平成26年度研究開発・評価報告書 評価課題「核融合研究開発」(事前評価)

核融合研究開発部門

JAEA-Evaluation 2016-002, 40 Pages, 2016/03

JAEA-Evaluation-2016-002.pdf:2.66MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価の指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改正)等に基づき、「核融合エネルギーを取り出す技術システムの研究開発」に関する事前評価を核融合研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、核融合研究開発・評価委員会は、原子力機構から提出された平成27年4月から平成34年3月までの次期中期計画の概要、核融合研究開発部門の運営ならびに核融合研究開発の実施状況に関する説明資料の検討、及び核融合研究開発部門長による口頭発表と副部門長も交えての質疑応答・意見交換を行った。本報告書は、核融合研究開発・評価委員会より提出された事前評価の内容、並びに、委員会による指摘事項とそれに対する措置を取りまとめたものである。

ITER計画の概要

森 雅博

高温学会誌, 30(5), p.236 - 242, 2004/09

http://ci.nii.ac.jp/naid/10029252321

ITERの計画目標は、「制御された点火及び長時間核融合燃焼プラズマを実現し、併せて炉工学技術の総合的試験を行うことによって、平和利用のための核融合エネルギーの科学的及び技術的な実現性を実証する」ことであり、これを国際共同で実施しようと言うのがITER計画である。ITERの設計に関しては、1988年からの概念設計活動及び1992年からの工学設計活動を実施して、2001年7月に最終設計報告書を完成し、ITERの建設を判断するうえで必要な技術的準備を完了した。ITERはトカマク型核融合実験炉であり、超伝導コイル,真空容器,遮蔽ブランケット,ダイバータ,加熱・電流駆動システム,燃料供給装置,トリチウム取り扱い施設,各種計測装置,遠隔保守システム,冷却システム,電源,建屋等から成り立っている。この中で、技術開発を要する主要な構成機器については、実規模あるいは実機に拡張可能なモデルの製作と試験等を行う大規模な工学R&Dを国際共同で実施し、ITERの設計は確認された技術ベースをもとにしたものとなっている。

Crack propagation tests of HIPed DSCu/SS joints for plasma facing components

秦野 歳久; 後藤 正宏*; 山田 哲二*; 野村 雄一郎*; 斉藤 正克*

Fusion Engineering and Design, 49-50, p.207 - 212, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00443-9

核融合実験炉においてプラズマ対向機器の一つであるブランケットの使用材料はヒートシンクにアルミナ分散強化銅、構造材にステンレス鋼を冶金的に接合することが提案されている。その接合部は多くの研究から機械的な強度が低下することがわかっているが、解析的に接合部に集中する応力を解くことは非常に困難である。本研究は異材料接合体の破壊挙動評価としてASTMの規格をもとにき裂進展試験を実施した。試験片は接合部にき裂を入れたものと接合部に垂直にき裂を入れたものを用意し、破壊力学からモードIによる挙動を評価した。試験結果より、接合部のき裂は各母材よりも速く進展し、接合部に対して垂直なき裂は接合部に到達したときの応力拡大係数により異なる挙動を示した。

Thermal hydraulic characteristics during ingress of coolant and loss of vacuum events in fusion reactors

高瀬 和之; 功刀 資彰*; 関 泰; 秋本 肇

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.527 - 535, 2000/03

https://doi.org/10.1088/0029-5515/40/3Y/313

国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究として、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)及び真空境界破断事象(LOVA)下における伝熱流動特性をICE/LOVA予備実験装置を使って明らかにした。ICE予備実験では、冷却材侵入後の圧力上昇速度と温度の関係を把握するとともに、水蒸気凝縮の促進によって圧力上昇を抑制できることを原理的に実証した。一方、LOVA実験では、真空破断後に真空容器内が真空から大気圧になるまでの時間と破断面積の関係を実験的に把握した。また、破断口部に発生する置換流の定量測定結果を基に置換流に同伴される放射化ダクトの飛散分布を予測した。これらICE/LOVA予備実験の成果は核融合実験炉用熱流動安全性評価解析コードの検証に利用された。さらに、ITER工学設計活動の延長期間中に行う計画であるICE/LOVA統合試験の概要、試験項目及び試験スケジュールを示した。本試験の目的は、核融合実験炉における熱流動安全性の考え方の妥当性やICE/LOVA事象下でのシステム安全系の総合性能を実証し、核融合実験炉の安全評価に備えることである。

Development of dynamic simulation code for fuel cycle of fusion reactor

青木 功; 関 泰; 佐々木 誠*; 新谷 清憲*; Kim, Y.*

JAERI-Data/Code 99-004, 136 Pages, 1999/02

JAERI-Data-Code-99-004.pdf:5.82MB

核融合実験炉の燃料循環系のシミュレーションコードを作成した。本コードは、パルス運転時のプラズマチェンバ及び燃料循環系内に分布する燃料の時間変化を追跡する。プラズマチェンバ及び燃料循環系における燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能を時間当りの処理量に着目してその時間変化を追跡した。プラズマチェンバ及び燃料循環系各サブシステムごとに状態方程式と出力方程式を定め、燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能をモデル化し、時間に関し定常となるサブシステムの常数は、ITERの概念設計書に依拠した。本コードを用いて、燃焼状態と燃料循環系サブシステムの処理機能とに依存する供給量の時間変化と、滞留量の時間変化を示した。

Analysis and experimental results on ingress of coolant event in vacuum vessel

栗原 良一; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 関 泰; 笠原 文雄*; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; 大森 順次*

Fusion Engineering and Design, 42, p.61 - 66, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(97)00182-8

日本原子力研究所では、国際熱核融合実験炉ITERのR&Dタスクの一つとして冷却材侵入事象(ICE)実験をTRAC-BF1等の安全性解析コードを検証するための熱流動データを得る目的で実施している。TRAC-BF1コードは元々沸騰水型原子炉の想定過渡事象を詳細に解析するために開発されたコードなので、核融合炉真空容器内で起こるICE現象を解析できるように原研で改良を進めてきた。安全性解析コードのベンチマークテストとしてICE実験を、真空容器内圧力10または10Pa、真空容器内温度150または250C、噴出水温度100または200C、噴出水圧力3.5MPaの条件で実施した。TRAC-BF1コードを用いてこれらの実験を解析し、実験と解析の差について考察した。論文ではTRAC-BF1コードの概要と手法、ICEベンチマーク解析の方法と結果及び今後の課題について述べる。

核融合炉燃料循環系動特性コードの開発; 単パルス運転の結果

青木 功; 関 泰; 佐々木 誠*; 新谷 清憲*; C.Kim*

JAERI-Data/Code 97-042, 113 Pages, 1997/11

JAERI-Data-Code-97-042.pdf:3.59MB

核融合実験炉の燃料循環のシミュレーションコードを作成した。本コードは、パルス運転時のプラズマチェンバ及び燃料循環系内に分布する燃料の時間変化を追跡する。プラズマチェンバ及び燃料循環系内における燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能を時間当たりの処理量に着目してその時間変化を追跡した。プラズマチェンバ及び燃料循環系各サブシステム毎に状態方程式と出力方程式を定め、燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能をモデル化し時間に関し定常となるサブシステムの定数は、ITERの概念設計書に依拠した。本コードを用いて、燃焼状態と燃料循環系サブシステムの処理機能とに依存する処理量の時間変化と、滞留量の時間変化を示した。

Development of radiation hard CCD camera and camera control unit

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 中平 昌隆; 伊藤 彰*; 森田 洋右; 木村 正信*; 佐々木 奈美*; 荻野 修司*; 坂田 重義*; et al.

Proc. of 1997 RADECS Conf. Data Workshop (RADECS 97), 0, p.69 - 74, 1997/00

核融合実験炉(ITER)の炉内・炉外観察装置への適用を目的に耐放射線性CCDカメラの開発を進めている。第1段階の照射試験の結果では、標準型カメラの耐放性は約2kGyで、レンズの透過率減少とカメラヘッドの電気的特性の劣化が確認された。これらの結果を基に、第2段階では耐放性を高めるための方策として、(1)耐放性レンズ (2)電気的特性の劣化を補償するための機能(感度アップ、黒基準レベルと波形補正)をカメラヘッドをカメラコントロールユニットに取り付けた。本カメラは、現在高崎研の照射施設でガンマ線照射中であり、その効果の一部が確認されている。本会議では、これらの結果について報告する。

Irradiation tests of critical components for remote handling system in gamma radiation environment

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 古谷 一幸; 田口 浩*; 多田 栄介; 柴沼 清; 小泉 興一; 大川 慶直; 森田 洋右; et al.

JAERI-Tech 96-011, 111 Pages, 1996/03

JAERI-Tech-96-011.pdf:5.9MB

核融合実験炉の炉内遠隔保守システムは、高ガンマ線照射下(平均310R/h)で使用される。このため遠隔保守システムを構成する多くの機器、部屋には、従来の原子力機器、部屋の持つ耐久性を大きく超えた強度(10MGy照射、100MGyを目標)が要求され、新たな耐放射線性機器、部屋の開発が求められている。本試験では、高崎研のガンマ線照射施設を利用し、平均110R/hの線量率下で10MGy照射の照射試験を実施した。その結果、新規に開発したモータやペリスコープ、高温下(250C)で照射した電気絶縁材料としてのポリイミドに10MGy照射の耐久性が確認された。

Present activities preparation of a Japanese draft of structural design guidelines for the experimental fusion reactor

宮 健三*; 武藤 康; 高津 英幸; 羽田 一彦; 小泉 興一; 實川 資朗; 荒井 長利; 大川 慶直; 島川 貴司*; 青砥 紀身*; et al.

Fusion Engineering and Design, 31, p.145 - 165, 1996/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(95)00433-5

核融合実験炉ITERを我国に建設する際に構造設計基準上の観点から、どのような規制が必要となるかについて検討を行った。検討課題は、機器区分、運転状態分類、解析手法、破壊基準、簡易評価手法、材料特性、溶接及び検査などである。この結果、機器区分案及び運転状態分類案を作成し、また第1壁の316SS部分が中性子照射により脆化する際の破壊がティアリングモジュラス・クライテリオンで評価でき、更に現在用いられている応力ベースの許容基準が安全側であること、電磁力による振動及び破壊挙動に関する実験結果、真空容器が第3種機器に相当する場合に要求される溶接、検査、ISIの項目について記す。