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小野塚 正紀*; 伊尾木 公裕*; Johnson, G.*; 児玉 徹彦*; Sonnazzaro, G.*; Utin, Y.*
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.249 - 255, 2000/11
被引用回数：5 パーセンタイル：37.66(Nuclear Science & Technology)低技術目標/低コスト化ITER向け真空容器の設計は進展を続けている。低コスト化ITERの真空容器は高真空と放射化材との境界を形成し、崩壊熱等の除去に寄与する。低コスト化ITERの真空容器は、基本的には以前の容器と同じである。しかし、バックプレートを削除するオプションでは2つの基本設計変更がなされる。すなわちブランケットモジュールは容器に直接支持されるとともに、ブランケット冷却水路は構造上容器の一部とした。さらに、プラズマの上下安定性の向上、モジュール第一壁の位置設定のために「tight fitting」形状を採用し、各種電磁力及び応力の推定を行うために真空容器の3次元モデルを作り解析を実施した。VDE、冷却水圧力等により最大応力は容器下部の支持部分に見受けられたが、部分補強にてその低減が図られる。モジュールが直接支持される容器部分の応力評価のために局部モデルも作られた。さらに容器及びブランケットへの冷却水条件の差、及び核発熱に起因する熱応力の評価も実施した。真空容器の構造設計及び応力評価を完結させるには一層の解析が必要とされるが、現状までの評価では容器の構造は成立性があると思える。
三木 信晴*; 伊尾木 公裕*; F.Elio*; 児玉 徹彦*; S.Chiocchio*; D.Williamson*; M.Roccella*; P.Barabaschi*; R.S.Sayer*
Fusion Technology 1998, 2, p.1389 - 1392, 1998/00
本論文では、ブランケットモジュール、バックプレート、ダイバータモジュールの電磁石解析結果をまとめる。プラズマディスラプション時は、約1msの熱消滅に続いて、50~100msの電流消滅が生じる。熱消滅時に、プラズマ中のトロイダル磁束が増加する。この磁束変化により、バックプレート、ダイバータには2.5MAのポロイダル電流が誘起され、約0.7MPaのプラズマ方向電磁力荷重が生じる。電流消滅時には、プラズマ電流は21MAから0に減少し、ポロイダル磁束が変化する。バックプレートには、トロイダル方向渦電流が誘起され、最大0.6MPaの電磁石荷重が生じる。ブランケットモジュールには半径方向とポロイダル方向の2つの渦電流ループが誘起され、2方向の回転トルクが問題となる。VDE(プラズマ上下方向変位事象)時は、約7.4MAのハロー電流が流れ、下側モジュールの電磁力が問題となる。
軍司 稔; 児玉 徹彦; 仲井 悟; 南園 崇善*
Proceedings of Australasian Universities Power Engineering Conference (AUPEC '96), 0 Pages, 1996/00
新概念を取り入れた磁束収束型電磁ポンプの液体ナトリウム中での試験結果について、電磁界数値解析によりその結果を検証し、従来型の特性との特性比較を行った。液体ナトリウムでの実験結果、最大流量520㍑/min、推力2.6Kg/cm2が得られ、その効率は11%と従来の同上容量の電磁ポンプに比較すて1.8倍の結果が得られた。これらの結果について、電磁界数値解析による検討を行い、その結果を表す妥当な結果を得た。また、大容量を目指すにあたり2重励磁方式の磁束収束電磁ポンプについてその構成について検討を行った。
家田 芳明; 村松 壽晴; 土井 禎浩; 児玉 徹彦; 仲井 悟; 山下 卓哉; 井上 正明
PNC TN9410 95-265, 171 Pages, 1995/10
実験炉段階で採用される配管短縮化、原子炉容器を含む機器のコンパクト化、自然循環を重視のした崩壊熱除去など、原子炉冷却系に係る新概念技術の確率を目的とする大規模ナトリウム試験への要求条件を摘出し、試験施設の基本仕様を検討した。大規模ナトリウム試験では、系統熱過渡試験、自然循環崩壊熱除去試験、炉壁保護構造試験及び水蒸気系熱流動試験の4項目の熱流動及び機器構造に係る原子炉理冷却系統総合試験が実施され予定である。本報告書ではそれらの試験計画として、主に熱流動に関する課題、試験目的、期待される成果、試験項目及び試験の特徴をまとめた。ここで検討した試験施設は、実証炉に関する「国への要望」に応えるのはもちろんのこと、「FBR固有の技術」を確率する観点から、今後の長期に亘り高速炉の実用化に必要な技術開発に活用する総合的な大規模ナトリウム試験施設として位置付けられる。
大平 博昭; 家田 芳明; 井上 正明; 児玉 徹彦; 大滝 明; 仲井 悟; 林 謙二
PNC TN9410 95-187, 194 Pages, 1995/07
FBRの構造及び熱流動に関する技術課題を解決するための原子炉冷却系総合試験について、専門家による「原子炉冷却系総合試験検討W/G」により具体的な試験実施内容を検討した.平成6年度は、平成5年度の検討対象をさらに広げて、実用化に向けた構造及び熱流動の技術課題の解決を主目的として、以下の流れで検計した.1.実用化に向けたFBR固有の技術課題の見直し2.解析コードの役割と試験との関係の明確化3.試験課題の分析と明確化4.試験手法の検討これらの検討の結果、課題解決のための試験項目を絞り込むとともに、試験装置に関する3つの基本仕様案を摘出し、それらの試験目的に対する充足性や経済性を比散した。さらに、各試験項目に関する試験計画を策定し、試験装置に対する要求事項を摘出するとともに、今後の試験装置や試験計画の詳細化を行う上での要点を明確化した。本報告書は、上記検討内容およびその結果導き出された試験項目と解決のための手法や、各試験計画及び試験装量への要求事項をまとめたものである。この成果は今後の試験計画に反映される。
