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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。
栗原 良一
JAERI-Tech 2004-052, 39 Pages, 2004/07
核融合動力炉の設計において、コンパクトな炉で高い核融合出力を達成しようとすれば、プラズマから第一壁やダイバータ板上に数MW/m
の熱流束と高速中性子束が作用する。その場合、第一壁表面や材料中に微小き裂が発生する可能性は十分考えられる。微小き裂が疲労やクリープなどによって有意な寸法のき裂に成長した場合、第一壁の構造健全性は非常に低くなる。第一壁内をき裂が貫通すれば、核融合炉の安全性を脅かす要因の一つになりうる。本報では、このような使用環境にさらされるフェライト鋼またはSiC/SiC複合材料で製造した核融合炉第一壁が抱える構造健全性上の課題を整理した。
栗原 良一; 植田 脩三; 西尾 敏; 関 泰
Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.465 - 471, 2001/04
被引用回数：10 パーセンタイル：59.01(Nuclear Science & Technology)原研で概念設計を行った将来の核融合動力炉DREAMのSiC/SiC複合材料製ブランケット第一壁を対象に有限要素解析を行った。第一壁端面で熱膨張が拘束された場合の曲げ変形と応力分布を解析した。また、第一壁表面に亀裂を想定し、予備的な破壊力学的評価を実施した。その結果、第一壁の設計では熱膨張を逃す工夫が必要であることがわかった。また、SiC/SiC複合材料では繊維ブリッジによる亀裂進展阻止効果が認められた。
高瀬 和之
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.349 - 354, 2000/11
被引用回数：6 パーセンタイル：42.66(Nuclear Science & Technology)核融合動力炉設計では、定常運転時の第一壁ブランケット部の表面熱流束は1MW/m程度を考えており、この程度の熱流束域では原子炉の環境安全性及び経済性の面からガス冷却が有望である。しかしながら、ガスは水や液体金属などに比べて熱容量が小さいので熱伝達率を向上させるための工夫が必要である。そこで筆者は、高温ガス炉用突起付き燃料棒の伝熱促進に関する研究成果をもとに、ヘリウムガス冷却式核融合動力炉の冷却材流路に粗面流路を適用することを考えた。従来の矩形突起付き流路の熱伝達実験の結果から、突起ピッチと高さの比が10でレイノルズ数が約50000以上の条件のときに約1MW/mの除熱量を得られることがわかった。また、突起による流路摩擦損失の増加以上に伝熱が促進される条件(突起サイズ、レイノルズ数等)を定量的に明らかにした。本研究は、ガス冷却式核融合動力炉の第一壁ブランケット部用冷却材流路として突起付き流路が十分な適用性を有していることを示した。
植田 脩三; 西尾 敏; 関 泰; 栗原 良一; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; DREAM-Design-Team
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1589 - 1593, 1998/00
被引用回数：43 パーセンタイル：93.87(Materials Science, Multidisciplinary)核融合動力炉の主要な要件として、設備利用率に直結した保守性、経済性を向上させる高い熱効率の実現、環境安全性に優れていることが挙げられる。著者らは、炉内機器の構造材料としてシリコンカーバイド複合材を採用し動力炉概念を構築することを試みた。シリコンカーバイド複合材は低放射化材料でありかつ耐熱材料でもある。また、電導率が小さい。配置に関して、プラズマ設計の要件を満たしながら保守のアクセスを良くするように全体構造を工夫した。ブランケットは、モジュール構造としトリチウム増殖率が正味で1.1が得られるよう中性子増倍材、トリチウム増殖材、遮蔽体の寸法を適正化した。その結果、保守作業は炉停止後1日から開始可能なこと、保守作業はセクター引出方式により簡単化されること、正味の熱効率は47%となること、廃棄物の観点から見ても優れていることが分かった。
炉設計研究室
JAERI-M 6802, 135 Pages, 1977/01
核融合動力炉用超伝導ポロイダルマグネットの技術的問題点を明らかにする為に設計研究を行なった。設計内容はポロイダルコイルの電機設計、電磁応力解析、超伝導線材の設計、超伝導コイルの交流運転に伴なう発熱計算、断熱低温容器(クライオスタット)の設計と断熱計算、超伝導コイルの冷却システムの設計等である。本設計研究の結果、超伝導コイルの電磁力支持方法、クライオスタットでの過荷電流損失の低減方法、超伝導コイルの冷媒である液体ヘリウムの循環方法などに今後研究開発すべき問題点のある事が明らかになった。尚、本報告書は東京芝浦電気工業株式会社が原研からの委託によって行なった設計研究の成果である。
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。
