検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 2 件中 1件目~2件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

口頭

Safety studies for Japanese demo design with AINA code

Rivas, J. C.*; 中村 誠; 染谷 洋二; 高瀬 治彦; 飛田 健次; de Blas, A.*; Dies, J.*; Fabbri, M.*; Riego, A.*

no journal, , 

水冷却ペブルベッド型のブランケットを使用した核融合原型炉において、AINAコードを用いてプラズマー壁間の過渡応答解析を実施いた。AINAコードは従来国際熱核融合実験炉ITERで実績を積んできたが、今回新しい目標として原型炉への適用を開始した。最初の解析として、ex-vessel LOCAと過出力のケースについて実施したのでその結果を発表する。

口頭

Safety studies of plasma-wall events with AINA code for Japanese DEMO

Rivas, J. C.*; 中村 誠; 染谷 洋二; 高瀬 治彦; 飛田 健次; Dies, J.*; Blas, A. de*; Fabbri, M.*; Riego, A.*

no journal, , 

日欧幅広いアプローチ活動における国際協力研究の1つとして、プラズマ-炉内機器の過渡応答を解析するAINAコードを日本の原型炉案(水冷却ペブルベッドブランケット)向けに改造・適用した。2014年には日本案のブランケットが適用できるように炉内機器モデルを、2015年にはプラズマの物理モデルを改良して冷却材喪失や過出力事象を解析したところ、予備的な検討では安全機器の追加が必要である結果が得られたので、本会議で報告する。

2 件中 1件目~2件目を表示
  • 1