部門設立30周年記念出版Vol.3; ナトリウム冷却高速炉の開発; 「常陽」「もんじゅ」から実証炉へ

大野 修司; 前田 誠一郎

第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 3 Pages, 2023/09

The book, JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation Vol.3 Sodium-cooled Fast Reactor, was published. The book is a collection of the past experience of design, construction, and operation of the experimental reactor "Joyo" and the prototype reactor "Monju", the latest knowledge including related research and development activities and technology for SFR designs, and the future prospects of SFR development in Japan, looking back the history of development of fast reactors started in the early 1960s. The development of sodium-cooled fast reactor in Japan, which contributes to energy security and high-level waste reduction, is reaching to the stage where demonstration reactor will be deployed based on the experience of "Joyo" and "Monju" design, construction and operation. The present report introduces outlines of experiences, results and activities accumulated through these reactors and R&Ds for demonstration reactor.

Current status of the next generation fast reactor core & fuel design and related R&Ds in Japan

前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。

地層処分実規模設備運営等事業における工学技術に関する研究; 平成26年度成果報告(共同研究)

小林 正人*; 齋藤 雅彦*; 岩谷 隆文*; 中山 雅; 棚井 憲治; 藤田 朝雄; 朝野 英一*

JAEA-Research 2015-018, 14 Pages, 2015/12

JAEA-Research-2015-018.pdf:5.43MB

原子力機構と原子力環境整備促進・資金管理センター(原環センター)は、地層処分研究ならびに技術開発を進めている。原子力機構は、北海道幌延町において幌延深地層研究計画を進めており、地層科学研究および地層処分研究開発を実施している。一方、国は深地層の研究施設等を活用して、国民全般の高レベル放射性廃棄物地層処分への理解促進を目的として、実規模・実物を基本とするが、実際の放射性廃棄物は使用せずに、地層処分概念とその工学的な実現性や人工バリアの長期挙動までを実感・体感できる設備の整備等を行う「地層処分実規模設備整備事業」を平成20年度から公募事業として進めており、平成26年度は事業名称を「地層処分実規模設備運営等事業」に変更した。原子力機構と原環センターは、原環センターが受注した「地層処分実規模設備運営等事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するために、共同研究契約「地層処分実規模設備運営等事業における工学技術に関する研究」を締結した。なお、本共同研究は幌延深地層研究計画のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施する。本報告は、本共同研究における平成26年度の成果について取りまとめたものである。

地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究; 平成25年度成果報告(共同研究)

藤田 朝雄; 棚井 憲治; 中山 雅; 澤田 純之*; 朝野 英一*; 齋藤 雅彦*; 吉野 修*; 小林 正人*

JAEA-Research 2014-031, 44 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-031.pdf:16.11MB

原子力機構と、原環センターは、原環センターが受注した「地層処分実規模設備整備事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するために、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」に関して、共同研究契約を締結した。本共同研究は、「地層処分実規模設備整備事業」における設備整備のための工学技術に関する研究(調査、設計、製作、解析等)を共同で実施するものである。なお、本共同研究は深地層研究所(仮称)計画(平成10年10月、核燃料サイクル開発機構)に含まれる地層処分研究開発のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施されている。本報告は、上記の共同研究契約に関わる平成25年度の成果についてまとめたものである。具体的成果としては、平成20年度に策定した全体計画に基づき、緩衝材定置試験設備や、実物大の緩衝材及びオーバーパック(模擬)の展示を継続するとともに、緩衝材定置(実証)試験を実施した。また、緩衝材の浸潤試験を継続した。

直線型プラズマ生成装置の現状とDEMOのダイバータ設計における課題

坂本 瑞樹*; 大野 哲靖*; 朝倉 伸幸; 星野 一生

プラズマ・核融合学会誌, 90(8), p.473 - 479, 2014/08

https://cir.nii.ac.jp/crid/1570291227933220224

国際熱核融合実験炉ITERの建設が進む中、近年、原型炉(DEMO)に関する課題が活発に議論され、国内では文部科学省の原子力科学技術委員会核融合研究作業部会の下に「核融合原型炉開発のための技術基盤構築の中核的役割を担うチーム(合同コアチーム)」が作られ、IAEAではDEMO Programme Workshopが開催されている。このような背景の中で、直線型プラズマ生成装置の果たす役割とDEMOにおけるダイバータ設計の課題を議論する。直線型プラズマ生成装置の研究状況についての説明、トカマクDEMOでのダイバータの役割と熱粒子制御における課題の説明、現状のDEMO概念とダイバータ検討の概要、DEMO設計で重要な役割を果たすダイバータシミュレーションとモデリングの開発課題について解説する。

Design study of a neutral beam injector for fusion DEMO plant at JAERI

井上 多加志; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 西尾 敏; 坂本 慶司; 佐藤 正泰; 谷口 正樹; 飛田 健次; 渡邊 和弘; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1291 - 1297, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.074

核融合発電実証プラント用中性粒子入射装置(NBI)について、発電実証炉で要求される性能を議論し、その実現への技術課題を検討した。大型プラズマの加熱・電流駆動を担う発電実証プラントのNBIは、これまで以上の高効率,高エネルギー,高信頼性・長寿命化が要求される。加速器には、高効率・高エネルギーの点から、静電加速方式の選択が現実的である。放射線環境での運転を考慮すると真空絶縁が不可欠であり、その設計ガイドラインから、ビームエネルギー1.52MeVが可能であることを示した。負イオン源の信頼性向上,長寿命化ためには、従来の大電流・高電流密度負イオン生成技術に立脚した、フィラメントレス・セシウムフリー負イオン源の開発が必要である。さらに、NBIシステムの効率を決める中性化方式については、従来のガス中性化(効率60%)では要求性能を満足し得ず、中性化効率80%以上のプラズマ中性化等が必要となる。最近、高効率・連続運転の可能な高出力半導体レーザーが製品化されており、これを用いて中性化効率90%以上を実現するレーザー中性化セルの概念を提案する。

Design study of superconducting coils for the fusion DEMO plant at JAERI

礒野 高明; 小泉 徳潔; 奥野 清; 栗原 良一; 西尾 敏; 飛田 健次

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1257 - 1261, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.078

ITER工学設計活動において13Tを発生できる大型超伝導コイルが開発された。しかし、より経済競争力を持つ核融合発電システムを実現するためには、より高磁場が要求されている。原研で概念検討が行われている発電実証プラントには、大きさはITERと変わらないが、16から20Tの磁場を発生できるトロイダル磁場(TF)コイルが要求されている。この磁場を実現させるには、先進的超伝導材料であるNbAlや高温超伝導材(HTS)を使用することが考えられている。HTSについては、4K, 20Tにおいて十分な性能があり、銀シース型Bi-2212を用いた強制冷凍導体を提案し、必要な構成比を算出した。しかし、酸素中における精度の高い熱処理方法など、技術的な課題は多い。一方、NbAlについては、大型コイルは原研において開発されており、16Tを発生させる技術は開発されている。さらに、巻線部をグレーディングすることで、17Tの発生可能性を検討した。

Analytical results of coolant flow reduction test in the HTTR

高松 邦吉; 中川 繁昭; 伊与久 達夫

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-11) (CD-ROM), 12 Pages, 2005/10

高温工学試験研究炉(HTTR)では、安全性実証試験として循環機停止試験を実施しており、冷却材流量低下事象に対して原子炉を緊急に停止させなくても、原子炉出力は安定状態に落ち着き、炉内温度の過渡変化が非常に緩慢であるという高温ガス炉の固有の安全性を実証している。本研究では、循環機停止試験の試験データを用いて、動特性解析SIRIUSコードの検証を行った。SIRIUSコードは、原子炉圧力容器表面からの放熱による原子炉残留熱挙動を解析でき、1点炉近似動特性を考慮した原子炉出力の変化や原子炉圧力容器内の温度分布を求めることができる。検証の結果、解析結果は試験データを再現していることが明らかとなり、SIRIUSコードによる炉心動特性解析は妥当であることを確認できた。

TAC/BLOOSTコードの検証(受託研究)

高松 邦吉; 中川 繁昭

JAERI-Data/Code 2005-003, 31 Pages, 2005/06

JAERI-Data-Code-2005-003.pdf:4.83MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、安全性実証試験として循環機停止試験を実施しており、冷却材流量低下事象に対して原子炉を緊急に停止させなくても、原子炉出力は安定状態に落ち着き、炉内温度の過渡変化が非常に緩慢であるという高温ガス炉の固有の安全性を実証している。本研究では、循環機停止試験の試験データを用いて、動特性解析コードTAC/BLOOSTコードの検証を行った。TAC/BLOOSTコードは、原子炉圧力容器表面からの放熱による原子炉残留熱挙動を解析でき、1点炉近似動特性を考慮した原子炉出力の変化や原子炉圧力容器内の温度分布を求めることができる。検証の結果、解析結果は試験データを再現していることが明らかとなり、TAC/BLOOSTコードによる炉心動特性解析は妥当であることを確認できた。

Development of advanced NbAl superconductors for a fusion demo plant

小泉 徳潔; 竹内 孝夫*; 奥野 清

Nuclear Fusion, 45(6), p.431 - 438, 2005/06

https://doi.org/10.1088/0029-5515/45/6/004

原研では、約750Cで熱処理を行えるNbAl導体を開発した。しかし、NbAl本来の性能を発揮し、約16Tの高磁場を発生するためには、約1900Cの高温で熱処理を行う必要がある。他方、約1900Cでの熱処理を行った場合、核融合炉用超伝導導体で従来採用している安定化銅を内部に含有するNbAl線を使用することができなくなる。そこで、約1900Cの高温で一次熱処理を行った後に、NbAl線の外部に銅線を配置し、これにより安定化する構造を考案した。従来、このような外部安定化の構造では、常伝導転移時の銅線への電流転流に時間を要し、安定化が困難であると予想されていた。そこで、電流転流挙動と熱的挙動を数値的に解くコードを開発し、NbAl導体の外部安定化の可否について定量的に評価した。その結果、NbAl線と銅線の熱的,電気的接触を良好に保つことで、外部安定化が可能なことを示した。これにより、高性能NbAl導体を使用したより効率の高い発電実証プラントへの可能性の道を開いた。