超臨界水冷却固体増殖ブランケットシステムの概念検討

榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; et al.

JAERI-Tech 2001-078, 120 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-078.pdf:8.3MB

本報告書は、経済的競争力の強化と技術的な堅実さの維持を両立する原型炉ブランケットの概念構築を目的として行われた平成12年度の原型炉ブランケット設計会議での作業内容をとりまとめたものである。平成11年度の核融合会議戦略検討分科会の議論等から、原型炉の果たすべき使命に関して見直しがなされ、経済的な競合性を有する実用炉の原型であり、それと同じ材料と設計を使用して商業的に魅力ある動力炉の原型であるから、原型炉で、実用化に必要な技術はすべて開発し実証する、と結論付けられた。この見直しを受けて、過去数年にわたるプラズマ研究や炉工学技術開発の進展を勘案して、開発目標として再設定をし、原型炉としてA-SSTRで提案された超臨界水冷却方式の固体増殖ブランケットを目標とし、その概念検討を行った。本概念検討の結果、除熱,発電,燃料増殖,遮蔽などの基本的な性能に関して、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの実現可能性が示された。また、電磁力に関する検討,超臨界水による腐食防止に関する予備調査,トリチウム生成挙動と回収方式の検討,冷却発電システムの検討,モジュール製作性の検討,遠隔保守着脱機構,交換計画の検討などを行い、今後解決するべき検討課題を明らかにした。

Design of ITER shielding blanket

古谷 一幸; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 戸上 郁英*; 喜多村 和憲*; 三浦 秀徳*; 伊藤 裕*; 黒田 敏公*; 高津 英幸

JAERI-Tech 97-022, 113 Pages, 1997/05

JAERI-Tech-97-022.pdf:3.42MB

支持脚のバックプレートへの接続を溶接接合構造としたITER遮蔽ブランケットに対し、モジュール支持概念電磁力及び熱・強度解析等による特性評価、製作手順等に関する設計検討を行った。構造設計においては、遮蔽増殖ブランケットへの交換を考慮し、パージガスライン等の設計概念を反映させた。熱応力解析では、BPPにおけるプラズマ立ち上げ~炉停止までの一連のモードにおいて十分な設計強度を有することを確認すると共に、電磁力解析においては、プラズマディスラプション時にブランケットに発生する応力に対する設計裕度に一部不足がみられるなど、一部設計改善の余地があることを明らかにした。またCu/Cu,ss/ss,及びCu/ssの同時HIP接合方法によるモジュール製作手順等も検討した。

Characteristics of a deuterium-tritium fusion source on a rotating target used in simulated fusion blanket experiments

中川 正幸; 森 貴正; 小迫 和明*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 今野 力; 前川 洋; 中村 知夫*; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Technology, 28, p.39 - 55, 1995/08

日米核融合協同実験のフェイズIIA及びIIB体系において、中性子線源特性を明らかにするため、体系内のキャビティ及び試験領域の表面において、中性子スペクトル及び各種放射化率の測定を行った。その解析は原研及び米国で独立にそれぞれの計算コードと核データを用いて行った。計算法としてモンテカルロ法と二次元Sn法を使った。その結果、中性子スペクトルは一部を除き15MeV~数keVの範囲で良い一致を得た。放射化率は実験値と計算値の差は10%内に入る。この様にブランケットへ入射する中性子の特性は満足のいく精度で予測できることが明らかとなった。

Measurement techniques for fusion blanket neutronics experiments

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 28, p.716 - 723, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00311-T

核融合ブランケット中性子工学についての日米共同実験を通じて開発または応用された測定手法について述べ、評価を行なう。これらはトリチウム生成率、中性子スペクトル、反応率、ガンマ発熱である。最も重要な、トリチウム生成率には6つの方法、即ち、2つのオンライン法と3つの液体シンチレーション法そして一つのTLD法が開発・適用された。スペクトルではNE213とガス比例計数管、反応率では放射化反応の組合せが選ばれ、ガンマ発熱では、TLD内挿法とNE213による荷重関数法が適用された。これらの測定誤差はトリチウム生成率で3-5%、スペクトルで5-10%、反応率で3-6%、そしてガンマ発熱で10-20%と見積られた。核融合炉装置での実験適用性では、放射化箔法を除いて、高温高磁場環境に直ちに適用できるものはなく、新しい測定技術の開発が必要である。

Material problems and requirements related to the development of fusion blankets; The Designer point of view

Donne, M. D.*; Harries, D. R.*; Kalinin, G.*; Mattas, R.*; 森 清治

Journal of Nuclear Materials, 212-215(1), p.69 - 79, 1994/09

核融合炉ブランケット設計の立場から材料に対する要求と問題点を整理した。オーステナイト鋼は低温脆化と高温スウエリング、マルテンサイト鋼は低温脆化、バナジウム合金は組成の特定と照射特性及び製作性がそれぞれの課題である。各種セラミックス増殖材の最重要課題は照射下(バーンアップ数%以上)での機械的な健全性である。ベリリウムに対する中性子照射による最も重要な特性はスウェリングと残存トリチウムである。温度200-700C、数万appmHe程度までの照射データが必要である。液体金属ブランケットでは材料共存性の問題が重要である。LiPbの場合にはトリチウム透過を低減する障壁材の開発が必要となる。また自己冷却概念ではMHD圧損を低減するための流路の電気絶縁構造及び材料開発が必須である。この絶縁材は照射下、電磁場中での健全性と自己修復性がもとめられる。

Phase IIA and IIB experiments of JAERI/US DOE collaborative program on fusion blanket neutronics; Neutronics experiment on beryllium configuration in a full-coverage blanket geometry

大山 幸夫; 山口 誠哉; 津田 孝一; 池田 裕二郎; 今野 力; 前川 洋; 中村 知夫; K.G.Porges*; Bennett, E. F.*; R.F.Mattas*

JAERI-M 89-215, 208 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-215.pdf:19.1MB

原研/米国エネルギ省との間ですすめている核融合炉ブランケット中性子工学に関する協力計画のフェイズIIAおよびIIB実験を行った。酸化リチウムを用いたブランケット模擬領域への入射中性子スペクトルを実際の核融合炉のものに近似させるため、このフェイズIIシリーズでは炭酸リチウムの包囲層を設けた閉鎖体系としている。特にIIAとIIBの実験では、ブランケット内に置かれるBe中性子増倍層の配置の効果を中心に調べた。測定は、トリチウム生成率、中性子スペクトル、放射化反応率等について行われた。本報告では、第1部に実験条件、体系、装置及び測定法と各測定結果を詳述し、第2部に計算解析を行うのに必要となる体系寸法、物質密度及び実験値の数値データを集め、設計計算システムの精度評価を行うためのベンチマークデータとしての利用を可能とした。

Chemical states of tritium and interaction with radiation damages in LiO crystals

奥野 健二; 工藤 博司

Journal of Nuclear Materials, 138, p.31 - 35, 1986/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(86)90251-5

中性子照射した酸化リチウム中に生成するトリチウムは、T,TおよびT状態で存在することが判明した。それらの初期存在量は、それぞれ、67-77%,23-31%および2%であった。一方、酸化リチウム中の熱的にドープされたトリチウムの存在状態は、Tであった。このことから、中性子照射した酸化リチウムにおけるTの存在は、照射によって生成する結晶欠陥に起因するものと考えられる。中性子照射した酸化リチウムを570K以上に加熱すると、ほとんどすべてのTは、最終的にT状態へと変化した。このTからTへの変化過程において、Li(n,)T反応で生成する結晶欠陥であるF中心の消滅が重要な役割を果たしていることが明らかとなった。

Thermal release of tritium produced in sintered LiO pellets

奥野 健二; 工藤 博司

Journal of Nuclear Materials, 116, p.82 - 85, 1983/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(83)90295-7

中性子照射したLiO焼結ペレット(76.5%理論密度)中に生成するトリチウムは、真空中での加熱により、LiO粉末と同様に、大部分がトリチウム水(HTO)の形で固相から放出された。このトリチウム放出過程を速度論的に解析した結果、トリチウムのグレイン(grain)内での拡散が律速であった。その拡散定数は、D=40.7exp(-154.110/RT)cm/s(ただし、活性化エネルギーの単位はkJ/molである)であった。LiO粉末の活性化エネルギーと比較して、約50kJ大きい値が得られたが、これは、ペレットにおける粒界拡散の影響によるものと思われる。また、ペレット中に不純物として含まれるLiOHがHTO放出過程に及ぼす影響についても有用な結果が得られた。

Kinetic studies of tritium release process in neutron-irradiated LiO and LiOH

工藤 博司; 奥野 健二

Journal of Nuclear Materials, 101, p.38 - 43, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(81)90442-6

中性子照射したLiO(s)およびLiOH(s)中に生成するトリチウムは、真空中での加熱により、いずれの場合にもその大部分がトリチウム水(HTO)の形で固相から放出される。このトリチウム放出過程を速度論的に解析した結果、両者のトリチウム放出機構の間に違いのあることが判明した。LiOH(s)からのHTO(g)放出は、2LiOH(s)LiO(s)+HO(g)と同様な過程で進行し、固体表面からのHTO分子の脱離が律速段階となる。他方、LiO(s)からのHTO(g)放出過程では、トリチウム原子(あるいはイオン)の固相での拡散が律速となる。ただし、LiO試料の表面近傍に不純物として存在するLiOHが、HTOの生成に重要な役割を演ずるものと解釈される。中性子フルエンス(nvt)を5.410cmから8.910cmの範囲で変化させ、トリチウムの拡散定数を求めたが、それによる大きな変化は見られなかった。一例として、nvt=8.910cmのときの拡散定数としてD=5.110exp{-(23.91.7)10/RT}cmsを得た。

Space-dependent neutron spectrum effects in a fast reactor

東稔 達三

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(3), p.190 - 193, 1975/03

https://doi.org/10.3327/jnst.12.190

従来領域依存の粗群定数の研究特にブランケットあるいは反射体に対するものは、無限媒質系において中性子流と中性子源に種々の近似補正を旋して行われてきた。本報告では、無限媒質系のスペクトルを重み関数に用いることによって生じる誤差について議論される。群断面積の誤差を実用上解消するために開発された1950群ライブラリを用いて、1950群1次元拡散方程式が解かれる。FCA V-2とV-2-Rの臨界集合体の増倍率と核分裂比分布が解析された。炉心に隣接する媒質が強い吸収体であるブランケットの場合無限媒質系スペクトルで十分であるが、弱い吸収体であるSUS反射体の場合空間依存スペクトルを用いる必要のあることが示される。