Proposals of new basic concepts on safety and radioactive waste and of new high temperature gas-cooled reactor based on these basic concepts

小川 益郎

Nuclear Engineering and Design, 308, p.133 - 141, 2016/11

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2016.08.028

2011年の福島における深刻な原子力惨事に鑑み、誰もが受け入れることができる原子力プラントを目指し、原子力プラントにおける安全性の新たな基本概念;「深刻な惨事を絶対に起こさない。」と、放射性廃棄物の新たな基本概念;「環境に影響を及ぼす可能性がある放射性廃棄物をそのまま環境に戻さない」を提案した。本研究では、「閉じ込める」ことができるようにではなく、「閉じ込め続ける」ことができるように、物理現象を使う。これによって、inherent safetyを完成させた。放射性廃棄物の新たな基本概念を実現するため、PCBのような他の廃棄物の最終的処理・処分方策と同様の最終的処理・処分を目指し、放射性廃棄物を出さずに、核分裂生成物を無害化しなければならない。これらの新たな基本概念を用いた「新高温ガス炉」として、必要な条件を満たすことができる新しい高温ガス炉を提案した。この新高温ガス炉が安全性、放射性廃棄物排出に対する環境保全性の社会的要請、経済性、資源持続性、利用の多様性等の産業的要請、核不拡散性、炭酸ガス排出に対する環境保全性等の国家的要請に応えることができることを示した。

Compatibility of advanced tokamak plasma with high density and high radiation loss operation in JT-60U

竹永 秀信; 朝倉 伸幸; 久保 博孝; 東島 智; 木島 滋; 仲野 友英; 大山 直幸; Porter, G. D.*; Rognlien, T. D.*; Rensink, M. E.*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1618 - 1627, 2005/12

https://doi.org/10.1088/0029-5515/45/12/017

JT-60Uの内部輸送障壁を有する先進トカマクプラズマの運転領域を、高閉じ込め及び高放射損失割合を達成しつつグリーンワルド密度(n)を超える領域まで拡大した。負磁気シアプラズマでは、/n=1.1においてHモードからの閉じ込め改善度HH=1.3を得た。この時、周辺ペデスタル密度はグリーンワルド密度の半分程度と低いにもかかわらず、強い密度内部輸送障壁を形成することにより高い平均密度を得ている。同放電では、金属不純物の蓄積が観測されており、主プラズマからの放射損失が加熱パワーの65%に達しているが、閉じ込めの劣化は観測されない。また、ダイバータでの放射損失を増大するために、ネオンを入射した放電では、/n=1.1にて、HH=1.1,総放射損失割合90%以上を達成した。高ELMy Hモードプラズマ(弱正磁気シア)では、アルゴン入射と高磁場側ペレット入射により、/n=0.92,HH=0.96,放射損失割合100%を達成した。同放電でも、強い内部輸送障壁の形成により高平均密度が得られている。アルゴン輸送解析から、主プラズマ中心での放射損失はおもにアルゴンによること、ダイバータでのアルゴンの放射損失は20-40%程度であることが明らかになった。

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,14

坂本 宜照; 東井 和夫*; 福田 武司*; 福山 淳*; 藤田 隆明; 小川 雄一*; 滝塚 知典; 竹永 秀信; 矢木 雅敏*; 山田 弘司*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 81(8), p.626 - 627, 2005/08

http://www.jspf.or.jp/Journal/PDF_JSPF/jspf2005_08/jspf2005_08-626.pdf

2005年の春季に、ITPAに関する上記4つの会合が開催された。「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」,「周辺及びペデスタルの物理」の3会合は、京都大学(福山研究室主催)にて同時に開催され、トピカルグループ間の合同会合も多数開かれた。日本の参加者は約50名に上った。冒頭の全グループ合同会合では、伊藤(核融合研)が乱流輸送理論研究の新展開について報告した。また、韓国からは1名が参加し、韓国における核融合研究の最新成果について報告した。「定常運転」の会合は、「ITERにむけたECRH物理と技術」に関する第3回IAEAテクニカル・ミーティング(2005年5月24日、イタリア、コモ)に引き続き行われた。次回会合は、上3グループは10月36日にロシアのサンクトペテルブルグで、「定常運転」グループは11月に米国のサンディエゴで開催の予定。

Pedestal characteristics of H-mode plasmas in JT-60U and ASDEX Upgrade

浦野 創; 鎌田 裕; 滝塚 知典; Suttrop, W.*; Horton, L.*; Lang, P.*; 久保 博孝; 大山 直幸; 竹永 秀信; 朝倉 伸幸

プラズマ・核融合学会誌, 81(4), p.280 - 287, 2005/04

http://ci.nii.ac.jp/naid/110006281929

ELMy Hモードプラズマにおけるコア部エネルギー閉じ込め及びELMによるエネルギー損失に対するペデスタル構造の役割をJT-60UとASDEX Upgradeにおいて調べた。高密度領域で見られる閉じ込め劣化はELMで制限されるペデスタル温度の低下と温度分布の硬直性によって起きていることを明らかにした。高三角度または不純物入射Hモードでは、それぞれ周辺部MHD安定性の改善,密度分布の中心尖塔化によって高ペデスタル温度が得られることによって、中心部の高閉じ込めが実現されることがわかった。ELMのロスの上限値はペデスタル部のエネルギーで決まることがわかった。ELM間の熱輸送はペデスタル部での衝突周波数の増加とともに増大し、ELM自体による損失パワーは次第に減少することがわかった。ASDEX Upgradeにおいて、ペレット制御がコア部の閉じ込めを維持しながら、ELMのロスを低減させる有効な手法であることを明らかにした。

Energy confinement and transport of H-mode plasmas in tokamak

浦野 創

JAERI-Research 2004-027, 131 Pages, 2005/02

JAERI-Research-2004-027.pdf:5.69MB

Hモードプラズマのエネルギー閉じ込め特性のプラズマ密度依存性,プラズマ形状効果,不純物ガス導入の効果及びコアプラズマの熱流束の影響をそれぞれ解明した。また国際マルチマシンデータベースを用いて、JT-60UにおけるHモードの閉じ込め特性の他装置との比較を行った。高密度領域では、ペデスタル肩の温度の低下に伴って、コア部の温度勾配特性長を一定に保つように中心部温度が低下した。高三角度化及びアルゴン注入によるHモードについても、ペデスタル温度の上昇が炉心プラズマの閉じ込めを決定することがわかった。また炉心プラズマの熱流束が増加しても、温度勾配特性長を一定に保つように熱拡散係数が増大した。国際マルチマシンデータベースを用いた検討では、高三角度化が将来のトカマク炉において適した運転手法であることを示した。

Wall pumping and saturation in divertor tokamaks

朝倉 伸幸

Plasma Physics and Controlled Fusion, 46(12B), p.B335 - B347, 2004/12

https://doi.org/10.1088/0741-3335/46/12B/029

本発表では、最近のリミタ及びダイバータトカマクの長時間放電実験における周辺プラズマと対向材の水素吸着についてまとめる。特に、JT-60Uでは昨年度から長時間運転(最大65秒)を開始した。比較的高密度の高閉じ込めHモード放電を30秒間維持し、これを繰り返す実験を行い、ダイバータ及び第一壁の飽和現象とダイバータプラズマの変化を調べた。ダイバータ排気とともに多量の重水素ガスパフ(0.5と1.5g)を行った実験を続けたが、飽和現象は見られず、両者とも約半分の重水素がダイバータ部に吸着した。しかし、ダイバータ排気を停止した放電の後では吸着量は低下した。ダイバータ低温部(プライベート部)での吸着量が増加し飽和に近づいたと考えられる。さらに放電中の飽和現象もダイバータのプライベート部で観測された。局所的な粒子リサイクリング束と炭素発生の増加が観測されたが、30秒放電ではダイバータ全体の5-10%程度と小さい。しかし、ELMの性質が変化し、X点付近の周辺における中性粒子密度の増加あるいは、電流密度や圧力分布の変化により、周辺プラズマの閉じ込め特性が劣化すると考えられる。

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,12

坂本 宜照; 東井 和夫*; 福田 武司*; 福山 淳*; 藤田 隆明; 小川 雄一*; 滝塚 知典; 三浦 幸俊; 矢木 雅敏*; 山田 弘司*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 80(8), P. 678, 2004/08

ITPA(国際トカマク物理活動)における「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」,「定常運転及び高エネルギー粒子」の3つのトピカル物理グループの第6回会合が2004年3月に日本原子力研究所那珂研究所において開催された。各グループで行われた議論の概要について報告する。

核融合炉ブランケット材料のための照射後試験施設に関する検討

山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; 石塚 悦男; 内田 宗範*; 圷 陽一; 本木 良蔵; 渡辺 渡; 平田 省吾*

JAERI-Tech 2004-036, 138 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-036.pdf:4.07MB

本報告書は、核融合炉ブランケット材料の照射後特性試験施設を設置するにあたり、施設概念を明らかにし、施設整備の第一段階である材料試験を行うための「トリチウム増殖関連材料実験設備」を焦点にして検討を行ったものである。核融合炉ブランケット研究開発を進めるために、37TBq(1000Ci)規模のトリチウムと線源を同時に有する試料の照射後試験を非密封で行える施設が必要である。そこで、本報告書では、合理的な照射後試験施設整備を進めるための検討の一環として、既存施設を有効利用して施設整備を行う場合を想定し、具体的に検討すべき項目やその内容についてのモデルケースをまとめた。具体的な既存施設としては、大洗研究所内に既存のRI利用開発棟施設を取り上げ、本施設への改造整備方法について検討を行った。

Comparison of ITER performance predicted by semi-empirical and theory-based transport models

Mukhovatov, V.*; 下村 安夫; Polevoi, A. R.*; 嶋田 道也; 杉原 正芳; Bateman, G.*; Cordey, J. G.*; Kardaun, O. J. F.*; Pereverzev, G. V.*; Voitsekhovich, I.*; et al.

Nuclear Fusion, 43(9), p.942 - 948, 2003/09

https://doi.org/10.1088/0029-5515/43/9/318

ITER のQの値=(核融合出力)/(補助加熱入力) を3つの異なる方法を用いて予測し比較した。第1の方法は経験的な閉じ込め時間比例則及び規定された輸送係数の分布を用いる。第2のアプローチは規格化パラメータをITERに類似した値に規定した放電に基づく外挿(ITER相似実験)を用いる。第3のアプローチは部分的に理論に基づいた輸送モデルに基づく。プラズマ電流15MA、プラズマ密度がグリーンワルド密度を15%下回る密度の条件ではITERH-98(y,2)比例則によるエネルギ-閉じ込め時間は3.7秒、標準偏差が14%である。第1の方法によってQの範囲を予測すると、補助加熱入力40MWの場合[6-15]である。また、良好なELMy Hモード閉じ込めが得られる範囲で補助加熱入力を最小に設定した場合は[6-30]である。JETにおけるITER相似実験による予測、及び、理論に基づいたモデルによる予測は、閉じ込め時間の経験則による予測と、不確定性の範囲内で一致する。

定常核融合炉を目指したJT-60の最近の成果

二宮 博正

日本原子力学会誌, 45(4), p.243 - 248, 2003/04

http://ci.nii.ac.jp/naid/80015894179

日本原子力研究所の大型トカマク装置JT-60では、プラズマの温度,密度を高め、またエネルギーの閉じ込めを良くするためには、プラズマ電流分布やプラズマ圧力分布を適切に制御することが重要なことを明らかにしてきた。この結果、1996年には、重水素―トリチウム燃料に置き換えたときのプラズマ加熱パワーと核融合反応出力の比率である等価エネルギー増倍率で1.05を得て臨界プラズマ条件を達成するとともに、1998年には等価エネルギー増倍率1.25という世界最高性能のプラズマを実現した。さらに、世界に先駆けて核融合炉に要求されるプラズマの各種目標性能を同時に達成する研究を進め、国際熱核融合実験炉(ITER)に対し重要な貢献を果たすとともに、世界のトカマク型定常核融合炉の研究開発を牽引・先導してきた。併せて、これらの研究を支えるプラズマの加熱・電流駆動装置等の開発・改良を行い、炉工学への貢献も行ってきた。本稿では、これらJT-60の研究全体を概観しつつ、最近の成果と今後の展望を報告する。