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論文

加速管更新後の加速電圧の推移と現状

松田 誠; 長 明彦; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋

JAEA-Conf 2018-003, p.126 - 131, 2019/02

原子力機構東海タンデム加速器では2003年に21gapのコンプレスドジオメトリ型加速管への更新を行った。更新直後に16MVの電圧発生を確認し2年後には18MVに到達した。2007年、2008年には真空トラブルによりダメージを受け、加速電圧が下がってしまったが加速管を交換することで性能を回復し、2015年までは18MVを維持した運転を継続してきた。これまでの最高加速電圧は18.5MVである。しかしながら近年は高電圧発生時の放電の頻発や、2016年12月に発生した大規模な真空破壊事故により加速電圧が12MVにまで低下してしまった。主たる原因は真空事故による加速管内部への塵やストリッパーフォイル片の混入と考えられ、現在全加速管を取り外し内部の洗浄作業を実施している。この洗浄作業に際し、加速管のアパーチャー電極の放射化測定や管内のセラミクスの汚れの状況を確認した。一部の加速管には内部セラミクスが剥離したものがあった。現在、性能回復のために加速管の洗浄作業および性能向上のために加速器のアライメントを実施している。

論文

Gamma-ray spectrum from thermal neutron capture on gadolinium-157

萩原 開人*; 矢野 孝臣*; Das, P. K.*; Lorenz, S.*; 王 岩*; 作田 誠*; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 信之; 原田 秀郎; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2019(2), p.023D01_1 - 023D01_26, 2019/02

We have measured the $$gamma$$-ray energy spectrum from the thermal neutron capture, $$^{157}Gd(n,gamma)^{158}Gd$$, on an enriched $$^{157}$$Gd target ($$Gd_2O_3$$) in the energy range from 0.11 MeV up to about 8 MeV. The target was placed inside the germanium spectrometer of the ANNRI detector at J-PARC and exposed to a neutron beam from the Japan Spallation Neutron Source (JSNS). Radioactive sources ($$^{60}$$Co, $$^{137}$$Cs, and $$^{152}$$Eu) and the reaction $$^{35}Cl(n,gamma)$$ were used to determine the spectrometer's detection efficiency for $$gamma$$ rays at energies from 0.3 to 8.5 MeV. Using a Geant4-based Monte Carlo simulation of the detector and based on our data, we have developed a model to describe the $$gamma$$-ray spectrum from the thermal $$^{157}Gd(n,gamma)^{158}Gd$$ reaction. While we include the strength information of 15 prominent peaks above 5 MeV and associated peaks below 1.6 MeV from our data directly into the model, we rely on the theoretical inputs of nuclear level density and the photon strength function of $$^{158}$$Gd to describe the continuum $$gamma$$-ray spectrum from the $$^{157}Gd(n,gamma)^{158}Gd$$ reaction. The results of the comparison between the observed $$gamma$$-ray spectra from the reaction and the model are reported in detail.

論文

Failure behavior analyses of piping system under dynamic seismic loading

宇田川 誠; Li, Y.; 西田 明美; 中村 いずみ*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 167, p.2 - 10, 2018/11

 パーセンタイル:100(Engineering, Multidisciplinary)

地震荷重に対する原子炉圧力バウンダリ配管系の構造健全性の確保は重要である。本研究では、動的地震荷重条件下における配管系の耐力を明らかにすることを目的として、防災科学技術研究所で実施された三次元配管系動的加振試験を対象に、動的弾塑性有限要素解析を実施した。その結果、配管系の固有振動数、固有モード、応答加速度、エルボ開閉変位、歪履歴、破損箇所及び低サイクル疲労寿命について、解析結果は実測値と概ね一致し、本論文で示された解析手法は動的地震荷重条件下の配管系の破損挙動の評価に適用できることを確認した。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 株本 裕史; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; 松井 泰; 石崎 暢洋; et al.

Proceedings of 15th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1271 - 1275, 2018/08

原子力機構-東海タンデム加速器は最高加速電圧が約18MVの大型静電加速器であり、核物理,核化学,原子物理,材料照射などの分野に利用されている。2016年12月に発生した真空事故以降加速電圧が12MVまで低下した。加速管内に混入した塵や荷電変換用の炭素薄膜を除去すべく80本の全加速管を取り外し再洗浄を実施した。洗浄に4か月、再組立てに2か月を要した。このため2017年2月から約10か月が加速器の整備期間となった。加速管の再構築に伴い加速管と圧力タンク外の機器との再アライメントを実施した。運転再開は2017年12月となり、利用運転期間中に定期的なコンディショニングを行うことで16.5MVの運転電圧まで回復させることができた。2017年度の加速器の運転・整備状況およびビーム利用開発等について報告する。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

株本 裕史; 長 明彦; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 松田 誠; 仲野谷 孝充; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋

Proceedings of 14th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1404 - 1408, 2017/12

原子力機構-東海タンデム加速器施設は最高運転電圧が約18MVの大型静電加速器で、核物理,核化学,原子物理,材料照射などの各分野に利用されている。当施設では2015年度中に起きた運転中の放電等により一部の加速管に不調が生じたため、しばらく加速電圧を低く抑えて運転を継続していたが、2016年度に加速管8本の交換作業を実施し、加速電圧は約17MVまで回復した。しかし、12月に起きた真空トラブルのため、再び加速管に不調が発生し、加速電圧を低く抑えての運転を余儀なくされた。現在、加速管を全て分解し、クリーニング等による電圧性能の回復を図っている。本発表では加速器の運転・整備状況およびビーム利用開発等について報告する。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 長 明彦; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋

Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1413 - 1417, 2016/11

原子力機構-東海タンデム加速器施設における2015年度の加速器の運転日数は141日であった。最高運転電圧は18MVで、10日間の利用があった。11月に加速器の放電により一部の加速管に不調が生じ、運転電圧を低く抑えて運転を継続せざるを得なくなり、年度末には最高運転電圧は13MVまで下がった。利用されたイオン種は15元素(18核種、22のイオン種)である。利用分野は核物理36%、核化学26%、原子物理・材料照射33%となっている。主な整備事項として、加速管の高エネルギー側にあるビームアパーチャーおよびファラデーカップ位置の再アライメントを行った。また、年度途中から不調となった加速管8本の交換作業を実施した。2015年度の加速器の運転・開発状況およびビーム利用開発について報告する。

報告書

アジアにおける原子力技術の平和利用のための講師育成事業の概要2014(受託事業)

日高 昭秀; 中野 佳洋; 渡部 陽子; 新井 信義; 澤田 誠; 金井塚 清一*; 加藤木 亜紀; 嶋田 麻由香*; 石川 智美*; 海老根 雅子*; et al.

JAEA-Review 2016-011, 208 Pages, 2016/07

JAEA-Review-2016-011-01.pdf:33.85MB
JAEA-Review-2016-011-02.pdf:27.68MB

原子力機構では、アジアにおける原子力技術の平和利用のための人材育成に貢献するため、文部科学省からの受託事業として、1996年から講師育成事業(ITP)を実施している。ITPは講師育成研修(ITC)、フォローアップ研修(FTC)、原子力技術セミナーからなり、アジア諸国を中心とする国々(現在、11ヵ国)の原子力関係者を我が国に招聘し、放射線利用技術等に関する研修、セミナーを行うことにより、母国において技術指導のできる講師を育成している。また、我が国からアジア諸国への講師派遣を通じて、各国の原子力関係者の技術及び知識の向上を図っている。さらに、作成したニュースレターを広く配布することにより、各国で得られた技術情報等を国内の原子力施設の立地地域等に広く提供している。本報では、これらについて概要を記載すると共に、今後、原子力人材育成事業を効果的に実施するための課題等について報告する。

論文

Analysis on ex-vessel loss of coolant accident for a water-cooled fusion DEMO reactor

渡邊 和仁; 中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*; 浅野 和仁*

Proceedings of 26th IEEE Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2015), 6 Pages, 2016/06

水冷却方式の核融合原型炉において、真空容器外でブランケット冷却配管が破断した場合、高温・高圧の蒸気が建屋区画内に放出されるため、加圧により放射性物質が建屋区画外に放散される可能性がある。そこで、本研究ではこの事象(真空容器外冷却材喪失事象)に対し、3つの閉じ込め障壁案を提案した。これらの案に対して事故解析コードである「MELCOR」の核融合向け改良版を使用した熱水力解析を実施し、各案が成立する条件を明らかにした。

報告書

Proceedings of the 21st Meeting of the International Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-XXI); Sep. 29 - Oct.3, 2014, Ibaraki Prefectural Center, Mito, Japan

奥 隆之; 中村 充孝; 酒井 健二; 勅使河原 誠; 達本 衡輝*; 米村 雅雄*; 鈴木 淳市*; 新井 正敏*

JAEA-Conf 2015-002, 660 Pages, 2016/02

JAEA-Conf-2015-002.pdf:168.34MB

第21回「先端的中性子源に関する国際協力」会議(ICANS-XXI)が2014年9月29日から10月3日に、茨城県立県民文化センター(水戸市)において開催された。この会議は日本原子力研究開発機構, 高エネルギー加速器研究機構, 総合科学研究機構により共催されたものである。会議では、大強度パルス中性子源を用いた新時代のサイエンスや応用研究の展開について、ワークショップ形式のセッションを主体として、ハードウェアからソフトウェア、そして放射線安全に至るまで、"インターフェイス"をキーワードに、さまざまな課題に関する活発な討論がなされた。本報文集はそれら72件の論文をまとめたものである。

論文

Design concept of conducting shell and in-vessel components suitable for plasma vertical stability and remote maintenance scheme in DEMO reactor

宇藤 裕康; 高瀬 治彦; 坂本 宜照; 飛田 健次; 森 一雄; 工藤 辰哉; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; et al.

Fusion Engineering and Design, 103, p.93 - 97, 2016/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:17.95(Nuclear Science & Technology)

BA原型炉設計においてプラズマ垂直位置安定性とブランケットや保守などの炉構造との観点から導体シェルを含む炉内機器の概念設計を行った。プラズマ垂直位置安定化のための導体シェルはトリチウム生産のため増殖ブランケットモジュールの背面に設置されるが、プラズマ安定化の観点からは可能な限りプラズマ表面近傍に設置しなければならず、炉内機器設計ではこれらを合した設計検討が必須である。そこで、BA原型炉設計では3次元渦電流解析コード(EDDYCAL)を用いて、3次元の炉構造モデルにおいて数種類の導体壁構造に対して位置安定性を評価した。これらの検討により、楕円度1.65の原型炉プラズマでは、トリチウム増殖率(TBR)1.05以上が得られるブランケット領域を確保した場合(導体壁位置rw/ap=1.35)、ダブルループ型などの導体シェル構造で銅合金厚さ0.01m以上が必要であることがわかった。一方、ディスラプション時に導体シェルに誘起される渦電流によりブランケットモジュールにかかる電磁力が数倍になり、発表ではこれらの検討結果を踏まえた導体シェルと炉内機器の概念設計と課題について報告する。

論文

Thermohydraulic responses of a water-cooled tokamak fusion DEMO to loss-of-coolant accidents

中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; Gulden, W.*

Nuclear Fusion, 55(12), p.123008_1 - 123008_7, 2015/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.35(Physics, Fluids & Plasmas)

水冷却方式のトカマク核融合原型炉について、真空容器の内外における大規模な冷却材喪失事故を解析した。解析により、そのような事故事象に対する原型炉システムの熱水力応答と、さらに放射性物質の閉じ込め障壁への圧力荷重を明らかにした。この解析結果は、真空容器の内と外における冷却材喪失事故は、それぞれ第1の閉じ込め障壁と最終閉じ込め障壁の健全性を深刻に脅かすことを示唆している。真空容器内冷却材喪失事故については、第1壁トロイダル方向全周破断時において、圧力抑制システムが作動しても、真空容器内圧は設計値まで到達することが分かった。真空容器外冷却材喪失事故については、1次冷却系ギロチン破断に起因するトカマクホールへの圧力荷重は極めて大きく、トカマクホールの健全性を深刻に脅かすことが分かった。論文では閉じ込め障壁への荷重の低減方法について議論した。

報告書

原子力技術セミナー放射線基礎教育コースの開催2014(受託事業)

渡部 陽子; 新井 信義; 澤田 誠; 金井塚 清一; 嶋田 麻由香*; 石川 智美*; 中村 和幸

JAEA-Review 2015-026, 38 Pages, 2015/11

JAEA-Review-2015-026.pdf:10.55MB

日本原子力研究開発機構では、原子力発電の導入計画を進めているアジア諸国における原子力技術の平和利用を目的とした人材育成の一環として、特定の分野に精通した技術者や専門家を増やすための「原子力技術セミナー」を実施している。東京電力福島第一原子力発電所事故以降、これらアジア諸国において放射線に関する正しい知識を普及する要望が高まったことを踏まえ、2012年度に原子力技術セミナーの中に新たに「放射線基礎教育コース」を立ち上げた。本コースは、2014年度で3回目の実施となり、アジア8か国から15名の研修生が参加した。2014年度のコースでは、これまでの研修生からのアンケートを基にカリキュラムを再構成し、国際交流と放射線基礎実習を兼ね備えた「高校生との合同実習」を新たに企画した。その他、本コースで使用する放射線学習資料の作成等の新たな試みを行った。本報では、これらの新たな試みについて詳細に記載すると共に、今後、原子力人材育成事業を効果的に実施するため、本コースの準備、開催状況及び評価についても報告する。

論文

R&D activities of tritium technologies on Broader Approach in Phase 2-2

磯部 兼嗣; 河村 繕範; 岩井 保則; 小柳津 誠; 中村 博文; 鈴木 卓美; 山田 正行; 枝尾 祐希; 倉田 理江; 林 巧; et al.

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1792 - 1795, 2015/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ活動は、2007年の日本と欧州との合意により開始され、第1期と第2-1期(2010-2011)、第2-2期(2012-2013)、第2-3期(2014-2016)に分けることのできる第2期からなる。トリチウム技術の研究開発は、原型炉に向けた重要な課題の1つであり、タスク1の施設の準備、タスク2の計量管理技術、タスク3のトリチウム安全基礎研究、タスク4のトリチウム耐久性試験の4つのタスクからなる。第1期から原子力機構と大学との共同研究が開始され、これまでに多くの成果をあげてきた。トリチウム技術研究開発の第2-2期も成功裏に進捗して終了した。

論文

Design study of blanket structure based on a water-cooled solid breeder for DEMO

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 徳永 晋介; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 中村 誠; 坂本 宜照

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1872 - 1875, 2015/10

 被引用回数:18 パーセンタイル:3.5(Nuclear Science & Technology)

核融合原型炉ブランケットの概念設計研究を進めている。原型炉ブランケットでは数年おきに600体程度のモジュールを検査も含めて交換することから単純な構造が求められる。これより、トリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)と中性子増倍材(Be$$_{12}$$Ti)を混合充填することにより単純な構造概念を提案した。しかしながら、この概念は、冷却水条件である15.5MPaに対する耐圧性が無く、冷却水が漏れた際の財産保全の観点で懸念が残る。他方、構造を強硬にするとトリチウム(T)を生成するための中性子が無駄に吸収されることから生成量が低下する。本論文では、目標であるT生成量を満たすと共に耐圧性が確保できる設計概念を検討した結果を報告する。また、混合充填では、T生成反応が効率的に行われることからLiの燃焼度が高く、ブランケット寿命が短いことが懸念され、T生成量の観点からブランケット寿命も明らかにする。冷却水圧である15.5MPaに耐えるためには、区画サイズが100mm$$times$$100mmでリブ厚が18mm必要であり、冷却水が漏れた際の蒸気圧(8MPa)に耐えるためには同じ区画サイズでリブ厚さが10mm必要であった。この条件下で3次元中性子輸送コードMCNP-5を用いて計算を行った結果、冷却水が漏れた際の蒸気圧(8MPa)に対する耐圧性を有し、T自給自足性を満たすことを明らかにした。

論文

Comparative evaluation of remote maintenance schemes for fusion DEMO reactor

宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1648 - 1651, 2015/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:34.97(Nuclear Science & Technology)

原型炉設計において遠隔保守方式は、炉内機器やトロイダル磁場コイルやポロイダル磁場コイルなどの超伝導コイル設計、建屋等に影響を及ぼすため、重要な課題の1つとなっている。それゆえ、遠隔保守方式は信頼性と安全なプラント運転を確保し、合理的なプラントの可用性を達成するために多くの設計要件を満たしたものでなければならない。これまで、原子力機構ではコンパクトなDEMO炉SlimCSを対象として、稼働率の観点からセクター一括水平引抜方式を検討したが、TFコイルを大きくする必要があるなどの課題があり、中規模のDEMO炉を構想した際には、その影響は非常に大きい。このように、DEMO炉での最も実現性の高い遠隔保守方式を決定するためには、稼働率だけでなく様々な工学的成立性を考慮し、評価する必要がある。本発表では、様々な保守方式を(1)ブランケットの分割方法、(2)ダイバータの分割方法、(3)保守ポート位置で系統的に分類し、各保守方式の技術課題と重み付けした評価項目を基にした各遠隔保守方式の評価結果について報告する。

論文

Management strategy for radioactive waste in the fusion DEMO reactor

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介

Fusion Science and Technology, 68(2), p.423 - 427, 2015/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:34.97(Nuclear Science & Technology)

核融合原型炉において、炉内機器の定期保守時に発生する放射性廃棄物の減容化と管理シナリオ構築は重要な課題である。中性子による弾き出し損傷について三次元核計算の結果、主要な炉内機器であるブランケットとダイバータの交換周期が2.2年と0.6年と評価され、運転期間として20年を仮定すると定期保守時に発生する総廃棄物量は五万トンを超えることを明らかにした。さらに、減容化を目指して中性子損傷が低い構造体の再利用と希少金属であるベリリウム等の再処理を検討した結果、総廃棄物量を20%まで低減できることを明らかにした。また、定期交換後のブランケットとダイバータにおける誘導放射能の減衰特性に基づく冷却期間の差違と廃棄物処理工程を考慮し、建屋構成を含めて放射性廃棄物管理シナリオ概念を構築した。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 長 明彦; 阿部 信市; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; et al.

Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.357 - 360, 2015/09

原子力機構-東海タンデム加速器施設における2014年度の加速器の運転・開発状況およびビーム利用開発について報告する。2014年度の加速器の運転日数は156日であり、最高運転電圧は18MVで8日間の利用があった。利用されたイオン種は15元素(19核種)である。高電圧端子内イオン源からのビーム利用は30%であり、原子あたり3.5MeVのエネルギーでC$$_{3}$$分子イオンの利用があった。近年、需要の増えた非密封RIや核燃料を標的とした実験に対応するため、これらの標的を扱える照射室(第2照射室)を新たに整備した。2014年11月にビーム試験を実施し、2015年2月より実験利用が開始された。現在RI標的の利用が可能であり、今後、核燃料標的に拡大する予定である。東海タンデム加速器では高電圧端子内機器への電力供給のために地上電位にある40HPおよび30HPのモーター出力を動力伝達用アクリルシャフトを介して端子内の10kVAおよび15kVAの発電機を駆動している。このシャフトの軸受マウント部を改良しベアリング寿命を大幅に伸ばすことに成功した。大型静電加速器としての特徴を活かすべくビーム開発を実施しているところである。

論文

SOL-divertor plasma simulations introducing anisotropic temperature with virtual divertor model

東郷 訓*; 滝塚 知典*; 中村 誠; 星野 一生; 小川 雄一*

Journal of Nuclear Materials, 463, p.502 - 505, 2015/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.49(Materials Science, Multidisciplinary)

仮想ダイバータモデルと非等方イオン温度を導入した1D SOL-ダイバータプラズマシミュレーションコードを開発した。非等方イオン温度を導入することにより、運動量輸送方程式の2階微分イオン粘性項を排除できた。その結果として、ダイバータ板での境界条件は不要となった。ダイバータとシースを模擬するために、仮想ダイバータモデルを導入した。これは粒子、運動量、エネルギーについての人為的なシンク項として記述する。仮想ダイバータモデルの導入により、数値計算上取り扱いが容易な周期境界条件の適用が可能になった。このモデルを用いて、ボーム条件を満足するようなSOL-ダイバータプラズマをシミュレートすることができた。イオン温度の非等方性の規格化平均自由行程への依存性、Braginskii形式のイオン粘性の妥当性についても調べた。

論文

Outlines of JAEA'S instructor training program and future prospects

日高 昭秀; 中村 和幸; 渡部 陽子; 薮内 友紀子; 新井 信義; 澤田 誠; 山下 清信; 沢井 友次; 村上 博幸

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

JAEA has conducted Instructor Training Program (ITP) to support Asian countries seeking peaceful use of nuclear energy. The program consists of (1) Instructor Training Course (ITC) in Japan, (2) Follow-up Training Course (FTC) in own countries, and (3) Nuclear Technology Seminar for bringing up nuclear trainers and leaders. The purpose of ITP is to develop a self-sustainable training system in Asian countries by disseminating the knowledge and technology in their countries. After completing ITC, the trainees are obliged to set up FTC in each country. Two or three Japanese experts join the FTC to give technical advices and support to local lecturers. The present specialized fields of ITC are (1) Reactor engineering such as reactor physics, thermal engineering and reactor safety, (2) Environmental radioactivity monitoring, and (3) Nuclear emergency preparedness. As of FY2014, ITC is applied to 8 Asian countries. Present paper summarizes the outlines, experiences and future prospects of ITP.

論文

Neutronics analysis for fusion DEMO reactor design

染谷 洋二; 飛田 健次; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

出力1.5GWの核融合原型炉において達成目標であるトリチウムの自給自足性並びに発電実証に係わる増殖ブランケット概念を明確にするため核熱解析によるトリチウム増殖比(TBR)及び冷却配管の検討を行った。原型炉でのブランケット概念は大量生産の観点から内部構造がシンプルな概念とし、トリチウム増殖材及び中性子増倍材の使用温度を満足するよう内部構造を決定した。3次元中性子輸送計算の結果、隣り合うブランケット間のギャップ幅は2cm程度ではTBRの減少は見られないが、NBIポートのような大型ポートの場合には占有率以上にTBRが減少することが分かった。形状依存性があるTBRを正しく評価するために最新の原型炉設計に基づく3次元計算モデルによる評価を行い、トリチウム自給を満足できる事を明らかにした。また、ブランケット前方では核発熱が大きく、冷却配管の5mm程度のずれ(誤差)で運転中の材料温度が100$$^{circ}$$C程度変化する。これより、配管設計には裕度を持って設計する必要があるが、TBR向上のために材料の許容温度近くで設計していた。本研究の結果より、低出力炉の場合はブランケット内部の冷却配管の配置がTBRに大きく影響しないことが分かり、ブランケット内の配管設置精度に対して裕度があることを見いだした。最後に炉内機器であるブランケット及びダイバータの交換周期に係る弾き出し損傷値、並びに保守工程及び安全性に係る運転終了後の線量率及び残量熱に関して報告する。

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