Status of LBE study and experimental plan at JAEA

斎藤 滋; Wan, T.*; 大久保 成彰; 大林 寛生; 渡辺 奈央; 大平 直也*; 木下 秀孝; 八巻 賢一*; 北 智士*; 吉元 秀光*; et al.

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011041_1 - 011041_6, 2021/03

https://doi.org/10.7566/JPSCP.33.011041

原子力機構(JAEA)では、鉛ビスマス共晶合金(LBE)を核破砕中性子発生のターゲット並びに炉心冷却材として使用する、核変換用の加速器駆動システム(ADS)の研究をしている。中性子は、1.5GeVの陽子ビーム入射による核破砕反応によって生成される。ADS開発に重要な材料照射データを取得するため、J-PARCにLBE中性子生成ターゲットを備えた照射施設の建設を提案している。LBEターゲット実用化のためには多くの技術的な課題があり、JAEAでは様々な研究開発を行っている。腐食研究に関しては、OLLOCHIの調整運転と機能試験が開始された。LBE使用する上で重要な技術である酸素濃度制御技術の開発も行っている。大型LBEループ実験では、IMMORTALを使用して、定常および過渡状態の試験を行った。機器の分野では、LBEループシステムの重要な技術として、超音波流量計とフリーズシールバルブの開発を進めている。照射施設の設計に重要なLBE中の不純物挙動の研究も開始した。本論文では、JAEAにおけるLBE関連研究の現状と研究計画について報告する。

平成15年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

計算科学技術推進センター

JAERI-Review 2005-008, 199 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-008.pdf:30.15MB

原研計算科学技術推進センターでは、研究活動を推進するためにスーパーコンピュータをはじめとする大型計算機システムを導入し、所内における研究活動に役立たせてるとともに、計算機システム及びネットワークシステムの運用管理を行っている。本報告書は、原研の大型計算機システムを利用することにより得られた研究成果について調査を行い、その結果をまとめたものである。

Joint test of a digital integrator for long pulse experiments in LHD

川俣 陽一; 米川 出; 栗原 研一; 榊原 悟*; 西村 清彦*

Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2002 - March 2003, 59 Pages, 2003/00

原研では、将来の定常核融合炉を目指して高精度長時間デジタル積分器を開発し、現在JT-60電磁気計測において実用化している。この積分器は開発当初よりITERなどでの1000秒程度までの長時間放電にも対応することを想定して設計したものであるが、実際の長時間放電時に連続した磁場計測を行ったことがない状況であった。このような経緯もあり、平成15年2月、核融合科学研究所との共同研究において長時間放電の大型ヘリカル装置LHDにてこの積分器を用いた試験を共同で実施することとなった。その結果、60秒間の放電中約30kAのブートストラップ電流と考えられるトロイダル電流波形を計測することにLHDとして初めて成功した。さらに、合計300秒間の積分動作後のドリフト量は0.158mV/sと極めて小さいことも確認した。本発表は、この計測結果のサマリーである。

大型槽類遠隔解体装置のモックアップ試験

明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊

デコミッショニング技報, (23), p.2 - 16, 2001/03

http://www.randec.or.jp/publish/documents/gihou/Decommissioning%20gihou_23.pdf

再処理特別研究棟(以下、「JRTF」という)では、JRR-3の使用済燃料をPUREX法により再処理した。この時発生した廃液の一部は、JRTFの廃液長期貯蔵施設に設置されている大型槽(LV-3,4,5,6)に貯留管理され、平成8年度までに処理が終了している。これらの槽類の解体にあたっては、セル内では高放射線下であることに加え、配管が複雑に密集した状態で接続されていることなどから、その特徴に適合した解体装置を開発し、作業者の内外部被ばくの低減、作業の安全性及び効率化を図る必要がある。このためJRTFでは、このような槽類の解体技術の確立を図る目的で切断、切断片の回収及び搬出等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作するとともに、機能、安全性を確認するモックアップ試験を実施した。本報告では、製作した遠隔解体装置の概要とモックアップ試験により得られた試験データなどについて報告する。

ナトリウム冷却炉の検討

新部 信昭; 島川 佳郎; 石川 浩康; 早船 浩樹; 久保田 健一; 笠井 重夫; 一宮 正和

JNC TN9400 2000-074, 388 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-074.pdf:13.32MB

ナトリウム冷却大型炉については、国内外に多くの研究・運転実績があり、これに基づく豊富な知見がある。本実用化戦略調査研究では、ループ型炉1概念、タンク型炉3概念について経済性向上を主眼にプラント基本概念の検討を実施した。具体的なコストダウン方策としては、ナトリウムの特長を活かした機器の大型化、系統数削減、機器の集合・合体化などを採用している。これらの革新的な設計については、その技術的成立性に関して更なる確認を必要とするが、いずれの炉型においても経済性目標(20万円/kWe)を達成できる見通しが得られた。また、ナトリウム炉の更なる経済性向上策として、以下の項目を抽出しコストダウンの可能性を検討した。・更なる高温・高効率化追求・建設工期短縮・検出系高度化による安全系局限化・SG-ACS

ナトリウム冷却MOX燃料大型炉心の再臨界回避方策の評価

藤田 朋子

JNC TN9400 2000-038, 98 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-038.pdf:7.49MB

実用化戦略調査研究の一環として、有力な候補プラントの1つであるナトリウム冷却MOX燃料大型炉心について、再臨界回避方策の評価を実施した。実証炉の炉心崩壊事故解析等による従来の知見から、流量低下型事象時に炉停止に失敗し、大規模な溶融燃料プールが形成されて初めて、径方向揺動等による燃料の移動集中が生じ、厳しい即発臨界現象に至る可能性があることが分かっている。再臨界の可能性を排除するために、炉心物質の再配置を制御するCMR(Controlled Material Relocation)概念に基づいた再臨界回避方策の候補として、内部ダクト付き集合体、LAB(下部軸ブランケット)一部削除型集合体が提案されている。これらの方策についてSIMMER-IIIコードを用いた予備解析を実施し、CMR有効性の比較検討を行った。検討した候補のうち、内部ダクト付き集合体が最も燃料流出が早く、再臨界回避方策として有力である見通しを得た。LAB一部削除集合体でも、若干燃料流出は遅くなるが有望な候補である。しかしながら、中央ピンにUAB(上部軸ブランケット)を残す場合は、炉心下方でのFCIによって炉心燃料領域内に燃料が再流入するため、炉心性能へ著しい影響を与えない限り、中央ピンのUABも削除する方が良い。中央ピンの燃料軸長の長短が燃料流出挙動に与える影響は小さく、むしろUAB有無の影響が重要である。

水冷却型増殖炉の核特性に関する検討結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿

JNC TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB

水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。

Advanced volume reduction program for LLW at JAERI

樋口 秀和; 佐藤 元昭; 平林 孝圀*; 田中 貢

Proceedings of 2nd International Conference on Safewaste 2000, Vol.1, p.314 - 322, 2000/00

高減容処理施設は、将来の処分に備えて低レベル放射性廃棄物の減容・安定化を行うためのものであり、大型廃棄物の解体処理を行う「解体分別保管棟」並びに金属廃棄物及びガラス、コンクリート等の雑固体廃棄物を溶融または高圧縮により減容する「減容処理棟」から構成する。解体分別保管棟では、減容安定化処理の前処理として、大型廃棄物の解体、分別をレーザー切断機等を用いて行う。減容処理棟では、廃棄物を材質ごとに分別した後、高圧圧縮装置または溶融処理装置により減容安定化処理を行う。溶融処理装置は、高周波誘導加熱による金属溶融設備及びプラズマ加熱による雑固体溶融設備から構成する。本施設の年間処理能力は200ドラム缶換算で約10,000本であり、処理により減容比は約1/3~約1/6である。金属廃棄物の溶融物は容器に成型し、雑固体溶融設備より排出するスラグの受け容器として再利用することができる。

燃料集合体内局所閉塞事象における4サブチャンネル体系水試験; 閉塞物周辺の流況可視化

田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹

JNC TN9400 2000-026, 70 Pages, 1999/11

JNC-TN9400-2000-026.pdf:10.93MB

ポーラス状閉塞物内の熱流動特性を調べる基礎研究として、燃料集合体内の4つのサブチャンネルを模擬し、3本のヒータピンに囲まれた中心サブチャンネルに閉塞物を設置した基礎水流動試験を実施している。温度分布測定試験および解析結果から閉塞物内部には水平方向の流れが存在し、この流れが閉塞物内部の温度分布に大きな影響を及ぼしていることが明かとなっている。そこで、ポーラス状閉塞物周りの流動場を把握するために、トレーサ法により可視化実験を行った。その結果、(1)閉塞物側面に循環渦が生じ、閉塞物下端から流入した冷却材が閉塞物内部を通り健全サブチャンネルへ流出すること、(2)閉塞物側面の循環流領域は流量の増加と共に下流側へ延び、循環渦内部では対流拡散が支配的であることが分かった。また、後流領域においては、(1)閉塞チャンネルを囲む健全チャンネルからの3方向の流れ込みにより、流れが周期的に変動しており不安定性をもつこと、(2)閉塞物上端からの浸み出しあるいは巻き込みによって、冷却材が後流域に常に供給されることが分かった。さらに、大型炉条件(Re=5.910の4乗)での流動場について、可視化試験結果を外挿して予測した。本結果は解析手法の検証に用いられると共に大型炉でのポーラス状閉塞事象評価に反映される。

中性子科学研究計画/大型ハドロン計画の施設統合計画にかかわる国際レビュー専門部会評価結果報告書

研究評価委員会

JAERI-Review 99-020, p.77 - 0, 1999/08

JAERI-Review-99-020.pdf:3.99MB

研究評価委員会の下に設置された「中性子科学研究計画/大型ハドロン計画の施設統合計画にかかわる国際レビュー専門部会」は平成11年4月26日及び27日に日本原子力研究所本部において開催された。12名の国内外の専門家から構成される同専門部会は、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構がそれぞれ進めてきた中性子科学研究計画と大型ハドロン計画を統合して一つの施設を建設する統合計画について評価を実施した。評価は当日提出された評価用資料及び被評価者の説明に基づき、あらかじめ定められた評価項目に従って行われた。同専門部会が取りまとめた評価結果は研究評価委員会で審議された。本報告書はその評価結果である。