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

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021113_1 - 021113_9, 2020/04

https://doi.org/10.1115/1.4045450

The authors are developing an experimental technology for simulating severe accident (SA) conditions using simulate fuel material (ZrO) 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 accident progression behavior. Nontransfer (NTR) type plasma, which has been in practical use with a large torch capacity as high as 2 MW, has the potential to heat subject materials to very high temperatures without selecting the target to be heated. When simulating 1F with SA code, the target of this core-material-melting and relocation (CMMR) experiment was to confirm that NTR plasma has a sufficient heating performance realizing large temperature gradients ( 2000 K/m) expected under 1F conditions. The authors selected NTR-type plasma-heating technology that has the advantage of continuous heating in addition to its high-temperature level. The CMMR-2 experiments were carried out in 2017 applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). The CMMR-2 experiment adopted a 30-min heating period, wherein the power was increased to a level where a large temperature gradient was expected at the lower part of the core under actual 1F accident conditions. Most of the control blade and channel box migrated from the original position. After heating, the simulated fuel assembly was measured by 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 NTR-type plasma-heating technology to the SA experimental study, was obtained.

AWJによる模擬燃料集合体加熱試験体の切断作業

阿部 雄太; 中桐 俊男; 綿谷 聡*; 丸山 信一郎*

JAEA-Technology 2017-023, 46 Pages, 2017/10

JAEA-Technology-2017-023.pdf:8.01MB

本件は、廃炉国際共同研究センター(Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science: CLADS)燃料溶融挙動解析グループにて平成27年度に実施した「プラズマトーチによる模擬燃料集合体加熱試験(Phase II)」で用いた試験体について実施したAbrasive Water Jet (AWJ)切断作業に関する報告である。模擬燃料集合体は、外周のるつぼ及び模擬燃料にジルコニア、制御ブレード及びステンレス、そして被覆管及びャンネルボックスにジルカロイ(Zr)を利用している。したがって、プラズマトーチを用いて高温に加熱し物質移行した模擬燃料集合体に対して、材料分析を実施するためには、硬度及び靭性の異なる材料を一度に切断する必要がある。加えて、本試験体は、大型かつ、溶融物を保持するためエポキシ樹脂が充填されている。これらの影響を鑑みて、AWJ切断を選定した。以下の点を工夫することで、本試験体をAWJで切断することができた。ホウ化物の溶融部分のように1回(ワンパス)で切断できない場合は、アップカットとダウンカットを繰り返す往復運動により切断を行った。切断が困難な箇所には、Abrasive Injection Jet(従来工法AIJ)方式より切断能力が高いAbrasive Suspension Jet(ASJ)方式を用いた。本作業を通じて、プラズマトーチを用いた模擬燃料集合体加熱試験における切断方法が確立できた。なお、切断作業では、AWJの先端で切断能力を失うと送り方向と反対に噴流が逃げる際に生じる湾曲した切断面が試験体中央部で確認できた。その結果を元に、切断面の荒さや切断時間の短縮のための課題の抽出を行った。

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.

Recent progress of the high power ECRF system on JT-60U

関 正美; 森山 伸一; 梶原 健; 池田 佳隆; 坂本 慶司; 今井 剛; 藤井 常幸

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.5, p.337 - 341, 2002/00

JT-60U用ECRFシステムは、プラズマ加熱や電流駆動を目的として、大電力の高周波(110GHz)を入射する装置である。大電力の高周波は、主電源の安定性が1%程度でも、エネルギー回収型のジャイロトロンにより効率良く発振できていた。しかし、1MW以上の大電力の発振のために、加速電圧を高くすると過渡的に高くなったボディー電圧により加速電源での過電流が発生し運転の障害となっていた。そこで、加速電圧の立ち上がり速度を10から50msへ最適化することにより、安定な発振を得た。1MWの発振を2秒程度に伸ばす場合には、寄生発振によるビーム電流の急激な増加が問題であった。寄生発振対策として、RF吸収体をジャイロトロン内部に取付ける改良を行い、1.1MW-3.2秒の発振に成功した。アンテナへと導く伝送系は、約60mの円形導波管からなり伝送効率は約60%と低かったが、導波管の敷設を精度良く再度実施することで、80%の高い伝送効率を達成できた。これらの成果により、2.8MWの大電力入射による負磁気シアプラズマの加熱を実施し、約13keVの高電子温度の発生に成功した。

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦

関 昌弘; 菱沼 章道; 栗原 研一; 秋場 真人; 阿部 哲也; 石塚 悦男; 今井 剛; 榎枝 幹男; 大平 茂; 奥村 義和; et al.

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦, 246 Pages, 2001/09

本書は、炉工学的基礎を有し核融合に関心のある方々に対して、核融合炉の原理とその実現に必要な多岐にわたる技術、さらに総合システムとしての核融合炉の理解に役に立つことを目指したものである。本文は2部構成になっており、第1部では核融合炉の原理と誕生までのシナリオを、そして第2部では、核融合炉を構成する主要な装置・機器に関する研究開発の現状を、最近のデータをもとにまとめてある。

ITER計画の物理基盤

芳野 隆治

プラズマ・核融合学会第38回若手夏の学校, 19 Pages, 1999/00

ITERの設計に使用されている物理基盤について、説明を行う。閉じ込め時間のスケーリング則、Hモード遷移に必要な加熱パワーの閾値、新古典ティアリングモード、抵抗性壁モード、密度限界、プラズマのトロイダル回転、TAEモード、高エネルギー粒子のリップル損失、デタッチダイバータ、ヘリウム排気・不純物制御のデータベース、不純物放射、MHD・ディスラプション、VDEとハロー電流、逃走電子、加熱電流駆動、先進トカマク運転シナリオ等について、各トカマク装置より集められた実験結果に基づき、概説する。

Development of high power ion sources for fusion (invited)

小原 祥裕

Review of Scientific Instruments, 69(2), p.908 - 913, 1998/02

https://doi.org/10.1063/1.1148624

近年における大出力イオン源開発の進展と核融合研究において果たしてきた役割について述べる。トカマク方式の大型核融合実験装置のために、ビーム出力が数MW級の大出力イオン源が開発された。プラズマの閉じ込めを改善した多極ラインカプス磁場方式により、低ガス圧で高プロトン比のビームを広い領域から一様に生成することが可能となり、本方式のイオン源を用いたプラズマ加熱により、臨界プラズマ条件の実現などが可能となった。一方、ITER等次期装置へ向けた大出力負イオン源の開発においても大きな進展をみた。従来の正イオン源技術をもとにセシウム導入型の体積生成方式負イオン源が開発され、400keVで5MW級の重水素負イオンビームが得られるなど実用レベルに至った。大出力負イオン源の開発は、ITERへ向けたプラズマ加熱・電流駆動装置の実現へ向けて着実に進展しており、ITERでの役割が期待されている。

高出力負イオンNBIの開発動向

栗山 正明

プラズマ・核融合学会誌, 72(11), p.1162 - 1167, 1996/11

https://ci.nii.ac.jp/naid/110003826632

核融合炉心級の高密度プラズマでのNBI中心加熱・NBI電流駆動による定常化を目的として、高出力負イオン源及びNBI関連技術の進展は、最近目覚しいものがある。これらの研究開発の結果、数百キロボルト負イオンNBIは、実用化の段階にきている。JT-60用の500keV負イオンNBI装置は1996年3月に完成し、現在JT-60にビーム入射を行いながらビーム出力の増大を進めている。また核融合科学研のLHD用180keV負イオンNBI装置は1998年の完成を目指して、現在建設中である。さらにITER用の1MeV負イオンNBIの研究開発も順調に進んでおり、近い将来にMeV級高出力負イオンNBIも実用化されるであろう。

JT-60用負イオンNBI装置の開発

栗山 正明; 青柳 哲雄; 秋野 昇; 磯崎 信光*; 伊藤 孝雄; 井上 多加志; 宇佐美 広次*; 薄井 勝富; 海老沢 昇; 大島 克己*; et al.

日本原子力学会誌, 38(11), p.912 - 922, 1996/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.38.912

500keV・10MWの性能をもつJT-60用負イオンNBI装置が1996年3月に完成し、ビーム入射実験を開始した。この装置は、国際熱核融合実験炉(ITER)の加熱と電流駆動の有力な方式として考えられている負イオンを使ったNBI装置を世界で初めて実現したもので、ITERにおける負イオンNBIの物理的及び技術的妥当性を実証することを目的としている。このNBIシステム全体の完成に先立って、装置の一部を使って負イオン生成・加速の性能確認を目的とするイオン源と電源の組み合わせ試験を実施した。1995年6月から10月の間に実施したこの試験において400keV、13.5A(5.4MW)の世界最高の重水素負イオンビーム加速を達成した。このNBIの全体システムの据付が1995年12月に終了し、1996年3月にJT-60への最初のビーム入射に成功した。

High energy negative-ion based neutral beam injection system for JT-60U

栗山 正明; 秋野 昇; 荒木 政則; 海老沢 昇; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 河合 視己人; 椛澤 稔; 小泉 淳一*; 国枝 俊介; et al.

Fusion Engineering and Design, 26, p.445 - 453, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00211-O

JT-60Uでの高密度電流駆動実験の駆動装置として負イオン源を使用した高エネルギーNBI装置が建設されようとしているが、本報告は、この負イオンNBI装置の建設について述べたものである。負イオンNBI装置は、ビームエネルギー500keVで10MWの中性ビームを10秒間入射するもので、世界で最初の負イオン源を使用した高エネルギーNBI装置となるものである。このNBI装置は、全長24mのビームライン、大電流の負イオンを生成/引出すための負イオン生成/引出し電源、500kV/64Aの出力を有する加速電源及び制御系等から構成される。水冷却系、液体ヘリウム/液体窒素の冷媒循環系、補助真空排気系などの設備は、既設JT-60NBIのものを共用する。講演では、本NBI装置の設計及び建設の現状について発表する。