析コードTPCの開発の現状を報告する。システム解析コード開発の最初の段階として、システム解析コードTPCとPROCESSのベンチマーク計算の比較を行った。TPCは原子力機構で開発中のシステムコードで、PROCESSはカラム研究所(イギリス)で開発中のシステムコードである。ITER級サイズでギガワット級の熱出力の核融合炉を計算対象とした場合、両コードの計算結果はおおむね一致した。しかし、放射損失パワーの計算値で不一致が見られた。この原因は、両コード間で不純物放射と不純物空間分布のモデルの違いにある。会議では、原型炉級のプラズマに関連するシステム解析コード中の幾つかの計算式の開発の必要性についても論じる。
