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J-GLOBAL ID：201002238114830940   整理番号：10A0832104

核分裂溶融塩を使用するARIES-ST核融合炉に関する中性子研究

Neutronic investigation on the ARIES-ST fusion reactor with fissionable molten salts

著者 (2件)： UEBEYLI Mustafa (TOBB ETUE Mechanical Engineering, Soeguetoezue Cad. No: 43, 06560 Ankara, TUR) ,  ACIR Adem (Gazi Univ. Mechanical Education, Teknikokullar Ankara, TUR)
資料名： Energy Conversion and Management  (Energy Conversion and Management)
巻： 51  号： 12  ページ： 2531-2534  発行年： 2010年12月 
JST資料番号： A0552A  ISSN： 0196-8904  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： イギリス (GBR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 特に過去35年の間に一連の主要な核融合炉設計についての研究が行われた。これらの一つがARIES-ST核融合炉,すなわち1000MW核融合炉発電設備である[1~10]。その設計は球形トカマク構想に基づいている[1~10]。さらにこの炉はコンパクトな動力炉心を持つ利点を備えている[1~10]。ARIES-ST核融合炉の場合,LiPbの冷却材がエネルギーキャリアおよびトリチウム増殖材として両様の使用が考えられている[1~10]。本研究では,核分裂同位体を含む溶融塩,すなわちフリーベ+兵器級(WG)PuF₄あるいはフリーベ+使用済燃料級(SFG)PuF₄を使用するARIES-ST核融合炉の主要中性子パラメータを検討した。いろいろな冷却材組成についてScale 5を援用して核融合ブランケットにおける中性子計算を行った。数値結果によって,炉における最良の中性子性能は,フリーベ+1%WG PuF₄を使用した場合に達成できることを示した。これに加えて,純粋のARIES-ST核融合炉に比べ,炉のエネルギー増倍に著しい向上を得た。Copyright 2010 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.

シソーラス用語： *核融合炉 ,  中性子 ,  計算 ,  原子炉冷却材 ,  融解塩 ,  核分裂性物質 ,  同位体 ,  フッ化ベリリウム ,  フッ化リチウム ,  混合物 ,  プルトニウム化合物 ,  ブランケット ,  最適条件
準シソーラス用語： *ARIES-ST核融合炉 ,  フリーベ ,  溶融塩

分類 (1件)： 核融合装置  (BJ02083Z)

タイトルに関連する用語 (6件)： 核分裂 ,  溶融塩 ,  ST ,  核融合炉 ,  中性子 ,  研究