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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

岩石利用セグメント支保工の力学特性と坑道の安定性に関する検討

多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 齋藤 亮*; 中谷 篤史*; 石井 卓*; 藤田 朝雄; 杉田 裕; 中間 茂雄; 真田 昌慶*

土木学会論文集,F2(地下空間研究)(インターネット), 73(1), p.11 - 28, 2017/03

本論文では、低アルカリ性モルタルを用いた岩石利用セグメント支保工の力学特性、支保工としての成立性について室内試験や要素試験を行い検討した。検討結果より、従来の吹付けコンクリートを主体とした支保工に対して、低アルカリ性モルタルを用いた岩石利用セグメント支保工は、セメント使用量を大幅に低減し、かつ低アルカリ性モルタルを利用することにより、セメント影響のさらなる低減化が期待できること、地層処分施設の支保工として地山の安定性を確保することが可能であることを示した。

論文

A Study on transmutation of LLFPs using various types of HTGRs

高良 和樹*; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 後藤 実; 中川 繁昭; 島川 聡司*

Nuclear Engineering and Design, 300, p.330 - 338, 2016/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.39(Nuclear Science & Technology)

原子力機構で検討が進められている複数の高温ガス炉のLLFP核変換性能を評価した。解析コードにはMVP-BURNを使用した。小型高温ガス炉およびプルトニウム燃焼用高温ガス炉を用いたLLFP核変換の評価の結果、高温ガス炉によるLLFP核変換の有効性が示された。

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

Study on transmutation and storage of LLFP using a high-temperature gas-cooled reactor

高良 和樹*; 中屋 裕行*; 久保 光太郎*; 松浦 秀明*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 12 Pages, 2014/09

HLWには数十万年にわたり放射線を出し続ける長寿命核分裂生成物(LLFP)が含まれ、それらの中には化学的に地下水に溶けて移行しやすい傾向を示すものもあり、必ずしも地層処分に向いているとは言えない。そこで、LLFPの処分については、長期保管すると同時に削減できる施設の利用を提案する。高温ガス炉(HTGR)は、広い反射体領域を備えており、基本設計を大きく変えることなく大量のLLFPを保管すると同時に核変換よる削減が可能である。概念設計が行われている実用高温ガス炉GTHTR300にLLFPを装荷した場合を想定し、原子炉を1年間運転するための過剰反応度を確保する条件の下、装荷可能なLLFP量およびLLFPの核変換量を、モンテカルロコードMVP-BURNを用いて評価した。その結果、装荷可能なLLFPは15t、LLFPの核変換量は30kg/yearであり、実効的なLLFPの半減期を1/626に短縮できる。更なる最適化による核変換量の増加も期待でき、高温ガス炉は大量のLLFPを長期保管すると同時に削減する施設として利用できる。

論文

セメントの使用を極力抑えた岩石利用セグメント支保工の開発

多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 齋藤 亮*; 中谷 篤史*; 石井 卓*; 真田 昌慶; 野口 聡*; 岸 裕和*; 中間 茂雄; 藤田 朝雄

第13回岩の力学国内シンポジウム講演論文集(CD-ROM), p.133 - 138, 2013/01

高レベル放射性廃棄物の地層処分施設に関し、セメント系材料の使用を極力抑えた坑道の新しい構築方法の開発に取り組み、低アルカリ性モルタルを用いた岩石利用セグメント支保工の成立性や有効性を示すための研究開発を進めている。本研究では、低アルカリ性モルタルを用いた岩石利用セグメント支保工と裏込め材の力学特性値を室内試験により取得し、得られた物性値を用いて坑道の安定性に関する検討を実施した。検討結果より、従来の吹付けコンクリートを主体とした支保工に対して、セメント使用量を大幅に低減し、かつ低アルカリ性モルタル利用することにより、セメント影響のさらなる低減化を図った支保工の力学的な成立性,有効性を確認した。

報告書

高レベル放射性廃棄物処分施設における坑道支保工に用いるセメント系材料の低減化技術に関する研究(共同研究)

林 克彦; 野口 聡; 岸 裕和; 小林 保之*; 中間 茂雄; 藤田 朝雄; 内藤 守正; 多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 郷家 光男*; et al.

JAEA-Research 2010-057, 101 Pages, 2011/03

JAEA-Research-2010-057.pdf:7.47MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分施設において支保工やグラウトに用いられるセメント系材料は、地下水に溶出し高アルカリ環境を生じさせる。このような高アルカリ環境は、緩衝材や埋め戻し材に使用されるベントナイトや周辺岩盤に変質を生じさせ、処分システムの長期的な性能の確保に不確実性を増大させる結果になることが懸念されている。本研究は、セメント系材料の高アルカリ影響に対するセメント量の低減化の観点から、処分システムの長期的な性能に配慮した材料を主体とする支保構造の技術的成立性について、原子力機構及び清水建設の双方が所有する知見を最大限に活用し、検討・評価するものである。それに基づき、将来の高レベル放射性廃棄物処分施設への適用に向けた実現可能性について課題を取りまとめた。

口頭

セメントの使用を極力抑えた坑道の構築方法の提案,7; 低アルカリ性セメントを用いた岩石・モルタル複合材料に関する基礎実験

齋藤 亮*; 中谷 篤史*; 多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 小林 保之

no journal, , 

高レベル放射性廃棄物の地層処分施設におけるセメントの使用を極力抑えた坑道支保工として提案している岩石利用セグメントに関して、低アルカリ性モルタルを用いた複合材料の強度・変形,pHの各特性について実験的な検討を行った。その結果、普通ポルトランドセメントを使った普通モルタルに比べ、低アルカリ性モルタルを使った場合は、複合材料としての強度・変形特性が多少低下するものの、支保工仕様を満足しており、pHについては低く、材齢の経過に伴い漸減する傾向にあることがわかった。

口頭

セメントの使用を極力抑えた坑道の構築方法の提案,8; 低アルカリ性モルタルを用いた岩石利用セグメントの曲げ試験

齋藤 亮*; 郷家 光男*; 中谷 篤史*; 多田 浩幸*; 林 克彦; 野口 聡; 岸 裕和; 中間 茂雄

no journal, , 

高レベル放射性廃棄物の地層処分施設におけるセメントの使用を極力抑えた支保工として岩石を低アルカリ性モルタルで接合した岩石利用セグメントを提案している。組み上げたときの自重によりこのセグメントに発生する曲げモーメントの力学的特性を把握するため、セグメントを試作し、曲げ試験を実施した。その結果、正曲げ117kN,負曲げ44kNの自重による曲げモーメントに相当する荷重の最大値に対し、試作したセグメントの最大荷重は、中詰モルタルの圧壊と鋼製枠縦リブの曲げ座屈が発生した正曲げでは自重による荷重の約2倍以上の値を示したが、中詰モルタルが引張破壊しモルタルと鋼製枠の付着が剥離した負曲げでは自重による荷重とほぼ同等であり、荷重の正負で異なる挙動を示すことを確認した。今後、セグメントのひび割れの発生及び負曲げ時の剥離の抑制、及び組み立て時の施工方法等を改善したい。

口頭

セメントの使用を極力抑えた坑道の構築方法の提案,9; 裏込め砕石の変形特性試験と坑道の安定性の検討

熊坂 博夫*; 齋藤 亮*; 中谷 篤史*; 多田 浩幸*; 林 克彦; 野口 聡; 岸 裕和; 中間 茂雄

no journal, , 

地層処分の支保材料等に用いられるセメントは地下水とともに高アルカリ環境を生じさせるため、バリア性能に悪影響を及ぼすことが懸念されている。そのため、著者らはセメントの使用を極力抑えた岩石利用セグメントの活用を提案してきている。本報では、裏込め材として用いる砕石の変形特性試験を実施し物性値を求め、これを用いた坑道の空洞安定性評価を実施した。砕石の変形特性試験は、高い拘束状態に近い載荷条件で載荷・徐荷の繰り返し載荷試験を行った。軸対称解析及び初期載荷時の載荷板応力と変位の勾配から求めた弾性係数等の物性と複合材料試験から得られた岩石利用セグメントの弾性係数を用いて、第2次取りまとめの地山条件における安定性を検討した。その結果、地山壁面のひずみは既往の検討での壁面ひずみよりも小さく、坑道周辺地山の安定性が確保できる結果が得られた。また、岩石利用セグメントに生じる軸応力は、複合材料試験で得られた材料強度の1/2程度で、支保構造として安定している結果が得られた。また、初期載荷時の変形量は砕石の粒度分布によって大きく異なることも明らかになった。今後、砕石の粒度分布の改良と締め固め技術の導入を検討したい。

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の検討

安元 孝志*; 松浦 秀明*; 島川 聡司; 中尾 安幸*; 河内 昌平*; 中屋 裕行*; 後藤 実; 中川 繁昭

no journal, , 

初期のDT核融合炉では大量のトリチウムが必要である。初期核融合炉用トリチウム生産法として現在想定されているのはCANDU炉やDD核融合を利用したものである。前者は重水素の捕獲断面積の小ささにより1基では十分なトリチウム生産量の確保が難しく、後者はDD核融合炉の成立性の問題があり、初期装荷トリチウム燃料をどのように確保するかは未だ明確には定まっていない。本研究で着目する高温ガス炉は国内をはじめとして米国,中国などで研究開発が進んでいる。国内では日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターに設置された高温工学試験研究炉HTTR(熱出力30MW)が稼働中で、中国では発電用実証炉HTR-PM(熱出力250$$times$$2MW)が着工予定である。本研究では、大きな中性子照射領域を持つ高温ガス炉内の低エネルギー中性子(熱中性子)を利用した、リチウムの中性子照射によるトリチウム生産を連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを使って計算し、高温ガス炉を用いた初期核融合に用いるトリチウム生産の有効性と実現可能性について検討した。

口頭

セメントの使用を極力抑えた坑道の構築方法の提案,10; 岩石利用セグメントの曲げ特性に関する検討

多田 浩幸*; 齋藤 亮*; 中谷 篤史*; 熊坂 博夫*; 林 克彦; 野口 聡; 岸 裕和; 中間 茂雄

no journal, , 

HLWの地層処分施設のセメント使用を極力抑えた支保工として岩石を低アルカリ性モルタルで接合した岩石利用セグメントを提案。組立時の自重及び偏地圧によりセグメントには曲げモーメントが発生する。その力学的特性把握のため、セグメントを試作し、曲げ試験を実施した。既往の試験では、セグメントに中詰めする岩石ブロックを並列に配列した場合の曲げ特性を把握した。本検討では岩石ブロックを千鳥に配列した試験体を作製して曲げ試験を行い、並列配列の試験結果と比較した。その結果、千鳥配列の正曲げ試験は130-210kNで最大荷重に達し、並列配列の最大荷重210-270kNよりも小さくなった。一方、負曲げ試験は30-40kNで最大荷重に達し、並列配列の最大荷重40kNよりも小さくなり、ばらつく結果となった。試験体に発生したひび割れは、並列配列の正曲げ試験では3-4本、負曲げ試験では中央部に1本のひび割れが岩石ブロックとモルタルの境界面に沿って発生していたが、千鳥配列の正曲げ試験では2本、負曲げ試験では1本のひび割れが載荷点近傍の岩石ブロックとモルタルの境界面と岩石ブロック内を貫いて発生し、ひび割れの発生状況に違いがあることを確認した。

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の検討

安元 孝志*; 松浦 秀明*; 島川 聡司; 中尾 安幸*; 河内 昌平*; 中屋 裕行*; 後藤 実; 中川 繁昭; 西川 正史*

no journal, , 

初期のDT核融合炉では大量のトリチウムが必要である。本研究では、新たな初期装荷トリチウム燃料の生産法として、高温ガス炉内の熱中性子を利用した生産法を連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを用いて計算し、高温ガス炉を用いたトリチウム生産法の有効性と実現可能性について検討した。

口頭

高温ガス炉を用いた長寿命核分裂生成物の核変換処理

河内 昌平*; 中屋 裕行*; 島川 聡司; 松浦 秀明*; 安元 孝志*; 中尾 安幸*; 後藤 実; 中川 繁昭

no journal, , 

高温ガス炉で採用されている被覆燃料粒子の燃料核の部分に、UO$$_{2}$$燃料の代わりにマイナーアクチニド(MA)や核分裂生成物(FP)を装荷し、それらを核変換処理する研究が米国等で進められている。本研究では、長寿命核分裂生成物(LLFP)に着目し、それらを高温ガス炉に装荷した場合の炉心特性や核変換効率を計算し、高温ガス炉を用いたLLFPの核変換処理の有効性を検討した。

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

松浦 秀明*; 安元 孝志*; 島川 聡司; 河内 昌平*; 中屋 裕行*; 中尾 安幸*; 後藤 実; 中川 繁昭; 西川 正史*

no journal, , 

連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを用いた炉心燃焼計算により、高温ガス炉を用いた核融合炉用トリチウム生産について検討した。その結果、高温ガス炉を用いることで、核融合炉導入シナリオの改善につながる量のトリチウム生産を実現できる可能性が示された。

口頭

核融合炉用トリチウム生産炉としての高温ガス炉の特性

松浦 秀明*; 河内 昌平*; 中屋 裕行*; 安元 孝志*; 中尾 安幸*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭; 西川 正史*

no journal, , 

連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを用いた炉心燃焼計算により、高温ガス炉の核融合炉用トリチウム生産炉としての特徴と性能を調べた。高温ガス炉を用いることで、核融合炉導入時のシナリオ構築に貢献可能なトリチウム生産を実現できる可能性が示される。同手法に対する技術的検討・開発課題について議論を行う。

口頭

高温ガス炉でのLi制御棒の利用とトリチウム生産性能

河内 昌平*; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 中尾 安幸*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭; 西川 正史*

no journal, , 

高温ガス炉に従来のB$$_{4}$$C制御棒に代わりLi制御棒を利用する場合について、制御棒反応度価値とトリチウム生成量の燃焼変化を、連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを用いた炉心計算を行って調べた。炉心外側にLi制御棒を装荷することで、余剰反応度を適切に抑えるとともに、トリチウム生産性能を従来の検討結果に比べて20%程度増加させることができた。

口頭

高温ガス炉を用いたLLFPの核変換性能の検討; 特性

島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 中尾 安幸*

no journal, , 

放射性廃棄物処分にかかわる負担軽減のために、大量の長半減期核分裂生成物(LLFP)を核変換する方法を提案し、核変換効率,炉心積載量,照射用ターゲットに関する検討をもとに、高温ガス炉の核変換特性について報告する。

口頭

高温ガス炉を用いたトリチウム製造の検討,2; 工学的な検討

後藤 実; 中川 繁昭; 島川 聡司; 松浦 秀明*; 中尾 安幸*; 西川 正史*; 中屋 裕行*

no journal, , 

高温ガス炉は、その広い照射領域にトリチウム増殖材である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、想定した高温ガス炉を用いたトリチウム製造システムについて、工学的な観点から解決すべき課題を摘出するとともに、課題がある場合は解決できる見込みを示し、システムの実現性を検討した。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等により課題の解決が見込まれ、解決不可能な課題はないと考えられることから、工学的な観点からはシステムの実現性に問題はない。

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