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山内 通則*; 西谷 健夫; 西尾 敏
プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.952 - 954, 2004/11
低アスペクト比を目指すトカマク炉では、トーラス内側構造を極力小さくする必要がある一方、トーラス外側構造の割合が大きくなる。そこで比較的大きな領域を要するトリチウムの増殖は主としてトーラス外側で行い、トーラス内側では超伝導コイルの遮蔽を主目的とする設計が合理的となる。最適な内側遮蔽構造は、材料にW及びVH
を使用すれば、真空容器とコイルケースを除いた遮蔽体厚さを57
58cm程度にできる可能性がある。ただし、Wは強い残留放射能等の問題があるので、Wを除いた構造ならば約7476cmの遮蔽厚が必要となる。一方、外側ブランケットには増殖材としてLiOや液体Liを使用し、トーラス内側に反射体を設ければ、大きなTBRが期待できる。LiPbは将来的には有力なトリチウム増殖材であるが、十分なTBRの設計が難しい。この場合内側にリチウム鉛(LiPb)の中性子反射体を設け、内側のTBRも回収できれば、トリチウムの自己供給が可能な核融合炉が実現する。
榎枝 幹男; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 三木 信晴*; 本間 隆; 秋場 真人; 小西 哲之; 中村 博文; 河村 繕範; et al.
Nuclear Fusion, 43(12), p.1837 - 1844, 2003/12
被引用回数：101 パーセンタイル：93.45(Physics, Fluids & Plasmas)本論文は、高い経済性を有する核融合発電プラント用ブランケットの設計と開発に関するものである。高い経済性と実現性の双方を有する発電ブランケットとして、超臨界圧水冷却方式の固体増殖ブランケットの概念設計を明らかにした。最重要設計項目として、モジュール構造の核特性,熱機械特性に関し基本的な成立性を示した。また、発電システムとして41%以上の発電効率を有することを示し、本方式の経済的な魅力を明らかにした。また、構造体製作技術開発の成果としては、実機構造を模擬する第一壁パネル試験体を用いて、原型炉で想定している最高熱負荷1MW/m
に相当する加熱試験を行い、試験体が母材と同等の熱疲労寿命を持つことを実証した。さらに、ブランケット熱設計の要となる増殖材充填層の有効熱伝導率研究に関しては、湿式法で製造したLiTiO
を用いて、充填層の有効熱伝導率を明らかにし、裕度のある設計を可能とした。
山田 弘一*; 長尾 美春; 河村 弘; 中尾 誠*; 内田 宗範*; 伊藤 治彦
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.269 - 273, 2003/09
被引用回数：14 パーセンタイル：66.94(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケットの中性子増倍材として、ベリリウム金属(Be)を用いた場合と高温特性に優れたベリリウム金属間化合物(Be
Ti, BeWまたはBeV)を用いた場合とで、中性子1あたりのトリチウム生成量で定義されるトリチウム増殖比(TBR)にどのような違いがあるかを、2次元輸送コードDOT3.5により計算したTBR値の比較により検討した。その結果、BeTiではTBR目標値である1.3に近いTBR(1.26)が得られ、またそれはBeを用いた場合のTBR(1.29)相当であることから、中性子増倍材として使用できることを明らかにした。併せて、充填方法について、トリチウム増殖材と中性子増倍材を混合充填した場合の方が両者を分離充填した場合よりTBRが大きくなることを明らかにした。
岩村 公道; 大久保 努; 与能本 泰介; 竹田 練三*; 守屋 公三明*; 菅野 実*
Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00
日本における持続的なエネルギー供給を確保するため、低減速スペクトル炉(RMWR) に関する研究開発を進めている。RMWRは、成熟した軽水炉技術に基づいて、高燃焼度,長期サイクル,プルトニウムの多重リサイクル,ウラン資源の有効利用等の有用な特性を実現可能である。中性子の減速を抑えて転換比を向上させるために、稠密に配列されたMOX燃料棒の集合体が用いられる。燃焼度60GWd/tでサイクル長24ヶ月の自然循環冷却の330MWe小型RMWR炉心の概念設計が完了した。本炉心設計では、1.01の増殖比と負のボイド反応度係数が同時に達成されている。プラントシステムの設計では、経済性を向上させるために受動的安全機能が採用されている。現時点では、能動的及び受動的機器を組み合わせたハイブリッド型と完全受動安全型を候補として検討している。既に前者に関しては、原子炉機器のコストを下げるとの評価が得られている。
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：83.28(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(LiO)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。
小西 哲之; 朝岡 善幸*; 日渡 良爾*; 岡野 邦彦*
プラズマ・核融合学会誌, 76(12), p.1309 - 1312, 2000/12
十分なプラズマ性能、完結した燃料循環系、トリチウム増殖比TBR
1を持つ核融合炉を初期装荷トリチウムなとで起動するシナリオを検討した。中性粒子ビームによる外部入力で、dd反応をもとにトリチウムを自己増殖して起動するシナリオが可能である。重水素で起動すると、主としてビームとの反応で初期にはdd反応によりトリチウムが生成し、約1%以上からdt反応が優勢になる。以後反応量はトリチウム濃度に大略比例し、指数的に増加する。代表的な例では100日オーダーで起動する。初期にトリチウムが存在すればそれだけ起動期間は短縮される。インベントリが大きいか、TBRが1に近い場合は合理的期間では起動できない。この結果より初期装荷トリチウムは必須ではなく、経済的な問題に相対化され、導入の制約や運転上の問題とはならないことが結論される。
林 秀行; 一宮 正和; 永沼 正行
PNC TN9410 96-062, 186 Pages, 1996/02
水素化ジルコニウム添加によりドップラー係数を強化したスペクトル調整窒化物燃料炉心を採用した130万kWe級大型FBRプラント概念を構築した。炉心設計においては、水素化ジルコニウムの添加割合を最適化することにより、径ブランケット層数1層の条件で増殖比1.2を満足できた。また、炉心径の縮小により原子炉構造設計への負担が軽減された。炉心安全性については、流量喪失スクラム失敗事象(ULOF)及び過出力スクラム失敗事象(UTOP)に対しても炉心固有の反応度特性のみで冷却材沸騰を防止できており、固有安全炉心と呼べるレベルにまで安全性が向上されている。また、ヘッドアクセスループ型炉に特有の部位についての過渡時熱応力、地震時変位及び流量急減時の炉心支持板変位等を評価してプラントの健全性を総合的に確認した。主要設備物量から建設コストの予測を行った結果、同じ出力の軽水炉を100とした時に、本大型FBRプラントの建設コストは130140であることが示された。
倉沢 利昌; 佐藤 聡; 古谷 一幸; 中平 昌隆; 戸上 郁英*; 橋本 俊行*; 黒田 敏公*; 高津 英幸
JAERI-Tech 95-021, 25 Pages, 1995/03
核融合実験炉及び原型炉用ブランケットを対象としたITERでの工学試験計画について検討した。ブランケットとしては、従来より日本において検討されてきた水冷却及びヘリウム冷却のセラミックス増殖ブランケットを取り上げ、各ブランケットの原型炉における設計例を示すと共に、ITERでの試験項目、試験仕様、試験手順等についてまとめた。試験は初期の基本性能段階から実施するものとし、ニュートロニクス試験、性能確証試験、信頼性試験、セグメント試験を拡張性能段階にかけて順次行うものとした。同じくITER自身の燃料トリチウムを生産するドライバーブランケットについても試験の必要性および項目を提案した。
高野 秀機; 秋江 拓志; 平岡 徹; 中村 邦彦*; 廣田 耕一*; 神島 吉郎*
Proc. of ARS94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.549 - 556, 1994/00
窒化物燃料を用いた鉛冷却高速炉について、高安全炉心の設計及びプラント特性の技術的検討を行った。炉心設計では、窒化物燃料に濃縮したN-15を用いることの炉心性能への影響を明らかにした。Na冷却高速炉では、N-15を用いるとボイド反応度が正側へ増加するが、鉛冷却高速炉ではもれに比べて無視でき負の設計が可能であり、Puインベントリの節約と増殖比の増加が期待できる。このサーベイ計算に基づき、全炉心ボイド反応度が十分に負で燃焼反応度変化の小さい固有安全性の高い炉心を設計した。さらに、ヒートバランス,SG概念,崩壊熱除去システム,耐震性等の原子炉プラントの技術的検討を行い、鉛冷却高速炉の特徴を明らかにした。ヘリカルコイル型SGを用いたコンパクトなプラントシステム概念に対する耐震性の検討では、応答加速度2Gの条件で60万KWe出力炉の立地が現在の設計基準内で可能であることを示した。
川崎 弘光*; 真木 紘一*; 関 泰
JAERI-M 91-058, 48 Pages, 1991/03
中性子束、ガンマ線束、スペクトル、核発熱分布、トリチウム増殖比を含む反応率分布、運転中及び炉停止後の線量率分布などの算出とこれらの量のプロッティングコードとしてAPPLE-2が1982年に従来のコードから改良整備された。その後、核計算の詳細化に伴い数々の手が加えられたため、当初のマニュアルの内容とは必ずしも対応していない部分が多くなった。現在の核融合炉の核設計の進展に伴い、ユーザーからの新たな要求に応じて機能を拡張し、APPLE-3として更にヴァージョンアップした。これらの機能拡張分と、過去に生じたマニュアル上の矛盾の解消を含めて整備した。
平岡 徹; 迫 淳; 高野 秀機; 石井 武*; 佐藤 充*
Nuclear Technology, 93, p.305 - 329, 1991/03
被引用回数：10 パーセンタイル：72.13(Nuclear Science & Technology)金属燃料の特徴を活かすために、燃料集合体をチューブインシェル型にすることにより、炉心内の燃料比を大きくとり、その結果、増殖比1.84の高増殖性能を有する3670MWeの高速炉の概念を得ることが出来た。燃料集合体は熱伸びを吸収し、且つFPガスのみカバーガス中に放出する機構を有する。炉心の燃焼特性などの核特性、燃料集合体の構造・製作性、FPガス放出の上部遮蔽構造への影響、FPガス放出のカバーガス処理系の規模への影響を検討し、いずれも工学的に充分成立することが判った。さらに、燃料取扱設備の検討等を行い、炉全体構造をまとめた。
堀田 雅一*; 飯島 進; 吉田 弘幸
JAERI-M 9638, 75 Pages, 1981/08
6角形状燃料集合体から構成される高速増殖炉の詳細な核特性評価のために、3次元拡散コードにおける6角粗メッシュ法の適用性を、より精度の高い3角メッシュ法と比較しながら、検討した。考慮した高速増殖炉は、非均質炉心を含む種々の炉心構成のLMFBRと燃焼状態の異なるGCFRである。比較検討に用いた核特性は、実効増倍率、出力分布と中性子束分布、増殖比、種々の反応度効果、制御棒反応度価値である。比較検討の結果、通常の粗メッシュ法は高速炉核特性の詳細評価には適切でないが、T.Takedaらが開発した修正粗メッシュ法は、この目的に有効である、ことが明らかになった。しかし、この修正粗メッシュ法にも径方向非均質炉心LMFBRのような非常に複雑な炉心形状をした高速炉の出力分布、増殖比の評価に若干の問題がある。
飯田 浩正; 関 泰
JAERI-M 8896, 11 Pages, 1980/06
鉛をPb0あるいはPb
Li
の型で中性子増倍材として用いることと
Liを濃縮することにより、JXFRとINTOR-Jブランケットのトリチウム増殖比を増加させることを検討した。JXFRブランケットはPb0を用いLiを濃縮することにより1.09から1.17にINTOR-JブランケットではPbLi用いLiを濃縮することにより1.10から1.25程度へ増殖比を増加させられることが分った。
山内 通則*; 関 泰; 飯田 浩正
JAERI-M 8739, 36 Pages, 1980/03
1次摂動理論に基づく感度解析法を用いて、核融合実験炉JXFRの構造材の断面積に対する主要な核特性値の感度を解析した。同種の報告がすでに以前なされているが、その後の検討で使用した感度計算コードSWANLAKEに変換の際に生じたプログラムエラーのあることが判明したのでそれを修正し、主要な内容について再計算を行なった。対象とした特性値は、超電導トロイダルコイル外側部分の(n、p)反応率、内側部分の桐原子はじき出し率およびリチウム領域のトリチウム生成反応率である。再計算の結果は前回得られた評価の大要を打ち消すものではないが、計算値に多少の違いが生じたので値を修正するとともに、それに基づく評価の内容も更新した。感度計算値の修正の結果、断面積の不確かさに起因する(n、p)反応率と桐原子はじき出し率の誤差は、それぞれ約50~70%、25~65%となった。これは前回計算された値より約100%大きく、それだけ断面積精度に対する要求が増大したといえる。
山内 通則*; 飯田 浩正
JAERI-M 7915, 70 Pages, 1978/10
1次摂動理論に基づく感露解析を導入して核融合実験炉第1次予備設計における核計算結果の一部を評価した。解析の対象としたのはトーラス外側超電導コイルの
Niと
Feの(n,p)反応率、トーラス内側超電導コイルの銅の変位損傷、及び外側ブランケットにおけるトリチウム増殖比である。その結果(n,p)反応率、銅の変位損傷は構造材中最も多く使用されているFeに、トリチウム増殖比はLiOを構成する
Liと
Oに最大の感度を示すことがわかった。中性子による超電導コイルの放射化と放射線損傷を計算することは深層透過問題を解くことであり、断面積の摂動は特に深層透過の場合に大きな影響を与える。そこで核定数の不確定さから(n,p)反応率と銅の変位損傷についてその不確かさを見積ると約30~40%となった。これは第1次予備設計の結果の信頼性をほとんど損なわない程度の値である。
半田 宗男
JAERI-M 7374, 55 Pages, 1977/11
ANLの2000MW(e)およびCombustion Engineering Inc.の1000MW(e)no炭化物系燃料LMFBRの設計指針燃料ピン直径など種々な設計パラメータが倍増時間に与える影響について、従来断片的に発表されたものをまとめて解説した。また、現在の酸化物燃料LMFBRの増殖比および倍増時間を改善する要素についてのべた。さらに、西独および米国を中心に共同開発が進められているヘリウムガス冷却高速増殖炉(GCFR)の増殖潜在力および開発計画について簡単に紹介した。最後に燃料サイクルを考慮に入れた「倍増時間の定義」について説明した。
半田 宗男
JAERI-M 6851, 59 Pages, 1976/12
各国の炭化物系燃料LMFBRの開発戦略について纏めた。またそのような戦略をとるに至った最近の照射試験データの解析結果について記述した他、炉外試験データについてもトピック的に取り上げ議論した。各国の酸化物燃料LMFBRの開発現状についても付記した。
井手 隆裕*; 関 泰; 飯田 浩正
JAERI-M 6475, 18 Pages, 1976/03
原研の核融合動力炉の第2次試設計において中性粒子入射孔からの中性子ストリーミング効果を検討した。とくにトリチウム増殖比、超電導マグネットの遮蔽について計算を行った。その結果、直径1mの入射孔を設けた場合には、トリチウム増殖比は約1.3%減小し、超電導マグネットの遮蔽も厳しくなることが判明した。
飯田 浩正; 関 泰; 井手 隆裕*
JAERI-M 6460, 21 Pages, 1976/03
1次元輸送計算コード、2次元輸送計算コードを用いて、核融合炉の核特性について検討した。その結果トリチウム増殖比として0.81を得た。また増殖比を大きくするためには、ブランケット構造材の体積率を減らす事が最も効果的である事が分った。ブランケットの放射線発熱分布について、1次元計算と2次元計算の結果を比較した。その結果両者は良く一致する事が分った。
森山 正敏*; 関 泰; 前川 洋
JAERI-M 6072, 28 Pages, 1975/03
Sn近似による核融合ブランケット核特性解析の妥当性を、欧米におけるベンチマークモデルの推奨値と比較することにより検証した。更に中性子断面積のエネルギー群縮約効果をトリチウム増殖比について調べると共に、中性子束方向分割メッシュ数、中性子散乱の非等方性、空間メッシュ選択方法がプランケット核計算の精度に及ぼす影響をトリチウム増殖比に着目して検討を行った。
