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谷川 博康
no journal, ,
核融合炉構造材料、特にブランケット構造材料は、高熱負荷と高エネルギー中性子負荷にさらされ、さらに熱応力、プラズマディスラプション時の電磁応力、そして冷却水漏えい時の高圧負荷にさらされる。核融合炉原型炉では、14MeV核融合中性子照射効果が顕著となる厳しい環境下で使用されることとなる。本講演では、核融合ブランケットシステムの構造材料開発を例として、設計要求に対応した構造材料開発戦略について論じる。
朝倉 伸幸; 星野 一生; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 徳永 晋介; 清水 勝宏; 鈴木 哲; 飛田 健次; 大野 哲靖*; 上田 良夫*; et al.
no journal, ,
現在、日本の原型炉設計活動では核融合出力を1.5GWに低減した原型炉の概念設計が進められている。その際、プラズマ周辺部へ排出されるプラズマ熱流の70-80%を不純物入射により放射損失させ、ダイバータ板への熱負荷ピークをITERと同程度の10MWmに低減できるようにダイバータの形状および運転手法をシミュレーションにより検討している。その際のプラズマ熱負荷分布および核発熱分布を想定したダイバータ板の熱除去設計およびカセット内での冷却配管の設計概念を検討した。ストライク点付近では中性子照射が比較的低くなるため、熱伝導の良い銅合金配管による加圧水冷却を行う一方、中性子負荷が大きく熱負荷の比較的小さなプラズマに近い部分の冷却では低放射化フェライト鋼配管を用いた2系統の水冷却系を配置することで、ダイバータ板全体でプラズマと核発熱の熱除去を行うことが可能である。対向材への熱負荷条件についても検討結果を発表する。