Conceptual study for the hollow core of a research reactor

米田 政夫; 新居 昌至; 佐川 尚司; 楠 剛

Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2009/10

We carried out conceptual study of a future research reactor focused on a hollow core. The hollow core satisfied both utilizations of neutron beam and irradiation. It was indicated that the hollow core with 40.8cm-by-40.8cm had higher neutron flux in the DO tank by 30% than a square core with 40.8cm-by-40.8cm. The hollow core could achieve almost same flux as a smaller square core with 35.7cm-by-35.7cm. Because there was the peak flux at the furthest point from the core in the DO tank in the case of the hollow core, it was able to obtain more neutrons for neutron irradiation utilization. The hollow core had flat and large (20.4cm-by-20.4cm) irradiation area of fast neutron in the central area. There the fast neutron flux was 7.010 (n/cm/s). There is not a reactor that has such a large irradiation field of fast neutron. Therefore the hollow core is regarded as an attractive research reactor for irradiation field of fast neutron.

Experience on return of research reactor spent fuels in Japan

佐川 尚司; 国府田 信之; 塙 信広; 丸尾 毅; 宮澤 正孝; 宇根崎 博信*; 中込 良廣*

IAEA-TECDOC-1593, p.121 - 128, 2008/06

http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE_1593_Web.pdf

日本では、1996年に米国で研究炉使用済燃料の受け入れ政策が開始されて以来、1712体の研究炉使用済燃料を輸送してきた。特に、原子力機構は8回の輸送を行い、1283体の使用済燃料を輸送した。京都大学も6回の輸送を行い、331体の使用済燃料を輸送してきた。日本では、事業者に対して各種の手続きや検査が義務付けされている。また、輸送準備期間を含めると、輸送には約1年を要している。事業者は、核不拡散の観点から今までの経験を活かしつつ、また法令を遵守しつつ、今後も使用済燃料輸送を安全に実施する。本報告書では、日本における使用済燃料の対米輸送に関する経験を記載している。

Status of reduced enrichment program for research reactors in Japan

木名瀬 政美; 佐川 尚司; 中込 良廣*; 宇根崎 博信*

Proceedings of International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors 2006 (RERTR 2006) (Internet), 10 Pages, 2006/00

日本におけるRERTRに関連する研究炉はJRR-3, JRR-4, JMTR及びKURである。JRR-3, JRR-4及びJMTRは既に低濃縮化されており、低濃縮化後燃料に関する問題は生じていない。KURは、低濃縮化に向け2006年2月に運転を一旦停止し、今後、設置許可変更を経て、炉心全体の低濃縮化を2008年までに行う予定である。また、U.S.のFRRSNFA計画に基づき行われている研究炉の使用済燃料の対米輸送について、JRR-3, JRR-4及びJMTRは継続して使用済燃料の輸送を行う予定であり、KURは2008年3月を目標にすべての高濃縮燃料をU.S.に輸送する。

Integrated experiment of blanket in-pile mockup with LiTiO pebbles

土谷 邦彦; 中道 勝; 長尾 美春; 藤田 淳哉*; 佐川 尚司; 田中 知*; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 51-52, p.887 - 892, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00406-3

核融合炉ブランケット設計において、トリチウム増殖材としてリチウムタイタネイト(LiTiO)微小球が候補材の1つとして挙げられている。そのため、JMTRを用いて中性子照射下におけるLiTiO微小球充填層からのトリチウム放出試験を実施し、トリチウム放出特性に対するスイープガス流量、水素添加量及び照射温度の影響を調べた。この結果、トリチウムの放出は、LiTiO微小球充填層の中心温度が約140Cで始まることが明らかになった。また、スイープガス流量及び水素添加量を変更しても、一時的にトリチウム放出量が変化するが、数時間後、変更以前のトリチウム放出量に戻ることから、これらのパラメータがLiTiO微小球表面のトリチウムインベントリーに影響することが明らかになった。

Neutron irradiation test of optical components for fusion reactor

石塚 悦男; 佐川 尚司; 長島 章; 杉江 達夫; 西谷 健夫; 山本 新; 河村 弘

Effects of Radiation on Materials (ASTM STP 1366), p.1176 - 1185, 2000/00

核融合炉用光計測材料として、窓材(サファイア)及び鏡材(モリブデン)をJMTRで中性子照射し、照射後試験として窓材の光透過率及び鏡材の表面観察を行った。この結果、サファイアは800nm以下の波長領域で光透過率が減少し、その割合は照射量とともに大きくなり、照射温度が高いと小さくなることが明らかになった。また、照射したモリブデン製の鏡材について、干渉計による表面観察及びSEM観察を行ったところ、表面平滑性が中性子照射に影響されないことが明らかとなった。更に、本シンポジウムでは、in-situでの窓及び鏡材の光透過率及び反射率の測定に関しても紹介する。

Irradiation effects on plasma diagnostic components

西谷 健夫; 飯田 敏行*; 池田 裕二郎; 石塚 悦男; 角田 恒巳; 河西 敏; 河村 弘; 森田 洋右; 長島 章; 中道 勝; et al.

JAERI-Research 98-053, 105 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-053.pdf:4.78MB

ITERをはじめとする核融合炉の計測装置の開発において最も重要な課題の一つは計測機器要素に対する放射線照射効果である。ITERの工学設計活動の一環として、セラミックス、窓材、光ファイバーといった基本要素及びボロメータ等の真空容器内計測センサーの照射試験を実施した。セラミックスに対しては、中性子による照射誘起伝導の測定を行った。光ファイバー、窓材及び反射鏡に対しては透過損失及び発光を線、14MeV中性子、原子炉中性子について測定した。またボロメータについては新たにセラミックス基板ボロメータを開発し、Co及びJMTRで照射試験を行った。磁気プローブについてはJMTRにおいて照射誘起起電力の測定を行った。

Tritium release behavior from lithium titanate pebbles at low irradiation temperature

河村 弘; 土谷 邦彦; 中道 勝; 藤田 淳哉*; 佐川 尚司; 長尾 美春; Y.Gohar*; 池島 義昭; 斎藤 隆; 桜井 進; et al.

Fusion Technology 1998, 2, p.1289 - 1292, 1998/00

核融合炉増殖ブランケット設計において、トリチウム増殖材として微小球形状のリチウムタイタネイト(LiTiO)が候補材の1つとして挙げられている。しかしながら、微小球形状LiTiOからの低温時(250~400C)におけるトリチウム放出特性データはほとんどない。本研究では、JMTRを用いて、中性子照射下におけるLiTiO微小球からのトリチウム放出試験を行い、トリチウム放出特性に対するスィープガス流量水素添加量及び照射温度の影響を調べた。この結果、トリチウムは増殖材充填層中心温度100Cから、除々に放出されることが明らかになった。また、放出トリチウムのガス成分割合は、水分濃度の減少とともに増加し、定常時には93%程度になった。以上の結果から、低温時におけるLiTiO微小球からのトリチウム放出特性に関する有望なデータを取得することができた。

Design study of in-pile blanket mockup simulated neutron pulse operation of fusion reactor

中道 勝; 佐川 尚司; 山口 勝義*; 石塚 龍雄*; 河村 弘

Fusion Technology 1996, 0, p.1351 - 1354, 1997/00

現在、核融合炉ブランケット開発の一環として、核融合炉パルス運転下におけるブランケット炉内機能を明らかにするため、中性子パルス運転モードを模擬する照射試験体の設計・製作研究を行っている。今回その第1段階として行った窓付き中性子吸収体を用いたJMTRでのキャプセル照射実験結果に対して、3次元モンテカルロ計算コードMCNP4aによる実証解析評価を行った結果について報告する。その結果、このキャプセルに装荷した中性子検出器の照射データと比較して、計算結果は良い一致を示した。

Status of fusion blanket irradiation study in JAERI

河村 弘; 佐川 尚司; 石塚 悦男; 土谷 邦彦; 中道 勝

Proc. of Int. Tritium Workshop on Present Status and Prospect of Tritium-Material Interaction Studies, 0(0), p.47 - 52, 1996/07

核融合炉ブランケットは、トリチウム増殖、熱エネルギー取出し、中性子遮へいという機能を有することから、中性子照射によるこれらの機能(炉内機能)を明らかにすることが必要不可欠となっている。このため、材料試験炉部では、ブランケット模擬試験体を用いて炉内機能を試験する照射試験を計画している。本報告では、これらの試験計画及び材料開発の現状について述べる。

Characteristics of pebble packing and evaluation of sweep gas pressure drop into the in-pile mock-up fusion blanket

石塚 悦男; 中道 勝; 河村 弘; 佐川 尚司; 神澤 徹*; 鈴木 達志*; 斎藤 実

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.881 - 884, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)90962-8

ペブル充填型ブランケットの充填層内の圧力損失を正確に予測するため、ペブル試料を用いてスイープガスによって生じる圧力損失を測定した。測定データは、粉粒体工学の分野で使用されているKozeny-Carmanの式と+25~-60%の誤差で一致した。また、100ppmまでの水分を添加して圧力損失を測定したところ、水分の影響はほとんどなかった。