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佐藤 博之; Johnson, R.*; Schultz, R.*
Annals of Nuclear Energy, 37(9), p.1172 - 1185, 2010/09
被引用回数:42 パーセンタイル:93.4(Nuclear Science & Technology)ブロック型高温ガス炉の炉心設計手法の開発を目的として、汎用流体解析ソフトウェアFLUENTを用い、隙間幅,出力分布,乱流モデル及び燃料体寸法をパラメータとした炉心バイパス流れ現象の流体解析評価を行った。解析結果から、想定される最大隙間幅を有する燃料体は隙間幅を有しない燃料体に比べて、燃料体内の温度差及び各流路における冷却材出口の最大温度差が約4倍に増加することを明らかにした。また、熱膨張や照射による収縮などに起因する燃料体の寸法変化が燃料温度に与える影響が大きいことを明らかにした。本結果から、今後、ブロック型高温ガス炉炉心設計に熱流体解析を十分適用できる目途を得た。
Loarte, A.*; Lipschultz, B.*; Kukushkin, A. S.*; Matthews, G. F.*; Stangeby, P. C.*; 朝倉 伸幸; Counsell, G. F.*; Federici, G.*; Kallenbach, A.*; Krieger, K.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(6), p.S203 - S263, 2007/06
被引用回数:827 パーセンタイル:98.25(Physics, Fluids & Plasmas)1999年にNuclear Fusion誌に出版されたITER物理基盤以来、ITERの設計及び運転に必要な周辺プラズマ及びプラズマ相互作用における現在のトカマク装置の研究成果がまとめられた。大きく進展した実験分野として、境界層及びダイバータにおける熱・粒子輸送,第一壁と周辺プラズマとの相互作用,ELM熱流の輸送と壁相互作用,非接触プラズマと中性粒子の輸送,高Z及び低Z材料の損耗と輸送及び堆積,トリチウムの対向材への吸着とその除去方法等が挙げられる。これらの進展と同時に、周辺プラズマ及びプラズマ材料相互作用のモデリングも大きく進展した。現状のデータをもとにITERにおいて期待されるダイバータ性能や対向材料の寿命などについて議論した。
Lipschultz, B.*; 朝倉 伸幸; Bonnin, X.*; Coster, D. P.*; Counsell, G.*; Doerner, R.*; Dux, R.*; Federici, G.*; Fenstermacher, M. E.*; Fundamenski, W.*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
国際トカマク物理活動(ITPA)スクレイプオフ層(SOL)及びダイバータ物理トピカルグループが、各国のトカマク実験データを検討した成果を発表する。(1)ELMによりSOLへ排出されたプラズマが極性ドリフトにより第一壁方向へ輸送されるモデルを、リミターでの熱負荷計測結果に基づき提案した。この場合、ITERにおいてELMによるリミターが受ける熱負荷は損失エネルギーの10-20%と考えられる。(2)ディスラプション時のダイバータへの熱負荷について最近のデータをまとめた。高密度ディスラプションでは、熱崩壊時以前に最大80%のエネルギーが放射損失により失われること,熱崩壊時は熱流束の幅が広がることなどが実験データベースから明らかとなった。ITERにおけるダイバータへの熱負荷は以前の予測よりも減少した。ただし、内部輸送障壁の崩壊や垂直変異イベントでは大きな熱負荷と考えられる。また、不純物のガスジェット及びペレット入射による熱負荷の緩和結果についても述べる。ほかに(3)ITERにおけるトリチウムの蓄積量の予測,(4)タングステンタイル、及び炭素タイルにおける複合プラズマ材料相互作用に関してもまとめる。
嶋田 道也; Campbell, D.*; Stambaugh, R.*; Polevoi, A. R.*; Mukhovatov, V.*; 朝倉 伸幸; Costley, A. E.*; Donn, A. J. H.*; Doyle, E. J.*; Federici, G.*; et al.
Proceedings of 20th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11
この論文では、物理基盤の最近の進展によって、ITERの性能予測がどのように影響されるかを要約する。これまで懸案であった課題についての進展、及びハイブリッド及び定常運転シナリオが新たに開発されたことによってITERの目標達成はより確実となった。安全係数が4付近において電流分布を調整することにより、標準のHモードよりも閉じ込めを改善し、壁無し条件でのベータ限界にまでベータを上昇させることが可能であることが実験で明らかになった。この結果をITERに適用すると、12MA程度の低いプラズマ電流で、ELMが小さく、Qが10以上で1000秒以上の長パルス運転が可能である。電流減衰時間及びハロー電流に関する指針を実験データベースから導出してディスラプションの解析を行った。保守的な仮定を用いても真空容器内機器の電磁力は設計目標を下回り、ITERの設計がディスラプションに伴う力に対して十分な耐性を持つことを明らかにした。
Schultz, R. R.*; 近藤 昌也; 安濃田 良成
Emerging Technologies for Fluids, Structures and Fluid-Structure Interaction, 2001 (PVP-Vol.431), p.1 - 12, 2001/07
小型二相流実験装置(TPTF)を用いて行った凝縮水撃実験の評価と、凝縮水撃に関する文献調査を行った。著者らは凝縮水撃を、(1)液スラグの形成過程、(2)蒸気泡の球凝縮過程、(3)低圧側への液スラグの移動過程、(4)液スラグによる衝撃発生過程、(5)衝撃波の伝播過程、(6)凝縮水撃発生前状態への回復過程に分別し、各過程に関連する文献を示した。特に、液スラグの形成過程に関しては、これまで提案されてきたモデルを5つに分類してまとめた。衝撃波の伝播過程については、TPTFの実験データを用いて衝撃波とその反射波の伝播の様子を示した。