Seismic classification of high temperature engineering test reactor

小野 正人; 清水 厚志; 大橋 弘史; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 徳原 一実*; 野本 恭信*; 島崎 洋祐; 飯垣 和彦; 篠崎 正幸

Nuclear Engineering and Design, 386, p.111585_1 - 111585_9, 2022/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111585

HTTRの耐震重要度分類は、1980年代後半の設計段階で策定された。当時、高温ガス炉の安全上の特長を充分理解するためのHTTRの技術的知見及び運転実績の蓄積が不足していたため、実用発電用原子炉の耐震重要度分類を準用した。しかしながら、その後に得られた運転実績及び試験結果から、実用発電用原子炉の耐震重要度分類は過度に保守的な設定であることが分かってきた。そこで、HTTRで実施した運転・試験等の経験から、耐震重要度分類の見直しに資する知見を考察し、新たな耐震重要度分類を策定した。その結果、実用発電用原子炉と比べてSクラス施設は限定された。さらに、新しい耐震重要度分類の妥当性を確認した。原子力規制委員会は、2020年6月に、耐震重要度分類の結果が設置許可基準規則に適合していることを確認した。

Magnetic and electrical properties of the ternary compound UIrSi with one-dimensional uranium zigzag chains

Li, D. X.*; 本多 史憲*; 三宅 厚志*; 本間 佳哉*; 芳賀 芳範; 仲村 愛*; 清水 悠晴*; Maurya, A.*; 佐藤 芳樹*; 徳永 将史*; et al.

Physical Review B, 99(5), p.054408_1 - 054408_9, 2019/02

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.99.054408

Physical properties of the single-crystalline UIrSi, a new ternary uranium compound with UCoSi-type orthorhombic structure, are investigated by means of magnetic susceptibility, specific heat and electrical resistivity. This compound undergoes an antiferromagnetic transition followed by a first-order phase transition at lower temperature. A possible mechanism of the first-order transition is the occurrence of a magnetic magnetic quadrupolar order, resulting from the quasi-one-dimensional uranium zigzag chain.

地質環境の長期安定性に関する研究 年度計画書(平成27年度)

梅田 浩司; 安江 健一; 國分 陽子; 丹羽 正和; 浅森 浩一; 藤田 奈津子; 清水 麻由子; 松原 章浩; 田村 肇; 横山 立憲; et al.

JAEA-Review 2015-019, 42 Pages, 2015/09

JAEA-Review-2015-019.pdf:4.64MB

本計画書は、高レベル放射性廃棄物の地層処分における地質環境の長期安定性に関する研究について、第3期中長期計画期間(平成27年度-平成33年度)における平成27年度の研究開発計画である。本計画の策定にあたっては、「地質環境の長期安定性に関する研究」基本計画-第3期中長期計画に基づき、第2期中期計画期間(平成22年度-平成26年度)における研究開発の成果、関係研究機関の動向や大学等で行われている最新の研究成果、実施主体や規制機関のニーズ等を考慮した。研究の実施にあたっては、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針等の検討・策定に研究成果を適時反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで研究開発を推進していく。

Simulation study of power load with impurity seeding in advanced divertor "short super-X divertor" for a tokamak reactor

朝倉 伸幸; 星野 一生; 清水 勝宏; 新谷 吉郎*; 宇藤 裕康; 徳永 晋介; 飛田 健次; 大野 哲靖*

Journal of Nuclear Materials, 463, p.1238 - 1242, 2015/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2015.01.068

ダイバータ設計において、平衡コイルの配置を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する「先進ダイバータ」の検討が注目されている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、コイル配置とプラズマ平衡配位の検討し1-2コのインターリンクコイルを設置することで、小型化したスーパーXダイバータ設計が可能であることを示した。さらに、上記のShort-SXDについてダイバータプラズマのシミュレーションを開始した。通常と異なるダイバータや磁力線の形状における計算用メッシュの作成を行い、500MWのプラズマ熱流が周辺部に排出される条件で、アルゴンガスを入射することで放射損失パワーを92%程度まで増加することにより、完全非接触ダイバータが生成する結果が得られた。標準磁場形状のダイバータでは同条件で完全非接触ダイバータは得らレなかったことから、磁場形状の工夫によるダイバータプラズマ制御の効果を明らかにした。最大ピーク熱負荷も標準形状のダイバータと比較して10MW/m程度に低減できたが、プラズマ熱流よりも再結合プロセスが寄与するため、このプロセスのモデリング検討が重要と思われる。

Studies of impurity seeding and divertor power handling in fusion reactor

星野 一生; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 徳永 晋介

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/10

The power handling in the divertor is the most crucial issues for a fusion reactor design. In the previous study of development of the power handling scenario for a compact DEMO reactor, further reduction of the target heat load was required even in the case where more than 90% of the exhausted power from the core plasma was radiated by the argon impurity. In this study, the impact of the impurity seeding and the machine specifications on the divertor power handling has been investigated by using the SONIC code. With decreasing the fusion power, the divertor plasma detachment is extended and the target heat load decreases. The SONIC simulation showed the target heat load less than 6 MW/m for a tungsten mono-block divertor with a ferritic steel water-cooling pipe, at the fusion power less than 2 GW. It is also showed that the impurity radiation fraction on the exhausted power can be reduced to 80% at the fusion power of 2 GW for a copper-alloy water-cooling tube.

A Simulation study of large power handling in the divertor for a Demo reactor

朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 星野 一生; 飛田 健次; 徳永 晋介; 滝塚 知典*

Nuclear Fusion, 53(12), p.123013_1 - 123013_15, 2013/12

https://doi.org/10.1088/0029-5515/53/12/123013

原型炉(核融合出力3GWクラス、排出熱パワーは500MW)におけるダイバータによる熱処理シナリオについて、SONICシミュレーションコードを改良し、検討を進めた。3種の不純物ガス入射により放射損失パワーを増加する手法の検討では、価数の高い不純物ほど、主プラズマ周辺部の放射損失を増加でき非接触ダイバータを発生しやすい一方、主プラズマ内での放射損失や燃料希釈が大きくなることを、不純物輸送過程を考慮し定量的に評価した。ダイバータの深さを長くした設計の検討を行い、放射損失をダイバータ部で増加できプラズマの低温化を効率よくできる一方、中性粒子からのエネルギーがストライク点に集中する可能性を指摘した。拡散係数を増加することにより、ピーク熱負荷が最も低い完全非接触ダイバータが得られることがわかり、原型炉における拡散係数の予測とその増加手法がダイバータ制御に重要であることを明らかにした。

Integrated modeling for control of advanced tokamak plasma

小関 隆久; 林 伸彦; 本多 充; 相羽 信行; 濱松 清隆; 清水 勝宏; 川島 寿人; 星野 一生; 滝塚 知典; 徳田 伸二

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.8, p.1138 - 1142, 2009/09

Integrated modeling on areas of plasma core, edge-pedestal and scrape-off-layer (SOL)-divertor progressed based on the researches in JT-60U experiments. In the core plasma, an anomalous transport model of fast particles due to the Alfvn eigenmode is proposed, and a new one-dimensional core transport code, which can describe the radial electric field and plasma rotations, self-consistently, is developed. The integrated code TOPICS-IB is improved in the edge pedestal region, and effects of the pressure profile inside the pedestal and the collisionality dependence on the ELM energy loss are clarified. The impurity Monte Carlo code is incorporated to the integrated divertor code SONIC. Simulation of impurity behavior at X-point MARFE successfully produced the complete detached plasma, where a part of sputtered carbon penetrates into the main plasma and contributes to the enhanced radiation near the X-point.

深海放射能測定用Ge線検出器システムの開発

山本 忠利; 清水 徳; 小澤 皓雄; 美留町 厚; 千崎 年彦; 片桐 政樹

JAERI-Research 99-032, 59 Pages, 1999/04

JAERI-Research-99-032.pdf:6.47MB

深海海底に存在する人工放射性物質から放出される放射線を計測することを目的として、深海放射能測定システムとして従来のNaI検出器と同様に使用できるように耐圧容器に収納した型の小型電気冷却式Ge検出器を製作した。そして水中における冷却試験及びエネルギー分解能測定試験を行い、Ge検出器を液体窒素温度まで約5.8時間で冷却でき、Co1.33MeVのピークに対して2.66keVのエネルギー分解能を有することが確認できた。さらに、海洋科学技術センター所有の無人探査機ドルフィン3Kへの接続を行った後の海水中における放射能測定試験を行い、海底における天然放射性物質からの放射線を計測できることを確認した。

JT-60における第一壁の材料挙動

安東 俊郎; 高津 英幸; 中村 博雄; 山本 正弘; 児玉 幸三; 新井 貴; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 堀池 寛; 清水 正亜; et al.

核融合研究, 65(SPECIAL ISSUE), p.27 - 49, 1991/03

JT-60第一壁の材料挙動および運転経験をまとめた。到達真空圧力は、設計値1.310Paを満足し、高温壁放電洗浄によりコンディショニング効率を改善した。TiC/Moダイバータは、短パルス加熱(20MW-1s)では良好な不純物制御特性を示したが、ダイバータ板端部の溶融やMoのバーストが観測された。第一壁を黒鉛に取替え後は、長パルス加熱運転が可能となり、最大加熱入力30MW、最長加熱時間6sを達成し、運転領域の大幅な拡大をもたらしたが、TiC/Mo第一壁と同様に、ディスラプション時の入熱による損傷は避けられなかった。その後の下側ダイバータ運転では、それまでの運転経験を反映し、第一壁取付け精度の向上、熱集中軽減、C/C材の使用などによって、黒鉛タイルの破損をほぼ完全に防止することができ、1ショットあたりのプラズマ吸収加熱量が100MJの運転を行うことができた。

クラウン化合物によるトリチウム同位体分離プロセスの開発

藤根 幸雄; 清水 徳; 齋藤 恵一朗; 柴 是行

JAERI-M 89-176, 100 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-176.pdf:2.23MB

本報告は、クラウン化合物を用いたリチウム同位体分離プロセスの研究開発結果をまとめたものである。クラウン化合物の一種であるクリプタンド221およびベンゾ-15-クラウン-5などは、リチウム同位体分離係数が、1.02~1.05であり、濃縮係数でイオン交換樹脂の場合の10倍以上である。本研究では、1段の分離を安定に次々と繰り返して所要の濃縮度に到達する方法を実現して、工業的なリチウム同位体分離法としての見通しを得ることに成功した。特に、クリプタンド221樹脂を用いるプロセスでは、複数本のカラムから成る連続式クロマトグラフィ装置を製作してリチウム同位体分離の工学基礎実証を行って新分離プロセスを完成させた。