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関 洋治; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 榎枝 幹男; 久保田 仁一*; 坂本 健作
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
固体増殖方式の核融合炉ブランケットでは、チタン酸リチウム(Li
)の増殖材微小球を容器に充填し、増殖したトリチウムをヘリウム(He)パージガスによって回収するシステムを採用している。国際熱核融合実験炉の中性子環境下で総合的な機械機能試験が実施予定の固体増殖方式のテストブランケットモジュールや同方式を採用した原型炉のパージガス補器系統の設計において、微小球充填体内を通過するHeパージガスの圧力損失やその流動現象を予測するためのツールを確立することは重要である。本報では、増殖材微小球充填体に対して、幅広い流量域(0L/min - 100L/min)で圧力損失試験を行い、40L/min以下で一様な空隙率で構成された実験式と良い一致を得た。他方、微小球を境界条件として模擬した充填体内流動の数値解析を行い、実験との比較を行った。本数値シミュレーションでは、実験では得ることのできない充填体内の流動分布を得ることに成功した。本結果により充填容器壁近傍と充填体中央部の流速分布の違いを明らかにした。
栗原 良一; 久米 悦雄; 久保田 仁一*; 神前 康次*
no journal, ,
トカマク型核融合炉において経済性を高めるためにコンパクトで高い核融合出力を達成しようとすれば、プラズマ対向機器には数MW/m
の高熱流束が作用する。そこで、プラズマ対向機器の壁面上を溶融塩のような液体を流すことでプラズマからの高熱流束を除去する設計概念がある。トカマク型核融合炉トーラス容器の炉壁下半分を液体壁にした概念の数値シミュレーション解析を市販の数値流体力学(CFD)解析コードSTAR-CD及びFLUENTを用いて行った。
菊地 正光; 大石 哲也; 高橋 健一; 村上 博幸; 関 暁之; 久保田 仁一*
no journal, ,
複数施設から放出される放射性気体廃棄物による線量重ね合せ評価を行うため、原子力科学研究所で使用している環境被ばく線量評価コード(EDAS)と電子地図機能(GIS)を組合せたシステムを作成した。電子地図機能を用いることにより、任意の位置への複数施設からの線量評価に必要なデータの読み取り精度及び評価スピードの向上を図るとともに、電子地図上への結果の表示並びにグラフ化等による結果のとりまとめを行った。