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J-GLOBAL ID：201402245927903754   整理番号：14A0611048

ヒートパイプを利用する核融合炉コリドール冷却に関する検討

Study on the Use of a Heat Pipe to Cool a Nuclear Fusion Reactor Corridor

著者 (2件)： 野田英彦 (八戸工大 エネルギー環境システム研) ,  深井潤 (九大 大学院)
資料名： 八戸工業大学エネルギー環境システム研究所紀要  (Bulletin of Laboratory for Energy, Environment and Systems, Hachinohe Institute of Technology)
巻： 12  ページ： 21-25  発行年： 2014年03月28日 
JST資料番号： L4900A  ISSN： 2186-6015  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： 日本 (JPN)  言語： 日本語 (JA)

抄録/ポイント： 核融合反応は,将来の発電システムの動力源に利用しようと,国際的に協力して研究が進められている。国際熱核融合実験炉(ITER)はその一環である。ITERは,超伝導コイルであるトロイダルコイルや中心ソレノイドを利用して強力な磁場を発生させ,プラズマをドーナツ状に閉じ込めることで,高温のプラズマを維持するとともに,核融合を行わせ,発生した中性子をブランケット部材に当てることで,トリチウムを連続的に生成する実験炉である。ITERによる高温プラズマ閉じ込めが成功したのち,ブランケット内に設置する水管内の水を沸騰させて熱を取り出し発電する核融合炉発電システムの原型炉が計画されている。本研究は,原型炉運転中の緊急停電時に,受動的に動作する冷却システムを開発することを目的としている。核融合炉メンテナンスのために,ブランケットやダイバータを12分割したセクタを,遠隔操作でクライオスタット外に取り出し,保守室に移動させることが予定されている。セクタは,クライオスタットから保守室まで,コリドールと呼ばれる通路を通って移動させる。そこで,コリドールにセクタが搬入された際の冷却システムに関する検討を行う。(著者抄録)

シソーラス用語： *ヒートパイプ ,  *核融合炉 ,  研究用原子炉 ,  *冷却 ,  ダイバータ ,  *遠隔制御 ,  *停電 ,  連絡通路 ,  国際熱核融合実験炉
準シソーラス用語： *コリドール冷却 ,  フランケット

分類 (1件)： 核融合装置  (BJ02083Z)

タイトルに関連する用語 (3件)： ヒートパイプ ,  核融合炉 ,  コリドール