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論文

Actively convected liquid metal divertor

嶋田 道也; 廣岡 慶彦*

Nuclear Fusion, 54(12), p.122002_1 - 122002_7, 2014/12

 被引用回数:29 パーセンタイル:86.5(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合炉のダイバータ材料に最も有望なものとしてタングステンが検討されている。タングステン・ダイバータはITER実験炉の熱負荷には耐えられるものの、原型炉レベルの熱負荷を処理することは困難である。またディスラプション等に伴って短時間に膨大な熱負荷が生じた場合、溶融し再固化した後タングステン表面に凹凸が生じるため処理可能な熱負荷が著しく劣化する可能性がある。さらにタングステンは延性脆性遷移温度が摂氏400度と高く、中性子照射によりさらに上昇して亀裂を生じる懸念がある。そこで液体金属をダイバータ材料として用い、磁場に垂直の電流を液体金属中に流すことにより液体金属を循環させることを提案する。液体金属の流速が0.3m/s程度あれば、原型炉レベルの熱負荷を処理することが可能である。MHD方程式を円筒座標系で検討し、電極に印加する電圧は数ボルト程度で十分であること、隣接するダイバータ・モジュールの間に絶縁版を設置し、電圧の立ち上げを1分程度かけて行えば、電極あたりの電流は数アンペアに抑制できることを示した。この初期的解析により、この新しいダイバータ概念が更なる検討に値することを示した。

論文

Three-dimensional computations of two-phase flow behavior in a simulated fusion reactor under water ingress

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Proceedings of the 1st International Symposium on Advanced Fluid Information (AFI-2001), p.227 - 232, 2001/10

核融合実験炉ITERの構成要素を約1/1600で模擬した試験装置を使って、冷却材侵入事象(ICE)下における沸騰二相流挙動を定量的に調べた、また、安全性評価解析コードTRAC-PF1を使って試験結果の検証計算を行い、プラズマチャンバー(PC)や真空容器(VV)に侵入した水の流動挙動を3次元的に把握した。本研究により次の成果を得た。(1)サプレッションタンク,リリーフ配管,ドレンタンク等から成るITER圧力抑制システムは圧力上昇の抑制に非常に有効であり、ITER圧力抑制システムの設計は妥当である。(2)圧力の上昇はPCやVVの内壁温度よりも侵入水温度の影響を強く受ける。(3)圧力抑制システムによる圧力上昇の抑制はリリーフ配管の断面積に依存する。(4)PC内に侵入した水の大部分はPCとサプレッションタンクの圧力が均圧するまでPC内に停滞する。その後PCの水はVVに停滞し、最終的にドレンタンクに移動する。(5)水浸入後300秒程度までの時間帯では、PC内の平均熱伝達率は水侵入とともに増大し水侵入終了時に最高値約1300W/m$$^{2}$$Kを示し、その後は低下する。VVの平均熱伝達率は最高でも150W/m$$^{2}$$K程度である。一方、PC底部に位置するダイバータ部の平均熱伝達率は水侵入終了時から顕著に上昇し300秒時に約1500W/m$$^{2}$$Kを示す。

報告書

核融合炉真空容器破断事象(LOVA)時の置換流量計測のための可視化技術の開発と予備可視化試験の結果

功刀 資彰; 高瀬 和之; 小川 益郎; 柴田 光彦

JAERI-Tech 96-012, 91 Pages, 1996/03

JAERI-Tech-96-012.pdf:3.51MB

核融合炉で真空容器破断事象(LOVA)が発生すると、真空容器内外の温度差のために破断口部に密度差駆動による置換流が形成される。この置換流は、破断口を通って容器外部から内部に流入する一方、トリチウムや放射化ダストを伴って容器内部から外部へと流出する。したがって、核融合炉の安全性の観点からこれら放射化物質を伴う置換流の流動挙動を定量的に評価することが極めて重要である。そこで、破断口部に生じる置換流量を定量的に評価する新技術を開発するため、可視化計測による評価手法の可能性を検討した。その結果、LOVA条件下では相関法が最も有効であるとの結論を得た。この結論をもとに、小型の真空容器を使って破断口部を通る置換流の可視化実験を行い、その流動挙動を観察した。また、相関法による画像解析を行って置換流の局所流速分布を求め、この値を使って平均の置換流量を算出した。可視化実験から得られた置換流量は、精密電子天秤による置換流量測定値に比較的よく一致した。本研究は、LOVA条件下における破断口部の置換流量が可視化計測によって定量的に評価できることを明らかにしたものである。

報告書

Critical element development of standard components for pipe welding/cutting by CO$$_{2}$$ laser

岡 潔; 角舘 聡; 中平 昌隆; 多田 栄介; 小原 建治郎; 金森 直和*; 田口 浩*; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘

JAERI-Tech 94-033, 20 Pages, 1994/11

JAERI-Tech-94-033.pdf:1.25MB

核融合実験炉での炉内機器を交換・保守する作業ではあらかじめそれらに付属する冷却配管を切断しなければならない。また、新しい炉内機器を設置し、冷却配管を再溶接する作業も必要である。これらの作業は、遮へい領域の確保と狭小なポートからのアクセスという観点から、新しい作業概念の適用が要求されている。本報告では、従来までの一般的な手法ではなく、配管内からのアクセスによる溶接・切断をCO$$_{2}$$レーザを使用することによって可能となったシステムを提案し、要素開発を行った。まず、溶接切断用加工ヘッドを製作し、基本パラメータの取得を行い加えてガンマ線環境下でのレーザ伝送実験を行った。さらに本システムの有効性を炉内機器の一つであるダイバータに付属する冷却配管に適用することで実証した。

報告書

Critical element study on autonomous position control of articulated-arm type manipulator

岡 潔; 角舘 聡; 中平 昌隆; 多田 栄介; 小原 建治郎; 田口 浩*; 金森 直和*; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘

JAERI-Tech 94-022, 20 Pages, 1994/10

JAERI-Tech-94-022.pdf:0.87MB

核融合実験炉での炉内保守作業には、多関節型マニピュレータが、多目的に利用される。このマニピュレータを炉内全域にアクセスさせるためには、長い腕と多くの関節が必要となる。通常、マニピュレータを剛体とみなすことによって、位置制御を行うが、この場合、自重等のたわみによって、先端位置誤差が無視できない一種の柔軟体モデルとなる。本報告では、従来までの柔軟マニピュレータの位置制御に必要であった複雑な数字モデルを使用せず、通常の剛体モデルを基本とし、マニピュレータのたわみと関節のガタによる先端位置の誤差情報をニューラルネットワークによってあらかじめ学習しておき、補正を行うシステムを提案し、また、マニピュレータの縮小モデルに本制御法を適用することで有効性を実証した。

報告書

DT中性子源用回転ターゲットの熱設計手法の開発

秋本 肇; 池田 裕二郎; 草野 譲一

JAERI-M 94-016, 89 Pages, 1994/02

JAERI-M-94-016.pdf:2.1MB

核融合中性子工学研究用中性子源(FNS)では、中性子発生率を10$$^{13}$$n/s以上に高めるべくDT中性子源用回転ターゲットに対する検討が進められている。回転ターゲット表面のチタン温度が300$$^{circ}$$Cを越えると、チタン内に吸収されたトリチウムが拡散により失われてしまうため中性子源として十分な寿命を得ることができない。このため、中性子発生率を高めることはターゲットの冷却性能により規定される。本報告は、回転ターゲットの除熱限界を決定する要因と除熱限界のパラメータ依存性を明確にするために、TRACコードによるターゲット構造材の非定常温度解析、熱設計用解析モデルの導出、及び除熱限界に対するパラメータ効果の評価を行った結果をまとめたものである。導出した熱設計用解析モデルを適用した結果から、最高熱出力として37kWを得、目標とする中性子発生率10$$^{13}$$n/sが達成可能であるとの見通しを得た。

論文

「シグマ委員会」における核データ収集・評価の活動; 平成元、2年度の作業報告

「シグマ」特別専門委員会

日本原子力学会誌, 33(12), p.1142 - 1150, 1991/12

本報は平成元年と2年における「シグマ委員会」の活動に関するものである。この間の各ワーキンググループや諮問・調整委員会そして常置グループの活動を総括し、合わせてJENDL-3 FPファイル、特殊目的核データファイル、国際協力などについて報告する。特筆すべき事は、核分裂炉から核融合炉までのニーズに応えうるJENDL-3汎用ファイルに引き続き、広範な核分裂生成核種についての中性子断面積データを収録したJENDL-3 FPファイルも完成し、JENDL-3全体を公開したこと、そして崩壊熱計算のための精度の良いJNDC FP核データライブラリー第2版を完成させ、公開したことである。これらにより「シグマ委員会」の活動が一時期を画したことになる。

論文

Liquid-metal heat transfer for the first wall and limiter/divertor plates of fusion reactors

M.Z.Hasan*; 功刀 資彰

Heat Transfer-Minneapolis,1991 (AIChE Symp. Ser. No. 283), p.67 - 73, 1991/00

核融合炉第1壁及びリミター/ダイバータ板内の冷却流路内の完全発達した層流液体金属流れの温度助走区間及び完全発達時の対流伝熱を3次元非定常熱流体コードCONDIFを用いて数値解析した。冷却材流路壁は絶縁としている。プラズマからの直接熱放射を受ける円形冷却材流路は表面で周方向に熱流束分布を有すると同時に、外部磁場の存在によって電気伝導性を有する冷却材流れはMHD効果を受けることになる。著者らはこれまでに印加熱流束(熱放射)の方向と磁力線の方向が平行の場合について研究してきたが、本報告では主として、熱流束の方向と磁力線の方向が異なる場合について取り扱っている。熱流束の周方向非一様性とMHD効果による熱伝達特性の変化は、両者が平行な場合最も強く現れ、直交する場合最も弱くなる。これらの影響を考慮した場合、如何なる設計検討の余地があるかを逆ピンチ炉(TITAN)を例に考察した。

論文

シグマ委員会における核データ収集・評価の活動; 昭和62,63年の作業報告

「シグマ」特別専門委員会

日本原子力学会誌, 32(1), p.56 - 64, 1990/01

昭和62年4月より64年3月までの「シグマ」特別専門委員会の活動を報告する。この間の特別なトピックスはJENDL-3の完成である。各種の積分テストがファイルの妥当性を確認するために行われた。また、63年5月30日から6月3日迄で、水戸で核データの国際会議が開催され300人以上の参加者を集めた。この期間内にさらに核データ関連の国際協力が進展し、JENDL-3以降の活動に関しても多くの分野で活動が開始されている。

論文

Ceramic turbomolecular pumping system in reactor structure of FER

伊尾木 公裕*; 亀有 昭久*; 上田 憲照*; 引田 和雄*; 秦 聰*; 阿部 哲也; 飯田 浩正; 村上 義夫

Fusion Engineering and Design, 10, p.223 - 230, 1989/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.75(Nuclear Science & Technology)

セラミックターボ分子ポンプを用いる真空排気系は、耐放射線性、耐磁場性、耐熱性に優れており、近年その開発に着手された。セラミックターボ分子ポンプ系を炉本体内のダイバータに近い位置に組み込むことにより、(1)トリチウムインベントリーを小さくできる、(2)大型ゲートバルブが不要になる、(3)中性子ダクトストリーミングが少なくなる、などの効果が期待される。

論文

Application of a hexagonal element scheme in the finite element method to three-dimensional diffusion problem of fast reactors

石黒 美佐子; 樋口 健二

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(11), p.951 - 960, 1983/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:35.76(Nuclear Science & Technology)

定常状態における中性子拡散問題は、楕円型偏微分方程式の境界値問題に帰着される。我々は、有限要素法におけるガレルキン近似法を、高速炉の3次元拡散問題を解くために適用する。この際、高速炉の典型的な形状である6角格子形状を取扱うために、6角形要素分割法を採用する。本論文では、ラグランジェ型の6角形基底関数を定式化し、基底関数から計算される、ガレルキン近似法を拡散方程式に適用する場合にキィとなる積分値が提示される。計算結果が充分法との比較により、また通常の3角形要素法との比較により示される。6角形要素法の計算時間は、差分法の3角形メッシュ法に較べて約半分で、その計算精度は、6角形の中心点の中性子束の値が陽に計算されないという点を除いて全体として優れている。

論文

理論に支えられた溶融塩技術,続; イオン性液体構造模型・地球マントル・核融合炉・加速器溶融塩増殖炉など

古川 和男

金属物理セミナー, 6(1), p.11 - 23, 1983/00

溶融塩技術の基礎に関する研究およびその応用の現状に関して、サロン様に解説したものである。同名の解説を1977年に、さらに特に「イオン性液体構造」に関して書いたのを受けて、古川が21年前に提示した「可変形イオン模型」がようやく理解されるようになったことを示し、「実験事実」に対する警告の正しかったことを示した。前に示したLi-Na-Be-FによるMg-Ca-Si-O融体のシミュレーションは一層の保証をえて、地球マントル研究への応用が考えられつつある事を述べた。新しく提案を行った加速器溶融塩増殖炉の概要と、協力を望む研究課題を紹介した。この仕事はまた慣性閉込め核融合ハイブリッド溶融塩炉へと将来発展しうることも示した。これらはまた、科学が技術への応用と密接に関連することによって、活発かつ健全な発展をするものであることを例示したものでもある。

報告書

Surface Materials Considerations for Fusion Reactors

曽根 和穂; 前野 勝樹; 大塚 英男; 山本 新; 阿部 哲也

JAERI-M 82-156, 17 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-156.pdf:0.67MB

本報告書は核融合実験炉(INTOR)の第一壁候補材料であるBe,C,SiC,TiCを中心にそのデータベースおよび問題点を検討したものである。本文は物理スパッタリング、化学スパッタリング、アーキング、水素およびヘリウムの吸蔵および放出、再付着物質特性についての検討を含んでいる。これらの考察は実験炉の不純物制御および第一壁工学にとって欠かせないものである。

報告書

有限要素法における6角形要素の高速炉・3次元拡散問題への応用

石黒 美佐子; 樋口 健二

JAERI-M 82-071, 57 Pages, 1982/07

JAERI-M-82-071.pdf:1.42MB

中性子拡散を取扱うために,差分法がよく使用されてきた。ところが、差分法では扱いにくい形状を取扱ったり、差分法では計算精度上問題があったりする場合に、有限要素法の適応性に期待が持たれる。我々は、既成の有限要素法コードFEM・BABELを拡張し、高速炉の典形的な形状である6角格子形状を取扱えるようにした。この際、これまで使用されたことのない6角形要素分割方式を採用した。この報告書では、(1)有限要素法の適応性、(2)拡散方程式の有限要素法近似、(3)6角形要素関数、(4)6角格子形状メッシュゼネレーション、(5)コードの拡張点、(6)計算時間の比較などが記述される。

論文

Conditioning of graphite surface by atomic hydrogen shower

阿部 哲也; 小原 建治郎; 村上 義夫

Journal of Nuclear Materials, 91(1), p.223 - 226, 1980/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:87.25(Materials Science, Multidisciplinary)

熱分解黒鉛および原子炉級黒鉛に原子状水素を照射して表面を安定化し、水素との反応により生成するメタンの量を低減させることを試みた。その結果、熱分解黒鉛および原子炉級黒鉛とも、温度500$$^{circ}$$C以上,照射する水素原子数10$$^{1}$$$$^{7}$$cm$$^{-}$$$$^{2}$$以上の条件で処理することにより、メタン生成量を大幅に減少させることができた。

論文

核融合炉ブランケット化学序説

古川 和男

日本金属学会会報, 19(4), p.225 - 229, 1980/00

核融合のプラズマ物理実験の進展は著しいが、炉工学的完成までには多大の困難が待っていることを知らねばならない。とかく見落されがちなブランケット化学的問題点に関して概説を試みた。核融合炉は、核分裂炉よりはるかに問題が深刻であって、プラズマ工学的に実現が最も容易と考えられるDT炉において炉化学ないしブランケット化学的問題が多い。その概要を示すと共に、DD炉,B-P炉についても触れ、また磁場閉込め炉型のみでなく、慣性閉込め炉,ハイブリッド炉にも言及しつつ、それらの化学的観点からの長短を論じた。なお、結論として、核融合炉を実用化するには、もっと核分裂炉を炉化学的により成熟したものとする努力を避けるわけには行かないであろうことを強調した。

報告書

Japanese List of Requests for Nuclear Data

シグマ研究委員会 WRENDA グループ*

JAERI-M 8062, 38 Pages, 1979/01

JAERI-M-8062.pdf:0.93MB

核分裂炉、核融合炉、燃料計量を対象とした核データに対する要求をまとめた。これらはシグマ研究委員会のWRENDA グループで検討、選択されたもので、WRENDA 79/80に提出されている。この報告には244件の要求が載っており、そのうち81件が核分裂炉用、94件が核融合炉用、69件が燃料計量用である。3つの分野に対する核データを1つにまとめたことにより、要求の全容が把握出来て、測定者や評価者にも便利に利用出来る。

論文

LiF-BeF$$_{2}$$(Flibe)系溶融塩とその応用; 溶融スラグ、溶融塩増殖炉、核融合炉など

古川 和男; 大野 英雄

材料科学, 14(6), p.302 - 309, 1977/06

溶融塩技術は近年着実な発展をとげつつあるが、中でもLiF-BeF$$_{2}$$形を中心とするFlibe技術は、特に興味ある位置を占めている。したがって、この系の基本的な構造および物性値について紹介しつつ、またその広い応用面の解説をも行ったものである。その構造、物性の理解には、それが融体でMgO-SiO$$_{2}$$と定量的に相応状態を形成することを利用すると有効である。これは、今後より深い溶融スラグの研究に、Flibeが大いに役立つことを意味する。また、溶融塩増殖炉の燃料媒体としての応用は、その優れた実用性から一層注目されてきている。されにそれは、トリチウム生産炉、アクチノイド溶融塩高速炉、およびDT核融合炉ブランケット工学へと広く関連しており、基礎研究と応用研究の多角的相関を示す良い例といえよう。これらを契機として、一層溶融塩技術が成熟してゆくことが期待される。

口頭

中性子照射によるチタン酸リチウムペブルからのトリチウム回収研究

落合 謙太郎; 枝尾 祐希; 河村 繕範; 星野 毅; 太田 雅之; 今野 力

no journal, , 

原子力機構の核融合中性子源施設FNSでは、固体増殖ブランケット模擬体系内に装荷したチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)ペブルをDT中性子で照射し、ペブル内に生成したトリチウムについて、試料温度や回収ガス中の水分濃度に対するトリチウム回収効率と回収化学形(トリチウム水もしくはトリチウムガス)の割合について調べている。ベリリウムブロックとLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ブロックで構成した実験体系内に、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ブロック層中にLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ペブル($$^{6}$$Li: 7.59%)を67g程度充填したステンレス製のアッセンブリを挿入し、ペブルの温度を一定に保持したままDT中性子照射を行い、ぺブル内で生成したトリチウムを回収ガスによってオンラインで回収した。回収ガスは主に乾燥水素ガス1%を含んだヘリウムガス(He(H$$_{2}$$-1%))を中心に水蒸気濃度を変化させて、水蒸気濃度に対するトリチウム回収特性を調べた。水捕集型のバブラーで回収したトリチウムの量を液体シンチレーションカウンターで測定し、トリチウム水(HTO)とトリチウムガス(HT)とに分けて測定した。He(H$$_{2}$$-1%)回収ガスの場合、温度573-1073Kの範囲では、単位中性子発生数あたりのトリチウム回収量はペブル温度によらずほぼ同量で、核解析によるトリチウム生成量とよく一致した。一方、トリチウム化学形の比は温度で変わり、ペブル温度573Kでは全体の約40%しかHTで回収されないが、873K以上ではHT成分による回収が全体の95%以上になることがわかった。

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