Operation scenarios and requirements for fuel processing in future fusion reactor facilities; Hydrogen isotope separation as a key process for fuel recycle and safety

大平 茂; 山西 敏彦; 林 巧

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(4), p.354 - 360, 2006/04

https://doi.org/10.3327/jnst.43.354

この論文では、将来のD-T核融合炉における総合的な燃料処理プロセスの見地からのITER及び次期核融合炉の運転シナリオが、運転や安全の要求事項などに起因したシステム設計の要件の比較とともに示す。D-T核融合炉施設における燃料プロセスでは、ITERにおいても実証炉等においてもほとんどの基礎的な要求は同じと考えられる。しかし、ITERと実証炉等のそれぞれの運転シナリオの違いからシステムの設計要件もおのずと異なると考えられる。ITER及び実証炉のさまざまな運転をカバーすべきトリチウム・プラントのシステム設計要件を比較・検討した。実証炉では、真空容器内機器がITERより高い温度で運転されるため、構造材料中のトリチウム透過によるトリチウム濃度の上昇がある。このため、冷却材からのトリチウム除去はより重要になると考えられる。将来の核融合炉中の水素同位体処理と関連する幾つかの重要な制御因子についても議論する。

The Basic methods for understanding of plasma equilibrium toward advanced control

栗原 研一; 川俣 陽一; 末岡 通治; 細山 博己*; 米川 出; 鈴木 隆博; 及川 聡洋; 井手 俊介; JT-60チーム

Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.527 - 536, 2005/11

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.103

トカマク型核融合研究は、実験炉ITERを国際協力で製作する段階へと一歩踏み出そうとしている中で、JT-60を含む既存のトカマク装置は、さらなる先進的運転シナリオを求めて実験探究することが期待されている。そのようなシナリオをJT-60のプラズマ実験で検証するために、プラズマ平衡状態を把握する基本的な方法群を、ITERへの応用も視野にいれつつ開発して来ている。一部は既に完成しているが、以下の課題も残っている。すなわち、(1)実時間かつ高精度でプラズマ断面全体像を再構築する機能(プラズマ全電流や磁気軸なども含む)。(2)構造物に流れる渦電流も考慮する機能。(3)断面内のプラズマ電流分布も実時間で制度よく再構築する機能。(4)DT燃焼時には、プラズマ近傍には耐放射線性に優れたピックアップコイルセンサーを設置し信号積分して磁場に変換する。同時に遠方には耐放射線性に劣る絶対磁場計測センサーを配置し、遠方定常センサーで近傍センサー用積分器を時折補正することになるが、その補正演算機能。以上4項目である。シンポジウムでは、これらの方法をJT-60における実験結果やITER体系での計算とともに示す。また、それらの議論に基づき、ITERや核融合発電実証プラントにおけるプラズマ平衡制御の未来像についての予想を試みる。

「常陽」照射試験サイクル報(第34サイクル)

照射管理課*

JNC TN9440 2000-005, 164 Pages, 2000/06

JNC-TN9440-2000-005.pdf:4.51MB

本報告書は、第34サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績、第35サイクルの照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。第34サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・吸収ピン破損限界照射試験(AMIR-6)・「もんじゅ」被覆管材料等照射(CMIR-5)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)・「常陽」サーベイランス照射条件の確認(SVIR)・大学連合からの受託照射(SVIR)また、第34サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD537の68,500MWd/t(要素平均)である。

ATR熱水力設計手法

not registered

PNC TN1410 97-034, 338 Pages, 1997/09

PNC-TN1410-97-034.pdf:6.65MB

本書は、新型転換炉(ATR)のATR熱水力設計技術について、「ふげん」の設計技術から高度化を図るための研究を実施し、その妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATR実証炉の開発において「ふげん」の開発で培われた解析手法、解析コードを基に「ふげん」の運転実績等を踏まえつつ、設計手法の改良を行っており、それを基にATRの熱水力設計手法の高度化を図っている。特に熱的余裕の指標については、「ふげん」のMCHFRからMCPRに変更し、確率論的な評価手法を開発・導入している。このため、熱的余裕の評価の観点から特に重要な限界熱流速、圧力損失係数等の相関式については、実規模試験データとの対比により、その妥当性を検討した。また、チャンネル流量配分解析コードHAPI(AQUERIOUS)については、「ふげん」におけるチャンネル流量測定データとの対比により計算精度を確認した。さらに、バーンアウト発生確率解析コードDERIV-1については、モンテカルロ法による解析手法及び解析に用いられるデータベース等の妥当性を検討した。このほかに、熱水力安定性、炉心安定性、自然循環時の冷却性及び重水温度分布特性の評価手法について検討した。なお、本書のATR実験炉に係わる検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。

分散強化型フェライト鋼被覆管製造技術開発(VIIB)

福田 匡*; 阿佐部 和孝*; 池田 浩之*; 山本 祐義*; 松本 一夫*; 福本 博志*; 森本 福男*

PNC TJ9009 96-002, 172 Pages, 1995/10

PNC-TJ9009-96-002.pdf:11.22MB

酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は耐スエリング性と高温強度に優れることから、大型高速実証炉を対象とした長寿命燃料被覆管材料として注目されている。ODSフェライト鋼の被覆管への適用性を評価するために、本年度は、昨年度に引き続き再結晶組織の導入による強度異方性及び延性・靱性の改善を目的とした検討を実施した。昨年度は、13Cr-3W-0.4Ti-0.25Y2O3(過剰酸素量;0.10wt%)を基本組成とした結果、繰り返し再結晶が不十分でであった。そこで本年度は再結晶がより容易と考えられる成分系13Cr-3W-0.4Ti-0.25Y2O3(過剰酸素量;0.07wt%)を基本組成として選定し、繰り返し再結晶により最終的に再結晶組織を有する被覆管製造条件の検討を行い結果を得た。

ハルデンプロジェクト出張報告 ATR実証炉燃料の第1出力急昇試験

加藤 正人

PNC TN8600 94-004, 184 Pages, 1994/08

PNC-TN8600-94-004.pdf:9.48MB

平成6年8月8日21日にノルウェーエネルギ技術研究所ハルデンプロジェクトへ出張し、ATR実証炉燃料の第1回出力急昇試験(ランプ試験)に立ち会うとともに、すでに照射の終了している燃料の照射後試験結果について技術的な打ち合わせを行った。それら、試験結果と打ち合わせた内容について報告する。ふげんにてベース照射を行ったATR実証炉燃料の破損限界を調べる目的のために、ハルデン炉にて出力急昇試験を行った。試験は燃焼度13.0GWd/tの標準燃料と改良型燃料(Zrライナー)及び17.9GWd/tの標準燃料の3本について、目標到達線出力密度60kW/mまでのマルチステップランプ試験を行い、燃料には破損検知のため照射中の被覆管伸びをオンラインで測定できる計装を取り付けた。その結果、各燃料は、それぞれ、62.4、64.2、62.2kW/mの線出力密度まで照射され、破損することなく試験を終了した。ランプ試験中の燃料挙動として、被覆管のリラクゼーションと塑性変形を観察した。また、すでに照射試験の終了しているIFA-554/555,565の照射後試験とIFA-591ランプ試験前の非破壊試験のデータについて、シェラー研究所にて照射後試験結果の技術的な打ち合わせを行い、照射後試験の試験方法、試験データについての解釈について打ち合わせた。

新型転換炉実証炉燃料の照射試験計画; セグメント燃料の出力急昇試験

上村 勝一郎; 河野 秀作; 高橋 邦明; 加藤 正人

PNC TN8020 92-005, 52 Pages, 1992/11

PNC-TN8020-92-005.pdf:1.23MB

現在、Pu開室では新型転換炉(ATR)実証炉用MOX燃料の開発を進めている。本試験計画は、実証炉用MOX燃料の標準燃料及び改良型燃料(中空ペレット、Zrライナー付き被覆管)を対象とし、燃料の破損限界及び出力過渡変化時の照射挙動を調べることを目的とした出力急昇試験に関するものである。試験燃料2体は「ふげん」において、平均燃焼度約19GWd/t及び約27GWd/tまでベース照射を行う。その後、集合体は原研で解体し、照射後試験を行う。さらに、集合体中の出力急昇試験用の燃料棒をハルデンに輸送し出力急昇試験を行う。出力急昇試験を行う燃料は、全長約520mmの短尺燃料で、破損検出のための燃料伸び計又は内圧計の計装を取付け、オンラインで計測を行う。また、出力急昇試験は、シングルステップランプ及びマルチステップランプモードで行い、60kw/mまで出力を変化させ破損限界を調べる。加えて、本試験では、燃料の破損限界を調べる他に、出力急昇試験中の照射挙動と照射後試験の結果とを合わせてATR実証炉燃料の出力過渡変化時の照射挙動を解析・評価を行う。

分散強度型フェライト鋼被覆管製造技術開発(IIIB)

西口 勝*; 阿佐部 和孝*; 福本 博志*; 竹本 直樹*; 久保 敏彦*; 平石 信茂*; 河村 伸夫*

PNC TJ9009 91-004, 149 Pages, 1991/08

PNC-TJ9009-91-004.pdf:24.83MB

動力炉・核燃料開発事業団では、高速実証炉用の燃料被覆管として、既に開発を終えた改良すS316鋼よりも強度及び耐スエリング性に優れた被覆管の開発が行われている。金属材料技術研究所は、燃料被覆管についての高温強度特性の的確な把握による設計基準の高度化を行う同事業団高温強度評価ワーキンググループに参加し、内圧クリープ試験の一部を分担している。本研究は、第13次、14次、16次及び18次試験に引き続いて、開発中の改良オーステナイト鋼の昭和62年度試作被覆管2種類(62AS材、62AK材)について、600度C、650度C、700度C及び750度Cにおける内圧クリープ破断特性を調べること、及び同被覆管2種類について700度Cにおける内圧クリープ試験によってクリープ変形データを取得することを目的として行ったものである。62AS材、62AK材の内圧クリープ破断強度を比較すると、62AK材の方がやや高い強度を示した。62AS材は、昭和60年度試作被覆管(60AS材)に比較して短時間側でやや高い強度を示したが、長時間側ではほぼ同等の強度を示した。62AK材は昭和60年度試作被覆管(60AK2材)とほぼ同程度の強度を示した。62AS材及び62AK材について700度C・フープ応力70MPaで断続内圧クリープ試験を行い、クリープ変形データを取得した。62AK材の方が62AS材よりも大きなふくれ率を示した。なお、62年度試作材は60年度試作材と化学成分は同等であるが固溶化熱処理条件と冷間加工率を調整した材料であり太径薄肉の被覆管となっている。

高速炉構造用SUS316のクリープ試験およびクリープ疲労試験データ

木村 英隆; 菅谷 全*; 加藤 猛彦*; 川崎 弘嗣; 青砥 紀身; 和田 雄作

PNC TN9450 91-003, 28 Pages, 1991/03

PNC-TN9450-91-003.pdf:0.65MB

高速炉構造用SUS316の高温強度特性やNa環境効果および中性子線照射効果等の試験が進展している。この結果,本鋼は優れた各種特性を有することが確認されてきており現在実証炉以降の炉容器,配管,中間熱交換器等の構造材料として採用される方向で作業が進んでいる。今後,本鋼を採用したプラントの検討や実際の設計では,本鋼のクリープ破断式とクリープひずみ式,および材料の損傷等を見積もるのに用いる材料評価法が必要となる。現在これらの特性式や評価法の策定に関して検討が行われており,暫定基準が策定されてきている。本報告では,今後必要となる本鋼の特性式や評価法の再検討・再策定に資するように,昨年クリープ破断式とクリープひずみ式の暫定基準策定に用いたクリープ破断データと,現在までに入手できた高温疲労およびクリープ疲労試験データをまとめた。