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榎枝 幹男; 秋場 真人; 田中 知*; 清水 昭比古*; 長谷川 晃*; 小西 哲之*; 木村 晃彦*; 香山 晃*; 相良 明男*; 室賀 健夫*
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.415 - 424, 2006/02
被引用回数：63 パーセンタイル：96.19(Nuclear Science & Technology)我が国のブランケット開発は核融合会議において策定された開発計画に従って、固体増殖ブランケットを第一候補に、液体増殖方式を先進的な候補として開発を進めるものである。ITERをテストベッドとし、試験モジュールを試験するテストブランケット試験計画の作業部会においても、我が国として主体的に試験に参加し、試験を実施するために、試験モジュールの設計と研究開発を両候補ブランケットについて進め、固体増殖方式では要素技術開発が終了、液体増殖方式では、最重要課題の解明が進んできた。本報告は、日本におけるテストブランケットの設計と研究開発の最新の成果を総合的に取りまとめ報告するものである。
河村 繕範; 岩井 保則; 中村 博文; 林 巧; 山西 敏彦; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.654 - 657, 2005/07
被引用回数：3 パーセンタイル：23.78(Nuclear Science & Technology)核融合炉固体増殖ブランケットにおいて水素添加ヘリウムスイープガスをトリチウム回収に使用した場合、冷却系へのトリチウム透過漏洩が懸念される。原研で行われた実証炉に関する設計研究では、典型的な水素添加スイープガス条件で、透過漏洩量が生成トリチウム量の約20パーセントに上ると試算されている。これらのトリチウムをITER規模の水処理システムで回収しようとすれば、何らかの透過防止措置により透過量を0.3パーセント以下に低減する必要がある。有力な透過防止措置の一つとして、水素に代わり水蒸気を添加したスウィープガスを使用する場合について検討した。水蒸気添加では、同位体交換の反応速度は水素より大きく、平衡定数はほぼ1.0であると予想される。水素添加同様H/T比を100として増殖領域でのトリチウムインベントリーを比較すると、水蒸気分圧の増加に伴いインベントリーは増加するもののそれほど大きくないことがわかった。トリチウム回収システムとしてはトリチウムを含む水蒸気をヘリウムから分離するのは比較的容易であるが、燃料として利用するために分解して水素同位体に戻すプロセスが必要である。
榎枝 幹男; 秋場 真人; 田中 知*; 清水 昭比古*; 長谷川 晃*; 小西 哲之*; 木村 晃彦*; 香山 晃*; 相良 明男*; 室賀 健夫*
Fusion Science and Technology, 47(4), p.1023 - 1030, 2005/05
被引用回数：4 パーセンタイル：29.87(Nuclear Science & Technology)1999年に核融合会議により策定されたブランケット開発計画では、固体増殖ブランケットを核融合発電実証プラントの第一候補と位置づけ、原研が中核機関として開発を行っている。また、大学,核融合科学研究所が液体ブランケットなどの先進的なブランケット開発を担当し、開発を進めている。ITERのテストブランケットモジュール試験は、ブランケット開発の最重要マイルストンであり、原研,大学,核融合科学研究所により、種々の方式のブランケット開発が進められている。本報告では、以上の背景の下に日本において開発中のITERテストブランケット試験計画と戦略について報告する。
榎枝 幹男; 秦野 歳久; 土谷 邦彦; 落合 謙太郎; 河村 繕範; 林 君夫; 西谷 健夫; 西 正孝; 秋場 真人
Fusion Science and Technology, 47(4), p.1060 - 1067, 2005/05
被引用回数：5 パーセンタイル：35.07(Nuclear Science & Technology)原研は、1999年に核融合会議で策定されたブランケット開発計画において固体増殖ブランケット開発の中核期間と位置づけられた。この開発計画にしたがって、固体増殖ブランケットの要素技術開発を実施し大きな進展が得られた。今後、この要素技術開発の成果を基礎に、工学試験段階を開始するところである。本報告では、ブランケット開発のための要素技術開発で得られた重要な成果を報告する。
榎枝 幹男
JAERI-Conf 2004-012, 237 Pages, 2004/07
JAERI-Conf-2004-012.pdf:44.1MB
本報文集は、「IEA核融合炉工学に関する実施取り決め」に基づくセラミック増殖材ワークショップ及び日米核融合共同研究の一環として開催された「第11回セラミック増殖材ブランケット相互作用国際ワークショップ」の報文をまとめたものである。本ワークショップでは、欧州連合,ロシア,日本のセラミック増殖ブランケットの設計,HICU, EXOTIC-8, IVV-2Mによる照射試験の最新の成果,Li
TiO
等のトリチウム放出挙動のモデリング,LiTiOとLi
SiO微小球の製造技術開発と物性値研究,LiTiOとLiSiO微小球充填層の熱機械挙動測定とモデリングに関する研究,境界テーマとして、ブランケット筐体製作技術開発,核融合中性子によるブランケットモックアップの中性子工学実験,トリチウム回収システム開発、などについての研究開発の現状と今後の課題についての情報交換が行われた。
西谷 健夫; 落合 謙太郎; Klix, A.; Verzilov, Y. M.; 佐藤 聡; 山内 通則*; 中尾 誠*; 堀 順一; 榎枝 幹男
Proceedings of 20th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2003), p.454 - 457, 2003/10
14MeV中性子源FNSを用いた核融合原型炉の増殖ブランケット模擬体系積分実験を実施し、生成トリチウムに対する測定値と計算値の比較・検討を行った。模擬体系は濃縮チタン酸リチウム,ベリリウム(Be)及び低放射化フェライト鋼F82Hから構成された多層構造とした。体系内に設置したLiセラミックス・ペレット中のトリチウム量を液体シンチレーション計数法によって測定することによりトリチウムの生成率を求めた。本測定法の誤差は10%である。また、モンテカルロ中性子輸送計算コードMCNP-4Bと核データJENDL-3.2による計算値は実験値よりトリチウム増殖層平均で20%、Beに面する表面層で30
40%過大評価であり、Be中の低エネルギー中性子の輸送に問題があることを示唆する結果を得た。その主な原因としてBe中の不純物の影響とBe(n,2n)等の中性子断面積の誤差が考えられる。そこで、Be単体の体系にパルス状中性子を入射し、熱中性子の減衰時間から実効的な吸収断面積を評価した結果、核データから評価した断面積より30%大きくなっており、Be中の不純物の存在を示唆する結果が得られた。また、Beの中性子断面積に関しては、2つの中性子同時計数法を用いたBe(n,2n)反応断面積の測定を新たに実施している。
古作 泰雄; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 佐藤 聡; 佐藤 真一*; 大崎 敏雄*; 三木 信晴*; 秋場 真人
JAERI-Tech 2003-058, 69 Pages, 2003/06
JAERI-Tech-2003-058.pdf:5.86MB
ITERの増殖ブランケット設計は、中性子増倍材微小球充填層中にトリチウム増殖材微小球の管状充填層(BIT)を置く構造を採用している。設計は、遮蔽ブランケットと同一のモジュール支持構造と冷却マニフォールドを使用することを仮定したものである。本研究では、微小球充填層型増殖ブランケットに特有の設計課題である、トリチウム増殖性能核解析,トリチウム放出挙動解析,ペブル充填層を考慮した熱機械特性解析を実施し、設計が妥当であることを明らかにした。
関 昌弘; 山西 敏彦; 洲 亘; 西 正孝; 秦野 歳久; 秋場 真人; 竹内 浩; 中村 和幸; 杉本 昌義; 芝 清之; et al.
Fusion Science and Technology, 42(1), p.50 - 61, 2002/07
被引用回数：5 パーセンタイル：33.93(Nuclear Science & Technology)原研における核融合炉工学の長期的開発の進展状況を発表する。トリチウム取扱・処理システムにおいては、ITER及び原型炉に必要なシステムの構成要素機器の基盤技術開発が進み、統合システムの1ヶ月にわたる連続運転に成功した。DT炉内で使用された機器の表面からトリチウムを効果的に除去する方法として、波長193nmの紫外線レーザを用いる技術が開発された。ブランケットについてはITER用テスト・ブランケット・モジュール及び原型炉用先進的ブランケットの開発が進んだ。本ブランケットではトリチウム増倍材としてLiTiO,構造材料として低放射化鋼F82Hを用いている。F82H鋼については、50dpaの中性子照射と摂氏200度から500度の範囲における機械的強度が明らかとなった。さらに原型炉を目指した候補材料に100から200dpaでの中性子照射試験を行うため国際核融合材料照射施設(IFMIF)の研究開発が国際協力により進められた。
榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; et al.
JAERI-Tech 2001-078, 120 Pages, 2001/12
本報告書は、経済的競争力の強化と技術的な堅実さの維持を両立する原型炉ブランケットの概念構築を目的として行われた平成12年度の原型炉ブランケット設計会議での作業内容をとりまとめたものである。平成11年度の核融合会議戦略検討分科会の議論等から、原型炉の果たすべき使命に関して見直しがなされ、経済的な競合性を有する実用炉の原型であり、それと同じ材料と設計を使用して商業的に魅力ある動力炉の原型であるから、原型炉で、実用化に必要な技術はすべて開発し実証する、と結論付けられた。この見直しを受けて、過去数年にわたるプラズマ研究や炉工学技術開発の進展を勘案して、開発目標として再設定をし、原型炉としてA-SSTRで提案された超臨界水冷却方式の固体増殖ブランケットを目標とし、その概念検討を行った。本概念検討の結果、除熱,発電,燃料増殖,遮蔽などの基本的な性能に関して、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの実現可能性が示された。また、電磁力に関する検討,超臨界水による腐食防止に関する予備調査,トリチウム生成挙動と回収方式の検討,冷却発電システムの検討,モジュール製作性の検討,遠隔保守着脱機構,交換計画の検討などを行い、今後解決するべき検討課題を明らかにした。
高津 英幸; 河村 弘; 田中 知*
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.645 - 650, 1998/09
被引用回数：17 パーセンタイル：77.24(Nuclear Science & Technology)日本における固体増殖ブランケットの開発の現状に関するレビュー報告を招待論文として報告する。内容は、(1)原形炉用ブランケットの設計,(2)原形炉用ブランケットの開発計画,(3)材料開発の現状,(4)工学R&Dの現状,(5)大学における基礎研究の現状である。
中平 昌隆; 倉沢 利昌; 佐藤 聡; 古谷 一幸; 戸上 郁英*; 橋本 俊行*; 黒田 敏公*; 高津 英幸
JAERI-Tech 95-035, 20 Pages, 1995/07
水冷却およびヘリウム冷却ブランケットを対象として、ITER工学試験で使用する代表的テストモジュールの構造概念および設計パラメータの検討を行った。ここでは、BOT(Breeder Out of Tube)型のブランケットを例として示した。また、本テストモジュールのテストポートへの設置概念についても検討した。この際の炉本体との取り合いに関しては、上記と異なるブランケット概念に対しても本検討との大きな差異は生じない。関連系統としては、主として冷却系およびナトリウム回収系について検討した。試験結果の精度を維持するため、また他のポートに設置されるであろうテストモジュールとは冷却およびトリチウム回収条件が異なることが予想され、これらはそれぞれ独立設置されることが望ましく、ここでは各系統の機器構成および設置スペースについて示した。
O crystals奥野 健二; 工藤 博司
Journal of Nuclear Materials, 138, p.31 - 35, 1986/00
被引用回数：63 パーセンタイル：97.89(Materials Science, Multidisciplinary)中性子照射した酸化リチウム中に生成するトリチウムは、T
,T
およびT
状態で存在することが判明した。それらの初期存在量は、それぞれ、67-77%,23-31%および
2%であった。一方、酸化リチウム中の熱的にドープされたトリチウムの存在状態は、Tであった。このことから、中性子照射した酸化リチウムにおけるTの存在は、照射によって生成する結晶欠陥に起因するものと考えられる。中性子照射した酸化リチウムを570K以上に加熱すると、ほとんどすべてのTは、最終的にT状態へと変化した。このTからTへの変化過程において、
Li(n,
)T反応で生成する結晶欠陥であるF中心の消滅が重要な役割を果たしていることが明らかとなった。
古川 和男; 塚田 甲子男*; 中原 康明
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(1), p.79 - 81, 1981/00
被引用回数：25 パーセンタイル：95.11(Nuclear Science & Technology)今世紀末の核分裂性物質不足解消のために、
Th(もしくは劣化U)に高速陽子を当てる加速器増殖炉方式の利用が考えられる。これは苛酷度(1)照射損傷、(2)熱除去、(3)target物質のshufflingなどの困難を持つが、工学的実現性の高い最初の炉概念設計を提示することができた。これはtargetおよびblanketに一種類のTh(またはU)含有溶融弗化物を使用するもので、(a)中性子物理的計算結果は軽原子の影響が殆ど無視できる優れたものである。(b)上記三問題は心配ない。(c)spallation productsの化学処理も量が少なく大きな問題とはならない。(d)必要電力は充分自給できる。(e)構造極めて単純、未臨界系で化学的不活性物質であるから安全性高い。 大容量加速器(1GeV 300mA)の開発が完成すれば、現実化は容易であろう。
