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堺 公明; 岩崎 隆*; 大島 宏之; 山口 彰
JNC TN9400 2000-033, 94 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-033.pdf:4.36MB
サイクル機構では、高速増殖炉の実用化戦略調査研究として、多様な冷却材を対象とした幅広い実用化像に関する設計研究を進めている。その一環として、本研究では、鉛及び鉛-ビスマス合金を冷却材とする重金属冷却炉を対象として、重要な熱流動評価項目である崩壊熱除去特性について、ナトリウム冷却炉と比較し、冷却材の相違に基づく崩壊熱除去特性を比較整理することを目的としている。鉛及び鉛-ビスマスの重金属冷却材は、空気及び水と化学的に不活性であることから、経済性に優れた2次系削除のプラント概念が多く提案されている。本解析では、2次系削除プラントを等価的な比較対象プラントとして設定し、ナトリウム、鉛及び鉛-ビスマス冷却材についてSuper-COPDコードによる崩壊熱除去特性解析を実施し、それらのプラント動特性の相違について比較した。また、鉛冷却大型ループ型炉として最適化された設計概念を対象として、崩壊熱除去特性解析を実施した。その結果、一般的な特性として、重金属冷却材は伝熱面の酸化膜形成及び腐食等による伝熱への影響について今後確認が必要であるものの、崩壊熱除去特性に関しては、重金属冷却材は冷却性に優れたナトリウムと同等な除熱能力を有し、特に、受動的崩壊熱除去特性である自然循環特性に優れた能力を有することが明らかになった。
岡田 漱平
KEK Proceedings 93-21, p.101 - 109, 1994/02
世界でこれまでに例がない高強度(10
個/秒以上)の単色陽電子ビームを発生させ、高度な材料キャラクタリゼーションや基礎物理学・化学・生物学への応用を可能にするポジトロンファクトリーの建設を目指すため、ビームの発生源となる100
150MeV、100kW級の高出力電子リニアック、及び電子ビームを高エネルギー陽電子ビームに変換するコンバータと高エネルギー陽電子ビームを低速(単色)陽電子ビームに変換するモデレータとからなるターゲット系の設計研究、また、建家の概念設計及び遮蔽等安全に関わる設計研究を進めている。本報では、これら設計研究の現在までの到達点について述べる。
辻 栄一*
日本造船学会誌, 0(734), p.511 - 521, 1990/08
原子力船「むつ」は本年秋からいよいよ1年間にわたる実験航海に入る。日本原子力研究所ではこの「むつ」による舶用炉の研究開発と並行して、将来の魅力的な舶用炉の実現を目指して舶用炉の改良研究を進めている。原子炉は、長期間燃料補給なしに運転出来る。燃焼に酸素が不要という。化石燃料では得られない特長をもっている。現在、近未来の実用化を目指した砕氷船と深海調査船を対象とした舶用炉の研究開発を進めている。すなわち、原子炉プラントの設計研究と設計に特有な主要コンポーネントの開発である。さらに、海洋/船体/原子炉を一体としてプラント特性を把握するための原子力船エンジニアリングシミュレータの開発を進めている。「むつ」による各種試験のデータはシミュレータに供給され、改良舶用炉の研究開発に活用される計画である。
山西 敏彦; 木下 正弘; 吉田 浩
JAERI-M 85-188, 43 Pages, 1985/11
本報は、H
/D系を対象とした深冷蒸留塔の実験装置の設計研究結果を要約したものである。本装置を用いた実験研究の主要目的は、蒸留塔の分離特性の把握、基礎工学データ(HETP、フラッディング速度、塔内ホールドアップ、充填部圧損)の取得、凝縮器、充填塔、再沸器、熱交換器等主要機器の設計法の確立にある。本報の主な項目は、装置の構成手法の決定、主要機器の設計計算及びその結果に基づいた構造の決定、計装制御方式の検討、計測機器の選定であり、なかでも冷凍機を含む装置全体における熱収支の検討を重要視した。
山本 孝*
JAERI-M 8413, 37 Pages, 1979/09
核融合実験炉(JXFR)第2次予備設計のMHD平衡パラメーターを決定するためにMHD平衡解析を行った。第1次予備設計に基づいてプラズマ断面形状はアスペクト比A=4.5の円形断面に固定し、平衡解のスケーリングを用いることによってポロイダルベータ
pと電流密度分布の巾数
の二つのパラメーターに対してのみ計算を行った。設計値として選定されたMHD平衡パラメーターはt=2.5%、p=2.1、qa=2.55、Ip=4.4MA、t=5.5T、R=6.15m、a=1.5mである。又これらの平衡パラメーターに対して外部磁場コイルの配置設計を行った。
炉設計研究室
JAERI-M 8411, 113 Pages, 1979/09
日本原子力研究所が設計を進めているトカマク型核融合実験炉(JXFR)の計測制御系の設計研究を行なった。プラズマの制御項目としては、出力制御、位置断面形状制御を考え、計測項目としては、これらの制御に必要な物理量の計測法を対象とし、計測・制御系に要求される特性、機能および構成について検討し、技術的な問題点および今後の研究開発項目を摘出した。
炉設計研究室
JAERI-M 7772, 109 Pages, 1978/08
トカマク型核融合実験炉冷却系に関する安全性解析の予備設計を行なった。本安全解析での主な目的は、トリチウムの通常時および事故時の環境放出量の評価とそれに関する漏洩トリチウム処理、格納方式の選定である。本報告書の内容は、第1章では真空容器内の冷却配管破断事故解析として真空容器内各部圧力、温度挙動、クライオ部トリチウム挙動等を示し、第2章では主冷却系からのトリチウム放出量の評価及びトリチウム放出低減用防護対策の検討を示した。
炉設計研究室
JAERI-M 7262, 196 Pages, 1977/10
核融合実験炉(JXFR)用の中性粒子入射加熱装置の概念設計を行った。設計内容はイオン源単体の定格の決定及び構造設計、エネルギー回収系の回収効率及び熱入力の評価、クライオポンプの構造設計及び水素同位体の分離方法、冷却系設計、総合効率の評価と電源容量の決定等である。炉本体からの基本仕様に基き、各種パラメータの選定に当ってはかなりの程度の最適化を行った。イオン源の長寿命化を目的としてホローカソードイオン源を提案した。引出し電極の寿命は重水素イオンによるブリスタリングによって支配される。炉からの漏洩高速中性子及び放射線による影響は比較的小さい。エネルギー回収電極を接地する方式を採用した為、90%に近い回収効率が得られた。総合パワー効率は約40%である。必要とされる電源容量は45MWの入射パワーに対して約116MWである。
炉設計研究室
JAERI-M 7300, 545 Pages, 1977/09
近い将来実現が期待されるトカマク型核融合実験炉の第1次予備設計を行った。実験炉の目標は動力炉のプラズマ特性を確証するための長時間燃焼を達成し、また主要コンポーネントの設計、製作、運転上の経験を得るところにある。この設計はプラズマ特性、炉構造、ブランケット核特性、遮蔽、超電導マグネット、中性粒子入射加熱装置、電源系、燃料循環系、炉冷却系、トリチウム回収系、炉体分解修理など炉システム全般にわたるものである。主要設計諸元は次のとおりである;融合反応出力100MW、トーラス半径6.75m、プラズマ半径1.5m、第1壁半径1.75m、トロイダル磁場(軸上)6テスラ、ブランケット親物質LiO、冷却体He、構造材科SUS316、トリチウム増殖比0.9。
林 直人; 紙谷 正仁; 高田 岳; 竹内 正行; 佐藤 聡*; 西村 正史*
no journal, ,
原子力機構において開発中のMA分離技術について、直近のR&D成果に基づき、将来のMOX燃料の再処理施設へ導入した場合のMA回収建屋の概念設計を行い、再処理事業費を評価した。また、本評価結果に基づき、MA回収法の今後の開発課題を明らかにした。
