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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:7 パーセンタイル:25.27(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

Study of safety features and accident scenarios in a fusion DEMO reactor

中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:26.44(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。

論文

Key aspects of the safety study of a water-cooled fusion DEMO reactor

中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10

水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。

論文

Conceptual study of vertical sector transport maintenance for DEMO fusion reactor

宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 高瀬 治彦

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1409 - 1413, 2012/08

 被引用回数:9 パーセンタイル:34.41(Nuclear Science & Technology)

BA原型炉設計活動において、DEMO原型炉に向けたさまざまな保守方式の検討が進められている。原型炉における保守方式は、原型炉全体の設計に影響し、炉の稼働率に直結するため、非常に重要な検討項目の一つとして位置付けられている。原子力機構での原型炉設計例SlimCSでは、稼働率を考慮してセクター水平一括引き抜き方式を採用してきた。原型炉の最も有効な保守方式を決定するためには、さまざまな保守方式を検討し、評価する必要がある。そのため、本研究ではセクター垂直一括引き抜き方式について概念検討を行った。セクター方式は、炉内機器の電磁力支持が容易であり、保守時間に直結する配管の切断・再溶接箇所を最小限に抑えることが可能である。本セクター垂直一括引き抜き方式では、ブランケット及び高温遮蔽体を含むセクターをトロイダル方向に10度ずつに分割し、1つ置きに設けられた上部メンテナンスポートより搬入・搬出する。水平一括引き抜き方式に比べ、TFコイルの転倒力支持として十分なinter-coil structureを設けることができるなど、炉本体設計への利点が明らかになった。

論文

Nuclear analysis of DEMO water-cooled blanket based on sub-critical water condition

Liu, C.; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 高瀬 治彦; 朝倉 伸幸

Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2839 - 2842, 2011/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:39.06(Nuclear Science & Technology)

For the water-cooled solid blanket of DEMO, the nuclear analysis was performed based on present cooling piping system. Especially, the neutron load and temperature distribution was calculated. Further more, the local TBR was optimized by changing the material proportion for each $$P$$$$_{rm n}$$ level. It was confirmed the size of cooling loop and cooling pipe at relevant inlet velocity. The pipe pitches would vary with $$P$$$$_{rm n}$$ level which is related to the blanket structure design. Nuclear heat distribution is the base to decide the distribution of cooling pipe positions. It was found the local TBR of blanket would be dropped down along with the $$P$$$$_{rm n}$$ level rising which was mainly depended on the thickness of beryllium variation. Finally, the layout of cooling pipes for each level was obtained.

論文

Simplification of blanket system for SlimCS fusion DEMO reactor

染谷 洋二; 高瀬 治彦; 宇藤 裕康; 飛田 健次; Liu, C.; 朝倉 伸幸

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2269 - 2272, 2011/11

 被引用回数:25 パーセンタイル:9.03(Nuclear Science & Technology)

核融合出力2.95GWのSlimCSはセンターソレノイドコイルを小型化したアスペクト比が2.6で主半径が5.5mの原型炉概念である。プラズマのMHD安定性を確保するための導体シェルを備える必要があるが、その導体シェルを設置するためにブランケットを2分割し、交換型(プラズマ対向領域),固定型(遮蔽用)に分けている。特に交換型ブランケットは、なるべく径方向の厚さが薄いブランケットが要求され、他方高いトリチウム増殖比(TBR)を確保するためにF82Hで覆ったBe板を配置する構造となっている。しかしながらこれは構造が複雑であることから簡素化されたブランケット構造が要求されていた。そこで固体中性子増倍材と固体トリチウム増殖材の混合したペブルを充填しただけのブランケット構造を考案し、核熱解析を行った。解析の結果、目標のTBR($$geq$$1.05)を確保しつつ、最もブランケット厚さを薄くできるのは、トリチウム増殖材がLi$$_{2}$$Oの場合で、この時のブランケット厚さが48cm以内で設計が可能であり、また混合ブランケットはプラズマ対向領域に溶接個所を必要としないことから、原型炉において有効なブランケット構造といえる。

論文

Development of a two-dimensional nuclear-thermal-coupled analysis code for conceptual blanket design of fusion reactors

宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 佐藤 聡; 関 洋治; 高瀬 治彦

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2378 - 2381, 2011/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:31.31(Nuclear Science & Technology)

原型炉のブランケット設計用として、2次元の核計算及び熱計算を連続して行う核熱連成コードDOHEATを開発した。DOHEATは、Sn法に基づく2次元輸送計算コードDOT3.5及びJENDL-3.1をもとにした群定数ライブラリーFUSION-40を用いて輸送計算を行い、得られた中性子及び$$gamma$$線スペクトルから2次元化したAPLLE-3を介して、核発熱率やTBR等の物理量を計算する。また、得られた核発熱率及び材料物性データを用いて伝熱解析を行い定常状態における温度分布を算出することが可能である。DOHEATを用いることにより、2次元的に配置された内部構造を正確に模擬できるようになり、これまでの1次元解析から解析精度が向上した。また、描画形式の入力インターフェイスを整備することにより、さまざまなブランケット概念の構築が容易に行えるようになった。従来までの1次元コードと併用することにより、非常に多くの計算回数を要する増殖材及び増倍材等の量の最適化など第一次案の検討及び詳細検討を効率よく行い、より幅広い原型炉ブランケットの概念設計検討を進められると考えられる。

論文

Maintenance concept for the SlimCS DEMO reactor

飛田 健次; 宇藤 裕康; 角舘 聡; 高瀬 治彦; 朝倉 伸幸; 染谷 洋二; Liu, C.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2730 - 2734, 2011/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:23.26(Nuclear Science & Technology)

原型炉の稼働率を改善するため、セクター一括水平引き抜き概念の設計検討を行った。730トンに達するセクターの搬送は多数の車輪/軸受けから構成される台車をセクター下部に挿入して行う。台車挿入後、その上面に設置したジャッキを利用して台車への荷重の移行を行う。カウンターバランスを使わずにセクターをキャスク内に引き込むために、クライオスタット側面を支点としてナット回転ボールネジを駆動する方式を採用した。セクター搬入後は、エアーキャスターを利用してクライオスタットからホットセルまでキャスクを搬送する。このほか、ロープ支持構造体とシャフトによるトロイダルコイル転倒力の伝達,コンクリート床及びクライオスタットによる転倒力支持など、保守に関連する新しい要素技術を提案した。この保守方式によって全セクターの交換に要する期間は35.5-67.5日と見積もられ、目標(3か月未満)を満たす見通しを得た。

論文

Blanket concept of water-cooled lithium lead with beryllium for the SlimCS fusion DEMO reactor

宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 高瀬 治彦; 朝倉 伸幸

Plasma and Fusion Research (Internet), 6, p.2405053_1 - 2405053_4, 2011/08

原型炉SlimCSの先進ブランケットの概念案の一つとして、リチウム鉛(LiPb)-水冷却ブランケットの概念設計を行った。LiPbに代表される液体増殖材は、現在日本で検討が進んでいる固体増殖材と比較して、リチウム燃焼によるTBR低下がなく、再利用により大幅に放射性廃棄棄物を低減できる利点を持つ。本研究では、SlimCSのようなコンパクトな炉の限られたブランケット領域でも十分なTBRを確保するため、付加的な中性子増倍材としてベリリウム(Be)ペブルを使用した概念を提案する。Beの使用上限温度を満たすため、管内にBeペブルと冷却管配置した二重管構造を採用した。LiPbはトリチウム回収のために、非常にゆっくりと循環させ、SiC/SiC管で覆われた冷却管によって冷却される。本概念では、中性子壁負荷5MW/m$$^{2}$$の条件で固体増殖-水冷却ブランケットに近いTBRが得られた。本発表では、液体増殖ブランケット概念の詳細と工学的な課題について示す。

論文

Comparison of coolant conditions in the blanket for a water-cooled DEMO reactor SlimCS

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 高瀬 治彦; Liu, C.; 朝倉 伸幸

Plasma and Fusion Research (Internet), 6, p.2405108_1 - 2405108_4, 2011/08

原型炉SlimCSのために、新たなブランケット概念として、トリチウム増殖材(Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$ or Li$$_{2}$$O)と中性子増倍材(Be$$_{12}$$Ti)を混合させた概念を提案している。この概念の冷却材条件は亜臨界条件(23MPa)を採用しており、ブランケットでの冷却材入口及び出口温度は290$$^{circ}$$Cと360$$^{circ}$$Cである。1次元コードANIHEATを用いて解析した結果、Li$$_{2}$$O及びBe$$_{12}$$Tiとの混合ブランケットにおいて、ブランケット厚さが0.48mのときに目標の正味トリチウム生成率($$geq$$1.05)を確保できることがわかった。しかしながら、亜臨界条件での冷却材と構造材であるF82Hとの共存性に懸念がある。そこで、われわれは軽水炉(PWR)において実績豊富な加圧水条件(15.5MPa)を採用し、ブランケット設計を行った。冷却材の入口及び出口温度は290$$^{circ}$$Cと330$$^{circ}$$Cとした。加圧水条件にすることによりブランケットでの冷却材温度差は亜臨界条件よりも30$$^{circ}$$C低下することからブランケット内部の冷却配管距離を短くする必要がある。本研究では、加圧水条件での混合増殖材ブランケットを提案するとともに亜臨界条件の場合と比較検討を行う。

論文

日欧トカマク原型炉概念比較と米国のスタンス

高瀬 治彦

電気学会研究会資料,原子力研究会(NE-10-002), p.5 - 8, 2010/08

日本と欧州の原型炉設計の比較を行い、どのような概念のもとで実施されているのかを調査した。また米国の核融合炉の設計状況についても調査した。原型炉設計に関して欧州は早期実現性に優先度を、また米国は原型炉設計は実施せず、経済性に目処が立つまで建設は見合わせるようである。日本はこの中間的な立場を取っており、一定の経済性の下でかつできる限り早い時期に実現することになっている。また、原型炉概念の共有化はBA計画を効率よく推進するうえで必要であり、各国の原型炉開発戦略の調査は計画の遂行上意義がある。

報告書

ペレット入射による燃料供給シミュレーションコードPEPSI

高瀬 治彦*; 飛田 健次; 西尾 敏

JAERI-Data/Code 2003-013, 46 Pages, 2003/08

JAERI-Data-Code-2003-013.pdf:1.59MB

核融合炉において燃料供給は重要な課題の一つである。有力な燃料供給法として、水素固体ペレットを高速に加速し高温プラズマに入射する方法がある。核融合炉の設計上、ペレットの寸法,入射サイクル,入射速度を決定する必要がある。そこで、高温プラズマ中のペレット及びペレットから生成された溶発雲の運動方程式と、1次元プラズマ輸送方程式とを組み合わせた燃料供給シミュレーションコードPEPSI(PEllet injection and Plasma behavior SImulation code)を開発し、これらの設計値を定量的に評価できるようにした。PEPSIは溶発雲の運動を記述する二つの有力な物理モデル(Parksモデル,Straussモデル)を組み込み、輸送解析計算と合わせて核融合出力の時間変化を解析できる特徴を持つ。本報告は、PEPSIの解析モデル,数値計算法,フローチャート,変数の一覧、及び使用方法を説明する。

論文

3-D electromagnetic transient characteristics of in-vessel components in tokamak reactor

高瀬 治彦; 仙田 郁夫; 荒木 政則; 荘司 昭朗; 常松 俊秀

IAEA-CN-69/FTP/28, 4 Pages, 1998/00

プラズマ・ディスラプション時の電磁力評価は、トカマク型核融合炉を設計するうえで重要な課題の1つである。特に垂直移動現象(VDE)に伴う渦電流の発生とハロー電流の炉内機器への流入は電磁力の最も危険な源であるので、将来の核融合炉の設計においてはこれら現象について充分解析しておく必要がある。本解析では炉内機器を3次元形状で精密に取扱い、さらに従来充分なモデル化がなされていなかったハロー領域を、炉内機器と同様なモデル化を行ってハロー電流のヘリカル状電流経路を表現している。これらのモデル化の後、3次元有限要素法による数値解析を行ったところ、電磁力評価において炉内機器の3次元形状やハロー電流のヘリカル状電流経路の効果が重要であることがわかった。

口頭

原型炉ブランケット設計のための2次元核熱連成コードDOHEATの開発

宇藤 裕康; 飛田 健次; 佐藤 聡; 関 洋治; 染谷 洋二; 高瀬 治彦

no journal, , 

核融合炉におけるブランケットは、TBRの確保とブランケットの構造強度,ブランケット内の核発熱の除熱という複数の相反する要求を同時に満足するものでなくてはならず、原型炉のブランケットの概念検討においては、正確な核・熱解析が必須となる。今回新たに、2次元核熱連成コードDOHEATを開発した。DOHEATは、Sn法に基づく2次元輸送計算コードDOT3.5及びJENDL-3.1をもとにした群定数ライブラリーFUSION-40を用いて輸送計算を行い、得られた中性子及び$$gamma$$線スペクトルから2次元化したAPLLE-3を介して、核発熱率やTBR等の物理量を計算する。また、得られた核発熱率及び材料物性データを用いて伝熱解析を行い定常状態における温度分布を算出する。DOHEATを用いることにより、2次元的に配置された内部構造を正確に模擬し、解析することが可能となった。

口頭

The Design optimization of DEMO water-cooled blanket

Liu, C.; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 高瀬 治彦; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸

no journal, , 

The key cooling parameters are optimized with Pn = 1-5 MW/m$$^{2}$$ for sub-critical water and the PWR. To meet the design requirements, the nuclear analysis is detailed with Pn = 5 MW/m$$^{2}$$ for sub-critical case. Further more, the local TBR has been optimized by changing the material proportion for Pn =1-5 MW/m$$^{2}$$. It is confirmed the size of cooling loop is one of the dominant factors to influence the choice of water conditions. The coolant pitch influences the blanket structure design with the Pn level variation. It indicates the nuclear heat distribution is the base to decide the distribution of cooling pipe positions. The local TBR is optimized with the material fraction change based on the Pn level.

口頭

日・欧のトカマク原型炉設計研究

高瀬 治彦

no journal, , 

日欧のトカマク原型炉設計研究について調査し、紹介する。また米国の現状についても付け加える。欧州の原型炉設計は早期実現化を最優先とし、原型炉と実証炉を統合、なるべく技術開発が少なくても済む方針で進めている。他方、日本は経済性にも一定の配慮をしながら、原型炉として必要な機能を持たせるように進めている。これらに対して米国は経済性や材料開発の目処が立つまで具体的な原型炉設計活動は行わず、経済性等に優先度を置いて現状は基礎研究として進めている。また、原型炉概念の共有化はBA計画を効率よく推進するうえで必要であり、各国の原型炉開発戦略の調査は計画の遂行上意義がある。

口頭

燃料燃焼率について

高瀬 治彦

no journal, , 

BA活動IFERC原型炉設計として実施している炉心プラズマ燃焼率改善について発表する。核融合炉におけるトリチウムの燃焼率は数%と低く、トリチウムの装荷量は相当量必要であり、その取扱いには十分な配慮が必要であり、トリチウム量を削減するためには燃焼率の改善が望まれる。パワーバランス解析でITERをサンプルに燃焼率を改善しようとすると、運転領域が狭くなり、燃焼率3%程度で閉じ込め改善度1の領域がほぼ限界となり、あまり削減できない。他方、重水素,トリチウムの割合を50:50から70:30にするとトリチウムの使用量は33%削減できる。このようにトリチウムの使用量を削減する工夫が必要で、熱出力を保ちながら、トリチウム量を減らす炉設計がこれからは必要となるであろう。

口頭

システムコードによる原型炉の運転領域の検討

宇藤 裕康; 飛田 健次; 高瀬 治彦; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸

no journal, , 

原型炉における設計パラメータが炉の性能に及ぼす影響を明らかにするため、炉設計システムコードを改良し、各設計パラメータの感度解析を行った。システムコードは、プラズマの幾何形状,概略物理パラメータ及び炉工学に関連する要求値又は拘束条件の下で、整合性の取れた設計パラメータセットを求めるコードであり、設計パラメータの系統的な解析・評価に有効である。本システムコードの改良では、新たに磁場強度解析部分にTFコイルの設計コードSCONEを、物理パラメータ解析部分にq値や密度・温度分布などと整合性のある物理モデルを導入することで、装置サイズとコイル設計の成立性を含めるとともに、ブートストラップ電流値や電流駆動パワー等の評価値の信頼性を上げ、より整合性が取れた原型炉の運転領域の検討が可能になった。本発表では、超伝導コイル線材による違いに加え、q値及び密度・温度の分布の効果を含めた際の設計パラメータの傾向と原型炉における運転領域の検討結果について示す。

口頭

原型炉のための単純構造ブランケットの研究

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 高瀬 治彦; Liu, C.; 朝倉 伸幸

no journal, , 

現在までの核融合炉ブランケットではトリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ etc.)と中性子増倍材(Be)を積層に分離した構造が採用されている。しかしながら、この概念ではプラズマに近い領域に溶接個所が必要になり、高い中性子損傷を受ける原型炉においては、溶接個所の強度低下が懸念される。この問題を解決するため、中性子増倍材に化学的に安定なBe$$_{12}$$Tiを採用し、トリチウム増殖材と混合し、前方での溶接を必要としないブランケット概念の研究を行っている。1次元コードANIHEATを用いて解析した結果、Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$及びBe$$_{12}$$Tiとの混合ブランケットにおいて、ブランケット厚さが0.55mのときに目標の正味トリチウム生成率($$geq$$1.05)を確保できることがわかった。他方、実際のブランケット形状に近い計算体系を模擬できる2次元コードDOHEATにおいてブランケット内での温度分布を最適化した場合、1次元体系と比べてLocal TBRが約0.05減少することが明らかになった。2次元コードDOHEATを用いた混合増殖材ブランケットの最適化及び3次元コードMCNP-5の結果に基づく考察を合わせて紹介する。

口頭

幅広いアプローチ活動における原型炉のプラズマ位置制御解析

高瀬 治彦; 飛田 健次; 坂本 宜照; 宇藤 裕康; 森 一雄; 工藤 辰哉

no journal, , 

幅広いアプローチ活動における原型炉の設計を進めて行く上で、プラズマ位置制御解析が重要な検討項目となってきている。特にプラズマ性能(高非円形度の限界)、ブランケット設計(増殖領域の確保)及び保守シナリオ(保守ポート設置のよるプラズマ位置制御への影響)の3つの設計項目は相互に影響し合う。そこでプラズマ平衡解析、炉内構造物の渦電流解析、プラズマ位置制御解析を組み合わせた設計コードを整備し、これら3つの設計項目の関係を詳細に検討し、設計上の課題を示し、設計例を紹介する。

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