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論文

Nuclear and thermal feasibility of lithium-loaded high temperature gas-cooled reactor for tritium production for fusion reactors

後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 稲葉 良知; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*

Fusion Engineering and Design, 136(Part A), p.357 - 361, 2018/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.98(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉にリチウム化合物を装荷し、$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)反応を用いて核融合炉用燃料であるトリチウムを製造する方法が提案されている。一般的な高温ガス炉の設計においては、過剰反応度を抑制するために、可燃性毒物としてホウ素が炉心に装荷される。本研究では、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するために、リチウムをホウ素の代わりに炉心に装荷することとした。リチウムを装荷した高温ガス炉の成立性を確認するために、核特性値及び燃料温度を計算した。これらの計算結果は設計要求を満たし、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するリチウム装荷高温ガス炉の成立性を確認した。

論文

Evaluation of tritium confinement performance of alumina and zirconium for tritium production in a high-temperature gas-cooled reactor for fusion reactors

片山 一成*; 牛田 宏樹*; 松浦 秀明*; 深田 智*; 後藤 実; 中川 繁昭

Fusion Science and Technology, 68(3), p.662 - 668, 2015/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:69.75(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉にリチウムを装荷してトリチウムを製造する方法は、核融合炉へのトリチウム燃料の外部供給源の候補の1つとして注目されている。トリチウムを安全かつ効率的に製造する観点から、トリチウムの閉じ込めは重要な課題である。アルミナは気体の耐透過性に優れる物質として知られている。本研究では、市販のアルミナチューブを用いて水素透過試験を行い、水素の透過率、拡散係数及び溶解度を評価した。得られたデータを用いて、アルミナ被覆を施したリチウム化合物粒子からの水素の透過挙動シミュレーション計算を行った。また、ジルコニウム中の水素の挙動に係わる文献値を用いて、アルミナ被覆層へのジルコニウム添加の効果を検討した。500$$^{circ}$$C以上の高温では、トリチウムのほぼ全量がアルミナ被覆層を透過した。しかしながら、500$$^{circ}$$Cでは、微小なジルコニウム粒子をアルミナ被覆層に添加することで、トリチウムの漏れは0.67%以下に抑えることが期待できる。

論文

Study on operation scenario of tritium production for a fusion reactor using a high temperature gas-cooled reactor

川本 靖子*; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 後藤 実; 中川 繁昭

Fusion Science and Technology, 68(2), p.397 - 401, 2015/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.03(Nuclear Science & Technology)

核融合炉を起動するためには、外部装置からの十分な量のトリチウムの供給が必要である。ここでは核融合炉へのトリチウムの供給方法について検討する。トリチウム製造装置として高温ガス炉の適用を提案してきた。これまでは、燃料を定期的に交換するブロック型の高温ガス炉を対象として解析評価を実施してきた。ぺブルベッド型の高温ガス炉では、燃料交換に伴う時間のロスがない運転が可能であることから、両者を対象としてトリチウム製造量を比較した。トリチウム製造量を計算するにあたっては、連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを使用した。計算の結果、連続運転が可能なぺブルベッド型の高温ガス炉によるトリチウム製造量は、燃料を定期的に交換するブロック型の高温ガス炉によるトリチウム製造量とほとんど同じであることを示した。また、トリチウム製造装置としてのぺブルベッド型の高温ガス炉の課題について議論する。

論文

Application of the high-temperature gas-cooled reactor to produce tritium for fusion reactors

中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 後藤 実; 中川 繁昭

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.398 - 402, 2015/05

高温ガス炉を用いた核融合炉用トリチウム製造の研究を行っている。高温ガス炉を用いてのトリチウム製造について$$^{6}$$Li濃度の影響を評価する。円柱状のLi化合物が被覆管に内包されたLi棒の状態で炉心に装荷される。熱出力600MW、電気出力300MWの高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)をトリチウム製造用高温ガス炉として想定した。連続エネルギーモンテカルロ法による燃焼計算コードMVP-BURNを用いて、トリチウム製造量を評価する。トリチウムの漏れ量は被覆管におけるトリチウムの拡散方程式の平衡解から評価される。たとえ$$^{6}$$Liが濃縮されていたとしても、GTHTR300は180日の運転日数で500gのトリチウムを製造可能である。また、Liを濃縮することにより、トリチウムの漏れ量を20-50%減少させることができると評価される。

論文

Correlation of rates of tritium migration through porous concrete

深田 智*; 片山 一成*; 竹石 敏治*; 枝尾 祐希; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦

Fusion Science and Technology, 67(2), p.99 - 102, 2015/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

What affects tritium migration through porous concrete walls coated with a hydrophobic paint is reviewed from the viewpoint of tritium safety. Being taken into consideration of multi-structural concrete composed of aggregates, sand, water and cement which contents are CaO, SiO$$_{2}$$, Al$$_{2}$$O$$_{3}$$, Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$, MgO, CaSO$$_{4}$$ and so on, tritium path is discussed in terms of the HTO diffusivity and adsorption coeffcient on porous walls. Measures to predict rates of tritium leak from laboratory walls to the environment and residual tritium amounts in concrete are estimated based on previous data. Three cases of accidental or chronic tritium release to laboratory air are discussed using the diffusion-adsorption model.

論文

Overview of plasma-material interaction experiments on EAST employing MAPES

Ding, F.*; Luo, G.-N.*; Pitts, R.*; Litnovsky, A.*; Gong, X.*; Ding, R.*; Mao, H.*; Zhou, H.*; Wampler, W. R.*; Stangeby, P. C.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 455(1-3), p.710 - 716, 2014/12

 被引用回数:23 パーセンタイル:91.23(Materials Science, Multidisciplinary)

A movable material probe system (Material and Plasma Evaluation System: MAPES) with an independent pumping system and a sample exchange chamber has been developed and installed on a horizontal port of the EAST tokamak for studies of plasma material interaction (PMI). In the 2012 experimental campaign, deposition and erosion were studied for three samples: mock-up of the outer first wall panels (FWPs) in ITER, castellated tungsten, and molybdenum mirrors. The FWPs with carbon deposition layer were exposed to helium plasmas. The maximum erosion rate of the carbon was valuated to be 8 nm/s. The castellated tungsten with rectangular cells and roof-like shaped cells was exposed to deuterium plasmas to compare amount of deposits on the gap surface. The amount of carbon and boron impurities on the gap surface of the roof-like shaped cells were reduced to less than 30% compared with that of the rectangular cells. The molybdenum mirrors of which protective ducts are installed in front were exposed to deuterium plasmas in order to investigate effects of length of the ducts. It was found that the reflectivity of the mirrors with 60 mm-long protective ducts is kept the initial reflectivity.

論文

Transfer of tritium in concrete coated with hydrophobic paints

深田 智*; 枝尾 裕希*; 佐藤 紘一*; 竹石 敏治*; 片山 一成*; 小林 和容; 林 巧; 山西 敏彦; 波多野 雄治*; 田口 明*; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(1), p.54 - 60, 2012/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.4(Nuclear Science & Technology)

三次閉じ込め系の材料であるコンクリート及び疎水性塗料を塗装したコンクリート中のトリチウムの移行挙動を把握することは非常に重要である。そこで、コンクリート中のトリチウムの拡散係数を及び疎水性塗料の拡散係数を評価した。その結果、エポキシ塗料は、透過係数が小さく、コンクリートへの透過抑制に有効であるが、シリコン系塗料は、透過係数も大きく、透過抑制塗料としては有効でないことを明らかにした。

論文

Concentration profiles of tritium penetrated into concrete

高田 大樹*; 古市 和也*; 西川 正史*; 深田 智*; 片山 一成*; 竹石 敏治*; 小林 和容; 林 巧; 難波 治之*

Fusion Science and Technology, 54(1), p.223 - 226, 2008/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:52.17(Nuclear Science & Technology)

セメントペースト,モルタル,コンクリートについて、トリチウム水蒸気を一定期間曝露し、それぞれの試料中のトリチウム分布を測定した。試料中のトリチウムは、6か月曝露することで、最大5cmまで透過することを確認した。各試料中に捕捉されたトリチウムは、セメントペーストが最大で、コンクリートはその半分、モルタルはセメントペーストの70%程度捕捉されていた。これら結果を解析したところ、コンクリート等の中のトリチウム分布について実験結果とよく一致し、解析手法の妥当性が示された。

論文

Tritium release from bulk of carbon-based tiles used in JT-60U

竹石 敏治*; 片山 一成*; 西川 正史*; 正木 圭; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 349(3), p.327 - 338, 2006/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:43.58(Materials Science, Multidisciplinary)

本報告ではJT-60Uの重水素放電時に使用された等方性グラファイトバルク並びにCFCタイルバルクに蓄積されているトリチウムの放出実験を行い、タイルバルクからのトリチウム放出挙動や回収方法についての検討を行ったものである。今回トリチウム放出に使用したいずれのタイル試料も、放出前のSEM観察により明確なタイル表面での再堆積層の形成が認められなかった部分のものであり、タイルバルクからのトリチウムの放出挙動として扱うことができると考えられる。どのタイル試料においても乾燥ガスパージによって拡散によりタイルから放出されるトリチウムの一部はいったんバルク内の水酸基等にトラップされるためタイルに残留する。このトラップされたトリチウムの短時間での放出には同位体交換反応が有効であった。しかしながら、昇温操作(1200$$^{circ}$$C)による高温状態での交換反応による回収操作を行ってもまだタイルに捕捉されているトリチウムの約1%は残留し、すべてのトリチウムの短時間での回収には酸素燃焼を行う必要があることがわかった。燃焼法については等方性グラファイト,CFCタイルともに約600$$^{circ}$$C以上で燃焼が確認されたが、800$$^{circ}$$C付近が有効な燃焼温度であることが判明した。

論文

Release behavior of hydrogen isotopes from JT-60U graphite tiles

片山 一成*; 竹石 敏治*; 永瀬 裕康*; 眞鍋 祐介*; 西川 正史*; 宮 直之; 正木 圭

Fusion Science and Technology, 48(1), p.561 - 564, 2005/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uのグラファイトタイルに蓄積されている軽水素,重水素,トリチウムを加熱法と同位体交換法を利用して放出させ、各種水素同位体の放出挙動を観測した。その結果は以下のようである。(1)軽水素,重水素については、比較的同様な放出曲線を示したが、トリチウムとは異なっていた。(2)グラファイト中に蓄積した水素同位体をすべて放出させるには、加熱のみでは困難であり、同位体交換法あるいは燃焼法が必要である。(3)水素蓄積量は、重水素蓄積量に比べ一桁多かった。この結果は、重水素放電によりグラファイト中に捕捉された重水素の大部分が、後の軽水素放電により放出されたことを示す。(4)カーブフィッティング法により、おおまかな水素同位体の深さ方向分布を推定した。第一壁タイルでは、軽水素,重水素は表面から1mmまで、トリチウムは2mmまで、比較的一様に分布していると推定された。また、ダイバータタイルでは、軽水素,重水素,トリチウムとも表面から2mmまで比較的一様に分布していると推定された。

論文

Recovery of retained tritium from graphite tile of JT-60U

竹石 敏治*; 片山 一成*; 西川 正史*; 宮 直之; 正木 圭

Fusion Science and Technology, 48(1), p.565 - 568, 2005/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.17(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uの第一壁及びバッフル板に使用された等方性グラファイトタイルに捕捉されたトリチウムの定量並びに回収法の検討を行う目的で、乾燥ガスパージ,同位体交換並びに酸素燃焼によってトリチウムの回収を行った。その結果は以下の通りである。(1)真空容器内のどの位置の等方性グラファイトタイルにも、800$$^{circ}$$C-1200$$^{circ}$$Cでの乾燥ガスパージ直後の水蒸気を利用した同位体交換によって回収されるトリチウムが存在した。これはグレイン内部から拡散したトリチウムが一旦グレイン表面にトラップされ、水蒸気中のHと交換する形で放出したものであると考えられる。(2)その後の1000$$^{circ}$$Cでの酸素燃焼によりいずれのタイルからも全放出量の1-21%のトリチウムが放出され、全トリチウムの回収には燃焼法が必要であることがわかった。(3)グラファイトバルクの酸素燃焼は600$$^{circ}$$C以下では起こらない。(4)グラファイトバルクに残留する全トリチウムの回収は酸素燃焼法により可能であるが、グラファイトバルクの燃焼は650$$^{circ}$$C以上が必要なため、真空容器内に据え付けた状態でのトリチウム回収は難しいと考えられる。

論文

Tritium release behavior from the graphite tiles used at the dome unit of the W-shaped divertor region in JT-60U

片山 一成*; 竹石 敏治*; 眞鍋 祐介*; 永瀬 裕康*; 西川 正史*; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 340(1), p.83 - 92, 2005/04

 被引用回数:7 パーセンタイル:47.08(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60U W型ダイバータ領域ドームトップと内側ウィングタイルで使用されたグラファイトタイルからのトリチウム放出挙動を、Ar, H$$_{2}$$/Ar, (O$$_{2}$$+H$$_{2}$$O)/Ar雰囲気での昇温脱離法により調査した。その結果は以下のようである。(1)Ar雰囲気中で1000$$^{circ}$$Cに加熱した後、なお総トリチウム蓄積量に対しておよそ20-40%がタイル内に残留していた。この残留トリチウムは、1000$$^{circ}$$C以上の温度でH$$_{2}$$/Arもしくは(O$$_{2}$$+H$$_{2}$$O)/Arガスに曝すことにより回収された。(2)トリチウム蓄積量は、ドームトップで84-30kBq/cm$$^{2}$$、内側ウィングタイルで8-0.1kBq/cm$$^{2}$$と求まった。トリチウム濃度は、ドームトップで最も高く、ウィングタイル端にかけて減少していることがわかった。(3)段階昇温過程でのトリチウム放出曲線から放出開始温度を推定した。放出開始温度は、ウィングタイル端で最も高く、ドームトップで最も低かった。これは、トリチウム蓄積分布と逆の傾向である。放出開始温度は、プラズマ放電中のタイル表面温度を反映していると考えられ、タイル表面温度が高いほどトリチウム蓄積量が少ないことを示している。(4)タイルの深い位置からも微量のトリチウムが放出された。これは、分子状トリチウムがグラファイト細孔内を拡散し、グレイン表面から吸収されたことを示している。

口頭

高温ガス炉を用いたトリチウム製造の工学的な検討

後藤 実; 中川 繁昭; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*

no journal, , 

高温ガス炉は、その広い照射領域にLi微小球を装荷することで、基本設計をほとんど変えることなく、大量のトリチウムを製造できる可能性があり、初期核融合炉用トリチウム燃料の供給源としての利用が提案されている。しかしながら、これまでに高温ガス炉を用いたトリチウム製造の実績はなく、システムの課題に関する検討もほとんど行われていない。そこで、高温ガス炉を用いたトリチウム製造システムについて、工学的な観点から課題を摘出するとともに実現性を検討した。摘出した課題は、高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料製造技術や燃料取扱技術を用いることにより解決が見込まれ、工学的な観点からはシステムの実現性に大きな問題はない。

口頭

高温ガス炉を用いた核融合炉用トリチウム生産の検討,2; 生産工程と安全性

後藤 実; 中川 繁昭; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*

no journal, , 

高温ガス炉にLi微小球を装荷し、$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応により大量のトリチウムを生産できる可能性があり、初期核融合炉用トリチウム燃料の供給源としての利用が検討されている。そこで、システムの工学的実現性および安全性について検討を行った。

口頭

The Influence of gap geometry on impurity deposition and fuel accumulation in the castellated tungsten plasma-facing components exposed in EAST

Ding, F.*; 芦川 直子*; 福本 正勝; 片山 一成*; Mao, H.*; Ding, R.*; Xu, Q.*; Wu, J.*; Xie, C. Y.*; Luo, G.-N.*

no journal, , 

Castellated tungsten samples with different gap width and gap depth are exposed to the scrape-off-layer plasma with the material and plasma evaluation system (MAPES) to investigate effects of castellation configurations on impurity deposition and fuel retention. After the plasma exposure, composition and distribution of the impurity deposited on the inner surface of the gap are investigated. The composition and the distribution of the deposits have a strong dependence of the gap configuration. The amount of the deposits on the inner surface of the inverse trapezoid gap is small compared with that of the rectangular gap with the same top width. For all the samples, the amount of the deposits decreases with the gap width and depth.

口頭

核融合炉用トリチウムを製造するLi装荷高温ガス炉の核特性評価

後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*

no journal, , 

$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応を用いた高温ガス炉による核融合炉用トリチウム燃料の製造の成立性について検討を行っている。高温ガス炉の核特性解析において実績のあるSRACコードシステムで$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応を取り扱えるように燃焼チェーンを整備し、トリチウム製造高温ガス炉の核特性を評価した。

口頭

高温ガス炉を用いた初期核融合炉用トリチウム生産法の検討; Li濃縮によるトリチウム閉じ込め性能の改善

中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 川本 靖子*; 長住 達*; 片山 一成*; 後藤 実; 中川 繁昭

no journal, , 

高温ガス炉を用いて$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応により、核融合炉の立ち上げに必要な初期装荷トリチウムを供給することを提案している。$$^{6}$$Liを濃縮することにより、トリチウムの炉内への流出を抑えることができる可能性がある。そこで本研究では$$^{6}$$Li濃縮度の違いがトリチウム流出量に及ぼす影響を検討するとともに、生産効率に及ぼす影響についても検討した。

口頭

核融合原型炉におけるトリチウム水の管理・取扱方針の検討

渡邊 和仁; 中村 誠; 染谷 洋二; 増井 章裕; 片山 一成*; 林 巧; 柳原 敏*; 小西 哲之*; 横峯 健彦*; 鳥養 祐二*; et al.

no journal, , 

核融合原型炉では、発電のために冷却水温度を300$$^{circ}$$C前後とするため炉内構造材の温度はITERよりも高くなり、また炉内機器の主要構造材と想定される低放射化フェライト鋼は比較的トリチウムを透過しやすい。これにより冷却水中へのトリチウム透過量が大きくなり、ITERでは必要としなかった冷却水中のトリチウム処理設備の適用を原型炉では検討する必要がある。そこで本研究では、保守的に仮定したトリチウム処理量の観点からトリチウム水処理設備への要求を概算するとともに、核融合炉の特徴を踏まえたその他観点からのトリチウム水管理の課題を抽出する。その結果、冷却水中へのトリチウム透過量を保守的に仮定した場合であっても、トリチウム管理濃度をCANDU炉と同程度にすることができれば既存の設備が適用できる可能性を明らかにした。

口頭

トリチウムを製造するLi装荷高温ガス炉の核熱特性評価

後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 稲葉 良知; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*

no journal, , 

$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応を用いた高温ガス炉による核融合炉用トリチウム燃料の製造の成立性について検討を行っている。高温ガス炉の核特性解析において実績のあるSRACコードシステムで$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応を取り扱えるように燃焼チェーンを整備し、トリチウム製造高温ガス炉の核熱特性を評価した。核特性値および燃料温度が設計要求を満たし、核的および熱的な観点からLi装荷高温ガス炉が成立することを確認した。

口頭

高温ガス炉用Li装荷試験体におけるトリチウム生産・閉じ込め性能の評価

井田 祐馬*; 松浦 秀明*; 長住 達*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭

no journal, , 

原子力機構と九州大学は、高温ガス炉を用いて初期核融合炉用トリチウムを生産する方法を検討している。本手法は、リチウム化合物を高温ガス炉に装荷して$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応によりトリチウムを生産するものである。これまでに、リチウムの最適な装荷方法、トリチウムの閉じ込め方法及びリチウム装荷高温ガス炉の核熱設計について検討を行い、本手法の成立性を確認しており、今回、リチウム照射試験の実施に向け、予備的な検討を開始した。本報では、提案するリチウム照射キャプセルを対象にして、トリチウム生産・閉じ込め性能の評価結果を報告する。

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