AC loss measurement of 46kA-13T NbSn conductor for ITER

高橋 良和; 松井 邦浩; 西井 憲治; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 安藤 俊就; 辻 博史; 村瀬 暁*; 島本 進*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 11(1), p.1546 - 1549, 2001/03

https://doi.org/10.1109/77.920071

ITER用に開発されたNbS超電導体は、直径0.8mmの素線を約千本撚り合わせたもので、最大磁場13Tにおいて、46kAの運転電流値である。超電導導体の重要な特性の一つである変動磁場に対する損失(ACロス)を、冷媒ヘリウムが流れる空間が占める割合(ボイド率)をパラメータとした導体サンプルにおいて測定した。その結果、パルス・コイルにおける最適なボイド率は35~37%であることが示された。またCSモデル・コイルにおけるACロスの測定結果と導体サンプルの結果を比較検討した。その結果、導体サンプルの長さが十分でないことが明らかになった。しかし、コイルにおいては、ACロスは十分小さいことも示された。

Estimation of helium production due to neutron streaming and establishment of shielding design conditions in fusion shielding blanket by 3-D Monte Carlo calculation

佐藤 聡

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.253 - 257, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10874885

国際熱核融合実験炉(ITER)遮蔽ブランケットに対して、3次元モンテカルロ、1次元及び2次元S法を用いて遮蔽解析を行い、超電導トロイダルコイルの核発熱、絶縁材の吸収線量等の核的応答、ブランケットや真空容器再溶接部のヘリウム生成量を評価した。ITER遮蔽ブランケットはモジュール構造を有しており、隣り合うモジュール間には、幅20mmのスリットが存在する。また、遠隔機器によるブランケット冷却水配管の切断・再溶接のための、直径30mmの貫通孔が存在する。これらのスリットや貫通孔からの中性子ストリーミング解析を行った。本解析結果から、遮蔽設計基準値を満足するブランケット真空容器の遮蔽構造案を見いだした。

Evaluation of biological does rates around the ITER NBI ports by 2-D S/activation and 3-D Monte Carlo analyses

佐藤 聡; 飯田 浩正; Plenteda, R.*; Valenza, D.*; Santoro, R. T.*

Fusion Engineering and Design, 47(4), p.425 - 435, 2000/01

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(99)00100-3

2次元及び3次元解析により、ITER/NBIポート周辺の遮蔽解析を行い、運転停止10秒後の生体線量率を評価した。運転中の2次元S解析、2次元放射化解析及び運転停止後の線に対する2次元S解析を行い、高速中性子束及び生体線量率分布を求めた。それらの値から、高速中性子束から生体線量率への変換係数を評価した。その結果、クライオスタット近傍では、1.5~410Sv/hour/(cmsec.)であることがわかった。トーラスの1/4を忠実にモデル化した。3次元モンテカルロ解析により、クライオスタット近傍の高速中性子束を求めた。分散低減技法の工夫により、統計誤差の小さい解が得られた。その結果、クライオスタット近傍の生体線量率は、20~100Sv/hourとなり、ITER/EDAの設計目標である100Sv/hourを満足することがわかった。

Development of a 13T-46kA NbSn conductor and central solenoid model coils for ITER

高橋 良和; 安藤 俊就; 檜山 忠雄; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 杉本 誠; 礒野 高明; 押切 雅幸*; 河野 勝己; 小泉 徳潔; et al.

Fusion Engineering and Design, 41(1-4), p.271 - 275, 1998/09

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(98)00236-1

原研において、ITER-EDAのもと、中心ソレノイド(CS)モデル・コイルを開発している。本コイル閉導体は、NbSnが用いられ、ほぼ完成しつつある。導体接続部、熱処理及び巻線技術のR&Dが行われ、それぞれの技術が確立された。これを踏まえて、外層モジュール(8層)の最初の1層の巻線が完成した。本コイルは、1998年に完成し、原研の試験装置において実験が行われる予定である。

Evaluation of the environmental gamma-ray dose rate by skyshine analysis during the maintenance of an activated TFC in ITER

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 山田 光文*; 森 清治*; 飯田 浩正; R.Santoro*

Journal of Fusion Energy, 16(3), p.211 - 218, 1997/00

https://doi.org/10.1023/A:1021891203613

放射化されたトロイダルコイルを、それのみをトーラスから引き抜いた場合と、放射化された真空容器もあわせて引き抜いた場合の、両者に対して、ITER敷地内のガンマ線公衆被曝線量を、2次元Sスカイシャイン解析により評価した。ITER建家から1kmを敷地境界とした場合、前者の場合は1.1Sv/year、後者の場合は84Sv/yearとなった。前者の場合は、100Sv/yearとした場合の制限値を十分満足している。後者の場合は、一桁の裕度を考慮すると、天井のコンクリートを約14cm(現設計では15cm)厚くする必要がある。

Streaming analysis of gap between blanket modules for fusion experimental reactor

佐藤 聡; 高津 英幸; 関 泰; 内海 稔尚*

J. Fusion Eng. Des., 30(3), p.1129 - 1133, 1996/12

ITERブランケットモジュール間の幅20mmのギャップを透過する放射線を考慮した、ブランケットや真空容器のヘリウム生成率、トロイダルコイル(TFC)の核的応答(絶縁材の吸収線量等)を、2次元S放射線輸送解析コードDOT3.5及び3次元モンテカルロコードMCNP4.2を用いて評価した。その結果、TFCの核的応答は、設計目標値を充分下回った。真空容器表面(プラズマ側)のヘリウム生成率は、ギャップの中心線上においては、設計目標値の1appmを約2倍上回った。但し、中心線上から40mm以上離れた位置でのヘリウム生成率は、目標値を下回ることが判った。モジュール間のギャップの幅を変えた場合に関しても、同様の解析を行った。その結果、ギャップ幅が50mmの場合には、中心線上から、約130mm以上離れていれば、真空容器のヘリウム生成率は、目標値を下回った。

単位燃料棒セル燃焼計算コード; UNITBURN

内藤 俶孝; 稲村 実*; 増川 史洋; 奥田 泰久*

JAERI-M 90-019, 62 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-019.pdf:1.18MB

軽水炉の燃料棒セルについての燃焼計算を行うために計算コードUNITBURNを開発した。このコードは各燃焼度毎に多群定数ライブラリー(MGCL)を用いてS-P輸送計算によりセル内の中性子束分布を計算し、燃料ペレット内の核種の生成・減損を計算するものである。さらにこのコードは燃料集合体あるいは炉心計算用の各燃焼度でのセル平均少数群定数、1点炉近似核種生成崩壊計算コードCOMRAD用の1群定数を算出する。この報告書はこのコードのための利用手引書である。

Finite element method for solving neutron transport problem in two-dimensional cylindrical geometry

堀上 邦彦; 中原 康明; 藤村 統一郎; 大西 忠博*

JAERI-M 5793, 48 Pages, 1974/07

JAERI-M-5793.pdf:1.1MB

2次元(r、Z)体系での中性子輸送方程式を有限要素法をにより解くアルゴリズムを開発した。有限要素法は空間変数に対してのみ適用し、角度変数に対してはS法を用いた。(r.Z)平面を幾つかの長方形に分割し、それぞれの長方形の上でラグランジュ補間多項式を前もって作っておき、角度依存の中性子束をそれらの一次結合で表現する。一つの長方形の上で定義されるラグランジュ多項式の数は4、8、9の場合を考慮し、多項式の次数はr、Zの双一次、三次、双二次をそれぞれ対応させた。連続解を得るアルゴリズムと不連続解を得るアルゴリズムとを分けて説明し、両者いずれの場合においても、結合係数を決めるために適当な剰余を定義し、ガレルキン法を適用した。また連続解を得る解法の一つとして、中性子の保存則を表わす式を解くアルゴリズムも示した。

中性子・ガンマ線輸送と動特性計算コードのベンチマーク・テストの問題点

朝岡 卓見; 中原 康明; 伊勢 武治; 筒井 恒夫; 西田 雄彦; 堀上 邦彦; 藤村 統一郎; 出田 隆士; 鈴木 忠和

JAERI-M 5557, 32 Pages, 1974/02

JAERI-M-5557.pdf:1.37MB

原子炉計算コードの大型化、多様化に伴い、それらの適用性、有効性あるいは精度の評価のためベンチマーク・テストが要求されている。ベンチマーク・テストには、実験の解析による核断面積などのチェックのテストもあるが、本報では数値解析の立場からのテストのみを扱う。この際には誤差評価ずみのいわゆる厳密解を基準とするわけで、テストのためのベンチマーク問題もその観点からえらばれなければならない。当面の興味の対象として、中性子とガンマ線の輸送を扱うモンテ力ルロ、S、拡散近似、およびこれらの方法による空間依存動特性の代表的計算コードがえらばれた。そして、現在までに各国で実施された、これらコードの性能テストの総括と評価をした。特に1次元Sコードについては、計算に適している角度求積法とSの近似オーダー、および計算時間についての一般的結論を得た。