Validation of evaluation model for analysis of steam reformer in HTGR hydrogen production plant

石井 克典; 青木 健; 井坂 和義; 野口 弘喜; 清水 厚志; 佐藤 博之

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

JAEA initiated High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) heat application test project to establish coupling technologies between HTGR and a hydrogen production plant necessary to achieve large-scale, low cost, and carbon-free hydrogen production. One important element for the coupling technologies is a system analysis code which can simulate dynamic behavior of a HTGR hydrogen production system to design a plant control system for the effects of circulated helium heat through both facilities. The code is required to deal with a complex system which involves several subsystems and different physics with different timescales. As a first step of the development, we developed a heat and mass balance evaluation model of a helium-heated steam reformer. This report will present the outline of the developed model and simulation results with comparison to the experimental results.

Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and Hydrogen Production Facility, 2; Development plan for coupling equipment between HTTR and Hydrogen Production Facility

水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; 野口 弘喜; et al.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05

High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to extend the use of nuclear heat to a wider spectrum of industrial applications such as hydrogen production, high efficiency power generation, etc., due largely to high temperature heat supply capability as well as inherent safe characteristics. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been contracted by the Agency for Natural Resources and Energy, part of the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI) of Japan, to conduct its Hydrogen Production Demonstration Project Utilizing Very High Temperature. The primary objective of this project is to establish "coupling technology" between HTGR and hydrogen production facility in accordance with "Green Growth Strategy Through Achieving Carbon Neutrality in 2050". From this fiscal year, JAEA initiated a program to produce hydrogen using an HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) to develop coupling technologies between HTGR and hydrogen production facility required for a massive, cost-effective and carbon-free hydrogen production technology. This paper describes the development plan for coupling equipment which is required for an HTTR heat application test as coupling technologies between an HTTR and a hydrogen production facility. The coupling equipment is composed of a high temperature isolation valve to prevent the ingress of the flammable gas and/or the leakage of radioactive materials for nuclear facility, a secondary helium gas circulator to feed a high temperature helium gas, and a high temperature insulation pipe to transport of a high temperature helium gas from an Internal Heat Exchanger (IHX) to a hydrogen production facility. The development plan of coupling equipment contains each target and draft schedule.

Development of the supervisory systems for the ITER diagnostic systems in JADA

山本 剛史; 橋本 慰登*; 芹沢 保典*; 稲本 修治*; 佐藤 和義; 杉江 達夫; 竹内 正樹; 河野 康則

Fusion Engineering and Design, 89(5), p.532 - 535, 2014/05

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.01.049

計測装置は、ITERのプラズマ制御や物理研究に欠かすことができない。ITER計測装置の統括制御システムは、ITERの中央制御システムからの指令に基づき、計測装置内の機器の制御を管理する重要なシステムである。著者らは、ITERの規格・基準に従いながら、計測装置の制御に関する要求事項を満たす統括システムを設計した。ITERでは、制御システムの構築にEPICSと呼ばれる制御・通信ライブラリを用いることとなっている。著者らは計測装置内の機器の運転の手順をフローチャートで記述し、それをEPICSへ変換する機能を考案した。これにより運転手順の容易な記述と制御システムの製作者の誤りをできる限り回避することが可能となった。また、中央制御システムとの規定された通信手順を基本に、計測装置に必要な機器の較正のために中央制御システムの制御指令を内部で模擬する機能及び計測機器の設定情報を管理するデータベースを設計した。さらに、ITERや計測機器の運転状態に対応して機器の運転制限値や機器間のインターロックを切り替える仕組みを提案した。

Port-based plasma diagnostic infrastructure on ITER

Pitcher, C. S.*; Barnsley, R.*; Bertalot, L.*; Encheva, A.*; Feder, R.*; Friconneau, J. P.*; Hu, Q.*; Levesy, B.*; Loesser, G. D.*; Lyublin, B.*; et al.

Fusion Science and Technology, 64(2), p.118 - 125, 2013/08

https://doi.org/10.13182/FST13-A18065

ITERにおいて計測装置を設置するための基盤構造である上部及び水平ポートプラグの共通部分に関する統合設計をまとめたものである。本設計は、ITER機構が組織した各国数名からなる設計タスクフォースにより実施され、ポートプラグの成立に必要なすべての作業を網羅したものである。検討の結果、一つのポートプラグに複数の計測装置が入る水平ポートプラグでは、計測器毎の干渉を避けると同時に保守を考慮した3から6のユニット構造を提案し、さらに発生する電磁力の低減をはかった。また、真空容器外のインタースペースやポートセルへの設置についても考慮し、ポートプラグ及び計測装置の一体化の検討を行った。会議では懸案となっている中性子遮蔽性能の改善策についても併せて報告する。

Electromagnetic studies of the ITER generic upper port plug

佐藤 和義; 谷口 英二; Pitcher, C. S.*; Walker, C.*; Encheva, A.*; 河野 康則; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1264 - 1267, 2011/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2011.02.020

ITERの計測装置は、中性子遮蔽構造を兼ね備えたポートプラグと呼ばれる構造体に組み込まれる。上部ポートプラグは長さ約6m,重量約20tの片持ち構造であるため、構造健全性を評価することは必須である。このため、ITER機構が提案している上部ポートプラグの共通部分の構造に対してディスラプション時における電磁力解析を実施し、その荷重をもとに構造解析を行った。その結果、電磁力,発生応力,変位量ともに大きく、改善が必要なことがわかった。これに対して原子力機構及びITER機構は、応力集中が発生している中間フランジの構造を見直し、その対策を図った。ポートプラグの中間フランジをボルト構造から溶接構造へ変更し、応力解析を行った。その結果、応力,変位量ともに15%低減することを明らかにし、構造健全性を満たす見通しを得た。また、ポートプラグ先端に取り付けられる遮へいブランケットのスリット深さについても着目し、電磁力の低減を図った。スリットの深さを約3倍に広げることで、電磁力を約30%低減できることを明らかにし、設計裕度を確保できる見通しを得た。

Engineering and maintenance studies of the ITER diagnostic upper port plug

佐藤 和義; 大森 順次; 近藤 貴; 波多江 仰紀; 梶田 信*; 石川 正男; 閨谷 譲; 海老沢 克之*; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1713 - 1715, 2009/06

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2009.01.085

ITERの計測装置は、中性子遮蔽構造を兼ね備えたポートプラグと呼ばれる構造体に組み込まれる。日本が調達を予定している上部ポートプラグは長さ約6m,重量約22tの片持ち構造であるため、構造健全性を評価することは必須である。このため、ディスラプション時における電磁力解析結果をもとに三次元モデルを用いて変位及び応力を評価した。ポートプラグ先端に荷重を与え静/動解析により変位量を求めたところ、最大変位約9mm,動的拡大係数1.45が得られた。これはポートとの隙間20mmに対して製作・組立誤差を考慮すると設計裕度はほとんど見込めない。このため、ブランケット遮蔽モジュール先端にスリットを3本設け電磁力の低減を図ったところ、変位量は5mm以下に低減できることがわかった。一方応力については、局所的に高応力箇所は認められたものの、補強等で低減できる範囲であることがわかった。以上の結果から、ポートプラグは応力上の問題はなく、変位抑制対策を取ることで健全性を確保できる見通しを得た。また、ポートプラグの保守・組立時のシナリオについて検討し、内部フレーム及び把持機構を設けることにより、シナリオが成立する見通しを得た。

Progress in development of edge Thomson scattering system for ITER

波多江 仰紀; 中塚 正大*; 吉田 英次*; 海老沢 克之*; 草間 義紀; 佐藤 和義; 勝沼 淳*; 久保村 浩之*; 信夫 克也*

Fusion Science and Technology, 51(2T), p.58 - 61, 2007/02

https://doi.org/10.13182/FST07-A1313

ITERの周辺トムソン散乱計測装置では、測定領域としてr/a0.9,電子温度0.0510keV,電子密度510310m,測定周期10ms,空間分解能5mmの測定性能が要求されている。本研究では、おもに計測用レーザーシステム,ポートプラグ内光学系(集光光学系,レーザー入射光学系)の検討を行った。計測用レーザーシステムには、波長1064nm,エネルギー5J,繰り返し周波数100Hz,パルス幅10nsの性能が要求される。この要求を満たすため、(1)高効率のCr,Nd:YAGセラミックスの使用,高平均出力レーザー増幅器で誘起される熱的影響はJT-60で実証された位相共役鏡で補正することを検討した。位相共役鏡を効果的に動作させるためには、特に単一縦モード性能が重要であり、レーザーダイオード励起のリング共振器型のレーザー発振器の試作を行った。さらに、フラッシュランプ励起方式ではフラッシュランプの寿命が問題となり、寿命の伸長を図るために、6本のフラッシュランプを内蔵した高平均出力レーザー増幅器の試作を行った。ポートプラグ内光学系はITER工学設計活動(EDA)中に初期検討が行われた。この検討では、(a)プラズマから比較的近い位置にレンズが配置されており、放射線による光学特性の劣化が懸念される。(b)真空境界がポートプラグの中央部に位置しており保守が容易でない、などの問題が考えられる。そこで、真空境界はポートプラグの終端部とし、ポート内光学系の最適化を行った。

ITER施設の建家内配置の検討

佐藤 和義; 橋本 正義*; 永松 伸英*; 薬研地 彰; 関谷 重樹*; 高橋 英雄*; 本橋 啓一*; 荻野 俊治*; 片岡 敬博*; 大橋 祐則*; et al.

JAEA-Technology 2006-006, 587 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-006.pdf:46.04MB

本報告書は、ITER施設の国内誘致に備え、その中心的な役割を担うトカマク建家内の配置について検討した結果をまとめたものである。配置計画を策定するにあたり、非サイト依存設計で主要機器を中心に設計がなされている最終設計報告書をもとに、サイトに適合できるようITERを構成する設備を系統立てて分類するとともに補足設計が必要と思われる箇所について検討を行った。また、国内立地にあたり、日本の安全確保の考え方に適合した安全確保上評価が必要な項目について追加の検討を行った。その結果、トカマク建家とホットセル建家を複合化し一体として免震建家とすることを新たに提案し、建設から運転を通した人・機器の動線や保全計画についても併せて考慮した配置計画案を作成した。本配置案は、最終的にはITER国際事業体にて決められるべきものであるが、建設時のベースとなる基本設計の有力な候補に位置付けられるものと考える。

Proposal of hot-pressed, rod-shaped tungsten armor concept for ITER divertor and its high-heat-flux performances

佐藤 和義; 江里 幸一郎; 谷口 正樹; 鈴木 哲; 秋場 真人

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(7), p.643 - 650, 2005/07

https://doi.org/10.3327/jnst.42.643

原研におけるプラズマ対向機器の研究、特に、粒子負荷の厳しい部分に採用されるタングステンダイバータの接合について報告する。タングステン/銅接合については、これまで両者の線膨張係数や弾性率が大きく異なるため、タングステンタイルの剥離が生じる懸念があった。このため、アーマタイルを細かくわけることによりこの応力を低減する方法が検討されてきた。今回、原研では、小さいロッド型タングステンを用いた熱間プレス法による接合法を開発し、ITERダイバータへの適用をはかった。 熱間プレス法は、銅製熱シンクにあらかじめ加工した穴に対してロッド型タングステンを高温下で圧入し製作するものである。この方法にて製作したダイバータ試験体は、ITERダイバータ設計条件である5MW/m,3000回の熱サイクルに対し健全性を維持することを明らかにした。また、同時に実施した熱解析により、タングステン/銅ヒートシンク間の接触熱伝達率は2400W/m/Kと見積もられた。この値は、表面温度を再結晶温度以下に保つためには若干低い値である。しかしながら、実験では脆化によるタングステンタイルの損傷等は認められなかった。今後、ロッド接合面の表面処理や中間層を入れる等して熱伝達の向上を図る必要があることがわかった。

Development of ITER divertor vertical target with annular flow concept, 2; Development of brazing technique for CFC/CuCrZr joint and heating test of large-scale mock-up

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人; Ibbott, C.*; Tivey, R.*

Fusion Science and Technology, 46(4), p.530 - 540, 2004/12

https://doi.org/10.13182/FST04-A588

同軸冷却管を用いたITER用ダイバータ高熱流束機器の製作性実証及び繰り返し加熱時の耐久性実証を目的とした、大型ダイバータ試験体の製作及びイオンビームによる加熱実験の結果について報告する。同軸冷却管は銅合金(CuCrZr)製外管と外表面にねじりフィンを取り付けたステンレス製内管の2本の同心円管から構成される。試験体は炭素系複合材料(CFC)製アーマを冷却管にロウ付けした、垂直ターゲットと呼ばれるものである。冷却管材料であるCuCrZrは析出硬化型合金であるため、ロウ付け時の熱処理によりその強度が大きく異なる。そのため、CuCrZrの強度回復を兼ねたCFC材料とのロウ付け熱処理工程及びロウ材の選定試験を行い、大型試験体を製作した。また、本試験体で採用したアーマ部とバックプレート部摺動機構による冷却管に生じる熱応力の緩和効果を熱・機械解析を用いて検討した結果、摺動機構無の場合と比較して、冷却管に生じる応力振幅・ひずみ振幅は、ともに70%程度に低減していることを示した。本試験体がITERダイバータ熱負荷条件に相当する20MW/m,1000サイクル以上、15MW/m,3000サイクル以上に耐えることを示す加熱試験結果を報告する。この成果はダイバータ製作の技術的可能性を示すものである。