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佐賀山 豊; 安藤 将人
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(3), p.162 - 167, 2018/03
第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)では、安全・信頼性,経済性,持続可能性,核拡散抵抗性などに優れた次世代の原子炉システム(第4世代原子炉)として、ナトリウム冷却高速炉,鉛冷却高速炉,ガス冷却高速炉,溶融塩炉,超臨界圧水冷却炉,超高温ガス炉の6つの革新的原子炉システムが選定され国際的な研究開発が進められている。一部のシステムについては既に実証段階にあり、GIFの目標である2030年代以降の実用化が視野に入りつつある。
達本 衡輝; 加藤 崇; 麻生 智一; 長谷川 勝一; 牛島 勇*; 大都 起一*; 池田 裕二郎
LA-UR-06-3904, Vol.2, p.426 - 434, 2006/06
JSNSでは、パルス幅の短い中性子を得るために、ポイゾン材にCdを採用した。Cdの採用にあたり、ポイゾン材のCdと補強材であるAlとの接合に関する問題があり、その研究開発を行っている。しかしながら、未だ、十分な接合が得られていない。そこで、CdとAlの接合が不十分な場合の低温水素への熱伝達を数値解析コード(STAR-CD)を用いて解析し、Cdの温度上昇を評価した。接合率が5%であっても、Cdの最大温度は75Kまでしか上昇していない。接合が不十分な場合でも、低温水素の強制対流熱伝達でポイゾン板の核発熱を除去できるので、Cdポイゾンは、どんな接合方法でも適用できることがわかった。
達本 衡輝; 加藤 崇; 麻生 智一; 牛島 勇*; 長谷川 勝一; 大都 起一*
JAERI-Tech 2005-019, 16 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-019.pdf:1.29MB
大強度陽子加速器計画の一環として、物質・生命科学実験施設では、核破砕反応によって発生した高速中性子を極低温水素で減速させる水素循環システムの設計・製作を行っている。本実験施設では、核破砕反応で発生した熱中性子の冷中性子への減速材(モデレータ)として極低温水素(温度20K,圧力0.5から1.5MPa)が採択された。1MWの陽子ビームにより発生した中性子によるモデレータ容器内での核発熱量は3.75kWと見積もられている。極低温水素循環システムは、極低温水素を強制循環させてモデレータ容器に供給することにより、熱中性子、及び、モデレータ容器の冷却を行う。運転圧力、及び、流速条件によっては、モデレータ容器内で沸騰を起こす可能性があり、中性子性能、及び、モデレータ容器の安全性に影響を与える沸騰を防止する設計とする必要がある。このためには、モデレータ容器内の極低温水素の熱伝達を評価する必要があるが、極低温水素の熱伝達特性はほとんど解明されていないのが現状である。本報告では、極低温水素の浸漬冷却・強制冷却特性を一般に用いられている熱伝達相関式に極低温水素の物性に合わせて評価し、極低温水素循環システムの運転状態の違いによるモデレータ容器の温度特性の検討を行った。
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：93.52(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Li
TiO
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。
古作 泰雄; 柳 義彦*; 榎枝 幹男; 秋場 真人
Fusion Science and Technology, 41(3), p.958 - 961, 2002/05
核融合原型炉用としての超臨界圧水冷却固体増殖ブランケットの設計では、リチウムセラミックスの微小球をトリチウム増殖材としてヘリウム流によりトリチウムを回収し、構造材に低放射化フェライト鋼を用いて、発電効率を上げるため圧力25Mpa,入口温度550K,出口温度780Kの超臨界圧水を冷却材としている。その条件では冷却管の温度が650Kから800Kと見積もられ、冷却水は直接発電系へ供給することから、冷却管でのトリチウム透過を安全上考慮する必要がある。今回は第一壁でのインプランテーションによる冷却水への透過量及び増殖域での冷却水への透過量を評価した。第一壁での透過量は粒子負荷がSSTR条件10
cm
s
(E=50eV)で68.3g/dayとなり、増殖域での透過量はパージガス中のトリチウム分圧が1Paとなるようにパージガス流量を設定した場合で75.3g/dayと、生産したトリチウムの20%が透過により冷却水に移行する結果となった。
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：83.26(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。
中島 伸也; 落合 政昭
JAERI-Conf 98-013, 279 Pages, 1998/09
本報告書は、平成10年3月4,5日に開催された低減速スペクトル炉に関する原研主催の研究会の内容をまとめたものである。高転換型炉心研究のレビューとして、PWR及びBWRでの既往研究のまとめが説明された。低減速スペクトルMOX炉心研究では、超臨界圧水炉、RBWR及び先進的核燃料サイクル及び加圧型増殖炉についての最新の開発状況が報告された。また原研における研究現状と将来計画として、低減速スペクトル炉心の設計計画及びアクチニド研究施設について報告された。最後に、低減速MOX炉心研究会の今後の展開と技術的課題と題するパネルディスカッションが行われ、研究の進め方、社会の受容性、電力の協力、原研への要望等の意見が述べられ、幅広い質疑応答があった。
