Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.
JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08
JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MBJAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB
発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m
とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。
梅田 尚孝; 水野 貴敏; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 江里 幸一郎; 戸張 博之; 大楽 正幸; 渡邊 和弘; 坂本 慶司; 井上 多加志
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.259 - 263, 2010/08
原子力機構では、MeV級加速器においてITER級水素負イオンビームの長パルス加速試験を行っている。試験後の電極孔周囲には偏向した負イオンビーム及び負イオンから剥離した電子や電極から発生した2次電子等の衝突による溶融が見られ、高パワー・長パルスビーム加速のためには、ビーム偏向を補正するとともに電極の冷却性能向上が必要である。本研究では、3次元非定常熱解析により新電極の設計を行った。熱解析の結果、高パワービーム加速時には電極表面温度は数秒で融点(1084
C)を越え得ることが判明した。この対策として、従来、電極裏面にロー付けされていた冷却配管に代え、ガンドリルで直接電極孔間に冷却流路を設けることとした。その結果、電極表面温度上昇を低減するとともに、スペースの制約により14mmに制限されていた電極孔径を16mmに増加することができ、負イオン衝突による熱負荷の低減も可能となった。熱解析の結果、新電極では前回の電極に比べて大幅に温度上昇が抑制され、次回の試験ではさらなる高パワー・長パルス加速実現の見通しが得られた。
飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.
Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07
被引用回数：139 パーセンタイル：97.7(Physics, Fluids & Plasmas)最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。
飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.
Nuclear Fusion, 47(8), p.892 - 899, 2007/08
被引用回数：57 パーセンタイル：86.53(Physics, Fluids & Plasmas)コンパクトな核融合原型炉概念SlimCSについて報告する。この原型炉は通常のトカマク炉と比べると小規模な中心ソレノイドコイル(CS)を採用している点に特徴がある。通常、CSの主要な役割はポロイダル磁束の供給とされるが、これをプラズマ形状制御とみなすことでCSの大幅な小型化が可能であり、これによりトロイダルコイルの軽量化しいては炉本体重量の低減が期待できる。さらに、CSの小型化はプラズマの低アスペクト比(=2.6)化を可能にし、高楕円度,大プラズマ電流化,高ベータ化など炉心プラズマの高出力密度を実現するうえで望ましい条件が整う。この結果、SlimCSはARIES-RSのような先進トカマク炉概念と同規模の炉寸法でありながら、比較的無理のない炉心プラズマ条件でほぼ同等の核融合出力を発生するメリットを持つ。
飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/10
コンパクトな原型炉を実現するための新概念を提案する。原型炉で見通しうる保守的な設計パラメータでありながら、経済的実用炉の設計例ARIES-RS, CRESTと同規模にコンパクトな原型炉が実現できる可能性を示した。本研究で提案する炉SlimCSは、主半径5.5m、アスペクト比2.6、最大磁場16.4T、核融合出力2.95GWの原型炉であり、規格ベータ値2、規格化密度0.4のときにゼロ電気出力、規格ベータ値4.3,規格化密度1.1の定格運転では1GW程度の正味電気出力を発生する。この概念の特徴は、小規模な中心ソレノイド(CS)を設置することによって形状制御等の炉心プラズマにかかわる技術的困難を回避しつつ、トロイダル磁場コイルをできる限り中心軸に近づけて設置し、プラズマを低アスペクト比化したことである。これによりトロイダル磁場コイルの蓄積エネルギーが大幅に減少し、トロイダル磁場コイルの物量、ひいては炉本体の建設コストの削減に寄与しうる。また、低アスペクト比のため高楕円度及び高ベータ限界が期待され、このようなコンパクトな原型炉が構想可能になる。
飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02
被引用回数：124 パーセンタイル：99.05(Nuclear Science & Technology)原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、Nb
Al導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。
井田 瑞穂*; 堀池 寛*; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 飯田 敏行*; 井上 正二*; 宮本 斉児*; 室賀 健夫*; 中村 秀夫; 中村 弘史*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1686 - 1690, 2002/12
被引用回数：6 パーセンタイル：39.48(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの要素技術確証の一環として、水流による模擬実験を実施した。水流れの表面波挙動の上流ノズル内壁の表面粗さ依存性(6.3,100
m)と流れ表面雰囲気の圧力依存性(1,0.15atm)を調べた。その結果、表面波成長に与える影響はノズル内壁の表面粗さが支配的であり、100mの粗さのノズルでは10m/s以上の高い流速で流れ表面の乱れが顕著になることが判明した。この結果をノズルの設計,製作に反映したLi流れ実験を、大阪大学のLiループで計画中である。この実験は、15m/sの流速及び真空雰囲気の条件で実施する予定である。なお本発表では以上の結果に加えて、Li流れ表面の不安定性,表面からのLi蒸発,Li流れによるノズルの腐食と浸食,電磁ポンプでのキャビテーションの解析等に関しても発表する。
小林 重夫*; 樫原 英千世*; 榎戸 裕二*; 鹿倉 栄*; 小松 純治*; 河田 東海夫*; 井上 幸一*
PNC TN908 78-01, 108 Pages, 1978/07
高速実験炉「常陽」は、昭和52年4月臨界に達して以来低出力試験を経て順調に運転を続けて現在出力上昇試験も正に終盤にさしかかりつつあり、今年末には最初の検査用燃料集合体が炉外に搬出されようとしている。 燃料材料試験部では、すでに照射燃料試験室(AGF)および照射材料試験室(MMF)は数年間の稼動実績を有しており、その間「常陽」用燃料、材料の開発および確性試験さらには高速原型炉「文珠」用燃料、材料の開発試験を続けてきたわけであるが、照射燃料集合体試験室(FMF)においても「常陽」より搬出される炉心構成要素の照射後試験に備えて目下鋭意試運転を進めており、今秋中にはホット運転に入る態勢にある。これにより大洗工学センター燃料材料試験部の3施設は足並みをそろえることになり、「常陽」炉心構成要素の照射後試験に関する限り整備された状態になる。「常陽」炉心構成要素には、炉心燃料集合体、ブランケット燃料集合体、制御棒、サーベイランス・テスト・リグ、可動反射体等が含まれており、これら集合体の照射後試験については「常陽」燃料集合体の照射後試験」(昭和52年3月、動力炉・核燃料開発事業団N241 77ー07)によりその概要が紹介されているが、この機会に「常陽」の定格運転に先立ってその内容を見直すとともに、関係各部門の要望を入れて、さらに具体的な試験計画を早急に立案する必要がある。 燃料材料試験部では、これら試験計画作成のため関係各部門と連絡しつつすでに一部の準備を始めているが、関係各位が検討されるにはまずどのような照射後試験が可能であるかとの認識を得て頂く必要があると考え、ここに本試験部3施設で現在可能な試験の全容を紹介する次第である。 関係各位におかれては、本書の趣旨を理解された上、「常陽」炉心構成要素の照射後試験計画について提言されることを希望するものである。 大洗工学センター燃料材料試験部
