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小西 哲之; 西尾 敏; 飛田 健次; DEMO設計チーム
Fusion Engineering and Design, 63-64, p.11 - 17, 2002/12
被引用回数：50 パーセンタイル：93.5(Nuclear Science & Technology)ITERの技術に基づいて可能となるトカマク動力プラントの具体的な特徴を明らかにし、そのための技術課題を摘出することを目的として概念設計を行った。ITERの次の段階では核融合エネルギーの実現として、発電プラントとしての全ての要素を満たす必要があり、ITER及び並行する計画によって実現できる現実的な技術レベルの設計が要求される。一方デモプラントは、魅力あるエネルギー源として未来社会が選択できるだけの先進性も提示できなければならない。このために、2030頃の建設を想定し、主半径5.8m,熱出力2.3GWでQ
30の定常トカマクプラントの概念設計を行った。プラズマ性能はITER及び同時期の補完装置による定常化とベータ値の穏当な進歩を仮定した。工学技術は今後20年間の開発成果として、ITERのテストブランケットモジュールや、最大20Tの超伝導コイルを想定している。500
Cの超臨界水による発電でコスト低減をはかるとともに、金属壁により1kg程度にトリチウムインベントリーを低減し、動力系のトリチウム濃度制御により安全性についても特徴ある設計を目指した。
飛田 健次; 小西 哲之; 西尾 敏; 小迫 和明*; 田原 隆志*
プラズマ・核融合学会誌, 77(10), p.1035 - 1039, 2001/10
放射性廃棄物減量化のための炉設計概念(「放射性廃棄物最少化」)を提案した。この設計概念の骨子は、「超伝導コイルの機能を担保するための遮蔽」という従来の遮蔽概念から、「外にある構造物をクリアランス廃棄物にするための遮蔽」へと設計思想を転換することである。このためには従来より遮蔽を強化する必要があるが、遮蔽性能の高いVH
に代表される先進遮蔽材の導入により、これまでのトカマク炉の主半径及び小半径を変更することなく「放射性廃棄物最少化」概念を適用できることを示した。この概念に基づいてA-SSTR2の廃炉に伴って発生する廃棄物量の評価を行った。従来の設計ではトカマク炉本体のうちクリアランス廃棄物と見なせるものは重量で30%にとどまるのに対し、今回提案した設計では83%をクリアランス廃棄物にできる見通しを得、「放射性廃棄物最少化」概念の有効性を示した。
村松 壽晴; 笠原 直人; 菊池 政之; 西村 元彦; 上出 英樹
JNC TN9400 2000-010, 168 Pages, 2000/02
JNC-TN9400-2000-010.pdf:8.78MB
サーマルストライピングは高温と低温の流体が構造材に交互に接することにより、構造材の温度分布が時間的に変動し、結果として構造材に熱応力による高サイクル疲労を生じさせる現象である。ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウムの高い熱伝導率により流体側の温度変動が構造に伝わりやすいため特に留意が必要である。本現象は流体と構造の境界分野にある複雑な現象であることから、十分な解明がなされておらず、設計では構造表面での温度変動幅を考えられる最大温度差である流体の混合前温度差とするか、モックアップ試験により温度変動幅等を測定した上で保守的に設計条件を定めることが多い。また、その方法はルール化/基準化されていない。これに対し、著者らは流体と構造の両面からの分析により、流体側の温度変動の発生から構造内への伝達までの過程を現象論的に明らかにしつつあり、熱疲労に対する支配因子として温度ゆらぎ振幅の減衰に着目している。これまでに、流体内、熱伝達、構造材内での変動の減衰を考慮し、疲労損傷、き裂進展まで評価できる解析コードシステムを構築してきており、実機解析を通してその適用性を確認した。今後は、実験検証を継続して一般化していく予定である。さらに、高速炉の経済性向上に寄与するためには、温度変動の減衰を含め熱荷重を合理的に評価し設計に適用できる「サーマルストライピングの評価ルール」を確立する必要がある。その原案を構築し、大きく2つの道筋を立てた。すなわち、現象解明を進めることによって、温度ゆらぎ振幅の減衰機構等の支配メカニズムを忠実にモデル化した詳細解析手法を提示するとともに、安全率を明確にした見通しの良い簡易評価手法を提案し、解析に基づく詳細評価手法と並行して選択できる評価体系を整備する。本報ではこの目標に必要な実験計画を策定し、さらにより一般的な熱荷重の取り扱いについて検討した。
Yang Zumao*; 村松 壽晴
JNC TN9400 2000-009, 81 Pages, 2000/02
JNC-TN9400-2000-009.pdf:47.3MB
原子炉構造物に熱疲労を与える温度成層化現象およびサーマルストライピング現象について、その熱流動上の特徴を把握することは、原子炉設計の観点から重要である。本研究では、核燃料サイクル開発機構で開発された多次元熱流動解析コードAQUAを用い、水,ナトリウム,鉛および炭酸ガスを冷却材として用いた場合の熱流動上の特徴を数値解析により抽出する。温度成層化現象については、リチャードソン数Riをパラメータとして合計8ケースを解析し、以下の結果を得た。(1)流体物性および計算初期条件は、同現象を支配する浮力、熱拡散などの効果に大きな影響を与える。(2)炭酸ガスを用いた場合の熱流動上の特徴は、この他の流体を用いた場合のそれらと大きな違いを示し、特に温度成層界面近傍における運動量および熱量の交換特性に関する差異が顕著である。サーマルストライピング現象については、同現象を特徴づける熱流動上の特徴の内、温度ゆらぎ振幅の空間分布特性についての評価を行い、以下の結果を得た。(1)高乱流条件である今回のサーマルストライピング解析結果は、前記の温度成層化現象で抽出された特徴と比較して、違いが認められた。(2)今後の温度ゆらぎ周波数の検討では、炭酸ガスを冷却材に用いた場合に低流速領域での特徴把握に、その他の冷却材を用いた場合に剪断流領域での特徴把握に注意を払う必要がある。
那珂研究所
JAERI-Review 99-022, p.118 - 0, 1999/09
JAERI-Review-99-022.pdf:9.51MB
那珂研究所の平成10年度の核融合研究活動の内容について報告する。主な活動は、JT-60とJFT-2M、日米協力によるDIII-Dにおける高温プラズマの研究、及び炉工学技術開発(ITER工学R&D)を含むITER工学設計活動(EDA)である。主な成果としては、JT-60Uでの重水素放電において、透過エネルギー増倍率Q
=1.25の高性能負磁気シアプラズマを生成したことなどである。ITER工学R&Dでは、超伝導磁石の分野で中心ソレノイド・モデルコイル外層モジュールが完成し、那珂研へ搬入されたことなどである。平成10年度6月にITERの最終設計報告書がITER理事会で正式に受理された。米国を除く欧州、ロシア、日本が3年間のEDAの延長に合意し、技術目標の低減とコストを削減した設計を行うべく作業を進めている。
那珂研究所
JAERI-Review 97-013, 116 Pages, 1997/10
那珂研究所における平成8年度の研究活動について報告する。JT-60においては、高ベータ・ポロイダル放電において核融合三重積の世界最高値を更新し、1.53
10
keV sm
を達成した。また、負磁気シア放電の最適化により重水素プラズマ性能を向上させ、燃料の半分が三重水素であったと仮定すると透過臨界条件を達成した。W型のセミクローズド化ダイバータの改造工事に着手した。JFT-2Mにおいては、クローズド化ダイバータの実験を進めるとともに先進材料トカマク実験を開始した。ITERの詳細設計報告書が第11回ITER理事会で承認された。ITER工学R&Dとして、超伝導磁石、真空容器、遠隔操作、負イオン源、ジャイロトロン、プラズマ対抗機器、ブランケット、トリチウム、安全性等について研究開発を進めた。
大久保 努; 新谷 文将; 岩村 公道; 楠 剛
Fourth Int. Seminar on Subchannel Analysis (ISSCA-4), p.267 - 286, 1997/00
原研で行われているサブチャンネル解析に関する研究活動は2つの分野に分けることができる。1つは、新型炉の炉心熱水力設計へのサブチャンネル解析の適用であり、もう一方は、実験解析に基づくサブチャンネル解析コードの改良である。最近実施した適用は、受動的安全炉や一体型舶用炉等の新型炉に対するものの他、関連するDNB実験の解析に対してCOBRA-IV-Iコードを用いて実施した。コードの改良としては、COBRA-TFコードに対して、適切な実験を解析することにより、その予測性能の評価と改良の必要性を判断して実施してきた。最近実施したものは、流体混合及びCHF現象に関するもので、これらのうち、単相流の混合に対する結果の検討を行った。本発表では、以上の原研におけるサブチャンネル解析に関する最近の研究活動の内容を報告する。
那珂研究所
JAERI-Review 96-016, 110 Pages, 1996/11
JAERI-Review-96-016.pdf:5.68MB
那珂研究所における平成7年度の研究活動について報告する。JT-60Uにおいては、高ベータ・ポロイダル放電において核融合積の最高値を更新し、1.210keV・s・mを達成した。断面形状の三角形度増加により安定性を改善し、磁気シア反転によって閉じ込め性能を改善した。トカマクへの世界初の負イオン中性粒子入射を開始し、ダイバータ改造の設計を進めた。JFT-2Mにおいては、クローズダイバータの初期的な結果を得た。数値トカマク実験(NEXT)計画を発足させた。ITERの中間設計報告書が、第9回ITER評議会で正式に承認された。ITER工学R&Dとして、超伝導磁石、真空容器、遠隔操作、負イオン源、ジャイロトロン、プラズマ対向機器、ブランケット、トリチウム、安全性等について研究開発を進めた。
五十嵐 寛; 小林 洋昭; 正木 敏夫; 野崎 昇一*; 河村 和廣; 米谷 雅之; 寺田 明彦
PNC TN8440 94-028, 173 Pages, 1994/06
本報告書は、環境技術開発部、環境技術第一開発室において平成5年度に実施された主な技術開発や試験成果についてまとめたものである。(1)溶融技術高度化試験・円筒電極直接通電型溶融炉(JCEM)技術開発として工学試験装置を用いた模擬高レベル廃液の供給試験を実施し、JCEMの通電特性、原料処理特性を把握した。・ガラス溶融炉設計手法の体系化及び運転支援のための溶融炉設計システムの概念検討を実施するとともに、システムの中核となる熱流動解析コードの検証を行った。・モックアップ2号溶融炉を用いた遠隔解体試験を実施した。・炉内検査試験装置の製作を完了し、基本性能評価試験を実施した。・コールドクルーシブル溶融技術の廃棄物処理への適用性を評価するため、金属やガラスを溶融する基礎試験を実施し、溶融特性を把握した。耐蝕性を考慮したインコネル690製の炉を製作した。・ガラス固化技術開発施設の運転保全、支援及び外部期間からの情報提供依頼に対して技術情報の円滑な利用を図るため、廃棄物研究開発データベースシステムの改良を行うとともにデータの入力を実施した。(2)高レベル廃棄物高減容処理技術開発・高レベル廃液中の沈澱物の諸物性を把握するための試験を実施した。・模擬廃液から電解法で白金族元素であるPdとRuを分離する試験を行い、定量的
那珂研究所
JAERI-M 93-193, 127 Pages, 1993/10
原研・那珂研究所における平成4年度の研究開発活動について報告する。
炉物理研究委員会; 原子力コード研究委員会
JAERI-M 93-033, 246 Pages, 1993/03
第8回「原子力におけるソフトウェア開発」研究会が炉物理研究委員会と原子力コード研究委員会の共催により1992年11月11日と12日の両日、日本原子力研究所東海研究所において開催された。本研究会では、(1)次世代の原子炉設計システム、および(2)再処理施設の安全評価用ソフトの最先端に関する14件の報告があった。本報告書はこれらの発表論文の内容を収録している。
吉田 昌宏
PNC TN9600 92-004, 252 Pages, 1992/06
米国のオークリッジ国立研究所で開催された日米共同大型炉遮蔽ベンチマーク実験計画(JASPER計画)レビュー会議に出席し、日米双方の実験者を交えた解析担当者レベルの打合せにより、 ・実験に密接した解析結果の検討評価 ・日米相互比較による日本固有の解析精度上の課題の摘出 ・モックアップ実験を大型炉設計へ外挿または適用する上での問題点の把握 ・大型炉の遮蔽設計解析手法の高度化に関する技術討論、意見交換 を細部に渡って行った。また、残りの実験項目について、これまでの解析評価を踏まえたレビューを行い、実験体系、測定項目および工程等に関して技術的内容の確認を行った。 米国ワシントン州パスコで開催された米国遮蔽専門家会議(米国原子力学会主催)に出席し、「常陽」で計画中のB4Cを用いた遮蔽集合体の設計研究に関する発表を行った。
泉 文男; 堀上 邦彦; 小林 健介
JAERI-M 90-218, 67 Pages, 1990/12
原子力発電プラント・データベース(PPD)は、原子力発電所の設置(変更)許可申請書を情報源とする4階層のツリー構造のデータベースである。本データベースから必要な情報が必要時に迅速かつ的確に検索できるよう、3種の情報検索機能(分類ガイド検索、文字列検索および条件検索)を有する情報検索システムを整備した。本報告書は、日本原子力研究所大型汎用計算機の日本語処理機能を有する端末装置からの利用者に対する利用手引書である。
土橋 敬一郎; 中川 正幸; 森 貴正; 久語 輝彦; 藤田 信義*
JAERI-M 90-177, 96 Pages, 1990/10
当研究室では昭和63年以来「新型原子力システム解析法の研究」が新テーマとして認められたので、ADES計画に沿った知的原子炉設計システムIRDS開発計画を策定した。この報告書では平成元年度に行なったIRDSに係わる活動の報告を行う。IRDS基本設計の骨子は新型炉の概念検討・設計を会話型で行うために、オブジェクト指向プログラミング環境の下で稼動するモジュラーシステムを構築することである。会話型ツールの実現のために、入力データ生成ツールと図形表示による幾何形状入力作成ツールを試作した。また、原子炉設計データベースのクラスとフレームの構造を設計した。モジュラーシステムの要素として簡易設計用に核計算と炉心熱水力コードのモジュール化に着手した。また、構造解析コードのモジュール化の検討を行なった。
依田 真一; 井岡 郁夫; 奥 達雄
炭素, 1985(120), p.45 - 47, 1985/00
黒鉛材料などの脆性材料を理解する上で、ワイブル理論が良く用いられる。これによれば強度が試験片の体積に依存し、体積増加に従って強度低下が生じることになる。本報告はこの点に注目し、高温ガス炉用黒鉛材料の引張り強度に及ぼす試験片体積の影響を調べたものである。実験の結果、高温ガス炉炉心構成材料であるIG-II黒鉛材料の引張り強度には、試験片の体積増加に伴う強度低下は認められなかった。このことから、小型試験片による強度評価が、炉心部材としてスケールアップした場合の黒鉛材料の強度を代表するものと考えられる。更に設計の観点から見れば、本実験より得られたワイブル係数を強度の体積依存性として用いれば、極めて安全側の評価になるものと結論される。
30,1984東稔 達三; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 笠原 達雄*; 西川 正名*; 喜多村 和憲*; 黒田 敏公*
JAERI-M 84-107, 341 Pages, 1984/06
本報告書は、1984年3月26~30日に米国のオークリッジ国立研究所FEDCにおいて開催された、「FER/ETR設計」に関するワークショップにおいて日本側(原研)が発表したものをとりまとめたものである。内容は、核融合実験炉(FER)の概要とワークショップの3つのテーマに対するFERの主要設計成果で構成されている。3つのテーマは、(1)高周波加熱と電流駆動、(2)不純物制御とダイバータ/ポンプリミタ設計、および炉本体設計と保守である。
核融合研究部; 大型トカマク開発部
JAERI-M 7479, 334 Pages, 1978/02
核融合研究部と大型トカマク開発部の昭和51年度における研究開発の現況とその成果をとりまとめたものである。プラズマ理論研究、実験研究、プラズマ加熱、表面現象、超電導開発、炉設計研究、JT-60とJT-4の開発等について記述した。
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。
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。
飛田 健次
no journal, ,
2015年6月に発足した原型炉設計合同特別チーム活動の概要について報告する。本チームは、核融合研究開発を担う国内の主要研究機関、大学および産業界の糾合により、我が国の核融合原型炉概念の構築を行うために設置された組織である。6月の発足移行、プロジェクト管理の枠組み、作業計画の詳細化、作業分担等、プロジェクト推進の枠組み作りを行ってきた。また、幅広いアプローチ活動の成果を踏まえて原型炉プラントの全体設計に着手した。これまで行ってきた作業の進捗について概説する。
