チェレンコフ光観測の原子炉計測への適用,3; チェレンコフ光評価システムの軽水炉用使用済燃料要素評価

山本 圭一; 武内 伴照; 林 隆康*; 小菅 史明*; 土谷 邦彦

JAEA-Testing 2016-002, 25 Pages, 2016/11

JAEA-Testing-2016-002.pdf:4.97MB

原子炉出力変化時におけるチェレンコフ光の輝度などの変化を定量的に測定及び評価し、原子炉内の核的・熱的情報をリアルタイムで計測が可能なシステムを構築するための開発を行っている。本システムは、既存軽水炉における運転管理技術・炉心計画の高度化及びシビアアクシデント時にも対応できる監視システムへの適用を目指している。本報告書は、JAEA-Testing 2015-001で記載したチェレンコフ光評価システムを改良し、改良したシステムを用いて、発電用原子炉の使用済燃料要素についての検証を行った結果についてまとめたものである。

Study of safety features and accident scenarios in a fusion DEMO reactor

中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.04.062

福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/mとした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

Crystal structure of advanced lithium titanate with lithium oxide additives

星野 毅; 佐々木 一哉*; 土谷 邦彦; 林 君夫; 鈴木 晶大*; 橋本 拓也*; 寺井 隆幸*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.1098 - 1101, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.289

水素により還元されにくく、Liの核的燃焼に対する耐久性,トリチウム増殖比が向上した先進トリチウム増殖材の開発を目指し、LiTiOよりLi添加量の大きい(LiO/TiO比が1.0より大きい)チタン酸リチウムの合成法の探索を行った。リチウムエトキシド(LiO-CH)又はリチウムプロポキシド(LiO-i-CH)とテトラチタンプロポキシド(Ti(O-i-CH))をLiO/TiO比が2.0になるようにアルコール溶媒にて混合した後、加水分解を行い、得られたゲルを5%H-He雰囲気中にて、800C・6時間の条件にて焼成を行ったところ、水素により還元されず、Liの核的燃焼に対する耐久性が高いと考えられる試料の合成に成功したことを、熱天秤等を利用した材料特性評価により確認した。

Torus configuration and materials selection on a fusion DEMO reactor, SlimCS

飛田 健次; 西尾 敏; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 礒野 高明; 中村 博文; 鶴 大悟; 鈴木 哲; 林 孝夫; 土谷 邦彦; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.888 - 892, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.197

SlimCSは、20202030年代に見通しうる技術を想定して設計された小型の核融合原型炉概念である。高ベータ領域での運転を可能にするため、交換ブランケットと固定ブランケットの間にセクター規模の寸法を持つ導体シェルを挟み込む点が炉構造上の特徴である。ブランケット構造材料は低放射化フェライト鋼、冷却材はPWR条件の加圧水を第一案とした。ITER-TBMの日本案との連続性を考慮し、増殖材はLiTiO、増倍材はBeTi又はBeとした。超伝導コイルは急速急冷法によるNbAlとし、最大磁場16テスラを超える設計とした。これらの機器のほか、導体シェル,ダイバータについてその構造と材料について報告する。

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。

Calculated positions of point nodes in the gap structure of the borocarbide superconductor YNiBC

永井 佑紀*; 加藤 雄介*; 林 伸彦; 山内 邦彦*; 播磨 尚朝*

Physical Review B, 76(21), p.214514_1 - 214514_8, 2007/12

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.76.214514

ボロンカーバイド超伝導体YNiBCの超伝導ギャップ構造を同定するために、孤立渦糸まわりの局所状態密度を、バンド計算より得られた現実的なフェルミ面上で計算した。さまざまなギャップノード位置を仮定し、それらに対して得られた局所状態密度の中から、走査型トンネル顕微鏡の実験結果とコンシステントなものを見いだした。また、そこで見いだされたギャップ構造のもとで、比熱の磁場方向依存性を計算し、対応する実験結果と一致することを確認した。こうしてわれわれは、バンド計算と渦糸まわりの状態密度計算という二つの計算を組合せる新しい解析手法により、複数の実験結果とコンシステントな特定の超伝導ギャップ構造をYNiBCに対して初めて提示することに成功した。

Non-stoichiometory and vaporization characteristic of LiTiO in hydrogen atmosphere

星野 毅; 安本 勝*; 土谷 邦彦; 林 君夫; 西村 秀俊*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2269 - 2273, 2007/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2007.07.005

チタン酸リチウム(LiTiO)は、核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材料の第1候補材料である。LiTiOは水素により還元されるため、トリチウムを回収する際のスイープガス中に含まれる水素により還元されにくいLiTiOの開発は重要である。本研究では、水素により還元されにくい増殖材料として期待できる、LiTiOを製作し、非化学量論性及び蒸発特性を調べた。定比のLiTiO(LiO/TiO=1.00)よりLi量を多くしたLiTiO(LiO/TiO=1.05)を製作した結果、水素還元による酸素欠損がほとんどなく、Liを含む蒸発蒸気種の平衡蒸気圧への影響も少ないことから、高温・長時間使用時における試料の結晶構造の変化が小さくなり、化学的に安定して使用できることがわかった。

SlimCS; Compact low aspect ratio DEMO reactor with reduced-size central solenoid

飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 47(8), p.892 - 899, 2007/08

https://doi.org/10.1088/0029-5515/47/8/022

コンパクトな核融合原型炉概念SlimCSについて報告する。この原型炉は通常のトカマク炉と比べると小規模な中心ソレノイドコイル(CS)を採用している点に特徴がある。通常、CSの主要な役割はポロイダル磁束の供給とされるが、これをプラズマ形状制御とみなすことでCSの大幅な小型化が可能であり、これによりトロイダルコイルの軽量化しいては炉本体重量の低減が期待できる。さらに、CSの小型化はプラズマの低アスペクト比(=2.6)化を可能にし、高楕円度,大プラズマ電流化,高ベータ化など炉心プラズマの高出力密度を実現するうえで望ましい条件が整う。この結果、SlimCSはARIES-RSのような先進トカマク炉概念と同規模の炉寸法でありながら、比較的無理のない炉心プラズマ条件でほぼ同等の核融合出力を発生するメリットを持つ。

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.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/FEC/FEC2006/html/node294.htm#58596

原型炉用増殖ブランケットに必要な「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」の開発を全日本規模の産学官連携のもとで実施した。それらの開発に関する最近の成果について報告する。トリチウム増殖材料に関しては、LiTiOに酸化物を添加した材料の開発を行い、少量(約1mol%)の酸化物(CaO等)を添加することで、水素を添加したスイープガス中でもTiの還元を抑制することができる材料の開発に成功した。中性子増倍材料に関しては、ベリリウム金属間化合物であるBeTiに着目し、各種特性を定量的に評価し、比強度が高いこと、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以下になることなどを明らかにした。以上の知見により、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。