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論文

JT-60UにおけるN-NBI加熱・電流駆動とトカマク定常化

池田 佳隆; 及川 聡洋; 井手 俊介

プラズマ・核融合学会誌, 81(10), p.773 - 778, 2005/10

トカマク定常核融合炉では、循環エネルギーが低い非誘導運転を行うために、高効率な電流駆動方式と高い自発電流の割合が必要である。NBIは電流駆動と加熱に対し強力かつ有効な手段である。JT-60Uでは350keV以上のエネルギー粒子を入射する負イオンNBIを有し、ITER級の領域でNBIの電流駆動と加熱を研究している。本解説は、ITERやトカマク核融合炉の連続運転に向けた最近の負イオンNBI実験と装置の進展について述べたものである。

論文

定常炉心試験装置(JT-60SU)の概念設計

牛草 健吉

プラズマ・核融合学会誌, 74(2), p.117 - 125, 1998/02

核融合実験炉・原型炉の定常運転の科学的基盤の構築を目指した実験装置、定常炉心試験装置JT-60SUの概念設計を解説した。装置はプラズマ電流5-6MAの長パルス運転(1000秒~1時間)が可能となるよう設計されている。装置の概要を示した後、物理設計における特長を示し、長パルス運転シナリオ、高密度運転、プラズマ形状制御、電流分布制御、ダイバータ設計など、JT-60の実験成果に基づいた検討内容を紹介した。また、工学的設計の特徴として超伝導コイル系、真空容器、加熱・電流駆動システム、遠隔操作システム、材料開発、放射線遮蔽、トリチウム処理設備を概説し、全システムの成立性を明らかにした。

論文

研究用原子炉の定常熱水力解析コードCOOLOD-N

神永 雅紀

RIST News, (21), p.42 - 47, 1996/00

COOLOD-Nは、板状燃料を使用する研究用原子炉の炉心定常熱水力特性を解析するためのコードとして既存のCOOLODコードを基に、自然循環冷却時の炉心流量計算機能、板状燃料を使用する研究炉用に開発された熱伝達相関式などを新たに組込み整備したものである。COOLOD-Nは、これまでにJRR-3M(JRR-3改造炉)、インドネシアのRSG-GAS(MPR-30)、メキシコで計画中のMEX-15、JRR-4低濃縮シリサイド炉心などの炉心熱水力特性解析に用いられてきた。ここで、紹介するコードはCOOLOD-Nであるが、COOLOD-Nの開発後、JRR-4の低濃縮化に際してTRIGA燃料炉心についても検討する必要が生じ、最新版としてはTRIGA燃料のような棒状燃料も取扱い可能としたCOOLOD-N2もある。本稿では、COOLOD-Nの主な特徴と主要な計算モデルについて紹介する。

報告書

COOLOD-N2: A Computer code, for the analyses of steady-state thermal-hydraulics in research reactors

神永 雅紀

JAERI-M 94-052, 40 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-052.pdf:1.42MB

本報告書は、研究炉の定常熱水力解析コードCOOLOD-N2について述べたものである。本コードは、板状燃料を使用する研究炉の定常熱水力解析コードCOOLOD-Nの改良版であり、棒状燃料を使用した研究炉の解析が行えるように棒状燃料の温度計算サブルーチンを新たにCOOLOD-Nに組み込んだものである。COOLOD-N2は、強制循環冷却及び自然循環冷却のいずれの場合にも適用可能である。本コードにおいてもCOOLOD-Nと同様に板状燃料を用いた研究炉用に開発された熱伝達相関式、DNB熱流束相関式等からなる「熱伝達パッケージ」が組み込まれているが、棒状燃料のDNB熱流束計算では、熱伝達パッケージの他にTRIGA炉の解析で用いられているLundの相関式による値も合せて計算する。本コードは、JRR-4改造プロジェクトの中でJRR-4 TRIGA炉心の定常熱水力解析を実施するために開発したものである。

報告書

Thermal-hydraulic conceptual design of the multiple purpose research reactor MEX-15

M.A.Lucatero*; 神永 雅紀

JAERI-M 94-006, 38 Pages, 1994/02

JAERI-M-94-006.pdf:1.27MB

MEX-15は、メキシコ国立原子力研究所(ININ)が建設を計画している熱出力15MWの軽水減速・冷却、黒鉛反射体付きのプール型研究炉である。燃料としては、ウラン濃縮度19.75%のU$$_{3}$$O$$_{8}$$-Alを燃料芯材としたMTR型の板状燃料が使用される予定である。本報告書は、多目的研究炉MEX-15の熱水力概念設計について述べたものであり、強制循環冷却及び自然循環冷却の2つのモードについて検討した。熱水力解析結果から、定格出力15MW、炉心入口圧力1.43kg/cm$$^{2}$$、炉心入口温度35$$^{circ}$$Cの強制循環冷却時において、標準型燃料要素に対する最適冷却材流速は約5.6m/sであり、その時の沸騰開始(ONB)温度に対する余裕は約17$$^{circ}$$C、最小DNBRは2.58であることが明らかとなった。また、自然循環冷却時には、熱出力約300kWまで炉心のいかなる場所でも沸騰をおこさないで運転可能なことが明らかとなった。本解析結果は、MEX-15の暫定的な技術的仕様の作成に用いられる。

報告書

Comparison between a steady-state fusion reactor and an inductively driven pulse reactor; Study as a power plant

堀池 寛*; 黒田 敏公*; 村上 好樹*; 杉原 正芳; 松田 慎三郎

JAERI-M 93-208, 31 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-208.pdf:0.91MB

核融合開発の方向に関する議論の一に運転形態が定常かパルスかと言う議論がある。これはトカマクの電流励起についての原理的なものであるが今迄定量的に比較研究された事が無かった。本報はSSTRを定常炉のリファレンスとしてこれと同等技術ベースに則りこれに近いパルス炉の概念を決める事により相互の定量比較を試みた。内容は2部から成り、1つは疲労の効果の評価で、パルス炉は短時間で起動停止を繰返すため疲労が大でこれが炉寸法に与える効果を評価した。2はパルス的な熱出力の取り扱いで、電力網に送電する場合1日に何回も出力が零になる発電所は受け入れられないとすると、それを改良するのに蓄熱器が必要となるがその規模は炉の停止時間の函数となる。この点を他の要因-電源の規模に与える停止時間の影響と合わせて評価することによりパルス出力を補償するに必要な装置規模を評価した。以上の結果、炉の小型化の重要性が判った。

論文

Initial results from the JT-60 upgrade

木村 豊秋; JT-60チーム

Proc. of the 14th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 2, p.860 - 866, 1992/00

JT-60の大電流化改造は、真空容器、ポロイダル磁場コイルを新たに製作し、大電流・非円形断面ダイバータプラズマ(プラズマ電流6MA、放電持続時間15秒)の生成を可能とするもので1991年3月に完了した。これにより(1)プラズマ閉じ込め性能の向上とその物理機構の解明、(2)電流駆動による定常化の研究、(3)不純物抑制や灰排気といったダイバータ機能の研究等、JT-60において進めたこれらの研究を炉心規模のプラズマでさらに発展させることが可能となった。また、重水素使用により核融合反応で生成される高エネルギー粒子の挙動解明や、垂直位置不安定性、ディスラプション、リップル損失等の現象解明を通じて、次期装置等の装置設計に必要なデータベースの蓄積が進められる。本講演では、これらの研究目的に対応したJT-60装置改造の概要に触れ、本年4月から開始された初期実験の結果および今後の展望について述べる。

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