汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)

今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.

JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。

Prototype tokamak fusion power reactor based on SiC/SiC composite material, focussing on easy maintenance

西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 迫 淳*; 高瀬 和之; 関 泰; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; et al.

Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.271 - 279, 2000/09

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00167-8

将来の商用炉として環境安全性及び保守性に重点をおいたDREAM炉を過去にすでに提案した。そこでは材料開発の著しい進展が前提とされている。実験炉の次の原型炉の建設予定時期においては、材料は開発途上であることが想定され、そのことを前提として原型炉ドリームの概念構築を試みた。以下、検討の結果得られた主なパラメータを商用炉との比較をし、記述する。

核融合実験炉アーマタイルのIn-situろう接補修技術に関する基礎的研究

石山 新太郎; 馬場 信一; 深谷 清; 衛藤 基邦; 秋場 真人; 佐藤 真人*; 荒木 俊光*; 山口 正治*; 山崎 誠一郎*

日本原子力学会誌, 42(7), p.669 - 677, 2000/07

ロボットによる新しいその場補修技術の確立を目的に、核融合炉実験の運転中に生じたダイバータ機器のアーマタイル/銅合金接合部の損傷部位を想定したC/Cコンポジット製アーマタイル/銅材料の繰返しろう接合試験並びに再結合材の強度試験を実施した。その結果、繰返しろう接合試験の最適条件並びに再ろう接材の強度材料を把握するとともに、再ろう接強度等の機械的特性やその信頼性が高まることを実証した。また、さらにロボット技術を前提にしたアーマタイル/銅合金接合部の損傷部位の繰返しその場補修技術に関する知見を得た。

高温真空中での水蒸発に伴う圧力上昇と凝縮挙動

高瀬 和之; 功刀 資彰*; 山崎 誠一郎*; 藤井 貞夫*

第35回日本伝熱シンポジウム講演論文集, p.801 - 802, 1998/05

核融合炉で真空容器内冷却材侵入事象(ICE)が起こると水の沸騰・蒸発に伴って圧力が急激に上昇することを、ICE予備実験装置を使って定量的に明らかにした。核融合炉の安全設計を行う場合、真空容器内圧力の上昇は容器破損に繋がるため、圧力上昇を抑制するための安全装置の設置が必要である。水の飽和温度と飽和圧力の関係から、ICEが起きた場合には真空容器内に設けた低温部で水蒸気を凝縮させ、容器内圧力を低温部の温度で定まる飽和圧力に維持させることが理論上可能である。そこで、任意の容積を持つ水冷ジャッケット付きタンクを真空容器に配管を介して接続して、ICE時の圧力上昇を強制的に抑制する手法(強制冷却式付加タンク)を考案した。現在のところ、真空容器の10%の容積の付加タンクでも圧力上昇を2気圧未満に抑制できることがわかった。本手法は核融合炉安全設計の合理化に大いに役立つものと考えられる。

A Fusion power reactor concept using SiC/SiC composites

植田 脩三; 西尾 敏; 関 泰; 栗原 良一; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; DREAM-Design-Team

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1589 - 1593, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00294-3

核融合動力炉の主要な要件として、設備利用率に直結した保守性、経済性を向上させる高い熱効率の実現、環境安全性に優れていることが挙げられる。著者らは、炉内機器の構造材料としてシリコンカーバイド複合材を採用し動力炉概念を構築することを試みた。シリコンカーバイド複合材は低放射化材料でありかつ耐熱材料でもある。また、電導率が小さい。配置に関して、プラズマ設計の要件を満たしながら保守のアクセスを良くするように全体構造を工夫した。ブランケットは、モジュール構造としトリチウム増殖率が正味で1.1が得られるよう中性子増倍材、トリチウム増殖材、遮蔽体の寸法を適正化した。その結果、保守作業は炉停止後1日から開始可能なこと、保守作業はセクター引出方式により簡単化されること、正味の熱効率は47%となること、廃棄物の観点から見ても優れていることが分かった。

Proposal of integrated test facility for in-vessel thermofluid safety of fusion reactors

栗原 良一; 関 泰; 植田 脩三; 青木 功; 西尾 敏; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; et al.

Journal of Fusion Energy, 16(3), p.225 - 230, 1997/00

https://doi.org/10.1023/A:1021895304522

VDE事象や逃走電子のようなプラズマ異常は、真空容器内冷却管の多数損傷に至る可能性がある。冷却管が損傷すると冷却水が真空容器内で蒸発し、加圧を引き起こす。このような事象を冷却材侵入事象(ICE)と呼ぶ。また、ICE等による真空容器内圧上昇が起因となって、真空境界が破断する真空破断事象(LOVA)が想定される。現在までに実施してきたICE予備試験とLOVA予備試験では、これら事象の基本的メカニズムに着目した実験を行い、基礎データを得て評価コードの開発を行ってきた。総合試験では、ITERの安全審査に備え、これら評価コードの検証を行うとともに、ICEからLOVAに至る現象を総合的に試験する計画である。本論文では、現在、概念設計を進めている総合試験装置の概要及び試験の計画について紹介する。

定常トカマク型核融合動力炉(SSTR)のダイバータの改良検討

森山 幸記*; 西野 徹*; 関 泰; 山崎 誠一郎*

JAERI-M 93-130, 71 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-130.pdf:2.21MB

定常トカマク型核融合動力炉(SSTR)のダイバータの改良を検討した。本研究で行なった改良は、ダイバータプラズマ周辺にバッフル板を付加したり、ダイバータプレートにスロットを設置するなどの構造上の変更を加えることによってダイバータプラズマをより低温、高密度化し、ダイバータプレートの熱負荷を低減することである。SSTRに従来から採用されていたダイバータ、バッフル板を付加したダイバータ、下方に排気するダイバータ及びガスを標的とするダイバータについてダイバータ解析コード(UEDA)を用いてダイバータプラズマの特性の評価・比較を行なった。数値解析の結果、バッフル板を付加したダイバータが、ダイバータプラズマの温度、密度及びダイバータプレートの熱負荷低減の面で優れていることが示された。スロット内のガスを標的とするダイバータや下方に排気するダイバータは、成立自体が困難であることが示された。

Sensitivity study on some parameters of disruption erosion analysis

功刀 資彰; 秋場 真人; 小川 益郎; 伊勢 英夫*; 山崎 誠一郎*

Fusion Technology, 21, p.1863 - 1867, 1992/05

核融合炉ディスラプション時の熱損傷量を評価するため、日本を始めとして米国及びECで、蒸発・溶融を伴うディスラプション熱応答解析コードが開発されている。しかし、同一熱負荷条件における各国コードの熱損傷量が互いに異なることが指摘されており、この原因を解明する必要がある。本報告は、ディスラプション熱応答解析コードの数値解析及び数理モデル上の種々のパラメータ(計算格子、時間増分、境界条件、蒸発モデル式及びモデル定数、材料の熱物性値の温度依存性など)の感度特性を評価した結果をまとめたものである。本解析の結果、材料の熱伝導率及び蒸気圧の温度依存性が熱損傷量に大きく影響することが明らかとなった。しかし、依然として各国間の結果の差を説明し得る有力な根拠を得ることができなかった。そこで、コードの信頼性を検証するためのベンチマーキングを提案した。

Japanese contributions to blanket design for ITER

黒田 敏公*; 吉田 浩; 高津 英幸; 関 泰; 野田 健治; 渡辺 斉; 小泉 興一; 西尾 敏; 真木 紘一*; 佐藤 瓊介*; et al.

JAERI-M 91-133, 191 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-133.pdf:5.79MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の概念設計は、1990年12月を以て3年間に渡る活動を終了した。この報告書はITERの概念設計の内、トリチウム増殖ブランケットに対する日本の設計検討をまとめたものである。日本は従来よりセラミック増殖材(LiO)をペブル形状で充填するブランケットを提案している。本設計においては、中性子増倍材(ベリリウム)をやはりペブル形状とし、LiOペブルと混合して充填する方式および増殖材と増倍材の共存性が問題となった場合にこれを回避することを考えた分離充填方式(多層型)の2案について検討した。これらの構造概念を示すと共に、核および熱流動、強度特性に対する解析を実施し、トリチウムインベリ評価、製作性の検討を行った。正味トリチウム増殖比はいずれのブランケットも~0.8であり、外部からの供給と合わせ、ITERの運転に対するトリチウム燃料の供給を行える見込みである。

2次元ディスラプション熱解析コードDREAM

山崎 誠一郎*; 関 昌弘; 小林 武司*

JAERI-M 88-163, 93 Pages, 1988/08

JAERI-M-88-163.pdf:1.33MB

トカマク型核融合炉で、プラズマが瞬時に崩壊するプラズマ・ディスラプションが起こると、プラズマに面する機器の表面には極めて高い熱負荷が短時間に負荷される。この時、急激な温度上昇と同時に壁材料が現象する。また、急激な温度変化や相変化はき裂の発生や進展をもたらす可能性がある。これらは機器の寿命を大きく左右する重要な因子であり、機器設計においては壁表面での相変化を考慮に入れた解析が必要である。本報告書では、このような解析を目的として開発した2次元熱解析コードDREAMの概要をまとめた。また、入出力方法および解析例を示した。さらに、DREAMコードの入力マニュアルを付録として添付した。