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Guillemet, L.*; Jager, B.*; Haange, R.*; 濱田 一弥; 原 英治*; Kalinin, G.*; 加藤 崇; Millet, F.*; Shatil, N.*
Proceedings of 19th International Cryogenic Engineering Conference (ICEC-19), p.105 - 108, 2002/07
ITER国際チームは、日本原子力研究所との共同で、国際熱核融合実験炉(ITER)の超伝導コイルを冷却するためのヘリウム冷凍システムを設計した。本冷凍機は、核融合試験装置用としては世界最大規模であり、4Kで48kWの冷凍能力と0.16kg/sの超臨界ヘリウムの供給能力を有する。本設計には、原研のITER中心ソレノイド・コイルの冷却で実績のある、超臨界ヘリウム・ポンプと低温排気圧縮機の技術が採用されている。ITERでは、低温熱負荷がプラズマ燃焼試験と共に変動するので、冷凍機の動作が不安定になることを避けるために、熱負荷を平準化する機構を冷凍システムに設けた。この様な工夫により、冷凍システムの規模を極力小さくすることができるとともに、コイルを安定に運転することが可能となった。
加藤 崇; 多田 栄介; 檜山 忠雄; 河野 勝己; 川越 英司*; 石田 秀昭*; 吉田 純*; 上谷内 洋一*; 島本 進
Fusion Technology 1990, p.1535 - 1539, 1991/00
原研では、核融合実験炉用冷凍システムの設計を進め、合わせて、本システムに必要とされる冷凍機器の開発も行っている。本冷凍システムは、約100kW程の冷凍能力が必要とされ、これを賄う為に、夫々の能力が30kWの冷凍システム4ユニットにて構成する。また、超臨界圧ヘリウムを冷凍する超電導コイルの冷却には、極低温ヘリウムポンプを用いた冷却システムを採用した。冷凍機器開発として、10kW級膨張タービン及び、600g/s級極低温ヘリウムポンプの開発を行なった。これらの開発結果は、30kW級冷凍システム開発における技術ベースを与えるに充分のものであっ。
吉田 英俊; 清水 勝宏; 安積 正史
JAERI-M 86-008, 54 Pages, 1986/02
JT-60のダイバ-タプラズマ特性を、ジュ-ル加熱時および高パワ-追加熱時について検討した。ダイバ-タプラズマに関連するパラメ-タ(ダイバ-タ形状、スクレイプオフ層の幅、実効ポンプ速度、放射損失等)や、主プラズマに関連するパラメ-タ(密度、入力パワ-、粒子拡散係数、安全係数等)が、ダバ-タプラズマ特性に及ぼす影響を評価し、支配的なパラメ-タを明かにするとともに、低音高密度ダイバ-プラズマが形成される条件を示した。主プラズマと関連させてダイバ-プラズマ特性を調べる必要から、ダイバ-プラズマと主プラズマを矛盾なく統一的に解析できるシュミレ-ションモデルを新しく開発した。
鈴木 光弘
JAERI-M 7944, 146 Pages, 1978/11
本報は一連のROSA-IIデータ報告書の1つであり、低温側配管破断におけるECCS注入の有無、循環ポンプ回転維持、および初期炉心温度差が実炉並みに大きいことがブローダウン過程にどの様な影響を及ぼすかについて、実験結果とともに検討結果を紹介するものである。得られた主な結論は以下の通りである。(1)注入したACC水は一時的に大きな凝縮減圧作用を及ぼし、炉心などの流れを変化させる。ACC側低温配管注入の場合、上部プレナム残存水を炉心に引きこむので、上部プレナム残存水が多いほど炉心冷却に効く。(2)炉心の再冠水はLPCI水によって行なわれた。(3)破断後も循環ポンプを回転させると炉心の下向流を妨げ一次的に流れを停滞させるため炉心の熱伝達は悪化した。しかしポンプ回転の結果、ACC注入時に上部プレナム残存水が多かったため、比較的その後の炉心冷却は改善された。(4)初期炉心温度差が大きいと、破断後の流出流量は増加し、残存水は早く減少する。
