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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：24 パーセンタイル：83.26(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
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。
渡辺 昇
JAERI-Review 2000-031, 288 Pages, 2001/01
JAERI-Review-2000-031.pdf:16.17MB
筆者は、かつて日本原子力研究者(原研)中性子科学研究計画が目指していた5MW核破砕パルス中性子源(現在は原研-高エネルギー加速器研究機構が共同で進めている大強度陽子加速器統合計画の中の核破砕中性子源)の開発・設計研究のため、関係者に核破砕中性子源とは何かを理解してもらい、設計開発に必要な基礎的知識を習得してもらうことを目的として、1997年秋より1999年春にかけて計9回「ターゲット工学概論」と題して講義を行った。本稿は、より多くの方々の参考に供するため、その時用いた講義ノートをもとに若干の手直しを加えて、JAERI-Reviewとして出版するものである。
S.Zimin*; 佐藤 聡; 真木 紘一*; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 関 泰
JAERI-M 92-063, 45 Pages, 1992/05
国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計(CDA)においては、超電導コイルや分解修理時の作業員近傍に対する保護等を目的として種々の遮蔽検討が実施された。しかし、次の工学設計段階(EDA)に向かう設計の詳細化に伴い残された問題点も多いと考えられる。ここでは、CDA終了後、設計の詳細化を目的として日本において進められた検討を基に、CDAでの設計の問題点に対する解決案を示すと共に、さらに詳細な検討を要する事項を明らかにした。
中村 知夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 今野 力; 前川 洋; 小迫 和明*; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*
Fusion Technology, 19(3), p.1873 - 1878, 1991/05
核融合炉物理用中性子源施設(FNS)において新しく模擬線状線源の実験装置を開発した。これは、日米協力実験計画の第3段階に対するもので、拡がりを持った中性子源と長軸環状の実験体系によって複雑なトーラス形状のブランケット構成をするには、固定した点状源に対し実験系を相対的に運動させる方法をとった。このため特別設計の長尺ターゲットアセンブリーと架台移動設備及びその制御装置を設けた。移動はマイコンで段階状あるいは連続的に行うことが可能で、中性子生成モニター、実験用検出器信号及び架台位置情報を自動的に収集する。本設備で中心部1mにわたり平坦な一次中性子源が実現できた。この設備により非対称なポロイダル方向構成やトロイダル方向に非均質なブランケット系についての実験を進めることが出来るようになった。
真木 紘一*; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 関 泰; 中村 知夫; 森 清治*; 川崎 弘光*
JAERI-M 91-046, 163 Pages, 1991/03
本レポートは、1990年に開催されたITERの冬期及び夏期専門家会議に提出された遮蔽設計レポートに基づき、超電導マグネットに対する遮蔽と生体遮蔽について加筆してまとめたものである。このレポートでは、インボードのベンチマーク計算、インボードのバルク遮蔽計算、インボード遮蔽体内の非均質効果、ギャップストリーミング解析について超電導マグネットの遮蔽特性に関して議論している。また、中性粒子入射用ダクトのストリーミング計算に関して輸送計算とモンテカルロ計算を比較し、ダクトとの関連でクライオスタット周辺の生体遮蔽を議論している。更に、メンテナンス時に放射化された1モデュールを炉室天井から吊り下げた状態における炉室内の線量率分布、敷地境界の線量率分布を検討している。その結果、ITERの遮蔽特性が評価され、遮蔽設計上の問題点及び解決すべき方向が示された。
前川 洋; M.A.Abdou*
Fusion Engineering and Design, 18, p.275 - 280, 1991/00
被引用回数：6 パーセンタイル：58.68(Nuclear Science & Technology)日米協力に基づく核融合ブランケット中性子工学実験計画第3段階のために疑似線状中性子源をFNSで開発した。これ迄は点状中性子源が実験に使われているが、拡がりを持たせた線状線源は、トカマク炉等のブランケット構成を模擬するには最適である。線状源は環状のブランケット体系を固定点状源の周りで前後往復させることにより相対的な形で実現した。ブランケット支持架台は、サーボモタを計算機制御することにより実験条件に適した移動パターンを持つ。即ち連続走行あるいは、ステップ状走行が可能である。この方法により前スロープ2m中中心1mにわたって平坦な線状中性子源が得られた。環状ブランケット実験体系の構成を変化させることにより核融合炉ブランケットのポロイダル方向非対称効果あるいはトロイダル方向非均位構造効果が核特性に対して良い精度で得られる。
真木 紘一*
JAERI-M 90-222, 23 Pages, 1990/12
融体ブランケット開発の変遷を調査し、融体ブランケットにおけるニュートロニクス研究の課題と現状を述べた。調査対象としては、狭義の融体ブランケットであるSelf-cooled型の液体金属ブランケットと、水またはガス冷却型液体金属ブランケットである。調査結果、以下の点が明らかとなった。核融合炉のブランケットに鉛を用いた場合には、中性子増倍率ではベリリウムよりもやや劣る。資源的にはベリリウムよりも圧倒的に豊富な鉛を核融合炉ブランケットに利用することは、核融合炉の将来にとって重要な意味を持つ。ニュートロニクスの立場からは、融体ブランケットは、構造上の工夫によって核融合炉のトリチウム増殖比の目標値を達成できる可能性が残されている。
中川 正幸; 森 貴正; 小迫 和明*; 池田 裕二郎; 中村 知夫; M.Z.Youssef*; C-Y.Gung*; M.A.Abdou*; R.T.Santoro*; R.G.Alsmiller*; et al.
JAERI-M 88-177, 268 Pages, 1988/09
核融合ニュートロニクスに関する日米協力計画が、原研のFNSを用いて進められている。そのフェイズ1実験が終了し、各々の側で独立に解析が行われた。主要な中性子特性パラメータの予測値を、これらのパラメータの予測精度を明らかにするため実験と比較した。まず測定では箔放射化法並びにNE213計数管を用いたTOF法及び反踏陽子計数管を用いたスペクトル測定により中性子場の特性が明らかにされた。酸化リチウム体系中では、トリチウム生成率、箔放射化率、1MeV以上の中性子スペクトルが測定された。これらの諸パラメータの解析は、二次元SnコードDOT3.5(原研)及びDOT4.3(米国)並びにモンテカルロコードMORSE-DD(原研)及びMCNP(米国)を用いて行われた。原研が用いた核データはJENDL3/PR1とPR2であり、一方米国はENEF/B-V及び
LiとBeについてはLANLの評価値を用いた。
沢田 芳夫; 東稔 達三; 斉藤 龍太; 関 泰; 小林 武司; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 伊藤 裕; 西尾 敏; 堀江 知義; et al.
JAERI-M 85-178, 872 Pages, 1985/12
国の長期計画に於いて、JT-60の次期装置として設定されているトカマク型核融合実験炉FERの概念設計を行った。FERは昭和55年度より、炉概念の倹討を進めてきたが、昭和59年度より新らたに再度炉概念の見直しを行う。本報告書は初年度(59年度)の検討をまとめた中間報告書の一部である。本報告書では、標準設計である準定常核融合実験炉の加熱・竃流駆動系、プラズマ位置制御、電源系、計測系、ニュートロニクス、ブランケット・テスト・モジュール、分解修理、安全性等の設計結果について述べる。
炉設計研究室
JAERI-M 83-214, 847 Pages, 1984/02
本報告書は、JT-60の次期装置として建設が予定されている核融合実験炉(FER)の工学的概念設計を行なったものである。この設計は、MHD平衡解析、炉本体構造、ダイバータ及びポンプリミタ、第一壁/増殖ブランケット/遮蔽、トロイダル磁場コイル及びポロイダル磁場コイル、クライオスタット、電磁気設計、真空排気系、電源系、NBI、RF加熱装置、トリチウム処理系、ニュートロニクス、分解修理保守、主冷却系、プラントレイアウト等を含む炉システム全般にわたるものである。また、ダイバータ方式とポンプリミタ方式の相互比較、核融合プラントシステムの安全性の検討も行った。
迫 淳; 東稔 達三; 関 泰; 飯田 浩正; 大和 春海*; 真木 紘一*; 伊尾木 公裕*; 山本 孝*; 湊 章男*; 山内 通則*; et al.
JAERI-M 8286, 108 Pages, 1979/06
近い将来建設が期待されるトカマク型核融合実験炉の第2次予備設計が実施された。この設計は炉システム全般に亘るものであり、プラズマ特性、炉構造、ブランケットニュートロニクス、遮蔽、超電導マグネット、中性粒子入射装置、電源系、燃料循環系、炉冷却系、トリチウム回収系ならびに保守計画を含む。炉システムの安全性解析も行なった。本報告書は上記各項目を含む設計概要を述べたものである。また、出力密度を上げた場合の可能性評価も行ない、附録で述べている。
