Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.066

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

第1回ISTC/SACセミナー「核燃料サイクル及び関連する処理処分に関する新しい手法; 余剰兵器級プルトニウムとウラン及び原子炉級プルトニウムを考慮して」

前川 洋; 向山 武彦; 山根 剛; 宮崎 芳徳*; 平川 直弘*; 鈴木 篤之*; 竹田 練三*; 早川 均*; 川島 正俊*; 那須 速雄*; et al.

日本原子力学会誌, 40(12), p.963 - 965, 1998/12

国際科学技術センター(ISTC)の科学諮問委員会(SAC)が企画した第1回のセミナーが、ロシア連邦最大の秘密都市サロフで1998年6月22~25日、開催された。本セミナーの目的はトピックスに対する現状の総括、ISTCプロジェクトの成果、今後の課題等を議論し、有益で効果的なプロジェクトを提案実施するための指針をCISの科学者に与えることにある。ロシア外から39人の計102人の参加があり、日本から14人が参加した。セミナーは、セッションごとにトピックスに関する基調講演、4~7件の口頭発表に引き続き、1~2人によるコメントの発表と討論を行う形で進められた。

「常陽」運転監視コードシステムの高度化作業(II)

森木 保幸*; 川島 正俊*

PNC TJ9164 97-008, 245 Pages, 1997/03

PNC-TJ9164-97-008.pdf:6.96MB

「常陽」MK-III炉心における炉心管理法及び照射条件予測の精度向上に資するために、平成7年度に引き続き、運転監視コードシステムの高度化を図った。本年度は、随伴中性子束、ガンマ発熱を含めた集合体出力及び燃焼の各計算モジュールを作成し、各モジュールの確認計算を行った。また、各モジュールの入出力変数の整理を行った。MK-III標準平衡炉心の全炉心体系について中性子18群、ガンマ線7群、集合体当たり24メッシュの確認計算を行い、実効増倍率、制御棒反応度価値、出力分布及び燃焼による原子数密度変化などの計算結果を設計計算値と比較することにより、結果の妥当性を確認した。今後は、更にシステム高度化のために、定数作成モジュール、動特性パラメータ計算モジュール、熱特性計算モジュール及びシステムフロー制御とI/O部分を作成していく必要がある。

閾値反応を利用したナトリウムボイド反応度低減炉心及びドップラー反応度改善炉心に関する解析

横山 次男*; 川島 正俊*; 川合 将義*; 山岡 光明*; 藤田 玲子*

PNC TJ9164 96-008, 189 Pages, 1996/12

PNC-TJ9164-96-008.pdf:4.08MB

高速炉では、MAのリサイクルに伴ってナトリウムボイド反応度及び冷却材温度反応度が大きくなり、また、ドップラー係数も小さくなる傾向がある。安全上これらの反応度を改善することが重要である。本解析作業では、ナトリウムボイド時に増加する高エネルギー中性子に対して、大きな中性子吸収反応を生じる核種を混在させた炉心を解析することにより、炉心性能を大きく低下せずにナトリウムボイド反応度を低減できる核種についてそのボイド低減効果を調べた。また、ドップラー係数の改善方法として高次Puの利用及び共鳴物質の利用が考えられ、パラメータサーベイによりその効果を調べた。閾値反応を利用したナトリウムボイド反応度低減炉心の解析では、中性子スペクトル変化の影響調査として炉心部へのMA装荷の有無及び炉心サイズをパラメータとして炉心部中性子スペクトルを解析し、ボイド反応度上重要なエネルギー領域を同定した。次にボイド反応度低減のための候補核種として、上記の重要なエネルギー領域以上で閾値反応による中性子吸収断面積の増大する核種を調査した。更に上記スペクトル場において、ボイド反応度低減効果を吸収核種装荷量と種類をパラメータとして解析した。その結果、候補として摘出された酸素17を用いた大型酸化物燃料炉心のボイド反応度は天然酸素による炉心のボイド反応度の約1/2以下となることが分かった。ドップラー反応度改善炉心の解析では、PuN燃料をベースとして、高次Pu及び共鳴吸収物質を装荷した場合のドップラー係数改善効果について解析した。また、不活性母材候補材料について、その適合性、炉心特性解析に必要な物性値を調査し、それらの材料を用いた燃料材の物性値等について予備調査を行なった。その結果、構造材核種を金属形態で装荷する事でドップラー係数等の特性を改善できることが分かった。

高速炉用ORIGENライブラリーの作成

川合 将義*; 川島 正俊*

PNC TJ9164 96-024, 137 Pages, 1996/03

PNC-TJ9164-96-024.pdf:3.33MB

日本原子力研究所シグマ委員会より日本の評価済み核データJENDL-3.2ライブラリーが公開され、高速炉の分野でも様々な形での使用が開始されている。一方、燃料サイクルの特性解析には、従来から汎用の燃料燃焼チェーン計算コードORIGENが広く使用されている。このORIGENに内蔵されている1群形式のオリジナル断面積は、米国の評価済み核データライブラリーをオークリッジ国立研究所が独自に処理したものである。我国で炉心解析で使用されている核データとは整合がとれていないことになる。本作業は、このような状況に鑑み、JENDL-3.2ライブラリーに格納されている340核種すべてを対象にORIGENコードで使用する1群実効断面積セットを高速炉用に作成した。高速炉スペクトルとして、1600MWeクラス高速炉のウラン・プルトニウム混合酸化物均質炉心体系(平衡サイクル中期)の炉心・ブランケット領域平均スペクトルをもとめ、1群化に使用した。これによりアクチニド燃焼研究などにおける核種生成・消滅量の評価が炉心解析と整合して行うことが可能となる。

運転監視コードシステムの高度化作業

川島 正俊*; 森本 保幸*

PNC TJ9164 96-012, 153 Pages, 1996/03

PNC-TJ9164-96-012.pdf:4.15MB

「常陽」MK-III炉心における炉心管理手法の高度化および照射条件予測精度の向上に資するために運転監視コードシステムの高度化に関するシステム全体のグランドデザインおよび中性子束分布計算モジュールの作成を行った。システムのグランドデザインでは,新システムの機能は原子炉運転前の予測計算と原子炉運転後の記録計算の二機能とすることおよび必要なシステム構成の概要を決定した。MK-IIIは炉心現行炉心から出力増大・二領域化等の変更があるので,予測計算では従来よりも事前安全確認用の出力分布の評価機能を拡充する計画である。中性子束計算モジュールは照射場の核計算精度向上のために採用する燃料集合体あたり径方向に24メッシュとする分割詳細化とエネルギー群数の18群化を実現するために,有限差分3次元Tri-Z(24メッシュ/SA)拡散手法を用いて作成した。MK-III炉心の全炉心体系で集合体あたり24メッシュ・軸方向ノード数22・エネルギー群数18とするサンプル計算を行い,結果の妥当性を確認した。今後は,予想計算における安全性確認計算結果の評価方法の確立と,作成した中性子計算モジュールの計算結果を利用して具体化を図ることが必要である。更にシステム高度化のためにシステム作成に向けてシステムフロー制御,定数の作成,核種特性計算モジュールとIO部分を作成していく必要がある。

「常陽」における安全特性試験の予備計算

森本 保幸*; 川島 正俊*

PNC TJ9164 96-002, 207 Pages, 1995/03

PNC-TJ9164-96-002.pdf:4.48MB

「常陽」を利用する高速炉の固有の安全特性の確認試験が検討されている。このような試験のためには、出力係数などのフィードバックが正確に予測できることが重要である。本検討では、MK-II炉心初期サイクルと第27サイクルで測定されている出力係数を解析した。特に、支配要因を明確にするために燃料温度履歴を考慮する評価モデルを提案し検討した。主要な結論として、出力係数の解析評価では、燃料集合体の照射履歴を考慮した燃料温度評価および燃料軸方向膨張モデルが重要であること、および出力係数の炉出力依存性は、燃料軸方向膨張モデルとして燃料中心温度反映モデルで評価することで、測定値間に観測されている燃料に伴う出力係数の変動傾向はほぼ再現できることがわかった。このことから、今回適用したモデルをベースに、解析結果を"適切に"調節するモデルを取り入れる方式を今後の研究のなかで確立していくことが重要なことが分かった。

「常陽」高性能炉心の貯蔵専用ポット廃止に係わる核熱計算

川島 正俊*; 森木 保幸*; 西 裕士*

PNC TJ9164 89-002, 70 Pages, 1989/03

PNC-TJ9164-89-002.pdf:2.53MB

「常陽」の高性能炉心への移行に併ない、原子炉稼働率の向上による照射能力の増強が計画されている。原子炉稼働率の向上のために、燃料交換期間を短縮する方策として貯蔵専用ポットを廃止する可能性を検討した。貯蔵専用ポットを廃止するためには炉心と燃料ラックの間のステンレススチール製反射体の一部を高性能遮蔽体に置換し、炉心からの漏洩中性子によるラック内燃料の発熱量を低減させて自然循環除熱が可能な程度以下に抑える必要がある。本検討では、この点に関する遮蔽効果と遮蔽体基本使用に係わるパラメータサーベイを実施した。主な結果は、以下のとおりである。(1)「常陽」の高性能炉心への移行により現行出力を1.5倍まで出力上昇させた場合でも、高性能遮蔽体を使用することにより、貯蔵専用ポットを廃止できる見通しが得られた。(2)そのために実質的に現行の9、10例を高性能遮蔽体と置換する。この場合でも、高性能遮蔽体の冷却のための必要流量は現行炉心と同様に低圧プレナムから供給できる見通しである。(3)高性能遮蔽体の基本仕様は、19本ピン構造、遮蔽材有効長さ100cmを有するものが適切である。9例には天然ボロン、10例には濃縮ボロンを使用する。これらの基本仕様は遮蔽能力、ペレット中心温度、PCMI、照射期間等を勘案して決めた。(4)高性能遮蔽体を使用することによって、ラック内燃料の発熱量は大幅に低減するが、炉出力の増加に伴い、自然循環除熱可能量の上限に近づく。この上限値については更に検討評価することが重要である。(5)「常陽」での高性能遮蔽体の運用経験と試験結果は、実証炉の炉心まわりの遮蔽体の開発に重要なデータベースを提供する。尚、炉心特性/中性子計装への影響、今後の課題等についても検討した。

高速実験炉「常陽」性能試験解析報告書; 炉心核特性の解析(その1)

川島 正俊*; 石川 真*; 西山 征夫*; 山下 芳興*

PNC TN941 79-236, 238 Pages, 1979/12

PNC-TN941-79-236.pdf:9.39MB

本報告書は高速実験炉「常陽」の炉心核特性に関する性能試験の解析結果を述べる。ここでの解析対象は低出力試験(1977年4月11月)で行なわれた次の項目である。1)最小臨界量評価,制御棒較正,3)NaVoid反応度,4)燃料置換反応度,5)出力分布試験である。解析はJAERI一FAST―270群セット(JFS―2)を用いた。また三次元Hex―Zモデルを随所で用い,その適用性を調べることも一つの目的であった。今回の解析から得られた主な結果は次の通りである。1)最小臨界体系のKeffに関するC/E値は1.0044を得た。2)制御棒価値(1本の価値)のC/E値は0.971.03を得た。三次元Hex―Z拡散計算ではメッシュサイズ効果補正が大きな因子であるが,干渉効果解析を含め有効な計算法であることが確認された。3)単チャンネルNavoid係数解析にっいては均質モデルを用いたが炉心部でC/E=0.81.0,ブランケット第1列でC/E=1.3とよい一致が得られた。4)燃料置換反応度の解析では,炉心周辺の炉心―ブランケット燃料置換については,C/E=0.951.05であった。燃料―Na置換反応度は,炉中心で炉心燃料―Naに対してC/E=1.31.5を得た。これらの差はNaチャンネルからの中性子の"もれ"の扱いを改良することによって小さくなると期待される。5)反応率分布は3次元Hex―Zモデルで行なった。中心スペクトルインデックスで,F49/F25,F28/F25のC/E値は,0.99,0.95とよい一致を示した。解析対象の反応は,U235(n,f),U238(n,f),(n,),Pu239(n,f),Th232(n,f),(n,),Au197(n,r),Ni58(n,p),Cu63(n,)である。挿入された制御棒による歪もHex一Zモデルで表わせることが確認された。等温係数,出力係数,燃焼係数解析は,part2として別途報告する。