マルチ光計測プローブを用いた立坑周辺岩盤の掘削影響領域の長期モニタリングとその評価(共同研究)

畑 浩二*; 丹生屋 純夫*; 鵜山 雅夫*; 中岡 健一*; 深谷 正明*; 青柳 和平; 櫻井 彰孝; 棚井 憲治

JAEA-Research 2020-010, 142 Pages, 2020/11

JAEA-Research-2020-010.pdf:13.74MB
JAEA-Research-2020-010-appendix(DVD-ROM).zip:149.9MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究においては、坑道掘削時に生じる掘削損傷領域(Excavation Damaged Zone、以下EDZ)が主たる放射性核種の移行経路の一つとなる可能性が示唆されている。特に堆積岩では、坑道掘削中のみならず長期的なEDZ内外の割れ目の進展といった力学的な検討は、地層処分の安全評価上重要な情報となる坑道周辺の水理的な変化を捉えるという点においても重要であり、それを長期モニタリング可能な計測ツールの開発が待たれていた。本共同研究では、新第三紀堆積岩中に建設された幌延深地層研究所東立坑の深度370m付近の3本のボーリング孔内の合計9箇所に大林組が製作したモニタリングツールを設置した。モニタリングツールは、1箇所に岩盤の力学挙動計測用の「光式AEセンサー」、地下水挙動計測用の「光式間隙水圧センサーと光式温度センサー」が1式で構成されており、立坑対象深部の掘削中および掘削後におけるAE信号波形他各種計測データを取得・分析し、岩盤の破壊に起因するAE信号波形を選別することを目的に製作された。AE信号波形をはじめとした各種計測データを分析した結果、東立坑深部掘削および掘削後に周辺岩盤に発生もしくは進展したき裂などの短期/長期的なEDZに関する情報を把握することができた。今後、これらの分析データに基づいて解析評価を行うことにより、幌延深地層研究所深部の堆積岩におけるEDZの長期的な安定性評価に資する検討を行うことができると考えられる。

坑道掘削後の岩盤や支保工の長期挙動計測手法の検討; 幌延深地層研究センターにおける事例

青柳 和平; 櫻井 彰孝; 宮良 信勝; 杉田 裕; 棚井 憲治

資源・素材講演集(インターネット), 6(2), 7 Pages, 2019/09

高レベル放射性廃棄物の地層処分場に代表される大規模な地下空洞の掘削後の維持管理段階では、支保工の変状等に適切に対応できるようにするため、岩盤や支保工の変形を長期的にモニタリングする技術の確立が重要である。本研究では、北海道幌延町に位置する幌延深地層研究センターの立坑および水平坑道に設置した、光ファイバー式および従来型の電気式の計測機器のデータ取得可能期間(耐久性)を統計的に分析した。また、計測結果を基に坑道周辺の岩盤変位や支保工に作用する応力の経時変化を分析した。耐久性に関しては、従来型の電気式コンクリート応力計および鋼製支保工応力計は、設置後約10年経過した時点で8割以上の計測器でデータ取得が可能であった。一方、岩盤中に設置した従来型の電気式変位計は、設置後約6年経過した時点で約6割の計測器で絶縁抵抗不良により計測が困難となった。これに対して、光ファイバー式変位計は、立坑掘削直後に最大で4mm程度の圧縮変位が生じた後、5年間で約1mmの圧縮変位が生じ、510年経過後は、変位増大は収束する傾向が確認され、掘削後約10年間にわたってノイズが少なく安定した計測値が得られることを確認した。

Development of residual thermal stress-relieving structure of CFC monoblock target for JT-60SA divertor

鶴 大悟; 櫻井 真治; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 関 洋治; 横山 堅二; 鈴木 哲

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1403 - 1406, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.02.052

Carbon Fibre-reinforced Carbon (CFC) monoblock target for JT-60SA divertor is under development toward mass-production. A CFC monoblock, a CuCrZr cooling tube at the centre of the monoblock and a interlayer were bonded by vacuum brazing in a high temperature, into a target. After the bonding, strong tensile stress was generated in the CFC monoblock around the CuCrZr cooling tube in a room temperature condition due to difference of thermal expansions between CFC and CuCrZr. In the previous trial productions, only half targets passed the acceptance test. In this research, a new structure of the targets was proposed, to reduce residual thermal stress and to depress the degradation of heat removal capacity of the targets, toward the mass-production. Some measures were implemented on the proposed. The effectiveness of the measures were evaluated by numerical simulations. Thermal performance of target mock-ups with the proposed were evaluated.

Manufacturing and development of JT-60SA vacuum vessel and divertor

逆井 章; 正木 圭; 芝間 祐介; 櫻井 真治; 林 孝夫; 中村 誠俊; 尾崎 豪嗣; 横山 堅二; 関 洋治; 柴沼 清; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/FEC/FEC2012/papers/51_FTPP720.pdf

原子力機構では、幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、日欧共同でサテライトトカマク装置JT-60SA(JT-60の改修装置)の建設を実施している。JT-60SA真空容器は断面形状がD型のドーナツ状の高真空を維持する容器で、直径10 m,高さ6.6 mである。トカマク装置であるJT-60SAでは真空容器内に電磁誘導でプラズマ電流を発生させる必要があるため一周抵抗を上げ、かつ運転時の電磁力に耐える強度を得るために、二重壁構造を採用した。この二重壁構造の真空容器はリブ板を介して内壁板と外壁板が溶接接続され、インボードの直線部は20度単位、アウトボードは10度単位で製作される。非常に溶着量が多い溶接となるため、溶接変形が技術課題となる。これを解決するため、最適な3つの溶接方法による自動溶接を選択し、溶接変形を低減した。現在、40度セクター3体が完成し、4体目の現地溶接組立を実施中である。下側ダイバータ用として、遠隔保守が可能なダイバータカセットを設計、開発し、実機を製作している。ダイバータカセットは10度単位で製作され、この上に設置される内側と外側ダイバータターゲット及びドームのプラズマ対向機器はモジュール化されている。外側ダイバータの一部に設置される、15MW/mの高熱負荷に耐えるモノブロックターゲットの製作に対応するため、受入試験としてサーモグラフィー試験の技術開発を行っている。

中性子反射率による表面・薄膜界面の研究

桜井 健次*; 日野 正裕*; 武田 全康

Journal of the Vacuum Society of Japan, 53(12), p.747 - 752, 2010/12

https://doi.org/10.3131/jvsj2.53.747

中性子反射率法は表面や界面の研究に有用な手法である。X線反射率と同様の情報が得られることに加えて、軽元素や磁性に対する感受性がX線に比べて高いという魅力的な特徴を持っている。本稿では、国内で現在使用可能な中性子反射率計の現状を紹介する。

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/7/075029

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

Simulation study for divertor design to handle huge exhaust power in the SlimCS DEMO reactor

川島 寿人; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 飛田 健次; 西尾 敏; 櫻井 真治; 竹永 秀信

Nuclear Fusion, 49(6), p.065007_1 - 065007_7, 2009/06

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/6/065007

コンパクトDEMO炉SlimCSにおいて、ダイバータコードSOLDOR/NEUT2Dを用いてダイバータ設計検討を行った。その結果、スクレイプオフ層への巨大排出パワーをダイバータで制御するための有望な見通しを得ることができた。典型的パラメータとして、排出パワー500MW、イオン粒子束0.510sを用いたところ、ダイバータ板上の熱負荷は、当初の垂直化ダイバータ板形状において、外側ダイバータ板上で最高値70MW/mに達した。これは初期の概念設計で想定した熱負荷10MW/mを大幅に超えることがわかった。そこで外側ダイバータ板下部にV型コーナーを設け、重水素ガスパフ又はアルゴン不純物を適量導入して粒子リサイクリング及び放射損失パワーの増大を図り、非接触状態にすることによって、最大熱負荷を10MW/m以下まで低減することに成功した。さらに、排出パワーの減少とともに、ダイバータ熱負荷が指数関数的に減少することを明らかにし、排出パワー300MWにおいては、より少量の重水素ガスパフ及びアルゴン不純物導入でも7MW/m程度の許容値を得られることが示した。

Concept of compact low aspect ratio Demo reactor, SlimCS

飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/10

http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/FEC/FEC2006/html/node305.htm#60147

コンパクトな原型炉を実現するための新概念を提案する。原型炉で見通しうる保守的な設計パラメータでありながら、経済的実用炉の設計例ARIES-RS, CRESTと同規模にコンパクトな原型炉が実現できる可能性を示した。本研究で提案する炉SlimCSは、主半径5.5m、アスペクト比2.6、最大磁場16.4T、核融合出力2.95GWの原型炉であり、規格ベータ値2、規格化密度0.4のときにゼロ電気出力、規格ベータ値4.3,規格化密度1.1の定格運転では1GW程度の正味電気出力を発生する。この概念の特徴は、小規模な中心ソレノイド(CS)を設置することによって形状制御等の炉心プラズマにかかわる技術的困難を回避しつつ、トロイダル磁場コイルをできる限り中心軸に近づけて設置し、プラズマを低アスペクト比化したことである。これによりトロイダル磁場コイルの蓄積エネルギーが大幅に減少し、トロイダル磁場コイルの物量、ひいては炉本体の建設コストの削減に寄与しうる。また、低アスペクト比のため高楕円度及び高ベータ限界が期待され、このようなコンパクトな原型炉が構想可能になる。

Concept of core and divertor plasma for fusion DEMO plant at JAERI

佐藤 正泰; 櫻井 真治; 西尾 敏; 飛田 健次; 井上 多加志; 中村 幸治; 新谷 吉郎*; 藤枝 浩文*; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1277 - 1284, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.09.074

核融合出力3GWを確保する高い経済性を有するトカマク炉発電実証プラントの設計を行っている。中心ソレノイド(CS)コイルがない又は小さい場合は、炉の小型化と軽量化に大きなインパクトがある。一方高密度領域での高閉じ込め性能の確保と巨大ELMを抑制する必要から、高い三角度を必要とされる可能性がある。CSコイルの役割を電流立ち上げとプラズマ形状制御に限定して、CSの大きさに応じた3ケースについて、システムコードを用いてプラントのパラメータを選択した。熱流束のスケーリングを用いてダイバータに対する要請を求めた。CSコイルが無い場合は、最もコンパクトな炉であるが、巨大ELMを抑制するには不十分な低い三角度しか得られない。CSの役割を形状制御に限定した炉については、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線の小ポロイダル入射角と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。CSの役割を電流立ち上げと形状制御を有する炉についても、巨大ELM抑制に必要と考えられる三角度が得られ、磁力線のフラックス拡大と長い脚長で、ダイバータの熱のハンドリングが可能である。また、運転シナリオについて検討し、HHファクター,グリーンワルド密度,シャインスルーの条件が運転シナリオに強い制限を与えている。

低アスペクト比トカマク炉のダイバータ熱流制御

櫻井 真治; 飛田 健次; 西尾 敏

プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.955 - 958, 2004/11

https://doi.org/10.1585/jspf.80.955

球状トカマクの周辺プラズマ研究の進展をレビューするとともに、低アスペクト比トカマク型発電炉のダイバータ熱流制御の成立性について概念検討を行い、ダイバータの除熱能力に対するストライク点での磁気面間隔拡大比,ダイバータ板の傾斜角及びプラズマ三角度等の効果を評価した。弱磁場かつ高安全係数の低アスペクト比トカマクではスクレイプオフ層の熱流幅が広いためストライク点の磁気面間隔拡大比10として受熱面積をポロイダル方向に拡大できればダイバータ部での放射冷却が不要となる。その場合、ダイバータ板の傾斜角などを考慮するとダイバータレッグ長さとして3mが必要となる。核融合出力3GWを想定してケーススタディを行った結果、低三角度配位では、type II ELMによるELM熱負荷低減が期待できない反面、ダイバータコイルを遠ざけるなど配位を工夫することで十分なレッグ長さを確保して上記の条件を満足し、ELM熱負荷も1MJ/mまで低減可能となる。低三角度では高密度での閉じ込め性能劣化が懸念されるが、大半径が小さく内側ダイバータ領域が狭くなる低アスペクト比トカマクの熱流制御としては魅力的な選択肢の一つである。