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奥村 義和; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 真木 紘一*; 前野 修一*; 宮本 賢治; 小原 祥裕; 渡邊 和弘; S.Zimin*
JAERI-Tech 95-018, 104 Pages, 1995/03
国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計の一環として、負イオンを用いた高エネルギー中性粒子入射装置の設計検討を行った。負イオン源開発における最新の成果を取り入れて大幅なコンパクト化を図るとともに、炉との整合性や安全性、保守方法等を中心に設計検討を進めた。本設計においては、1MeV、25Aの重水素負イオンビーム出力を持つ負イオン源/加速器を用いて、NBI1モジュールあたり12.5MWの中性粒子ビームを入射する。ITERでは、4モジュールを用いて50MWの入射を行う設計となっている。
O shielding blanket of fusion experimental reactorsS.Zimin*; 佐藤 聡; 橋本 俊行*; 高津 英幸
JAERI-Tech 94-026, 13 Pages, 1994/11
核融合実験炉の遮蔽ブランケット(構成80%ステンレス鋼、20%水)を対象に、直線状ボイドダクトの後部における構造体の発熱率分布を、2次元の輸送計算にて評価した。その結果、深さ50cm、直径5、10、15cmのボイドダクトによる核発熱率のピーキングは、各々2.3、7.9、及び17.5であることがわかった。
S.Zimin*
Fusion Technology, 26, p.153 - 167, 1994/09
リチウム鉛から構成される核融合炉ブランケットにおいては、
線を放出するポロニウムの蓄積が安全性の観点から問題とされている。本論文では、鉛とビスマス不純物からのあるゆる反応過程を考慮してポロニウムの蓄積量簡易評価式を作成した。この簡易評価式は様々な運転様式、ブランケット構造に適用でき、簡易にポロニウムの生成量を評価することが可能となる。
S.Zimin*; 真木 紘一*; 高津 英幸; 佐藤 聡; 常松 俊秀; 井上 多加志; 小原 祥裕
JAERI-Tech 94-015, 37 Pages, 1994/08
ITER/EDA設計における中性子粒子加熱(NBI)ポートの遮蔽解析を行った。対象とした設計はトロイダル磁場コイル(TFC)個数24であり、DOT3.5を用いた2次元解析を実施した。先ず、全体モデルにてTFCにおける絶縁材吸収線量、核発熱率、及びNBIポートにおける中性子束の評価を行い、続いてNBI詳細モデルにて、NBIポート内部におけるクライオパネルの核発熱と銅電極の損傷率(dpa)を評価した。解析の結果、現ITER/EDA設計におけるTFC及びNBIポートの核的応答は全て許容値を下回ることが分かった。
S.Zimin*; 高津 英幸; 森 清治*
JAERI-Tech 94-013, 20 Pages, 1994/08
核データセットJENDLのガス生成断面積ファイルを用いて、核融合炉の運転に伴う構造材料中での水素生成量を評価した。対象とした構造材料及び構成元素は、V、Cr、Fe、Ni、Mo、Ti添加改良オーステナイト鋼、フェライト鋼、及びV合金である。SS-水で構成される遮蔽ブランケットを対象として、上記材料を第一壁及びブランケット構造材料に用いた場合の水素生成量を調べた。V、Cr、Fe、Ni及びMoを有する第一壁においては、水素生成量がヘリウム生成量の3~8倍も大きいことが分かった。
S.Zimin*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.867 - 878, 1994/08
被引用回数：2 パーセンタイル：28.11(Nuclear Science & Technology)核融合炉の遮蔽設計に際して問題となるいくつかの事項に対して簡易に評価できる手法及び評価式の提案を行う。ここで取り扱っている事項は 1)ボロン添加遮蔽体中のトリチウムの生成 2)ブランケット中のLiとBeの燃焼 3)LiPb中のBiとPoの生成 4)炉内構造物中のガス生成 5)TFコイルの核発熱率 6)計測チャネルのストリーミングである。
S.Zimin*; 森 清治*; 高津 英幸
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(7), p.629 - 639, 1994/07
被引用回数：1 パーセンタイル：17.88(Nuclear Science & Technology)核融合炉の炉内機器に用いられる各種金属中におけるヘリウムガス生成率を評価した。対象とした金属、合金は、Al、Ti、Vを始めとする元素、PCA、インコネル625、フェライト鋼を始めとする各種合金であり、ブランケット構成の影響も調べた。最終的に、ヘリウム生成率を第一壁からの距離の関数として示した。
S.Zimin*
JAERI-M 93-245, 16 Pages, 1993/12
核融合炉の固体増殖材方式ブランケットにおいては中性子増倍材としてベリリウムが用いられるが、核変換に伴う使用中のベリリウムのバーンアップがブランケットの増殖特性に影響を与える可能性がある。本論文では、解析的手法に基づいてベリリウムのバーンアップ簡易評価式を導出し、いくつかの設計例に適用した。その結果、ITERの増殖ブランケットとして提案されている多層型ペブル充填ブランケットの場合、3MW・a/m
のフルエンスでの第1,2ベリリウム層におけるベリリウムのバーンアップは各々9%、6.5%と評価され、トリチウム増殖特性に与える影響は無視できる程度であることが明らかになった。一方、原型炉ではフルエンスが高いため、この影響を適切に評価する必要がある。
森 清治*; S.Zimin*; 高津 英幸
JAERI-M 93-175, 72 Pages, 1993/09
核融合炉の核・遮蔽計算において使用されるヘリウム及び水素生成断面積ライブラリーをJENDL-3データファイルに基づいて作成した。これらのライブラリーは核融合炉核設計において頻繁に使用される輸送計算用断面積セットFUSION-J3とFUSION-40と同じ群構造を有しており、反応率計算コードAPPLE-3の応答関数として使用できる。本ライブラリーはJENDL特殊目的ファイルのひとつであるJENDLガス生成断面積ファイルから処理された。1次元輸送計算コードANISNと本ライブラリーを用いた計算を行い、計算結果を過去の計算例と比較した。本ライブラリーにより信頼性の高いヘリウム及び水素の生成量の評価が可能となり、今後の核融合炉設計に役立つものと考えられる。付録には作成された多群ライブラリーをグラフ及び表の形で示した。
S.Zimin*
Fusion Technology, 24, p.168 - 179, 1993/09
ITER/OTRの超電導コイルにおける高速中性子フルエンス、電気絶縁材吸収線量、銅安定化材原子はじき出し損傷に対する核断面積の感度解析を実施した。Fe,Pb,H,Oに対する全感度をOTRとNETの感度解析結果と比較した。高速中性子束と吸収線量のPbに対する感度に関してはITER/OTRはOTRの場合と比べて各々3.5倍、1.2倍となった。Fe,H,Oに関してはその差は30%以下となった。遮蔽の観点から重要なエネルギー領域と断面積の種類が明らかになった。重要なエネルギー領域の断面積の誤差は10%以下にすべきことが指摘され、これによって内側遮蔽背後のコイルの遮蔽特性値の計算誤差を15-30%以下にすることができる。
S.Zimin*; 高津 英幸; 森 清治*; 真木 紘一*; 関 泰; 佐藤 聡; 多田 栄介
JAERI-M 93-141, 75 Pages, 1993/07
ITER/CDAで設定された炉構造に対してニュートロニクス解析を実施した。2次元輸送計算コードDOT3.5を使用して炉運転中の中性子及びガンマ線束分布、トリチウム増殖比、核発熱を求めた。またCINACコードにより誘導放射能計算を行い、放射能濃度、崩壊熱および炉停止後の生体線量率を求めた。本計算により、炉内および炉周辺の運転中と炉停止後の放射線環境が明らかになり、炉機器の設計条件として有用な情報を提供することができた。
佐藤 聡; 真木 紘一*; 関 泰; 高津 英幸; 森 清治*; 黒田 敏公*; S.Zimin*
JAERI-M 93-093, 29 Pages, 1993/03
核融合実験炉の設計においては、配管等の周囲に10~20mmのギャップが設置される。この様なギャップは放射線ストリーミングの要因となるため、ステップを設ける等の対策がとられる。本報告は、国際熱核融合実験炉(ITER)のダイバータ冷却配管周辺の円環状のギャップを対象に、ストレートなギャップの場合とステップ構造を有するギャップの場合の中性子のストリーミング及び炉停止後の誘導放射能を比較、検討したものである。また、ステップ位置、ギャップ幅及びオフセット比(ステップ幅とギャップ幅の比)を変えた場合のストリーミング解析をし、最適なステップ構造を検討した。この結果最適なステップ位置は、遮蔽体の中間より多少上側の位置であり、ステップのオフセット比をギャップ幅の2倍程度採れば、ストリーミング低域に有効である事が判った。
S.Zimin*
JAERI-M 92-120, 212 Pages, 1992/08
トカマク型核融合炉では精度の高いインボード遮蔽解析が必要であるが、形状が複雑でありかつ厚い体系であること等により一般的に取り扱いが難しく計算に多大な時間を要する。この様な背景に基づき、本研究ではトカマク型核融合炉の遮蔽解析及び設計に関する基本的項目、ストリーミング解析、数値計算における誤差解析、中性子反応断面積の誤差に対する感度解析及び遮蔽体やブランケットの遮蔽性能に関して系統的な評価を実施すると共に、汎用的な解析手法の提案を行っている。これらの手法は国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計期間における遮蔽設計に適用され、有効性を発揮している。
佐藤 聡; 真木 紘一*; 関 泰; 高津 英幸; 黒田 敏公*; S.Zimin*
JAERI-M 92-093, 53 Pages, 1992/07
トカマク型核融合炉のインボート部の超電導コイルに対する遮蔽特性評価における、均質モデルを用いた場合と非均質モデルを用いた場合との遮蔽特性の相異、すなわち非均質効果を検討した。遮蔽体領域の厚さを一定とし、遮蔽体領域を構成するステンレス鋼と冷却水層の各々の厚さを変えた場合、各層の厚さが増加するに従い非均質効果は増加する。遮蔽体領域内部の各層の厚さを一定とし、遮蔽体領域全体の厚さを変えた場合、厚さが増加するに従い、非均質効果は増加し、また飽和する傾向を示す。遮蔽体領域、及び遮蔽体領域内部の各層の厚さを一定とし、ブランケット領域の厚さを変えた場合や補助遮蔽体であるボロンカーバイド及び鉛遮蔽体層を追加した場合には、非均質効果の変化は殆どない、また国際熱核融合実験炉ITER概念設計において検討された構造に対するインボード遮蔽体構造の非均質効果は、30%程度であることがわかった。
S.Zimin*; 佐藤 聡; 真木 紘一*; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 関 泰
JAERI-M 92-063, 45 Pages, 1992/05
国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計(CDA)においては、超電導コイルや分解修理時の作業員近傍に対する保護等を目的として種々の遮蔽検討が実施された。しかし、次の工学設計段階(EDA)に向かう設計の詳細化に伴い残された問題点も多いと考えられる。ここでは、CDA終了後、設計の詳細化を目的として日本において進められた検討を基に、CDAでの設計の問題点に対する解決案を示すと共に、さらに詳細な検討を要する事項を明らかにした。
