Thermohydraulic responses of a water-cooled tokamak fusion DEMO to loss-of-coolant accidents

中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; Gulden, W.*

Nuclear Fusion, 55(12), p.123008_1 - 123008_7, 2015/12

https://doi.org/10.1088/0029-5515/55/12/123008

水冷却方式のトカマク核融合原型炉について、真空容器の内外における大規模な冷却材喪失事故を解析した。解析により、そのような事故事象に対する原型炉システムの熱水力応答と、さらに放射性物質の閉じ込め障壁への圧力荷重を明らかにした。この解析結果は、真空容器の内と外における冷却材喪失事故は、それぞれ第1の閉じ込め障壁と最終閉じ込め障壁の健全性を深刻に脅かすことを示唆している。真空容器内冷却材喪失事故については、第1壁トロイダル方向全周破断時において、圧力抑制システムが作動しても、真空容器内圧は設計値まで到達することが分かった。真空容器外冷却材喪失事故については、1次冷却系ギロチン破断に起因するトカマクホールへの圧力荷重は極めて大きく、トカマクホールの健全性を深刻に脅かすことが分かった。論文では閉じ込め障壁への荷重の低減方法について議論した。

IFMIF/EVEDA事業におけるリチウムターゲット施設開発の現状

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.

Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11

IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250C、約10Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。

General properties on compatibility between Be-Ti alloy and SS 316LN

土谷 邦彦; 内田 宗範*; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1057 - 1063, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.069

核融合原型炉の中性子増倍材料として期待されているBe-TiやBe-Vのようなベリリウム系合金は、高温で使用可能で化学的安定な先進材料として注目されている。そこで、ベリリウム系合金(Be-Ti)と構造材料(SS316LN)との両立性試験を行い、その両立性及び反応素過程について調べた。Be-Ti系合金としては、BeTi相とBe相が共存するBe-5at%Ti及びBe-7at%Tiを用いた。接触面のX線回折の結果、反応生成物はBeNi及びBeFeであった。SEM観察の結果、2種類のBe-Tiとも、800C1000時間の反応層厚さは100m程度と、Be単体(反応層厚さ:約300m)と比較して小さく、これらのBe-Ti系合金が良好な両立性を有することを明らかにした。この結果、BeTi相とBe相が共存するBe-Ti系合金は、高温での両立性に良好な特性を有することが示された。

超臨界圧水冷却炉の熱水力研究に関する文献調査

栗原 良一; 渡辺 健一*; 小西 哲之

JAERI-Review 2003-020, 37 Pages, 2003/07

JAERI-Review-2003-020.pdf:2.08MB

日本原子力研究所で概念検討している将来の核融合原型炉は、系全体の熱効率を上げるために炉内機器の冷却材として超臨界圧水を使用する設計にしている。したがって、核融合原型炉の真空容器内でブランケット冷却配管が破断した場合に、超臨界圧水の放出挙動を評価することは安全性を確保するうえで重要である。しかし、それを正確に評価するためには、超臨界圧水ブローダウンの熱水力現象を解析しなければならない。そこで、現時点で実際に使用されている超臨界圧水冷却火力発電プラントにおいて、ボイラー火炉やタービン内で冷却水が噴出した場合の実験や解析が行われていないか、国内外の公開文献を調査した。また、将来の軽水炉として東京大学で設計された超臨界圧水冷却軽水炉のLOCA解析コードについて、超臨界圧水の熱伝達式に関する評価式等を調査した。核融合実験炉ITERモデルの真空容器内冷却水漏洩事象(ICE)の評価に用いたTRAC-BF1コードは、蒸気表や構成式が21MPa,374C以上の超臨界圧水に対応していない。そのため、超臨界圧水冷却の核融合炉においてICE事象が発生した場合の評価ができるようにTRAC-BF1コードを改良するうえで必要な課題について調査した。

High heat flux test of a HIP-bonded first wall panel of reduced activation ferritic steel F-82H

秦野 歳久; 鈴木 哲; 横山 堅二; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男

Journal of Nuclear Materials, 283-287(1), p.685 - 688, 2000/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(00)00230-0

核融合原型炉におけるブランケット/第一壁構造材として低誘導放射化フェライト鋼F-82Hが提案されている。原型炉ブランケットの開発の一環として、既に製作したF-82H第一壁パネルを用いて高熱負荷試験を実施しその製作性と熱・機械特性を評価した。試験は熱負荷2.7MW/mで繰り返し5000回まで試験した。試験の結果からHIP接合面に割れや剥離はなく、健全性を示した。また試験中パネルの温度応答は解析とよく一致しており、有意な結果を得た。パネルの熱構造解析より、熱負荷表面に最大0.46%の機械ひずみが発生した。それは材料試験データと比較すると長寿命であることを確認した。

Test program development for ITER blanket design

倉沢 利昌; 佐藤 聡; 古谷 一幸; 中平 昌隆; 戸上 郁英*; 橋本 俊行*; 黒田 敏公*; 高津 英幸

JAERI-Tech 95-021, 25 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-021.pdf:0.97MB

核融合実験炉及び原型炉用ブランケットを対象としたITERでの工学試験計画について検討した。ブランケットとしては、従来より日本において検討されてきた水冷却及びヘリウム冷却のセラミックス増殖ブランケットを取り上げ、各ブランケットの原型炉における設計例を示すと共に、ITERでの試験項目、試験仕様、試験手順等についてまとめた。試験は初期の基本性能段階から実施するものとし、ニュートロニクス試験、性能確証試験、信頼性試験、セグメント試験を拡張性能段階にかけて順次行うものとした。同じくITER自身の燃料トリチウムを生産するドライバーブランケットについても試験の必要性および項目を提案した。

原型炉設計の現状と課題

飛田 健次

no journal, , 

幅広いアプローチ活動で進めている原型炉設計活動に関する報告である。厳しい放射線環境下で実用段階を見通しうる稼働率を実証しなければならない遠隔保守は原型炉の重要な課題である。セクター保守方式は、主半径8m程度の炉に適用した場合、トロイダル磁場コイルの相当な寸法増、ポロイダル磁場コイルの電流増大、一セクター当たりの重量増大を招くことが明らかになってきており、「セクター方式」に代わり、ダイバータカセットの単独引抜きとバナナ型のブランケットセグメント引抜き方式を合わせた保守方式の検討が進められている。これまでのダイバータ概念では冷却管に低放射化フェライト鋼を用いることを想定していたが、熱流束の厳しい領域のみ銅合金の配管を用いる検討に着手した。定期交換時に発生する放射性廃棄物の管理は原型炉の段階で初めて問題になる課題である。交換して取り出した炉内機器の誘導放射能、残留熱および吸蔵トリチウムに留意して、放射性廃棄物の管理シナリオ案を策定し、これに基づいて廃棄物関連施設の機能及び規模を分析した。

中性子とトリチウムの評価試験体としてのTBMと課題

河村 繕範

no journal, , 

TBM試験における最重要課題は、TBMに入射した中性子と回収したトリチウムの情報からTBRを評価し、原型炉で要求されるTBRの確保に見通しを得ることである。ITERでのTBR評価試験の方法などを検討するため、原子力機構では核融合中性子源施設(FNS)にてブランケット模擬体系でのトリチウム生成回収実験を進めている。FNSでは、中性子計測が容易で、生成トリチウム量、回収トリチウム量ともに実測できるため、核解析により評価するトリチウム生成量とその実測値並びに回収量との比較を通じて模擬体系のTBRを高い精度で評価できる。一方、TBM試験では、中性子源となるプラズマが体積を持つこと、代表的な運転条件がパルス運転であること、モジュールへのアクセスや取り出しが大きく制限されることから、TBRの評価には工夫が必要である。また、原型炉環境では照射損傷がトリチウムの挙動に影響すると考えられるが、TBMでは影響が小さく評価は困難と予想されており、評価方法の確立も課題である。

Study of loss-of-coolant events in a water-cooled tokamak DEMO

中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; Gulden, W.*

no journal, , 

真空容器内と外における1次冷却材喪失事象に対する原型炉システムの熱水力応答特性を解析した。本研究により、水冷却原型炉における冷却材喪失事象に起因する事故シナリオ、その時定数、放射性物質の閉じ込め障壁への荷重が明らかになった。解析結果に基づき、閉じ込め障壁を脅かす荷重を低減するための方策についても提案する。

原型炉設計合同特別チーム活動の展望

飛田 健次

no journal, , 

2015年6月に発足した原型炉設計合同特別チーム活動の概要について報告する。本チームは、核融合研究開発を担う国内の主要研究機関、大学および産業界の糾合により、我が国の核融合原型炉概念の構築を行うために設置された組織である。6月の発足移行、プロジェクト管理の枠組み、作業計画の詳細化、作業分担等、プロジェクト推進の枠組み作りを行ってきた。また、幅広いアプローチ活動の成果を踏まえて原型炉プラントの全体設計に着手した。これまで行ってきた作業の進捗について概説する。