ITER CSモデル・コイル試験装置; 直流電源システムの改修

下野 貢; 宇野 康弘; 山崎 敬太; 河野 勝己; 礒野 高明

JAEA-Testing 2014-004, 62 Pages, 2015/03

JAEA-Testing-2014-004.pdf:16.03MB

ITER CSモデル・コイル試験装置は、ヘリウム冷凍機システム, 直流電源システム, 真空システム及び計測システムで構成される。直流電源システムは、CSモデル・コイルとインサート・コイルの2つの超伝導コイルに電流を供給するシステムで、CSモデル・コイルへの通電のために50kA直流電源1台、インサート・コイルへの通電のために30kA直流電源2台が設置されている。ITERトロイダル磁場(TF)コイルの定格電流は68kAであるため、その試験のために、インサート・コイルの系統を改修した。改修点は、10kA直流電源の追加、直流遮断器の増力、ブスバーの更新及び電流検出器の更新である。これらの改修に伴い、操作マニュアルも改訂した。

TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)の整備(共同研究)

湊 和生; 赤堀 光雄; 坪井 孝志; 黒羽根 史朗; 林 博和; 高野 公秀; 音部 治幹; 三角 昌弘*; 阪本 琢哉*; 加藤 功*; et al.

JAERI-Tech 2005-059, 61 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-059.pdf:20.67MB

乾式再処理プロセス及び酸化物燃料における超ウラン元素(TRU)の挙動に関する各種基礎データを取得するための実験設備として、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)のバックエンド研究施設(BECKY)内に、TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)を設置した。本設備は、鉄及びポリエチレンで遮へいされた3基の/セルと含鉛アクリルで遮へいされた1基のグローブボックス、並びに内装された試験装置等から構成されており、セル及びグローブボックス内は高純度アルゴンガス雰囲気に維持されている。10グラムのAmを使用可能なほか、TRUのNp, Pu及びCmを取り扱うことができる。本報告書は、TRU高温化学モジュールの概要,設備の構造及び性能,設備性能試験,内装試験装置、並びに試験装置の性能試験についてまとめたものであり、原研と東京電力(株),東北電力(株)及び日本原子力発電(株)との共同研究の成果である。

核融合試験装置の排気ガス測定装置

神永 敦嗣; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 新井 貴

平成16年度大阪大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2005/03

核融合試験装置では、重水素を使用した実験でd(d, n)Heの核融合反応のほかにd(d, p)tの反応によりプラズマ中にトリチウム(T)が発生する。また、実験により発生するTの量や第一壁との相互作用により発生するガスの種類及び濃度は異なる。これらのガスは、真空容器内の第一壁に残留するものと各設備の真空排気設備から真空容器の外部へ排出されるものに分けられる。このうち、JT-60本体の真空排気設備から排出されるT濃度とその化学種及び生成された各種ガス成分とその濃度の測定を行うことは、Tの除去方法及び将来の核融合装置の燃料循環系の設計にとって大変有益である。このため、JT-60では、真空排気設備から排出されるT排出量や化学種,生成されるガス種を測定する排気ガス測定装置を構築した。本装置は、トリチウム測定系(通気型電離箱とガストリチウム捕集装置によりTの濃度及びその化学種を分別測定する),ガス分析系(マイクロガスクロマトグラフにより水素,炭化水素及び二酸化炭素などのガス成分を測定する)並びに残留ガス分析系(2種類の残留ガス分析計と差動排気系を組合せて残留ガスを分析する)の3つの系から構成されている。本報告では、測定に使用している装置の概要,測定方法,測定例及び測定時に発生した不具合などについて述べる。

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成13年度

ホット試験室

JAERI-Review 2002-039, 106 Pages, 2003/01

JAERI-Review-2002-039.pdf:9.46MB

本報告書は、平成13年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTE及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では所外利用として、前年度に引き続きBWR燃料集合体の非破壊・破壊試験,サイクル機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の非破壊試験等を実施した。所内利用として、「むつ」使用済燃料集合体の再組立及び照射後試験に着手した。WASTEFでは廃棄物処理処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物の高温安定性試験及び原子力用材料のIASCC研究にかかわるSSRT試験装置の整備・性能試験を実施した。ホットラボでは所外利用として、東電柏崎5号機で照射された大幅高燃焼度用照射材料の照射後試験を実施した。所内利用では核融合炉材料及び大強度陽子加速器ターゲット容器材料等の照射後試験を実施した。また、ホット試験室の総力を挙げて、国からの要請による中部電力浜岡原発1号機の余熱除去系配管破断の検査を行った。

循環型透過拡散試験システムの製作と透過拡散試験方法の改良

鈴木 覚; 佐藤 治夫

JNC TN8410 2001-028, 36 Pages, 2002/03

JNC-TN8410-2001-028.pdf:1.81MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分における多重バリアシステムの性能評価を目的として、ベントナイトの透過拡散試験により様々な核種の実効拡散係数が取得されている。最近、従来から機構内で行われている方法(非循環型透過拡散試験システム)で、陽イオン(セシウムとストロンチウム)の透過拡散試験を行ったところ、既存の研究結果と全く異なる結果が得られることがわかった。この原因として、透過拡散試験システムの違いが考えられるため、新たに循環型透過拡散試験システムを製作し、拡散試験結果と試験方法の関係について検討した。従来の非循環型と循環型透過拡散試験システムの両者でベントナイトの拡散試験を行ったところ、ストロンチウムの実効拡散係数と塩濃度の関係および拡散係数の絶対値が、試験システムにより全く異なることが明らかになった。現状では、境界条件をより精密に制御できるという点から、循環型透過拡散試験システムの方が正しい結果を与えていると考えられる。また、循環型透過拡散試験システムにおいては、拡散セルと貯留容器が分離しているという利点を生かして、境界条件の制御方法の改良と、温度制御下での拡散係数の取得方法を提案した。

MACROIIによる単一孔注水・揚水型トレーサー試験データの解析

白川 敏彦*; 金澤 康夫*; 畑中 耕一郎

JNC TN8400 2001-012, 69 Pages, 2001/04

JNC-TN8400-2001-012.pdf:6.87MB

地層処分研究の天然バリア中の核種移行に係わる不均質岩盤中における巨視的分散現象を解明するために、多孔質媒体水理トレーサー試験装置(以下、「MACROII」と記す)を用いて、多孔質媒体槽内にガラスビーズを用いて不均質場を人工的に作成し、種々の条件を設定したうえで、数多くのトレーサー試験を実施してきた。今回は室内試験における分散長のスケール依存性を調べることを目的として、媒体槽を水平状態に固定し、不均質場の任意の位置に設置した単一孔を使用して注水・揚水型トレーサー試験を実施した。試験は、不均質場内に設置した注水・揚水型トレーサー試験に使用する単一孔の位置及び注入流量・注入時間を変えることによって、2地点において各々9ケース、6ケースの全15ケースを実施した。本試験で測定された揚水時の破過曲線を解析解でフィッティングし、巨視的分散長を算定した結果、15ケースのうち12ケースについて不均質場を代表する分散長を得ることができた。算定した分散長、注入・揚水流量および不均質特性の関連について検討した結果、以下の事項が判明した。・算定された分散長と単一孔周辺に広がった濃度フロントの平均半径との関係は、濃度フロントの平均半径が大きくなるにしたがって分散長がほぼ単調増加する傾向が確認できた。・トレーサーを注入・揚水する単一孔を2地点選び試験を実施したが、単一孔周辺の透水性が小さくなっている場合には分散長は大きくなり、単一孔周辺の透水性が大きくなっている場合には分散長は小さくなる傾向が確認された。・フィッティングの精度が悪く分散長が算出できなかった3ケースについては、濃度フロントに分散が著しく小さい箇所が存在する可能性があることがわかった。

Numerical study on pressure rise characteristics in simulated ITER structural components during ingress-of-coolant events

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Fusion Engineering and Design, 51-52, p.623 - 630, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00198-8

核融合炉真空容器内冷却材侵入事象(ICE)下における2相流挙動を定量的に把握し、核融合実験炉(ITER)建設のための安全性データベースに資することを目的としたICE統合試験装置を計画している。本報はICE統合試験装置を設計するに当たって行った予備解析の結果をまとめたものである。軽水炉の安全性評価で実績のあるTRAC-PF1コードを使って数値予測を行い、ICE事象下における統合試験装置内の圧力上昇特性に関して次の結論を得た。(1)圧力上昇は水注入ノズルのサイズや個数に依存する、(2)圧力上昇は真空容器及びプラズマチェンバーの容積に依存する、(3)容器表面温度が低い場合には凝縮効果により圧力上昇は抑制される、(4)圧力上昇はダイバータ部に設けられたオリフィス状のダイバータギャップのサイズやピッチに依存する、(5)サプレッションタンク使用により圧力上昇は抑制されるが、圧力上昇抑制の度合いはリリーフ配管の直径や数量に依存する。今後は本報で示した解析体系を核融合実験炉の体系に拡張し、実機条件下でのICE事象解析を行う考えである。

光学素子評価用試験装置の設計・製作

清水 雄一; 依田 修; 貴家 恒男*; 寺岡 有殿; 横谷 明徳; 柳原 美広*

JAERI-Tech 2000-021, p.45 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-021.pdf:3.01MB

現在、光量子科学研究センターにおいて、主として軟X線領域の光を発振するX線レーザーの研究開発が精力的に行われている。このレーザーの開発のためには、共振器ミラー用などに高性能な多層膜ミラーの光学素子が必要であり、これは軟X線に対する高い反射率や高強度パルスX線照射に対する耐熱性などが要求される。このための多層膜の反射率や表面損傷・粗さなどの特性値の評価は、使用波長領域の放射光X線を用いることによって可能であり、放射光施設のSPring-8などを利用して軟X線用多層膜の特性評価を行うことが重要である。この特性評価結果を製膜条件に反映させることにより多層膜光学素子の一層高性能を図ることができる。本報告は、このための標記試験装置を設計・製作し、SPring-8の原研専用軟X線ビームラインBL23SUに設置・調整した結果などを述べたものである。

岩石及び鉱物と地下水との反応に関する研究(緑泥石化に関する実験的研究)-先行基礎工学分野に関する報告書-

鶴留 浩二; 澁江 靖弘*; 時澤 孝之; 山本 正博*

JNC TY6400 2000-013, 102 Pages, 2000/02

JNC-TY6400-2000-013.pdf:2.45MB

本研究は、地熱地帯に適用されている緑泥石地質温度計について、その妥当性を実験的研究を通して検証することを目的としたものである。実験によって玄武岩と熱水との反応で生じる緑泥石化あるいは粘土鉱物化について検証するとともに、これらの化学組成と熱水の温度との関係を検証するための室内実験を平成9年度から平成10年度にかけて行った(尚、本研究は平成10年度で完了した)。熱水の温度を摂氏200度、摂氏250度、摂氏300度、摂氏350度、摂氏400度、さらに地層科学への応用の可能性も考慮にいれて摂氏100度、摂氏150度に設定して実験を行った。これらの実験で得られた結果は次のようにまとめられる。(1)固相粉末のX線回折分析では、いずれの実験においてもエチレングリコール処理後のピークの移動からスメクタイトが生成していることが確認できた。しかし、緑泥石あるいは緑泥石/スメクタイト混合層の生成は確認できなかった。(2)角柱の薄片の顕微鏡写真から見ると、熱水変質が進行したために、玄武岩の組織の乱れや微細な粘土化が確認された。(3)反応させた海水の組成と実験後の水溶液の組成を比較すると、陽イオンの重量比に変化が認められた。これまで玄武岩と海水との反応に関する低温から高温(摂氏500度)での実験では、緑泥石が生成しない。その代わり、緑泥石/スメクタイト混合層鉱物の生成の可能性が考えられた。しかし、今回の実験では当初目的としていた緑泥石あるいは緑泥石/スクメタイト混合層鉱物の生成は確認できなかったが、今後、さらに高温・高圧条件下での研究や検証が望まれる。

核融合炉内冷却材侵入時の二相流挙動に関する数値予測

小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇

日本機械学会2000年度年次大会講演論文集, 1, p.609 - 610, 2000/00

核融合実験炉ITERで真空容器内に冷却材が侵入する事象(ICE事象)が起きた場合の水-蒸気二相流挙動やサプレッションタンクによる安全システムの妥当性を定量的に把握するために、著者らはコンパクトITERの大きさを約1/1600の縮尺で簡略モデル化したICE統合試験装置を制作した。本報はICE統合試験装置で得られた結果をTRAC-PF1コードを使って検証した結果について述べる。TRAC-PF1は軽水炉の安全性評価を目的として開発された熱流動解析コードであり、核融合実験炉の安全評価解析コードとしての利用が期待されている。本研究ではTRAC-PF1の予測精度を実験データをもとに明らかにするとともに今後目指す核融合実験炉用解析コードとしての改良項目等を特定化することを目的とする。一連のICE事象解析を行い、真空容器内の圧力変動やボイド率分布を数値的に十分予測できることを確認した。また、サプレッションタンク方式による圧力上昇抑制機構がICE事象時の安全システムとして有効であることを解析的に示した。今後は凝縮等の解析モデルを改良することによって計算精度の向上を図る考えである。