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濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 後藤 実; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 飛田 健次*
Proceedings of 2021 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2021) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2021/10
日本が所有するブロック型高温ガス炉であるHTTRの冷却材中の水素と水素化物の濃度を詳細に調べた。その結果、CH
はH
濃度の1/10であり、従来の検出限界以下であることが明らかになった。冷却材中のHとCHの比がHTとCH
Tの比と同じならば、CHTはよりHより大きな線量変換係数を持つため、この組成比はトリチウムの線量を最適に評価するための重要な知見である。更に、CHの起源の調査した結果、CHは炉心から不純物として放出されるよりもむしろ、熱平衡反応の結果として生成されることが示唆された。
河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), p.874 - 884, 2018/08
被引用回数：4 パーセンタイル：38.58(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント研究の一環として、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)の停止機構を解明するための実験を行った。実験では、細長いコンクリート試験体を使用し、途中で周囲の断熱材を取り外して、強制冷却できるようにした。反応時間を変えた実験を複数回実施することにより、ナトリウム(Na)や反応生成物の分布の時間変化に係るデータを取得した。その結果、初期段階では反応界面において十分に存在していたNaが時間の経過とともに減少し、反応停止後は、Na濃度が18-24wt.%、Si濃度が22-18wt.%となった。また、熱力学計算より、反応界面での安定物質は90wt.%以上がNaSiO等の固体物質であり、Naは含まれないことがわかった。さらに、定常状態の沈降拡散方程式を用いてこれらの解釈を試みた。SCR初期では、水素発生速度が高いために微粒化した反応生成物はプール中を浮遊するが、コンクリート侵食の進展ならびに反応生成物の増加につれて、水素発生速度に依存しつつも反応生成物の沈降・堆積が顕著になると説明できる。以上により、反応界面での反応生成物の堆積に起因するNaの欠乏により、SCRが次第に停止するとの結論に至った。
近藤 正聡*; 大久保 成彰; 入澤 恵理子; 小松 篤史; 石川 法人; 田中 照也*
Energy Procedia, 131, p.386 - 394, 2017/12
被引用回数：6 パーセンタイル：95.25(Energy & Fuels)鉛合金冷却高速炉の空気侵入事故におけるPb合金冷却材の化学的挙動を、種々の組成のPb合金の熱力学的考察および静的酸化実験によって調べた。鉛ビスマス(Pb-Bi)合金の性的酸化試験の結果、空気中の773KではPbOが優先的に形成され合金中からPbが減少したが、Biはこの酸化挙動には関与しなかった。その後Biが濃縮するとPb-Bi酸化物の他BiOが形成された。合金の酸化速度は鋼の酸化速度よりもはるかに大きく、合金中のPb濃度が高いほど大きくなった。Pb-Bi合金とステンレス鋼との共存性は、合金中のPb濃度が低くなると悪化した。合金中のBi組成によって溶解タイプの腐食が促進されたためである。一方、Pb-Li合金は、LiPbOおよびLiCOを形成しながら酸化が進行し、合金からLiが減少した。冷却材のこれらの酸化物は、空気侵入事故時の原子炉冷却系の酸素濃度増加後に低温領域で生成すると考えられる。
相原 純; 植田 祥平; 西原 哲夫
JAEA-Technology 2015-040, 32 Pages, 2016/02
JAEA-Technology-2015-040.pdf:0.83MB
本来のFORNAX-Aは、ピン・イン・ブロック型の高温ガス炉燃料からの核分裂生成物(FP)放出量を計算するための計算コードである。本稿は、このFORNAX-Aのプログラムに軽微な変更を施すことによりどのような計算が可能になるか述べたものである。
片山 一成*; 牛田 宏樹*; 松浦 秀明*; 深田 智*; 後藤 実; 中川 繁昭
Fusion Science and Technology, 68(3), p.662 - 668, 2015/10
被引用回数：16 パーセンタイル：79.46(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉にリチウムを装荷してトリチウムを製造する方法は、核融合炉へのトリチウム燃料の外部供給源の候補の1つとして注目されている。トリチウムを安全かつ効率的に製造する観点から、トリチウムの閉じ込めは重要な課題である。アルミナは気体の耐透過性に優れる物質として知られている。本研究では、市販のアルミナチューブを用いて水素透過試験を行い、水素の透過率、拡散係数及び溶解度を評価した。得られたデータを用いて、アルミナ被覆を施したリチウム化合物粒子からの水素の透過挙動シミュレーション計算を行った。また、ジルコニウム中の水素の挙動に係わる文献値を用いて、アルミナ被覆層へのジルコニウム添加の効果を検討した。500
C以上の高温では、トリチウムのほぼ全量がアルミナ被覆層を透過した。しかしながら、500Cでは、微小なジルコニウム粒子をアルミナ被覆層に添加することで、トリチウムの漏れは0.67%以下に抑えることが期待できる。
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：9.74(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。
嶋田 道也; 廣岡 慶彦*
Nuclear Fusion, 54(12), p.122002_1 - 122002_7, 2014/12
被引用回数：37 パーセンタイル：86.2(Physics, Fluids & Plasmas)核融合炉のダイバータ材料に最も有望なものとしてタングステンが検討されている。タングステン・ダイバータはITER実験炉の熱負荷には耐えられるものの、原型炉レベルの熱負荷を処理することは困難である。またディスラプション等に伴って短時間に膨大な熱負荷が生じた場合、溶融し再固化した後タングステン表面に凹凸が生じるため処理可能な熱負荷が著しく劣化する可能性がある。さらにタングステンは延性脆性遷移温度が摂氏400度と高く、中性子照射によりさらに上昇して亀裂を生じる懸念がある。そこで液体金属をダイバータ材料として用い、磁場に垂直の電流を液体金属中に流すことにより液体金属を循環させることを提案する。液体金属の流速が0.3m/s程度あれば、原型炉レベルの熱負荷を処理することが可能である。MHD方程式を円筒座標系で検討し、電極に印加する電圧は数ボルト程度で十分であること、隣接するダイバータ・モジュールの間に絶縁版を設置し、電圧の立ち上げを1分程度かけて行えば、電極あたりの電流は数アンペアに抑制できることを示した。この初期的解析により、この新しいダイバータ概念が更なる検討に値することを示した。
嶋田 道也; 廣岡 慶彦*; Zhou, H.*
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 38F, p.O2.110_1 - O2.110_4, 2014/00
核融合炉のダイバータ材料に最も有望なものとしてタングステンが検討されている。タングステン・ダイバータはITER実験炉の熱負荷には耐えられるものの、原型炉レベルの熱負荷を処理することは困難である。またディスラプション等に伴って短時間に膨大な熱負荷が生じた場合、溶融し再固化した後タングステン表面に凹凸が生じるため処理可能な熱負荷が著しく劣化する可能性がある。さらにタングステンは延性脆性遷移温度が摂氏400度と高く、中性子照射によりさらに上昇して亀裂を生じる懸念がある。そこで液体金属をダイバータ材料として用い、磁場に垂直の電流を液体金属中に流すことにより液体金属を循環させることを提案する。液体金属の流速が0.3m/s程度あれば、原型炉レベルの熱負荷を処理することが可能である。MHD方程式を円筒座標系で検討し、電圧の立ち上げを1分程度かけて行えば、電極に印加する電流・電圧は工学的に対処できるレベルであることを明らかにし、この新しいダイバータ概念が更なる検討に値することを示した。
Verzilov, Y. M.; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 和田 政行*; Klix, A.*; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 82(1), p.1 - 9, 2007/01
被引用回数：9 パーセンタイル：54.87(Nuclear Science & Technology)増殖ブランケット核特性実験に使用するベリリウムの核的特性の検証を目的として、ベリリウム体系の積分ベンチマーク実験を原子力機構FNSで実施した。直径628mm,厚さ355mmの疑似円柱体系に14MeV中性子を照射し、体系内に埋め込んだ炭酸リチウムペレットのトリチウム生成率を液体シンシレーションカウンタ法で測定した。実験結果は、中性子モンテカルロコードMCNP-4Cで解析した。なお中性子輸送用核データとしてはFENDL/MC-2.0及びJENDL-3.2/3.3、リチウムの反応率用にはJENDLドジメトリファイル及びENDF/B-VIを使用した。どの核データを使用した計算も、実験値と誤差10%以内で一致し、ベリリウムの核的特性に大きな問題はないことを確認した。
-LiAl; Relation to the defect structure須貝 宏行
Solid State Ionics, 177(39-40), p.3507 - 3512, 2007/01
金属間化合物 -LiAl におけるトリチウムの拡散係数及び活性化エネルギ (116.3
11.7kJ/mol) が 、700Kから848Kの温度範囲で得られた。この拡散係数は従来報告されている値と同程度であるが、活性化エネルギーは従来の値 (64.93.8kJ/mol) の2倍近くとなった。従来の報告では、700K以下と700K以上での格子欠陥構造の違いを考慮していないので、以上のようなくい違いを生じたことが明らかとなった。今回得られた活性化エネルギーは、リチウム濃度の増加に伴ってAl-Li系中でのトリチウムの拡散における活性化エネルギーが増加するという系統的な結果と矛盾しないのに対し、従来の結果は矛盾することが示されている。さらに、その結晶構造及び格子欠陥構造を考慮すると、トリチウムは格子間を拡散し、リチウム副格子点のリチウム原子との相互作用によって遅延されることを示した。
-LiAl; Relation to the defect structure須貝 宏行
Solid State Ionics, 177(39-40), p.3507 - 3512, 2007/01
被引用回数：3 パーセンタイル：17.87(Chemistry, Physical)原子力機構で実施した37TBq(1kCi)規模の核融合燃料用トリチウムの試験製造においては、Li合金及びLi化合物のターゲットを原子炉照射することで
Li(n,
)
H反応により生成したトリチウム(H)を、ターゲットを加熱することで抽出し、回収した。ターゲットに用いた-LiAl金属間化合物は、熱伝導性が高いため照射中の除熱が容易であり、加えて、融点(966K)が比較的低いため、ターゲットを加熱溶融することで容易にトリチウムを抽出できるなどの特徴を持つ。-LiAlは、Li原子とAl原子それぞれがダイヤモンド構造の副格子を構成し、室温でも3at% 以上のLi原子空孔等を構造欠陥として含む特異な化合物である。また、格子欠陥構造の違いがトリチウムの拡散に大きく影響する。従来は、全く考慮されていなかった700K以下と700K以上における格子欠陥構造の違いを考慮し、この領域における-LiAl中のトリチウムの拡散係数及びその活性化エネルギーの正確な値を得た。
池田 佳隆; 粒子ビーム加熱システム開発グループ; トカマク国内重点化装置設計チーム
Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S43 - S47, 2006/12
JT-60Uでは2種類のNBI装置があり、1つは正イオンを用いて80-85keVのビームエネルギーの粒子入射を行うP-NBI、もう1つは負イオンを用いて350keV以上のビームエネルギーの粒子入射を行うN-NBIである。最近、長パルスのプラズマ研究のため、NBI装置のパルス幅を30秒にすることが求められた。4つの接線入射P-NBIユニットは85keV, 2MWで30秒化改造を行った。残りの7つの垂直入射P-NBIユニットは10秒入射を繋ぐことで30秒入射を実現した。N-NBIに関しては、イオン源電極の熱負荷を軽減する改造を行い、350keV, 約1MWで25秒の入射を達成した。さらに次段階として、超電導コイルを導入するJT-60Uの改造(NCTと呼ぶ)では、NBI装置の100秒化が計画されている。本論文では、最近のJT-60UにおけるNBI装置の進展とNCTに向けたNBI改造設計について報告する。
Verzilov, Y. M.; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 沓掛 忠三; 阿部 雄一
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1477 - 1483, 2006/02
被引用回数：2 パーセンタイル：17.18(Nuclear Science & Technology)水中の酸素(O-16)は14MeV中性子による(n,p)反応により放射性核種N-16を生成する。これまでN-16からの
線を測定する方法が開発されてきたが、線検出器への中性子の影響を防ぐために線検出器を核融合炉から十分(10
20m)に離す必要があった。その場合、水の輸送時間だけ検出時間が遅れることになる。その遅れをできるだけ小さくするために、N-16が崩壊する時に放出される高エネルギー電子により水がチェレンコフ発光することに着目し、そのチェレンコフ光を核融合炉から十分に離れた光検出器に導く手法を考案した。しかしチェレンコフ光は、紫外域が中心であるため光ファイバーによる減衰が大きい。そこでチェレンコフ光を一旦波長シフトファイバーで受け可視光に変換して光検出器へ伝送する方式を採用した。試作した検出器は14MeV中性子源FNSで特性を測定し、十分な検出器効率と時間分解能を有していることを確認した。
山内 通則*; 堀 順一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 西谷 健夫; 川崎 弘光*
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1577 - 1582, 2006/02
被引用回数：1 パーセンタイル：9.98(Nuclear Science & Technology)シーケンシャル反応、すなわち1次反応で発生する荷電粒子と構成材料の核反応により2次的に生成される放射能は、低放射化材料の場合残留放射能として大きな影響を持つ可能性がある。FNSでは、これまで各種低放射化材に対して実験によりシーケンシャル反応による放射能を評価した。また、核融合炉設計の放射化解析のために原研で開発されたACT4コードに新たにシーケンシャル反応による放射化計算機能を追加した。本研究では、ACT4コードのシーケンシャル反応取扱い機能を用いてFNSの実験を解析し、シーケンシャル反応は最大2倍程度残留放射能を高め、実験値を再現するためにはその影響が無視できないことを明らかにした。ただし実験値と計算値の間にはまだ小さくはない不一致があり、今後シーケンシャル反応にかかわる核データの見直し等が必要と考えられる。
井上 多加志; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 西尾 敏; 坂本 慶司; 佐藤 正泰; 谷口 正樹; 飛田 健次; 渡邊 和弘; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1291 - 1297, 2006/02
被引用回数：11 パーセンタイル：60.27(Nuclear Science & Technology)核融合発電実証プラント用中性粒子入射装置(NBI)について、発電実証炉で要求される性能を議論し、その実現への技術課題を検討した。大型プラズマの加熱・電流駆動を担う発電実証プラントのNBIは、これまで以上の高効率,高エネルギー,高信頼性・長寿命化が要求される。加速器には、高効率・高エネルギーの点から、静電加速方式の選択が現実的である。放射線環境での運転を考慮すると真空絶縁が不可欠であり、その設計ガイドラインから、ビームエネルギー1.52MeVが可能であることを示した。負イオン源の信頼性向上,長寿命化ためには、従来の大電流・高電流密度負イオン生成技術に立脚した、フィラメントレス・セシウムフリー負イオン源の開発が必要である。さらに、NBIシステムの効率を決める中性化方式については、従来のガス中性化(効率60%)では要求性能を満足し得ず、中性化効率80%以上のプラズマ中性化等が必要となる。最近、高効率・連続運転の可能な高出力半導体レーザーが製品化されており、これを用いて中性化効率90%以上を実現するレーザー中性化セルの概念を提案する。
林 孝夫; 飛田 健次; 西尾 敏; 池田 一貴*; 中森 裕子*; 折茂 慎一*; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1285 - 1290, 2006/02
被引用回数：21 パーセンタイル：78.83(Nuclear Science & Technology)核融合炉先進遮蔽材料としての金属水素化物及びホウ化水素の中性子遮蔽性能を評価するために中性子輸送計算を行った。これらの水素化物はポリエチレンや液体水素よりも水素含有密度が高く、一般的な遮蔽材よりも優れた遮蔽性能を示した。水素解離圧の温度依存性からZrHとTiHは1気圧において640C以下で水素を放出することなく使用可能である。ZrHとMg(BH)は、鉄水混合材料よりも遮蔽体の厚さをそれぞれ30%と20%減らすことができる。水素化物とF82Hとの混合により線の遮蔽性能が高くなる。中性子及び線の遮蔽性能は以下の順で小さくなる:ZrH
Mg(BH) and F82HTiH and F82Hwater and F82H。
西村 新*; 室賀 健夫*; 竹内 孝夫*; 西谷 健夫; 森岡 篤彦
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1675 - 1681, 2006/02
被引用回数：3 パーセンタイル：24.11(Nuclear Science & Technology)核融合炉において超伝導コイルを安定して運転するためには、NBIポート等の真空容器の貫通部から突き抜けてくるストリーミング中性子による核発熱を抑制するとともに、長期的には放射化を低減することが重要であり、中性子工学の観点から超伝導コイルの材料に関する評価が必要である。本論文は、そのような研究を要する背景を述べ、代表的な超伝導線材であるNbSnの中性子照射試験結果,低放射化超伝導線材の開発、及びストリーミング中性子による核発熱を抑制する遮へい設計の現状を報告する。さらに、高エネルギー粒子の研究に関する最近の動向と、広いエネルギー帯域の線環境下で使用される加速器用超伝導コイルの設計の概要について発表する。
高橋 幸司; Illy, S.*; Heidinger, R.*; 春日井 敦; 南 龍太郎; 坂本 慶司; Thumm, M.*; 今井 剛
Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.305 - 310, 2005/11
被引用回数：13 パーセンタイル：65.42(Nuclear Science & Technology)核融合炉におけるECランチャー用銅コーティングダイヤモンド窓を開発した。ダイヤモンド窓は周辺冷却で設計するが、そのディスクエッジに銅コーティングを施し、エッジが破損したとしても冷却水が伝送系内に浸透しないという機能を持つ。また、冷却構造を付加するためにディスクエッジにアルミロウ付けでインコネル製筒を接合するが、銅コーティングはそのロウ付け部の腐食防止にも効果的である。この窓の冷却性能を調べるため、170GHz、大電力伝送実験を行った。高周波パワーは55kW、パルス幅は3.0秒である。この時の温度上昇は45度程度となり、tan
=4.4
10
,熱伝導率1.9kW/m/Kでの計算結果とよく一致する。実験で使用したダイヤモンドは誘電損が通常より20倍程高く(4.410)、今回の実験で得られた温度上昇(誘電損失)は、実際使用する高品質ダイヤモンドにおける1MW伝送と同レベルである。本実験結果から、銅コーティングは冷却性能を阻害しないことを実証した。また、窓エッジ破損によるトラブルも回避できるという観点から、銅コーティングによりダイヤモンド窓の信頼性が向上したと言える。
Hegeman, J. B. J.*; Van der Laan, J. G.*; 河村 弘; M
slang, A.*; Kupriyanov, I.*; 内田 宗範*; 林 君夫
Fusion Engineering and Design, 75-79, p.769 - 773, 2005/11
被引用回数：26 パーセンタイル：84.04(Nuclear Science & Technology)ベリリウム(Be)のペブルベッドの寸法変化やトリチウム保持挙動に関する照射挙動を研究するため、オランダPettenの照射試験炉HFRによるベリリウム(Be)の高線量照射試験が、ヘリウム冷却ペブルベッド(HCPB)開発のための欧州計画の枠内で行われる予定となっている。原型炉でのBeのスエリング,クリープ,トリチウム・インベントリ,トリチウムの吸脱着メカニズム,熱機械的モデル等を研究するには、高線量照射が必要である。このBe高線量照射(HIDOBE)は、He生成量6000appm,温度400-800Cで行われる。本論文は、照射の現状,核的及び照射パラメータ,Beの材料パラメータ、すなわち試験マトリックスについて発表するものである。材料の一部は、IEA協定を通じて、日本及びロシアから供給されたものである。なお、本発表は、IEA協定(核融合炉材料の照射損傷に関する研究開発計画)の附属書2に基づいて実施された研究の成果に関するものである。
柴沼 清
日本原子力学会誌, 47(11), p.761 - 767, 2005/11
核融合炉のブランケットやダイバータなどの炉内構造物は、核融合反応時に発生する中性子により放射化され、核融合反応を停止した後でも線の線量率が最大500Gy/hに達する。このため、これらの炉内構造物が損傷したり故障した場合には、人が炉内に近づくことができないために、これらの保守はロボットにより行う必要がある。ここでは、国際熱核融合実験炉ITERを例に取り、核融合炉の炉内構造物の保守を行う代表的なロボットについて、求められる機能や研究開発の現状を紹介する。
