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報告書

超臨界水冷却固体増殖ブランケットシステムの概念検討

榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; et al.

JAERI-Tech 2001-078, 120 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-078.pdf:8.3MB

本報告書は、経済的競争力の強化と技術的な堅実さの維持を両立する原型炉ブランケットの概念構築を目的として行われた平成12年度の原型炉ブランケット設計会議での作業内容をとりまとめたものである。平成11年度の核融合会議戦略検討分科会の議論等から、原型炉の果たすべき使命に関して見直しがなされ、経済的な競合性を有する実用炉の原型であり、それと同じ材料と設計を使用して商業的に魅力ある動力炉の原型であるから、原型炉で、実用化に必要な技術はすべて開発し実証する、と結論付けられた。この見直しを受けて、過去数年にわたるプラズマ研究や炉工学技術開発の進展を勘案して、開発目標として再設定をし、原型炉としてA-SSTRで提案された超臨界水冷却方式の固体増殖ブランケットを目標とし、その概念検討を行った。本概念検討の結果、除熱,発電,燃料増殖,遮蔽などの基本的な性能に関して、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの実現可能性が示された。また、電磁力に関する検討,超臨界水による腐食防止に関する予備調査,トリチウム生成挙動と回収方式の検討,冷却発電システムの検討,モジュール製作性の検討,遠隔保守着脱機構,交換計画の検討などを行い、今後解決するべき検討課題を明らかにした。

論文

Nuclear and thermal analyses of supercritical-water-cooled solid breeder blanket for fusion DEMO reactor

柳 義彦*; 佐藤 聡; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 菊池 茂人*; 黒田 敏公*; 古作 泰雄; 小原 祥裕

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(11), p.1014 - 1018, 2001/11

 被引用回数:22 パーセンタイル:16.53(Nuclear Science & Technology)

発電技術の実証を目指す核融合原型炉システムにおいて、熱効率向上の観点から固体増殖ブランケットの冷却材に超臨界圧水を用いた概念設計を進めている。固体増殖材(Li$$_{2}$$O)と中性子増倍材(Be)を層状に配し、各層の温度分布とトリチウム増殖比(TBR)を一次元の核熱解析コードを用いて計算した。典型的な例として、局所TBR,1.4を得た。これによりブランケットのカバレッジが70%以上あれば、正味TBRとして1.0以上が期待できることが示された。

論文

Numerical analysis model for thermal conductivities of packed beds with high solid-to-gas conductivity ratio

菊池 茂人*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 44(6), p.1213 - 1221, 2001/03

 被引用回数:12 パーセンタイル:46.37(Thermodynamics)

ペブル充填層の実効熱伝導率の数値解析では、これまで、ペブルが正方格子状に規則配列した場合のユニットセルでモデル化しており、ランダム配列を考慮していないにもかかわらず、測定結果に一致してしまい、この解明が課題であった。また、ペブル充填層の熱伝導率が容器壁近傍で減少することが測定されていたが、その物理的説明が不十分であり、数値解析モデルも存在しなかった。本研究では、ランダムペブル充填層の熱伝導率は、従来のユニットセルの約2倍と評価した。また、壁近傍で熱伝導率が減少する原因は、壁近傍でペブル同士の接触点の数が減少すること、及び容器壁の熱伝導率が有限な大きさであることを示し、容器壁を含むことを特徴とする解析モデルを提案した。壁近傍熱伝導率とパルク領域の熱伝導率比を、文献をもとに測定値と比較し、本解析モデルの妥当性を検証した。

論文

Basic characteristics of heat transfer in pebble beds with high solid to gas conductivity ratio; A New numerical analysis model for effective thermal conductivity in near wall and bulk region

菊池 茂人*; 榎枝 幹男; 小原 祥裕

Proceedings of the 9th International Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interactions (CBBI-9), p.191 - 198, 2000/09

ペブル充填層の実効熱伝導率の数値解析では、これまで、ペブルが正方格子状に規則配列していると仮定してモデル化されており、実際のランダム配列について検討されていなかった。また、ペブル充填層の熱伝導率が容器壁付近で減少することか測定されていたが、その物理的説明が不十分であり、数値解析モデルも存在しなかった。本研究では、ランダムペブル充填層の熱伝導率は、従来のユニットセルモデルの2倍に評価されることを示した。また壁近傍で熱伝導率が減少する原因は、壁近傍でペブル同士の接触点の数が減少すること、及び容器壁の熱伝導率が有限な大きさにあることを示し、容器壁を含むことを特徴とする解析モデルを提案した。壁近傍熱伝導率とバルク領域の熱伝導率の比を解析し、文献をもとに測定値と比較し、本解析モデルの妥当性を検証した。

口頭

IFMIF-EVEDA事業の工学設計の進捗

若井 栄一; 菊地 孝行; 平野 美智子; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 木村 晴行; 西谷 健夫; 山本 道好; 松本 宏; 杉本 昌義; et al.

no journal, , 

日欧協力下で進めている国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF-EVEDA)における工学設計では、加速器,リチウムターゲット,テストセル,コンベンショナル及び照射後試験施設の5つ施設に分類してIFMIFのミッション及び、トップの要求事項について、日欧の専門家によって議論を重ね、現在、その内容を定めている所である。工学実証試験や製作した機器についての製作技術や性能評価などで得られた重要な結果をある程度、反映させて工学設計を進めているが、その基幹かつ共通となる部分を日欧の専門家が評価を行い、IFMIF仕様,ミッション,トップレベル要求,コードと標準,安全,コスト評価,プラントブレークダウン構造,施設間のインターフェース及びCADについての評価項目を定めた。いずれの施設の工学設計も、これらのことを考慮して3段階のステップを踏んで2013年6月までに完了させ、十分な整合性をとった統合した中間工学設計書を作成する予定である。

口頭

IFMIF/EVEDA事業ターゲット系と試験設備系活動の報告,7; IFMIFリチウムターゲット施設と照射後試験施設の工学設計

杉本 昌義; 若井 栄一; 金村 卓治; 菊地 孝行; 井田 瑞穂*; 渡辺 一慶*; 新妻 重人*; 山本 道好*; 湯谷 順明*; 平野 美智子*

no journal, , 

核融合エネルギー開発のための日欧協力による幅広いアプローチ活動の下で実施している国際核融合材料試験施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)では、2013年に中間工学設計書が完成した後、設計上の課題となっている幾つかの実証項目については2015年まで実証試験タスクを継続してきた。日本の担当タスクに関しては3月に全てを完了し、試験結果の評価を継続するとともに、中間工学設計への反映の仕方について検討を始めた。本発表では、2013年の工学設計書において日本が主に担当したリチウムターゲット施設と照射後試験施設について、各種実証試験の結果をもとに設計の技術的妥当性を検証するとともに、今後解決すべき課題を報告する。

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