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論文

Initial results of neutronics experiments for evaluation of tritium production rate in solid breeding blanket

西谷 健夫; 落合 謙太郎; Klix, A.; Verzilov, Y. M.; 佐藤 聡; 山内 通則*; 中尾 誠*; 堀 順一; 榎枝 幹男

Proceedings of 20th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2003), p.454 - 457, 2003/10

14MeV中性子源FNSを用いた核融合原型炉の増殖ブランケット模擬体系積分実験を実施し、生成トリチウムに対する測定値と計算値の比較・検討を行った。模擬体系は濃縮チタン酸リチウム,ベリリウム(Be)及び低放射化フェライト鋼F82Hから構成された多層構造とした。体系内に設置したLiセラミックス・ペレット中のトリチウム量を液体シンチレーション計数法によって測定することによりトリチウムの生成率を求めた。本測定法の誤差は10%である。また、モンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP-4Bと核データJENDL-3.2による計算値は実験値よりトリチウム増殖層平均で20%、Beに面する表面層で30$$sim$$40%過大評価であり、Be中の低エネルギー中性子の輸送に問題があることを示唆する結果を得た。その主な原因としてBe中の不純物の影響とBe(n,2n)等の中性子断面積の誤差が考えられる。そこで、Be単体の体系にパルス状中性子を入射し、熱中性子の減衰時間から実効的な吸収断面積を評価した結果、核データから評価した断面積より30%大きくなっており、Be中の不純物の存在を示唆する結果が得られた。また、Beの中性子断面積に関しては、2つの中性子同時計数法を用いたBe(n,2n)反応断面積の測定を新たに実施している。

報告書

第2回拡大核融合炉・材料合同研究委員会報告書; 2002年7月12日,東京

核融合炉研究委員会; 核融合材料研究委員会

JAERI-Review 2003-015, 123 Pages, 2003/05

JAERI-Review-2003-015.pdf:24.89MB

拡大核融合炉・材料合同研究委員会が、2002年7月12日に東京で開催された。この合同研究委員会では、原研及び大学におけるブランケット,材料及び国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発計画と開発の現状に関する報告が行われるとともに、今後の原研と大学の協力に関する議論が行われた。本報告書は、合同委員会で用いられた資料及びその纏めから構成されている。

論文

Development of fusion nuclear technologies at Japan Atomic Energy Research Institute

関 昌弘; 山西 敏彦; 洲 亘; 西 正孝; 秦野 歳久; 秋場 真人; 竹内 浩; 中村 和幸; 杉本 昌義; 芝 清之; et al.

Fusion Science and Technology, 42(1), p.50 - 61, 2002/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:63.31(Nuclear Science & Technology)

原研における核融合炉工学の長期的開発の進展状況を発表する。トリチウム取扱・処理システムにおいては、ITER及び原型炉に必要なシステムの構成要素機器の基盤技術開発が進み、統合システムの1ヶ月にわたる連続運転に成功した。DT炉内で使用された機器の表面からトリチウムを効果的に除去する方法として、波長193nmの紫外線レーザを用いる技術が開発された。ブランケットについてはITER用テスト・ブランケット・モジュール及び原型炉用先進的ブランケットの開発が進んだ。本ブランケットではトリチウム増倍材としてLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$,構造材料として低放射化鋼F82Hを用いている。F82H鋼については、50dpaの中性子照射と摂氏200度から500度の範囲における機械的強度が明らかとなった。さらに原型炉を目指した候補材料に100から200dpaでの中性子照射試験を行うため国際核融合材料照射施設(IFMIF)の研究開発が国際協力により進められた。

報告書

拡大核融合炉・材料研究合同委員会報告書; 2001年7月16日、東京

核融合炉研究委員会; 核融合材料研究委員会

JAERI-Review 2002-008, 79 Pages, 2002/03

JAERI-Review-2002-008.pdf:9.92MB

拡大核融合炉・材料研究合同委員会が、2001年7月16日に、東京で開催された。この合同委員会では、原研及び大学におけるブランケット、材料及び国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発計画と開発の現状に関する報告が行われるとともに、今後の原研と大学の協力に関する議論が行われた。本報告書は、本合同委員会で用いられた資料及びそのまとめから構成されている。

報告書

超臨界水冷却固体増殖ブランケットシステムの概念検討

榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; et al.

JAERI-Tech 2001-078, 120 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-078.pdf:8.3MB

本報告書は、経済的競争力の強化と技術的な堅実さの維持を両立する原型炉ブランケットの概念構築を目的として行われた平成12年度の原型炉ブランケット設計会議での作業内容をとりまとめたものである。平成11年度の核融合会議戦略検討分科会の議論等から、原型炉の果たすべき使命に関して見直しがなされ、経済的な競合性を有する実用炉の原型であり、それと同じ材料と設計を使用して商業的に魅力ある動力炉の原型であるから、原型炉で、実用化に必要な技術はすべて開発し実証する、と結論付けられた。この見直しを受けて、過去数年にわたるプラズマ研究や炉工学技術開発の進展を勘案して、開発目標として再設定をし、原型炉としてA-SSTRで提案された超臨界水冷却方式の固体増殖ブランケットを目標とし、その概念検討を行った。本概念検討の結果、除熱,発電,燃料増殖,遮蔽などの基本的な性能に関して、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの実現可能性が示された。また、電磁力に関する検討,超臨界水による腐食防止に関する予備調査,トリチウム生成挙動と回収方式の検討,冷却発電システムの検討,モジュール製作性の検討,遠隔保守着脱機構,交換計画の検討などを行い、今後解決するべき検討課題を明らかにした。

論文

Safety analysis of ITER test blanket module for water cooled blanket with pebble bed breeder

榎枝 幹男; 黒田 敏公*; 森山 耕一*; 小原 祥裕

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(11), p.921 - 929, 2001/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.11(Nuclear Science & Technology)

ITERのテストモジュール試験は、原型炉ブランケット開発に最も重要なマイルストンである。テストモジュールの設計では、ITERに対してテストモジュールが安全上の問題を新たに付加しないことを、示すことが非常に重要である。本報告は、日本の主候補原型炉ブランケットである水冷却固体微小球増殖ブランケットのテストモジュールについて、本質的な安全性を明らかにするために実施されたものである。主要な評価の内容は、事後のテストモジュールの冷却、ベリリウム-水蒸気反応による水素発生、冷却水漏洩事象による圧力上昇である。本解析は、遮蔽ブランケット安全評価を参考にして、これらの3点の評価項目の上限値を明らかにした。

論文

Development of ceramic breeder blankets in Japan

高津 英幸; 河村 弘; 田中 知*

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.645 - 650, 1998/09

 被引用回数:17 パーセンタイル:20.45(Nuclear Science & Technology)

日本における固体増殖ブランケットの開発の現状に関するレビュー報告を招待論文として報告する。内容は、(1)原形炉用ブランケットの設計,(2)原形炉用ブランケットの開発計画,(3)材料開発の現状,(4)工学R&Dの現状,(5)大学における基礎研究の現状である。

報告書

Design of test blanket system for ITER module testing

三浦 秀徳*; 佐藤 聡; 榎枝 幹男; 黒田 敏公*; 高津 英幸; 河村 繕範; 田中 知*

JAERI-Tech 97-051, 51 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-051.pdf:1.91MB

原型炉用ブランケットを対象としたITERでの工学試験用ブランケットシステムについて検討した。原型炉用ブランケットの試験はITERの主な工学目標のうちの1つである。テストモジュールにより、燃料自給のためのトリチウム増殖能力と発電用の熱回収機能の試験及び実証を行う。原型炉用プラズマとして、水冷却及びヘリウム冷却のセラミック増殖材ブランケットを取り上げ、これらのテストモジュールの核・熱設計、試験ポートへの設置概念検討、冷却系及びトリチウム回収系の設計を実施した。その結果、現ITER設計と整合のとれたテストモジュール及び補機系の設計が提示された。

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