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小山田 六郎; 武田 卓士; 木崎 実; 田中 勲; 小向 文作; 森田 守人; 小畑 雅博
JAERI-M 9155, 82 Pages, 1980/11
JMTRの圧力容器は少なくとも20年間の使用に耐えることを目標として設計された。JMTRは1969年に稼動開始しているので、あと9年後に目標とした耐用年数の期限に達することになる。それ故、JMTRの寿命の見直しを行い、さらに今後少なくても30年の寿命を有するとの検討結果を得た。寿命の検討作業と並行して、新材料試験炉の概略検討を行なった。すなわち、PCI、ATWS試験、核融合炉用材料照射及びトリチウム生産など現JMTRでは能力上応じ切れない照射要求があり、新材料試験炉の増設の必要性が指摘されているからである。
炉設計研究室
JAERI-M 9050, 81 Pages, 1980/08
トカマク炉最大の問題点である炉体分解修理にかかわる問題を容易にする方法として、水を満したプ-ル内に炉を設置する方式について予備的設計を含む検討を行い、その実現可能性の検討と問題点の摘出を行った。この炉はブランケット交換が容易であるために、プラズマ形式に未知の要素が多い実験炉段階には特に適合性が大きいものと考えられる。検討の範囲は次のとおりであり、検討の結果一つの有力な方式と判断するに至った。今後さらに深く検討する価値があるものと考えられる。(1)炉概念(2)プラズマ真空境界(3)ブランケット構造体(4)トリチウム増殖比(5)遮蔽性能(6)誘導放射能(7)炉体分解修理(8)炉心寸法とトロイダルコイル。
天野 恕
日本原子力学会誌, 13(5), p.284 - 287, 1971/00
核融合反応で発生した熟は,ブランケットで吸収されて炉外に持ち出されて発電に利用される。現在,最初に実用となるものはD-T核融合炉と予想されている試 この場合には14MeVのエネルギーを持つ中性子が発生し,この中性子のエネルギーもブランケット中で熱に転換されて利用される。ブランケットからの熱の取出しには液体の金属または塩が用いられる耽 この液体(Coolant)には,もう1つ別の役目が課せられる。すなわち,D-T炉では天然には存在しないTを使用し,消費する。2GWの電気出力の核融合炉では3.45kg/hrのTの補充が必要と想定されており,これを他の手段で生産してまかなうことは経済性確保の上からは不可能であり,どうしても炉の運転に伴うTの再生産が要求されることとなる。
中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 川本 靖子*; 長住 達*; 片山 一成*; 後藤 実; 中川 繁昭
no journal, ,
高温ガス炉を用いて
Li(n,
)T反応により、核融合炉の立ち上げに必要な初期装荷トリチウムを供給することを提案している。Liを濃縮することにより、トリチウムの炉内への流出を抑えることができる可能性がある。そこで本研究ではLi濃縮度の違いがトリチウム流出量に及ぼす影響を検討するとともに、生産効率に及ぼす影響についても検討した。
松浦 秀明*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭
no journal, ,
原子力機構と九州大学は、高温ガス炉を用いて初期核融合炉用トリチウムを生産する方法を検討している。本手法は、リチウム化合物を高温ガス炉に装荷してLi(n,a)T反応によりトリチウムを生産するものである。これまでに、リチウムの最適な装荷方法、トリチウムの閉じ込め方法及びリチウム装荷高温ガス炉の核熱設計について検討を行い、本手法の成立可能性を確認した。本報では、研究の全体概要について述べる。
