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山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; 石塚 悦男; 内田 宗範*; 圷 陽一; 本木 良蔵; 渡辺 渡; 平田 省吾*
JAERI-Tech 2004-036, 138 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-036.pdf:4.07MB
本報告書は、核融合炉ブランケット材料の照射後特性試験施設を設置するにあたり、施設概念を明らかにし、施設整備の第一段階である材料試験を行うための「トリチウム増殖関連材料実験設備」を焦点にして検討を行ったものである。核融合炉ブランケット研究開発を進めるために、37TBq(1000Ci)規模のトリチウムと
線源を同時に有する試料の照射後試験を非密封で行える施設が必要である。そこで、本報告書では、合理的な照射後試験施設整備を進めるための検討の一環として、既存施設を有効利用して施設整備を行う場合を想定し、具体的に検討すべき項目やその内容についてのモデルケースをまとめた。具体的な既存施設としては、大洗研究所内に既存のRI利用開発棟施設を取り上げ、本施設への改造整備方法について検討を行った。
河村 弘; 土谷 邦彦
FZKA-6720, p.151 - 160, 2002/06
Li
O,LiTiO
,LiZrO及びLi
SiOのようなリチウム含有セラミックスがトリチウム増殖材として提案されているが、特に低温でのトリチウム放出性,化学的安定性等の観点から、LiTiOが注目されている。また、熱応力割れの回避等のため、直径0.2~2.0mmの微小球が形状として選定されている。このため、原研では、トリチウム増殖材微小球の湿式法による製造技術開発を行っている。一方、核融合炉ブランケットを設計するために、各種物理的データや照射データ(トリチウム放出特性等)を取得することが必要不可欠である。特に、LiTiO微小球に関する照射データは少ないため、JMTRを用いてLiTiO微小球からのトリチウム放出特性等を調べている。これらの結果から、LiTiO微小球の照射温度が300
に到達すると、生成したトリチウムがほぼ全量放出することが明らかになった。本会議では、トリチウム増殖材微小球開発と特性データ取得の現状について紹介する。
O ring irradiated in a fast neutron flux倉沢 利昌; O.D.Slagle*; Hollenberg, G. W.*; Verrall, R. A.*
Fusion Technology 1992, p.1404 - 1408, 1993/00
このBEATRIX-IIはトリチウム増殖材の国際共同照射実験で日・米・加が参加して実施されている。この実験の目的は高速中性子照射下での酸化リチウムからのトリチウム放出特性と照射健全性を調べることである。
Li富化度を変えた薄肉リング状酸化リチウム試料により、最大5%燃焼度までBEATRIX-IIをPhaseI,PhaseIIで照射した。トリチウム放出を照射下で測定し、スイープガス組成、照射温度の影響を調べた。そのトリチウム放出挙動は照射温度の上昇に伴って増加するがスイープガスの水素添加量を変えた場合ほどは大きく変化はしなかった。これらのことよりLiO中のトリチウムインベントリーは大きくないことがわかった。またPhaseI照射では照射期間が長くなるに従って放出水分量が低くなるがこれと連動してトリチウム放出量が下る現象がみられた。PhaseII照射ではスイープガス中の水素添加しない場合のトリチウム放出挙動を調べ、その挙動を解析している。
野田 健治; 倉沢 利昌; 渡辺 斉
Adv.Ceram., 25, p.73 - 81, 1989/00
核融合ブランケットセラミックスからのトリチウム放出挙動は核融合炉開発において極めて重要な研究項目である。核融合炉や14MeV強力中性子源のない現状では、その中性子スペクトルが核融合炉ブランケット領域に比較的近い高速炉照射試験がそのブランケットセラミックス中のトリチウム挙動等を評価するために不可欠である。しかしながらこの様な試験をおこなえる高速炉は世界的にも限られており、すべての試験を高速炉で行うことは難しい。このため、高速炉及び混合スペクトル炉で照射試験を行い、モデリングを通してその本質を見出し、核融合炉条件下でのトリチウム挙動を評価することが重要である。本論文では、この見地においてトリチウム挙動モデリングを行うための情報として今まで原研で行われたインパイル及び照射後トリチウム放出挙動研究等の成果を整理するとともに、今後必要な研究を明らかにした。
吉田 浩; 松井 智明; 倉沢 利昌; 宮内 武次郎; 竹下 英文; 梶本 与一; 後藤 孝徳; 渡部 孝三; 成瀬 雄二; 渡辺 斉
JAERI-M 83-204, 29 Pages, 1983/11
酸化リチウムのトリチウム増殖材としての性能を評価する研究の一環として、JRR-2(VT-10照射孔)を利用した酸化リチウムペレットの照射下トリチウム放出試験を実施した。試験期間は昭和58年5月~8月における4サイクルであり、この間のトリチウム生成量は約31Ci(観潮値)に達した。本試験では、比較的高濃度(定常値;約5
Ci/cm
)のトリチウムガスを連続して取扱うため、作業者の被曝防止及び環境への放出低減化の観点から、実験装置のトリチウム回収・測定部をフード内に格納するとともに実験ガス中のトリチウムを捕集するためのトリチウム除去装置を設置している。本報告書は、照射下トリチウム放出試験に際して行ったトリチウム除去装置性能試験の結果並びにトリチウムのモニタリングの方法と結果についてまとめたものである。
谷川 尚; 榎枝 幹男; 小瀬 裕男*
no journal, ,
固体増殖方式ブランケットの設計検討では、トリチウム増殖性能を高めるためにベリリウムなどの中性子増倍材料を装荷する必要性がある。ベリリウムを水冷却のブランケットに装荷する場合には、水/蒸気とベリリウムとの間に生じる化学反応の影響が懸念されている。反応熱と発生する水素により、過度な温度や圧力の上昇、さらには水素爆発などにつながる可能性があるためである。本研究では、筐体内で冷却配管が破断し、水と蒸気が増殖材や増倍材の粒子充填体内に侵入する事象について、その影響を評価する。解析には、2流体モデル熱流動計算コードであるTRAC-PF1を改良したものを用いた。予備解析として実施したITERに設置するテストブランケットモジュールに相当する条件では、化学反応による発熱よりも、水/蒸気の侵入にともなう伝熱促進の寄与の方が大きいことが確認された。原型炉では、核発熱、充填体の温度、崩壊熱などの条件がITERの場合よりも厳しくなることが想定される。発表では、これらの条件に注目し、事象の影響とそれを低減するための方策について議論する。
落合 謙太郎
no journal, ,
本講演では、7年以上に渡り原子力機構DT中性子源施設FNSで進めてきた増殖ブランケット模擬体系を用いたDT中性子照射によるトリチウム回収の照射総合試験研究の成果について発表した。特に核融合炉ブランケットの温度範囲におけるトリチウム回収率に関する温度依存性の結果とブランケットにおけるトリチウム回収時間を調べるための時間応答性について詳細に説明した。また、これまでの主要な成果に基づき、今後の核融合原型炉やITERテストブランケットモジュールに対するトリチウム回収システム設計への重要な課題として、現在、原子力機構で進めている核融合原型炉設計のための次期大強度中性子源であるA-FNSによる増殖ブランケット照射実験計画について提案した。
谷川 博康*; 中島 基樹*; 酒瀬川 英雄; 安堂 正己*; 渡辺 淑之*; 野澤 貴史*; 加藤 雄大*; 中田 隼矢*
no journal, ,
Reduced activation ferritic/martensitic (RAFM) steels have been developed as the candidate structural material of fusion reactor breeding blanket system, since fast reactor (FBR) irradiation experiments on commercial heat-resistant ferritic steels, which showed high swelling resistance, opened up the possibility of their application in fusion reactors. Phase stability, which is the key to creep properties in heat-resistant ferritic steels by preventing dislocation glide, was considered to be a key property for achieving high defect absorption strength, which is the key to irradiation resistance. One of RAFM steels intensively developed in Japan is F82H (Fe-8Cr-2W-0.2V-0.04~0.10Ta-0.1C). The 5-ton F82H melted in 1994 and 1995, together with their welded materials, were subjected to round-robin tests under the international cooperation of the International Energy Agency (IEA). As a part of IEA collaboration, the creep test campaign for these F82H IEA heat was initiated around 1997, and the world's longest creep test on RAFM steel, over 20 years, was completed with creep fracture times of 176019.5 hours (20.1 years) at 226 MPa/500 degree Celsius and 213475.0 hours (24.4 years) at 26.5 MPa /650 degree Celsius. In this study, detailed microstructure analyses concerning phase stability, especially the stability of precipitates, were carried out on the gage and grip section of fractured specimens of F82H after long-term creep testing. The phase stability of crept F82H was compared with that observed in aged and irradiated F82H, and the correlation between the two was discussed.