Event sequence analysis of core disruptive accident in a metal-fueled sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 飛田 吉春; 久保 重信; 植田 伸幸*

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11

本研究では、金属燃料ナトリウム冷却高速炉における反応度推移と溶融燃料再配置を調べるため、大型炉を対象として炉心損傷事故の事象推移解析を実施した。流量減少時スクラム失敗事故で開始される起因過程解析はCANISコードで実施され、それは出力ピークが小さいことを示した。その解析結果を初期条件として、SIMMER-IIIコードを全炉心規模解析に適用し、反応度推移と溶融燃料再配置を含む事象推移を明らかにすることとした。その結果、全炉心解析での再臨界は非常にマイルドなエネルギー放出となる結果を得た。金属燃料炉心でマイルドなエネルギー放出となるのは金属燃料の比熱が小さいことと即発的な負のフィードバック反応度メカニズムが大きく作用するためである。

Development of divertor simulation research in the GAMMA 10/PDX tandem mirror

中嶋 洋輔*; 坂本 瑞樹*; 吉川 正志*; 大木 健輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; et al.

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

In the large tandem mirror device GAMMA 10/PDX, a divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target have been installed in the end-mirror. A massive gas injection of hydrogen and noble gases (argon and xenon) into the D-module during hydrogen plasma irradiation onto the target was performed, and plasma detachment from the target was investigated. Electron temperature measured by Langmuir probe array on the target was significantly reduced from a few tens of eV to 3 eV, and particle flux was also reduced. A bright H emission in the upstream region of the D-module and strong reduction near the target were observed by a two-dimensional image of H emission in the target observed with a high-speed camera. Molecular activated recombination (MAR) process is expected to contribute to the reduction of the electron temperature and the particle flux.

金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究(4),(5)及び(6); 2009-2012年度共同研究報告書

植松 眞理 マリアンヌ; 杉野 和輝; 川島 克之; 岡野 靖; 山路 哲史; 永沼 正行; 大木 繁夫; 大久保 努; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; et al.

JAEA-Research 2012-041, 126 Pages, 2013/02

JAEA-Research-2012-041.pdf:16.49MB

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比べ重金属密度が高く中性子経済が良好である。こうした特徴を活かし、燃料仕様やナトリウムボイド反応度及びバンドル部圧力損失などの炉心設計条件を柔軟に持たせることで、高燃焼度化、増殖比の向上、燃料インベントリの低減などを目指した炉心設計が可能である。また、米国では実炉の装荷燃料として使用してきた経験が豊富であり、その実用性が実証されてきていることから、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)のなかで、MOX燃料炉心に続く副概念として概念検討が実施されている。一方、金属燃料サイクルの実用化に向けては、金属燃料の高温・高燃焼度条件における照射試験やマイナーアクチニド・希土類含有燃料の物性などのデータ拡充や、金属燃料炉心特有の安全特性の確認、過渡時解析手法の信頼性向上などの課題が残されている。本報では平成21年度から平成24年度に実施した日本原子力研究開発機構と電力中央研究所による共同研究「金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究」の結果について報告する。

熱・粒子制御

朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 上田 良夫*

プラズマ・核融合学会誌, 87(Suppl.), p.98 - 111, 2011/02

http://ci.nii.ac.jp/naid/40018732631

核融合炉の設計で、熱と粒子の制御の役割を担うダイバータは最重要課題である。核融合出力がITERより数倍大きな原型炉におけるダイバータ設計の検討状況と物理課題を原子力機構で検討しているSlimCSを例としてまとめた。周辺部へ排出される熱流は500-600MWであり、ダイバータでプラズマを低温化するための物理課題は多い。ITERの非接触ダイバータを発展した形状で、不純物ガスを入射する手法によりシミュレーションで計算された熱負荷は、排出される熱流の98%を放射損失してはじめて熱負荷の最大値を10MW/mに低減できるが、プラズマ性能や運転条件が限られるため大きな問題である。今後、熱負荷をより低減できる形状や磁場配位を検討する必要がある。ELMなどの周期的な短時間に大きな熱流を放出する現象の緩和・制御手法の開発は、閉じ込め性能が高いプラズマを維持するために不可欠であり、原型炉ではITERよりさらに効果的に行う必要がある。放出されるエネルギーが小さいELMでの運転開発、さらに低減する手法の開発と同時に、SOL及びダイバータで熱流の径方向への輸送機構を理解し、それを制御することもダイバータへの熱流の制御のためには重要である。

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

http://accelconf.web.cern.ch/AccelConf/IPAC10/papers/tupe091.pdf

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

Tungsten accumulation in H-mode plasmas of JT-60U

仲野 友英; 朝倉 伸幸; 久保 博孝; 柳林 潤*; 上田 良夫*

Nuclear Fusion, 49(11), p.115024_1 - 115024_10, 2009/11

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/11/115024

プラズマ電流方向と逆方向にプラズマ回転速度が高くなるほど、鋸歯状振動が緩やかになり、それとともにタングステンイオンの蓄積が顕著になることが観測された。電子サイクロトロン波や高エネルギー中性粒子ビームをプラズマ中心部に入射すると、タングステンの蓄積は著しく軽減された。他方、電子サイクロトロン波をプラズマの周辺に入射した場合では、タングステンの蓄積には変化がみられなかった。

Effect of water distributions on performances of JARI standard PEFC by using neutron radiography

村川 英樹*; 植田 忠伸*; 吉田 壮寿*; 杉本 勝美*; 浅野 等*; 竹中 信幸*; 持木 幸一*; 飯倉 寛; 安田 良; 松林 政仁

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 605(1-2), p.127 - 130, 2009/06

https://doi.org/10.1016/j.nima.2009.01.142

In order to clarify the effects of water on performances of a Polymer Electrolyte Fuel Cell (PEFC), measurements of water distribution in a Japan Automobile Research Institute standard PEFC were carried out by means of neutron radiography. Furthermore, the cell voltage and the pressure drop between inlet and outlet of the air were simultaneously measured. From the measurements, the relation between cell voltage, pressure drop and movement of the water plug in the channel was confirmed. The PEFC performances were recovered as the water plug evacuated. Condensed water in the channel decreased with the relative humidity of air. However, it may affect the MEA permanence. Therefore, the most appropriate operating conditions should be decided for taking into account both the cell performances and the permanencies.

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,24

井戸村 泰宏; 吉田 麻衣子; 矢木 雅敏*; 田中 謙治*; 林 伸彦; 坂本 宜照; 田村 直樹*; 大山 直幸; 浦野 創; 相羽 信行; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 84(12), p.952 - 955, 2008/12

http://www.jspf.or.jp/Journal/PDF_JSPF/jspf2008_12/jspf2008_12-952.pdf

2008年の秋季に、ITPAに関する6つの会合(「輸送と閉込め物理」,「周辺及びペデスタル物理」,「MHD安定性」,「統合運転シナリオ」,「高エネルギー粒子物理」,「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」)が開催された。前回までのグループが再編成されグループ名も改称されるとともに、新議長,新副議長が就任し、各国の委員も更新された。各会合の詳細と次回会合の予定(開催日程,場所)等を報告する。

Edge localized modes; Recent experimental findings and related issues

神谷 健作; 朝倉 伸幸; Boedo, J. A.*; Eich, T.*; Federici, G.*; Fenstermacher, M.*; Finken, K.*; Herrmann, A.*; Terry, J.*; Kirk, A.*; et al.

Plasma Physics and Controlled Fusion, 49(7), p.s43 - s62, 2007/07

https://doi.org/10.1088/0741-3335/49/7/S03

世界各国のトカマク型装置における周辺局在化モード(ELMs)についての実験研究に関する現状と課題についてオーバービューを行う。特に、以下の4つのトピックスに着目した発表を行う。(1)種々のELMsのタイプとスケーリング,(2)小規模ELMsの発生条件と大振幅ELMsの緩和手法,(3)ELMsによるフィラメント構造の形成と伝搬,(4)ダイバータ部及び第一壁への熱負荷。本講演では近年の計測技術の向上による高速及び高空間分解能測定の結果に着目した世界各国におけるELM研究の最新のトピックスを網羅しつつ、それらの問題点等について議論を行う。

Physics issues and simulation of the JT-60 SA divertor for large heat and particle handling

朝倉 伸幸; 川島 寿人; 清水 勝宏; 櫻井 真治; 藤田 隆明; 竹永 秀信; 仲野 友英; 久保 博孝; 東島 智; 林 孝夫; et al.

Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 31F, 4 Pages, 2007/00

http://epsppd.epfl.ch/Warsaw/html/a_index.htm

JT-60SAでは最大41MWの入射パワーで100秒間の運転を予定して設計を進めている。一方、炭素繊維材を使用した強制冷却ダイバータ板への最大熱流負荷は15MW/mであり、現在のトカマク装置を超えた大きな熱流を低減するダイバータ設計が必要となった。さらに、重水素運転を行うため、すべてのダイバータ要素をカセットに納められるよう小型化する必要がある。本発表では、おもに、ITER相似の主プラズマ配位で実験を行うため設計された下側ダイバータの物理設計についてシミュレーション結果を中心に述べる。一般に外側ダイバータへの熱流束が大きいため、ダイバータ板の角度を垂直にするとともにドーム部の排気溝の位置を高くした「V型形状」にすることにより、ストライク点付近の中性ガス圧が増加し非接触プラズマが生成しやすい設計とした。ガスパフを行うことによりダイバータ板への最大熱負荷は8MW/m程度まで低減できる。さらに、ガスパフを増加し放射損失が増加した場合、V型形状ダイバータでは、ストライク点を高くすることにより非接触ダイバータを接触ダイバータへ戻す制御が可能であることを示した。