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論文

中性子遮蔽・ブランケット設計

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$$_{2}$$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$$sim$$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74$$sim$$76cm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Li$$_{2}$$O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。

論文

Design and technology development of solid breeder blanket cooled by supercritical water in Japan

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:92 パーセンタイル:5.91(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$$^{2}$$ 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$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ 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。

論文

Preliminary neutronic estimation for demo blanket with beryllide

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:12 パーセンタイル:34.7

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$$_{12}$$Ti, Be$$_{12}$$WまたはBe$$_{12}$$V)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、Be$$_{12}$$Ti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。

論文

Nuclear and thermal analyses of supercritical-water-cooled solid breeder blanket for fusion DEMO reactor

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:22 パーセンタイル:17.41(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(Li$$_{2}$$O)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。

報告書

Test program development for ITER blanket design

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

JAERI-Tech-95-021.pdf:0.97MB

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。

報告書

APPLE-3: 中性子束,ガンマ線束,スペクトル,反応率分布のプロッティングコードAPPLEの改良とコードマニュアルの整備

川崎 弘光*; 真木 紘一*; 関 泰

JAERI-M 91-058, 48 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-058.pdf:1.11MB

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。

報告書

JXFR,INTOR-Jブランケットのトリチウム増殖比増加法の検討

飯田 浩正; 関 泰

JAERI-M 8896, 11 Pages, 1980/06

JAERI-M-8896.pdf:0.56MB

鉛をPb0あるいはPb$$_{3}$$$$_{8}$$Li$$_{6}$$$$_{2}$$の型で中性子増倍材として用いることと$$^{6}$$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$$^{6}$$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Pb$$_{3}$$$$_{8}$$Li$$_{6}$$$$_{2}$$用い$$^{6}$$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。

報告書

Sensitivity Analysis of Neutronics Calculation in the Preliminary Design ofJAERI Experimental Fusion Reactor; Revised

山内 通則*; 関 泰; 飯田 浩正

JAERI-M 8739, 36 Pages, 1980/03

JAERI-M-8739.pdf:0.92MB

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。

報告書

感度解析による核融合実験炉核計算精度の検討

山内 通則*; 飯田 浩正

JAERI-M 7915, 70 Pages, 1978/10

JAERI-M-7915.pdf:1.95MB

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$$^{5}$$$$^{8}$$Niと$$^{5}$$$$^{4}$$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Li$$_{2}$$Oを構成する$$^{7}$$Liと$$^{1}$$$$^{6}$$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。

報告書

Evaluation of neutron streaming through injection ports in a tokamak-type fusion reactor

井手 隆裕*; 関 泰; 飯田 浩正

JAERI-M 6475, 18 Pages, 1976/03

JAERI-M-6475.pdf:0.46MB

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。

報告書

核融合実験炉ブランケットの核特性

飯田 浩正; 関 泰; 井手 隆裕*

JAERI-M 6460, 21 Pages, 1976/03

JAERI-M-6460.pdf:0.66MB

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。

報告書

核融合炉のモリブデン構造材中の気体生成量評価

祝 一裕*; 関 泰

JAERI-M 5855, 31 Pages, 1974/09

JAERI-M-5855.pdf:0.85MB

モリブデンの各同位元素についての、(n、p)、(n、$$alpha$$)反応などの気体生成反応の断面積のサーベイと収集を行ない、多群断面積セットを作成した。原研の核融合炉の設計において、モリブデン構造材中で生成する水素とヘリウムの量が評価された。計算は、核データファイルENDF/B-III、及び作成した断面積セットを用い、輪送計算コード・ANISHを使って、一次元無限円筒状のモデルに対して行なわれた。又、気体生成反応を考慮した場合の、トリチウム増殖比Protection Wall内の中性子スペクトル、ブランケットから洩れる中性子のスペクトルに対する影響が調ペられた。

口頭

中性子とトリチウムの評価試験体としてのTBMと課題

河村 繕範

no journal, , 

TBM試験における最重要課題は、TBMに入射した中性子と回収したトリチウムの情報からTBRを評価し、原型炉で要求されるTBRの確保に見通しを得ることである。ITERでのTBR評価試験の方法などを検討するため、原子力機構では核融合中性子源施設(FNS)にてブランケット模擬体系でのトリチウム生成回収実験を進めている。FNSでは、中性子計測が容易で、生成トリチウム量、回収トリチウム量ともに実測できるため、核解析により評価するトリチウム生成量とその実測値並びに回収量との比較を通じて模擬体系のTBRを高い精度で評価できる。一方、TBM試験では、中性子源となるプラズマが体積を持つこと、代表的な運転条件がパルス運転であること、モジュールへのアクセスや取り出しが大きく制限されることから、TBRの評価には工夫が必要である。また、原型炉環境では照射損傷がトリチウムの挙動に影響すると考えられるが、TBMでは影響が小さく評価は困難と予想されており、評価方法の確立も課題である。

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