Recent progress in blanket materials development in the Broader Approach Activities

西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 實川 資朗; 中道 勝; 星野 毅; 山西 敏彦; Baluc, N.*; Mslang, A.*; Lindou, R.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1331 - 1335, 2011/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2010.12.304

幅広いアプローチ活動ではブランケット材料開発を中心としてR&Dを進めている。ブランケット構造材料開発では、低放射化フェライト鋼F82Hの5t溶解を実施し、2次溶解として電気スラグ溶解を用いることにより不純物制御ができることを確認した。欧州でもEUROFERの溶解を実施し348mm厚の鋼板を製作した。SiC/SiC複合材の開発では、NITE-SiC/SiC複合材に対してダブルノッチ引っ張り試験を実施し、破壊強度がノッチサイズにあまり異存しないことを明らかにした。欧州では、SiCとLiPbの共存性試験の準備を実施した。先進中性子増倍材の開発では、BeとTiの粉末から直接Be-T金属間化合物を焼結することを試みた。また欧州では、30mm径のBe-T金属間化合物母材の製造に成功した。先進トリチウム増殖材の開発では、再処理法の確立を目指して、トリチウム増殖材微小球の溶解試験を行い、硝酸と過酸化水素水により90%以上溶解できることがわかった。

国際核融合エネルギー研究センター事業

荒木 政則; 林 君夫; 飛田 健次; 西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 山西 敏彦; 中道 勝; 星野 毅; 小関 隆久; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 86(4), p.231 - 239, 2010/04

http://ci.nii.ac.jp/naid/110007610367

ITER計画を支援するとともに、核融合エネルギーの早期実現に向けての活動を行う幅広いアプローチ(BA)活動は、この目的のためにITERの建設期間中にさまざまな研究開発を行う日欧の共同事業である。ここでは、国際核融合エネルギー研究センター事業の活動の概要について説明するとともに、現在の進捗状況及び今後の計画・展望について述べる。

R&Ds of a LiTiO pebble bed for a test blanket module in JAEA

谷川 尚; 星野 毅; 河村 繕範; 中道 勝; 落合 謙太郎; 秋場 真人; 安堂 正己; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 林 君夫; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055021_1 - 055021_6, 2009/05

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/5/055021

原子力機構が開発を進めている、固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールについて、特に増殖材料に関する最新の研究成果を報告する。増殖材料の化学的安定性の向上を目的とし、LiO添加型のLiTiOの開発に成功した。増殖材微小球の充填体の熱機械挙動については、実験的にデータを取得し、各物性値を体系的に整理しモデル化した。テストブランケットモジュール内に設置可能な核計測手法として放射化箔法を提案し、基礎試験において実機への適用性を確認した。水冷却方式において重要なトリチウムの透過については、開発した透過低減皮膜の効果を実験によって確認するとともに、得られたデータを元にして運転条件における透過量を評価した。これらの成果に基づき、テストブランケットモジュールの設計が進められている。

Impact of ceramic coating deposition on the tritium permeation in the Japanese ITER-TBM

中道 勝; 中村 博文; 林 君夫; 高木 郁二*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.692 - 695, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.282

国際熱核融合実験炉(ITER)の日本のテストブランケットモジュール(TBM)開発においては、トリチウム透過バリアとしての皮膜技術開発が必要であり、原子力機構では、このために化学緻密化法によるセラミックスの成膜技術を開発した。本皮膜は、ガラス化材を添加することにより皮膜内の貫通欠陥である開気孔を減少することに成功したものである。また、炉外における特性試験の結果から、皮膜中の重水素の拡散係数は非常に小さいことが明らかになった。これら皮膜の成膜技術開発から特性評価、そして、日本設計のTBMにおけるトリチウムの透過挙動評価の結果について報告する。本成膜技術は、ITER-TBMのみならず、核融合原型炉の発電ブランケットにおけるトリチウム透過低減対策への適用も可能である。

Design and trial fabrication of a dismantling apparatus for irradiation capsules of solid tritium breeder materials

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 中道 勝; 高津 英幸; 中村 和*; 野口 恒行*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.1083 - 1086, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.290

ITERに装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)の解体・照射後試験プロセスを確立するため、トリチウムを含有する照射済みキャプセルの解体・処理技術の確立に向けて、設計及び試作試験を行った。検討の対象としたキャプセルは、JMTRでのスイープ照射試験に用いたものであり、外径約65mmの外筒内にある試料容器中に、LiTiO試料が装荷されている。照射済みキャプセルは帯のこぎりで切断され、その際放出されるトリチウムは、酸化装置を有するパージガス系によって安全に回収され、固化処理により放射性廃棄物となる。本解体装置は、収納容器(インナーボックス)に収められる構造となっており、このような構造とすることにより、ホットセルの大幅な改造を行うことなくトリチウムの安全な閉じ込めを実現できる技術的見通しを得た。非照射の模擬キャプセルを用いた試作試験において、本解体装置の切断性能が良好であることが実証された。本解体装置の設計及び試作試験の経験は、今後のTBM設計や解体プロセス検討に役立つものである。

Deuterium diffusion in a chemical densified coating observed by NRA

高木 郁二*; 小林 卓志*; 上山 裕*; 森山 裕丈*; 中道 勝; 中村 博文; 林 君夫

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.682 - 684, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.275

核融合炉ブランケットにおいては、トリチウム増殖材から生成したトリチウムが構造材を透過して冷却材中へ漏洩しないようにするため、ブランケット容器構造材上に緻密なセラミック皮膜を成膜し、トリチウムの透過を低減することが考えられている。トリチウム透過低減皮膜の物性評価のため、核反応法(NRA法)を用いて皮膜の重水素拡散係数の測定を実施した。その結果、300Cで710msと、鋼材(SS304)と比較して5桁程度低く、本皮膜が十分な透過低減能を有していることが明らかになった。

トリチウムを含んだ照射試験体のJMTR炉心からの取出試験

冨田 健司; 土谷 邦彦; 小沼 勇一; 井上 修一; 渡邊 浩之; 斎藤 隆; 菊地 泰二; 林 君夫; 北島 敏雄

JAEA-Technology 2008-036, 61 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-036.pdf:7.47MB

材料試験炉(JMTR)を照射場として、トリチウム増殖材(LiTiO)微小球充填体を装荷した照射試験体を用いた第2期照射試験(ORIENT-II,JMTRキャプセル名:99M-54J)の終了に伴い、JMTR炉心からの照射試験体の取出方法の検討及び取出試験を行った。まず、照射試験体,スイープガス配管,接続箱・保護管等に残留するトリチウムの除去試験を行うとともに、微小球を充填した充填体の配管からのトリチウム漏洩を防止するための閉止栓の溶封試験を行った。次に、得られた試験結果に基づき、照射試験体の取出方案を策定し、試験体の取出試験を行った。本報告書は、LiTiO微小球充填体を装荷した照射試験体の取出しに備えて行った、トリチウム除去に関する特性試験及び閉止栓の溶封試験結果、並びに、照射試験体の取出し試験及びそこから得られた知見についてまとめたものである。

Recent progress in solid breeder blanket development at JAEA

西谷 健夫; 榎枝 幹男; 秋場 真人; 山西 敏彦; 林 君夫; 谷川 博康

Fusion Science and Technology, 52(4), p.971 - 978, 2007/11

https://doi.org/10.13182/FST07-A1620

日本はITERテストブランケットモジュール計画において水冷却固体増殖ブランケットのリード極となることを想定している。原子力機構は国内のその主要機関として、低放射化を構造材,チタン酸リチウムをトリチウム増殖材,金属ベリリウム又はベリライドを中性子増倍材とする水冷却固体増殖ブランケットの設計・開発を進めている。第1壁部の製作法開発の第1段階として、矩形冷却管を埋め込んだ第1壁のモックアップをHIP法で製作することに成功した。また先進増倍材としてBeTiのペブル試作に成功し、水蒸気との反応性が金属ベリリウムの約1/1000であることを確認した。

In-pile tritium permeation through F82H steel with and without a ceramic coating of CrO-SiO Including CrPO

中道 勝; Kulsartov, T. V.*; 林 君夫; Afanasyev, S. E.*; Shestakov, V. P.*; Chikhray, Y. V.*; Kenzhin, E. A.*; Kolbaenkov, A. N.*

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2246 - 2251, 2007/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2007.05.064

本件は、ISTC(国際科学技術センター)による国際協力として行った研究の成果である。核融合原型炉のトリチウム回収・処理システムの妥当な設計を実現するためには、トリチウムの透過低減機能を有する、ブランケット構造材料への皮膜の開発が必要である。原子力機構では、CrPOを含むCrO-SiOのセラミック材料を用いて、高性能の皮膜を開発した。以前に行った600Cにおける炉外重水素透過実験においては、フェライト鋼(F82H)製の円筒状拡散セルの内面への皮膜について、約300という大きな透過低減係数(PRF)が得られた。本研究では、カザフスタンの試験炉IGV-1Mを用いて、同皮膜がある場合とない場合のF82鋼について、トリチウム透過に関する炉内実験を行った。液体のリチウム鉛(PbLi)をトリチウム源として用いた。照射時間は約4時間であり、高速中性子照射量は約210n/m(E1.1MeV)であった。皮膜がある場合とない場合のF82鋼製の拡散セルについて、トリチウムの透過曲線から透過低減係数を求めたところ、600C及び500Cについて、それぞれ292及び30であった。これらの値は、上記の炉外実験において、600C及び500Cについて得られた値である307及び45に近い値であった。

Development of advanced tritium breeders and neutron multipliers for DEMO solid breeder blankets

土谷 邦彦; 星野 毅; 河村 弘; 三島 良直*; 吉田 直亮*; 寺井 隆幸*; 田中 知*; 宗像 健三*; 加藤 茂*; 内田 宗範*; et al.

Nuclear Fusion, 47(9), p.1300 - 1306, 2007/09

https://doi.org/10.1088/0029-5515/47/9/029

原型炉用増殖ブランケット開発の一環として、「高温・高照射環境に耐えうる先進トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料」の開発における最近の成果を本論文にまとめた。トリチウム増殖材料については、少量(約1mol%)の酸化物(CaO等)を添加したチタン酸リチウム(LiTiO)に着目し、1000Cまでの結晶粒成長の抑制が可能であること、熱伝導が無添加LiTiOと同程度であること、水素によるTiの還元を抑制が可能であること等が明らかになった。中性子増倍材料については、Be-Ti合金に着目し、1000Cにおける比強度が約200MPaと高いこと、第1候補材料であるベリリウムに比べて、F82H鋼との両立性が良いこと、乾燥空気中1000Cにおいても高い耐酸化特性を有していること、1%の水蒸気を含んだアルゴンガス雰囲気中における水素生成速度が1/1000以下になること、水素同位体のインベントリーが非常に小さいこと等を明らかにした。これらの知見により、少量の酸化物を添加したLiTiO,ベリリウム金属間化合物(BeTi等)を含んだベリリウム合金の良好な特性が明らかになり、原型炉用増殖ブランケットの開発に明るい見通しを得た。