次世代原子炉が拓く新しい市場(第3章, 第4章, 第5章, 第7章)

上出 英樹; 川崎 信史; 早船 浩樹; 久保 重信; 近澤 佳隆; 前田 誠一郎; 佐賀山 豊; 西原 哲夫; 角田 淳弥; 柴田 大受; et al.

次世代原子炉が拓く新しい市場; NSAコメンタリーシリーズ, No.28, p.14 - 36, 2023/10

高速炉、高温ガス炉を始めとする次世代原子炉の開発が進み、日本を含む世界の電力あるいは熱利用など産業利用の市場への貢献が目前となっている。ここでは、世界の動向を含め日本の開発状況についてまとめ、特に第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)の活動ならびに日本の高速炉、高温ガス炉、世界のSMRについて開発の現状を解説した。

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

https://doi.org/10.1016/C2018-0-05383-9

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

An Experimental setup for creating and imaging He excimer cluster tracers in superfluid helium-4 via neutron-He absorption reaction

Sonnenschein, V.*; 辻 義之*; 國立 將真*; 久保 渉*; 鈴木 颯*; 富田 英生*; 鬼柳 善明*; 井口 哲夫*; 松下 琢*; 和田 信雄*; et al.

Review of Scientific Instruments, 91(3), p.033318_1 - 033318_12, 2020/03

https://doi.org/10.1063/1.5130919

For the purpose of future visualization of the flow field in superfluid helium-4, clusters of the triplet state excimer He are generated along the micro-scale recoil tracks of the neutron-absorption reaction n + He T + p. This reaction is induced by neutron irradiation of the He fraction contained in natural isotopic abundance liquid helium with neutron beams either from the Japan Proton Accelerator Research Complex, Materials and Life Science Experimental Facility (J-PARC)/Materials and Life Science Experimental Facility or from the Kyoto University Institute for Integrated Radiation and Nuclear Science. These He clusters are expected to be ideal tracers of the normal-fluid component in superfluid helium with several advantageous properties. Evidence of the excimer generation is inferred by detection of laser induced fluorescence emitted from the He clusters excited by a purpose-built short pulse gain-switched titanium:sapphire (Ti:sa) laser operating at a wavelength of 905 nm. The setup and performance characteristics of the laser system including the Ti:sa and two continuous wave re-pumping lasers are described. Detection at the fluorescence wavelength of 640 nm is performed by using optical bandpass filtered photomultiplier tubes (PMT). Electrical noise in the PMT acquisition traces could successfully be suppressed by post-processing with a simple algorithm. Despite other laser-related backgrounds, the excimer was clearly identified by its fluorescence decay characteristics. Production of the excimer was found to be proportional to the neutron flux, adjusted via insertion of different collimators into the neutron beam. These observations suggest that the apparatus we constructed does function in the expected manner and, therefore, has the potential for groundbreaking turbulence research with superfluid helium.

Excellent feature of Japanese HTGR technologies

西原 哲夫; Yan, X.; 橘 幸男; 柴田 大受; 大橋 弘史; 久保 真治; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 後藤 実; 植田 祥平; et al.

JAEA-Technology 2018-004, 182 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-004.pdf:18.14MB

日本における高温ガス炉の研究開発は1960年代後半に開始した。原子力機構は国内メーカーと協力して、システム設計, 燃料, 黒鉛, 金属材料, 原子炉技術, 高温機器, 燃料・黒鉛の照射試験、高温熱利用技術等の研究開発を実施してきた。1990年に日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉HTTRの建設を開始し、1998年に初臨界に達し、その後、様々な試験運転を行い、日本の高温ガス炉技術を確立するとともに、高温ガス炉が有する固有の安全性を実証してきた。本報告書では、高温ガス炉システムの設計例、日本が有する世界最高の高温ガス炉技術及びHTTRの建設、運転保守を通じて得られた知見、熱利用技術について紹介する。

Examination on small-sized cogeneration HTGR for developing countries

坂場 成昭; 橘 幸男; 島川 聡司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; Yan, X.; 村上 知行; 大橋 一孝; 中川 繁昭; 後藤 実; et al.

JAEA-Technology 2008-019, 57 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-019.pdf:8.59MB

安全性に優れ、発電のみならず水素製造,地域暖房等に利用できる小型コジェネレーション高温ガス炉は、送電網等のインフラが整備されていない発展途上国に最適な原子炉の一つと考えられている。そこで、発展途上国で建設することを想定した小型コジェネレーション高温ガス炉HTR50Cについて検討した。HTR50Cプラントの仕様,機器構成等を決定し、経済性評価を行った結果、小型軽水炉と経済的に競合できることがわかった。

Conceptual design of the HTTR-IS hydrogen production system; Dynamic simulation code development for advanced process heat exchanger in the HTTR-IS system

佐藤 博之; 久保 真治; 坂場 成昭; 大橋 弘史; 佐野 直樹; 西原 哲夫; 國富 一彦

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.812 - 819, 2007/09

原子力機構では、HTTR-ISシステムのプラント動特性解析コードの開発を行っている。本コードの特長は、ISプロセスのヘリウムガス熱交換型化学反応器における相変化や化学反応を評価可能とするAPHXモジュールである。本モジュールの開発によって従来評価を行うことが困難であった、ISプロセス除熱増大事象の評価が可能となった。また、本コードを用いてISプロセスの除熱増大事象の代表事象候補となる2ケースについて解析を行った結果、提案する熱負荷変動吸収手法を用いることにより、ISプロセス除熱量増大事象が原子炉の運転に影響を与えないことを明らかにした。

Long-term erosion and re-deposition of carbon in the divertor region of JT-60U

後藤 純孝*; 田辺 哲朗*; 石本 祐樹*; 正木 圭; 新井 貴; 久保 博孝; 都筑 和泰*; 宮 直之

Journal of Nuclear Materials, 357(1-3), p.138 - 146, 2006/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2006.06.005

1997年より2002年までの長期間のJT-60U重水素実験運転を通して、W型ダイバータ部における炭素タイル表面の損耗・再堆積分布を評価した。損耗・再堆積の内外ダイバータでの非対称性が確認された。ドーム部においては、内側ドームウィングで損耗が、また外側ドームウィングのアウトボード側領域では堆積が観測された。再堆積層は第一壁表面の垂直線に対しある傾度を持って成長する柱状組織構造を示している。ダイバータ領域での損耗・再堆積分析結果及び外側ドームウィングの再堆積構造のポロイダル方向分布の分析結果から、損耗領域からトーラス内側方向へ向かう炭素輸送の存在を示した。ダイバータ領域での損耗・再堆積の収支結果から得られた評価期間の全損耗量は0.55kgであり、そのうちの38%は第一壁領域からきたものであった。実験期間中でのNBI加熱の積算時間内で評価した炭素の再堆積率は910C/sとなった。ダイバータ排気スロットがプライベート領域に位置するJT-60Uのダイバータ構造は、内側排気スロットの影の部分における炭素再堆積層の蓄積を抑える効果があると考えられる。

Hydrogen production by thermochemical water-splitting IS process utilizing heat from high-temperature reactor HTTR

坂場 成昭; 笠原 清司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 久保 真治; 寺田 敦彦; 西原 哲夫; 小貫 薫; 國富 一彦

Proceedings of 16th World Hydrogen Energy Conference (WHEC-16) (CD-ROM), 11 Pages, 2006/06

高温ガス炉は発電のみならず水素製造にも利用できる優れた特長を有している。日本原子力研究開発機構が開発している日本初の高温ガス炉HTTRは、世界最高となる950Cの核熱を炉外に取り出すことに成功した。近い将来、二酸化炭素を全く排出することなく水分解により水素を製造する熱化学法ISプロセスをHTTRに接続し、高温ガス炉による水素製造を実証する計画である。HTTRによる水素製造の実証は、原子炉と化学プラントである水素製造装置の接続技術を世界で初めて確立することになる。原子力機構では2005年度からHTTRにISプロセスを接続するHTTR-ISシステムの概念検討を開始した。本報は、HTTRの概要を示すとともに、原子力機構におけるISプロセスの開発計画,HTTR-ISの熱効率評価結果を含む概念検討結果を示す。HTTR-ISシステムによる核熱を用いた水素製造の実証は、来るべき水素社会の水素供給源として大きく期待されている。

Study of global wall saturation mechanisms in long-pulse ELMy H-mode discharges on JT-60U

竹永 秀信; 仲野 友英; 朝倉 伸幸; 久保 博孝; 木島 滋; 清水 勝宏; 都筑 和泰; 正木 圭; 田辺 哲朗*; 井手 俊介; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S39 - S48, 2006/03

https://doi.org/10.1088/0029-5515/46/3/S06

長時間放電におけるグローバルな壁飽和機構を解明するために、第一壁での局所的な壁飽和時間を評価した。局所的な壁飽和時間は、第一壁への粒子束とそこでの吸収率及び最大粒子吸収量により評価可能である。第一壁への粒子束は、中性粒子輸送解析コードDEGAS2を用いて評価した。その際、プラズマパラメータは2次元流体ダイバータコードUEDGEで評価した。D発光強度分布が実験と合うようにDEGAS2で評価した壁へのイオン束と中性粒子束を用いて、壁での吸収率を10%、壁での最大粒子吸収量を110m(実験室データをもとに評価)とし、局所的な壁飽和時間を評価した。その結果、ダイバータ領域では1秒以内に壁飽和に達していることが明らかになった。また、バッフル板は10秒程度、主プラズマまわりの壁は100秒程度で壁飽和に達すると評価された。バッフル板での粒子吸収は、10秒程度の時間スケールでグローバルな壁飽和が観測された実験結果と関連していると考えられる。一方、主プラズマまわりの壁での粒子吸収は、放電を繰り返すことによりグローバルな壁飽和状態に近づいていくことと関連していると考えられる。これらの結果をもとに、動的な粒子吸収特性を示す領域と静的な特性を示す領域によりグローバルな壁飽和が起こるというモデルを提唱した。

Application of glow discharges for tritium removal from JT-60U vacuum vessel

中村 博文; 東島 智; 磯部 兼嗣; 神永 敦嗣; 堀川 豊彦*; 久保 博孝; 宮 直之; 西 正孝; 小西 哲之*; 田辺 哲朗*

Fusion Engineering and Design, 70(2), p.163 - 173, 2004/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2003.11.001

核融合炉における有効で簡便なトリチウム除去方法を確立するために、壁調整用放電洗浄法の1つであるグロー放電洗浄(GDC)のJT-60U真空容器からのトリチウム除去への適用を目的として、ヘリウムと水素を用いたGDCによるJT-60Uプラズマ対向面からの水素同位体放出挙動を調べた。その結果、水素同位体の放出挙動は、3種類の時間に対する単純指数減少関数の組合せで表せることを見いだした。解析の結果、水素GDCがヘリウムGDCよりも水素同位体除去に優れていることが判明し、これは、水素の放電に起因する化学スパッタと放電水素とタイル表面水素同位体との同位体交換反応の相乗効果等の化学的な反応によるものと推測される。本結果で得られた放出特性に基づけば、573Kにおける連続的な水素GDCによりJT-60Uの表面水素同位体濃度を1/2に低減させるのに数日程度を要することが示唆された。