Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

https://asme.pinetec.com/icone26/

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m 0.3 m ) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ( 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm 10 cm 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

Computational and experimental examination of simulated core damage and relocation dynamics of a BWR fuel assembly

Hanus, G.*; 佐藤 一憲; 岩間 辰也*

Proceedings of International Waste Management Symposia 2016 (WM2016) (Internet), 12 Pages, 2016/03

原子力機構ではBWRの炉心損傷と炉心物質の移動挙動を模擬するために、燃料棒チャンネル・ボックス、制御ブレードアセンブリならびに炉心下部支持構造からなる大規模な試験を計画している。その目的は、既存実験データベースが極めて少ないBWR条件での過酷事故時の炉心物質移動挙動の理解にある。原子力機構は将来に計画している大規模試験に先立ち、予備調査として試験体を非移行型プラズマ加熱システムによって調べることとした。本試験の目的は対象とする試験体がプラズマ加熱によって、約2900Kの目標温度まで昇温できることを確認するとともに、高温物質の移動挙動データを収集できることを確かめることにある。燃料集合体の簡易的な予備計算の結果は、150kWの非移行型Arプラズマ・ジェットによって効果的に試験体を加熱できることを示した。解析評価を基礎として用いると共に、プラズマトーチを用いる実験計画を記述する。

電子サイクロトロン波による局所加熱・電流駆動を利用した分布制御

池田 佳隆; 久保 伸*

プラズマ・核融合学会誌, 81(3), p.160 - 166, 2005/03

https://doi.org/10.1585/jspf.81.160

電子サイクロトロン(EC)波を用いた、核融合研究装置における電子温度と電流の局所制御について解説する。この局所制御を行うEC加熱装置の最近の進展も簡単に報告する。EC波の特徴は、局所的で高加熱密度である。プラズマ閉じ込め特性を改善するためのEC波を用いた電流分布と電子温度分布の実験について議論を行う。

Generation of X-rays and energetic ions from superintense laser irradiation of micron-sized Ar clusters

福田 祐仁; 赤羽 温; 青山 誠; 井上 典洋*; 上田 英樹; 岸本 泰明; 山川 考一; Faenov, A. Y.*; Magunov, A. I.*; Pikuz, T. A.*; et al.

Laser and Particle Beams, 22(3), p.215 - 220, 2004/07

https://doi.org/10.1017/S0263034604223047

マイクロメートルサイズのArクラスターに高強度レーザー(レーザー強度=10W/cm,パルス幅=30fs)を照射することによって発生したプラズマからの高分解能X線スペクトルを測定した。発生したHe(=3.9491のフォトン数は、210photons/pulseであり、固体ターゲット照射時に匹敵するフォトン数であることが明らかになった。X線スペクトル測定と同時に、発生した高速多価イオンのエネルギー分布を測定した。発生した多価イオンの平均エネルギーは、約800keVであった。コントラスト比の高いレーザーパルスによって発生した高速電子はクラスターターゲットのisochoric heatingを可能にし、より高い価数のイオン生成、及び、He線強度の増大をもたらすことが明らかとなった。

Accelerator R&D for JT-60U and ITER NB systems

井上 多加志; 花田 磨砂也; 伊賀 尚*; 今井 剛; 柏木 美恵子; 河合 視己人; 森下 卓俊; 谷口 正樹; 梅田 尚孝; 渡邊 和弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 66-68, p.597 - 602, 2003/09

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(03)00156-X

中性粒子ビーム(NB)入射は、トカマク型核融合装置において、最も有力なプラズマ加熱・電流駆動手段の一つである。原研ではJT-60UとITER用NB入射装置のために、大電流静電加速器の開発を進めてきた。この開発において最近、以下の進展があったので報告する; (1)JT-60U負イオンNB入射装置において、加速器内の電界の歪みによりビームの一部が偏向され、NB入射ポートにあるリミタに熱負荷を与えていた。不整電界の原因である電極下面の段差を埋めたところ熱負荷は従来の半分以下となって、2.6MWのH ビームを355 keVで10秒間連続入射することに成功した。(2)加速器耐電圧性能の向上を目指して、3重点(FRP製絶縁管,金属フランジ,真空の接点)の電界を緩和する電界緩和リングを設計し、JT-60U負イオン源加速器とITER用R&Dで使用している1MeV加速器に取り付けた。ビーム加速無しでの耐電圧試験において、良好な耐電圧性能を確認した。

Design of neutral beam system for ITER-FEAT

井上 多加志; Di Pietro, E.*; 花田 磨砂也; Hemsworth, R. S.*; Krylov, A.*; Kulygin, V.*; Massmann, P.*; Mondino, P. L.*; 奥村 義和; Panasenkov, A.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.517 - 521, 2001/10

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00339-8

ITER-FEAT用中性粒子ビームシステムは2基の入射装置から成り、1MeV,33MWのDビームを入射することによってITER-FEATプラズマを加熱するとともに、3600秒までの入射によりプラズマ電流を駆動して定常運転に貢献する。JT-60ほかにおけるプラズマ物理研究では、周辺部電流駆動による性能向上とその定常化が注目されているが、ITER-FEATでは空間的制約の厳しい水平面内で入射接線半径を最大とし、さらに垂直方向にもビーム軸をプラズマ磁気軸から0.35-0.95mの範囲で可変となることにより、電流駆動位置の最適化が可能な配置・設計となっている。またビームライン機器の構造を最適化した結果、ビームの幾何学的輸送効率が改善され、発散角7mrad以下のビームに対して入射効率40%以上を達成する設計となっている。

Neutral beams for the International Thermonuclear Experimental Reactor

井上 多加志; Di Pietro, E.*; Mondino, P. L.*; Bayetti, P.*; Hemsworth, R. S.*; Massmann, P.*; 藤原 幸雄; 花田 磨砂也; 宮本 賢治; 奥村 義和; et al.

Review of Scientific Instruments, 71(2), p.744 - 746, 2000/02

https://doi.org/10.1063/1.1150281

トカマク型核融合実験炉では、プラズマ加熱と定常運転のために50MW以上の中性粒子ビーム入射が必要である。ITERでは3基の中性粒子入射装置(NBI)に各々1MeV,40Aの重水素負イオンビームを発生する大型イオン源・静電加速器を用いる設計となっている。ITER環境で1MVの高電圧絶縁にSF等の絶縁ガスを用いた場合、放射線誘起伝導(RIC)によってガス中に電流が流れ100kW以上のガス発熱が予測されている。そこでITER用NBIでは真空絶縁方式を検討している。本稿では1MeV静電加速器の開発途上で得られた真空絶縁の実験・解析結果及び設計指針と、それに基づく真空絶縁負イオン源と加速器の設計について報告する。

Production of sheared flow by means of ICRF heating in tokamak plasmas

C.Liu*; 山極 満; S.Qian*

JAERI-Research 96-068, 17 Pages, 1997/01

JAERI-Research-96-068.pdf:0.84MB

トカマクプラズマのICRF(イオンサイクロトロン周波数帯)加熱下におけるポロイダルシアー流生成について検討を行い、プラズマのポロイダル回転を誘起する新しい手法の呈示を行った。ICRF加熱によるポロイダル密度非一様性の生成について、通常の衝突項および準線型高周波拡散項を含むフォッカープランク方程式に基づき、解析的かつ数値的に検討を行った。高周波パワーとプラズマ回転の関係を結びつけるモデルを提示し、高周波加熱により誘起される回転の解析を行った。密度非一様性に対して、回転をもたらし得るための条件を見いだし、それが衝突時間に対する減速時間の比に依存することを示した。特に、少数イオンを対象としたイオンサイクロトロン基本波加熱に対しては、ポロイダル回転を励起するための高周波パワーのしきい値の表式を解析的に見いだすことができた。

Design and R&D of high power negative ion source/accelerator for ITER NBI

井上 多加志; 奥村 義和; 藤原 幸雄; 宮本 賢治; 小原 祥裕; 宮本 直樹*; 渡邊 和弘; B.Heinemann*; 谷井 正博*

Fusion Technology 1996, 1, p.701 - 704, 1996/00

ITER用中性粒子入射装置(NBI)では、単機容量1MeV、40Aの重水素負イオンビームを1000秒以上にわたって発生する高出力負イオン源と加速器が必要とされる。原研ではITER用NBIの要ともいえる、このイオン源と加速器の設計および開発研究を、ITER EDAの枠組みの中で行ってきた。イオン源の設計においては、炉環境でも十分な性能を発揮できるように構造・材料を吟味し、また保守時には人の近接保守とマニピュレーターによる遠隔保守を併用しうる構造を提案している。ITER NBIを実現する上で最重要R&D項目は1MeV加速器の開発である。これまでに805keV、0.15A(加速電源電流)のHビーム加速に成功しており、さらに大電流のビームを加速するために、ビーム光学最適化を進めた結果、極めて収束性の良いHビームが得られる運転領域を見出した。また負イオンのはくり損失特性を検討し、電子加速による効率低下が起きにくいとの見通しを得た。