II．ブランケットからのトリチウム回収

DOI
  • 関 洋治
    独立行政法人日本原子力研究開発機構 核融合研究開発部門 核融合エネルギー工学研究開発ユニット ブランケット工学研究グループ
  • 吉河 朗
    独立行政法人日本原子力研究開発機構 核融合研究開発部門 核融合エネルギー工学研究開発ユニット ブランケット工学研究グループ
  • 廣瀬 貴規
    独立行政法人日本原子力研究開発機構 核融合研究開発部門 核融合エネルギー工学研究開発ユニット ブランケット工学研究グループ
  • 谷川 尚
    独立行政法人日本原子力研究開発機構 核融合研究開発部門 核融合エネルギー工学研究開発ユニット ブランケット工学研究グループ
  • 江里 幸一郎
    独立行政法人日本原子力研究開発機構 核融合研究開発部門 核融合エネルギー工学研究開発ユニット ブランケット工学研究グループ
  • 横山 堅二
    独立行政法人日本原子力研究開発機構 核融合研究開発部門 核融合エネルギー工学研究開発ユニット ブランケット工学研究グループ
  • 鈴木 哲
    独立行政法人日本原子力研究開発機構 核融合研究開発部門 核融合エネルギー工学研究開発ユニット ブランケット工学研究グループ
  • 榎枝 幹男
    独立行政法人日本原子力研究開発機構 核融合研究開発部門 核融合エネルギー工学研究開発ユニット ブランケット工学研究グループ
  • 深田 智
    九州大学大学院総合理工学研究院 エネルギー理工学部門

書誌事項

タイトル別名
  • II. Recovery of tritium bred in blanket
  • (2) Flowability evaluation of helium gas through the pebble bed of the tritium breeder packed in a container of blanket
  • （2）核融合炉ブランケットにおける増殖材微小球充填容器内ヘリウムパージガスの流動特性評価

抄録

本研究では、核融合炉ブランケットにおけるトリチウム回収を目的とした増殖材微小球の充填体内を流れるヘリウムパージガスの流動特性を評価するため、圧力損失測定を実施した。過去の経験式との比較を実施し、パージガス流量と圧力損失の関係を定量的に評価するともに、単純形状の充填容器と冷却管を模擬した実規模充填容器との比較により、充填容器の幾何学形状の違いによる流動特性への影響を評価した。

収録刊行物

キーワード

詳細情報 詳細情報について

  • CRID
    1390282680701308544
  • NII論文ID
    130007035550
  • DOI
    10.11561/aesj.2011f.0.769.0
  • 本文言語コード
    ja
  • データソース種別
    • JaLC
    • CiNii Articles
  • 抄録ライセンスフラグ
    使用不可

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