J-PARCにおける加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発,4; 陽子ビーム技術とニュートロニクス

明午 伸一郎; 中野 敬太; 岩元 大樹

プラズマ・核融合学会誌, 98(5), p.216 - 221, 2022/05

加速器駆動核変換システム(ADS)の実現やJ-PARCで建設を進めているADSターゲット試験施設(TEF-T)の建設には、陽子ビーム取扱い技術の開発やGeV領域の陽子に対するニュートロニクス(中性子工学)の詳細な検討が必要となる。このためJ-PARCの核変換ディビジョンでは、J-PARC加速器施設などで研究を進めてきた。本稿ではこれらの内容に関して紹介する。

幌延深地層研究センターの地下施設における坑道安定性の長期モニタリング

青柳 和平; 櫻井 彰孝; 宮良 信勝; 杉田 裕

JAEA-Research 2020-004, 68 Pages, 2020/06

JAEA-Research-2020-004.pdf:6.4MB
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本報告書では、数km数kmにわたる広大な範囲で施工される高レベル放射性廃棄物の地層処分場の建設の視点で、数十年にわたり長期的かつ効率的に坑道安定性をモニタリングする技術の検証を目的として、幌延深地層研究センターに設置した支保工応力計および岩盤応力計のデータを分析した。具体的には、幌延深地層研究センターの水平坑道および立坑掘削時の力学的安定性のモニタリングのために設置した光ファイバー式および従来型の電気式の計測器のデータ取得可能期間(耐久性)を分析し、長期的な岩盤および支保工のモニタリングに適した手法について検討した。結果として、幌延のような坑道掘削による変形は大きいが湧水は少ない環境においては、岩盤変位の計測には光ファイバー式の変位計の設置が適しており、コンクリート中に埋設されるコンクリート応力計や鋼製支保工応力計といった計測器については、従来型の電気式のものでも長期的な耐久性が見込めることを示した。さらに、断層部を対象とした計測では、350m東周回坑道の計測断面において、吹付けコンクリートおよび鋼製支保工応力が、ひび割れ等の発生により耐久性が損なわれる状態に相当する使用限界と定義された基準値を超過していた。しかしながら、現時点ではクラック発生等の変状は認められなかったことから、定期的な目視点検等を実施すべきであると提案した。それ以外の計測断面については、断層部付近において一部注意を要する値を逸脱する計測値はあったものの、施工時に壁面の崩落が著しかった領域や、立坑と水平坑道の取り付け部付近では、坑道は安定した構造を保っていると判断した。

Analysis of the direction of plasma vertical movement during major disruptions in ITER

Lukash, V.*; 杉原 正芳; Gribov, Y.*; 藤枝 浩文*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 47(12), p.2077 - 2086, 2005/12

https://doi.org/10.1088/0741-3335/47/12/001

ITERのディスラプション時における垂直移動の方向を、幅広い条件のもとでDINAコードにより調べた。(1)電流減衰率,(2)熱クエンチに伴う内部インダクタンスの変化量,(3)初期の垂直位置の三つの要因が、移動方向を決定する主要因であることを示し、移動方向を規定するパラメータ領域を明らかにした。これにより装置中心から55cm上方に設定された現在の標準配位においては、電流減衰率が200kA/msより大きく、内部インダクタンスの変化量が0.2より小さい場合には上方に移動することがわかった。

稠密格子体系ロッド位置変位のX線CTによる測定と伝熱特性への影響(共同研究)

光武 徹*; 勝山 幸三*; 三澤 丈治; 永峯 剛*; 呉田 昌俊*; 松元 愼一郎*; 秋本 肇

JAERI-Tech 2005-034, 55 Pages, 2005/06

JAERI-Tech-2005-034.pdf:7.76MB

燃料棒と燃料棒の間隙が1mm程度の稠密格子体系では、わずかなロッド位置変位により伝熱特性に影響を及ぼす恐れがある。また、熱的限界出力を評価するサブチャンネル解析において、模擬燃料棒が設計位置からズレた場合の影響を定量的に確認しておくことは、実験解析の予測誤差原因を検討するうえで重要である。本研究では、低減速炉炉心模擬燃料集合体(7本バンドル)に対して、断面内の模擬燃料棒配置を実測し、その結果に基づいて各模擬燃料棒中心位置の変位と伝熱特性との関係について実験的に検討するとともに、サブチャンネル解析結果に及ぼすロッド位置変位の影響を評価した。X線CT装置による断面の可視化画像より、模擬燃料棒位置は設計位置から大きく変位していないことが確認できた。模擬燃料棒位置の変位は、最大0.5mm,平均は0.2mmであった。伝熱実験の結果、BT発生位置・時刻の観点から模擬燃料棒位置の変位の影響は小さかった。X線CT測定結果に基づく限界出力計算値(サブチャンネル解析)は、模擬燃料棒が設計位置にある結果よりも5%程度小さくなったが、過大評価の程度は約25%と依然大きかった。このことから、解析結果と実験結果との差異は、模擬燃料棒の変位(入力データの問題)だけでは説明はつかず、解析モデルの影響の大きいことがわかった。

ITER真空容器におけるき裂と水リーク量の相関並びにトカマク型核融合固有の安全性評価

中平 昌隆; 渋井 正直*

日本機械学会第9回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集,No.04-2, p.267 - 272, 2004/06

ITER真空容器はトリチウムと放射化ダストを内包する放射性安全上の物理障壁である。貫通き裂から水リークが発生し、生じた電磁力に対して真空容器が不安定破壊を起こさなければ、構造安全性が確保され、固有の安全性を証明できる。まず貫通き裂と水リークの解析モデルを構築し、実験的に検証した。本モデルによりITERの核融合反応を停止させる貫通き裂長さは、約2mmと算出し、不安定破壊を起こすき裂長さは約400mmと評価した。したがってプラズマ停止を起こす貫通き裂により真空容器が不安定破壊することはないと結論づけられ、核融合の固有の安全性を証明した。

Analysis of end-of-life performance for proton-irradiated triple-junction space solar cell

住田 泰史*; 今泉 充*; 松田 純夫*; 大島 武; 大井 暁彦; 神谷 富裕

Proceedings of 3rd World Conference on Photovoltaic Energy Conversion (WCPEC-3) (CD-ROM), 4 Pages, 2004/01

宇宙用太陽電池は宇宙放射線への暴露によって劣化するため、初期の変換効率だけでなく寿命末期での性能も重要である。今回は劣化予測法が確立していない3接合型宇宙用太陽電池について地上でのプロトン照射を行い、放射線照射試験に基づく従来の2種類の劣化予測法、すなわち相対損傷ドーズ法とはじき出し損傷ドーズ法の適用妥当性を検討した。3接合型太陽電池では、それぞれInGaP, GaAs, Geによる3つの接合層が直列に接続されている。相対損傷ドーズ法を適用した場合、プロトンの進入深さと電池の層構造を考慮に入れることで各層の電圧劣化から電池全体の開放電圧劣化挙動を説明できる一方で、短絡電流値と電力値については、予測値が大きな誤差を含むことが問題となった。分光感度の解析により各層の電流発生値を見積もった結果、劣化に伴って全体の電流を制限する接合層が初期のInGaP層からGaAs層に移る現象を明らかにし、単純なセル構造に対して開発された相対損傷ドーズ法は精密な電流値劣化予測には不向きであることを示した。はじき出し損傷ドーズ法による評価も、複雑な電流劣化挙動のため劣化予測値のばらつきが大きく、短絡電流値及び電力値の劣化には不適当であり、3接合型太陽電池に特化した劣化予測法の開発が必要であるとの結論を得た。

HTTR出力上昇試験における高温配管熱変形挙動の評価,1; 20MWまでの結果

塙 悟史; 小嶋 崇夫; 角田 淳弥; 橘 幸男

JAERI-Tech 2002-024, 46 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-024.pdf:3.29MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度が950であり、1次系の機器配管系は非常に高温になる。そのため、これら機器配管系の熱変位挙動を確認することは健全性確認の観点からも重要である。さらに、機器配管系の支持方法には、3次元の浮動支持方式を採用しているため、その熱変位挙動・特性を把握することは、3次元浮動支持方式の熱変位特性を知るうえでも重要である。HTTRの出力上昇試験(2)では、1次系高温配管の熱変形測定試験を実施した。本報は、その試験結果及び解析評価結果を示したものである。本試験により、支持構造物の抵抗力が効きの熱変位挙動に影響を与えることが明らかとなり、またその抵抗力を最適化することで実測熱変位挙動を再現できることを確認するとともに、定格運転時における機器健全性を確認した。

Experimental and analytical study on thermal displacement characteristics of cooling system applied to floating support unit

塙 悟史; 石原 正博; 橘 幸男; 小池上 一*

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.9 - 0, 2000/00

原子炉プラントにおける高温機器及び配管に対しては、機器の健全性確保の観点からも、発生する熱膨張を吸収する構造が重要である。高温工学試験研究炉(HTTR)は、1次冷却材温度が出口で最高950、原子炉入口でも395と高温であるため、主冷却機器の支持構造物にはコンスタントハンガ及びオイルスナバ等による浮動支持方式が採用されている。HTTRの出力上昇に先立ち、この浮動支持方式による高温機器の熱変位特性を調べるため、非核熱による実機を用いた特性試験を実施した。同時に解析的評価を実施し、試験結果との比較検討を行った。本報告では、特性試験の結果及び解析結果、並びに浮動支持方式を採用した冷却機器の熱変位特性について述べる。

Development of displacement cross section set for evaluating radiation damage by neutron irradiation in materials used for fusion reactors

真木 紘一*; 佐藤 聡; 川崎 弘光*

JAERI-Data/Code 97-002, 76 Pages, 1997/02

JAERI-Data-Code-97-002.pdf:2.15MB

照射損傷の代表的指標である弾き出し損傷評価に必要な弾き出し断面積セットを、反応のカイネマティクスを用いて算出した。弾き出し断面積セットに内蔵した核種とエネルギー群構造を核融合炉核計算用群定数セットFUSION-J3と同一とし、それぞれ、40核種、125群と42群の二つのセットを作成した。そのセットを用いて、国際熱核融合実験炉ITERを対象に第一壁中性子フルエンス1MWa/mに対して、SS316と銅の弾き出し損傷を算出した結果、それぞれ10dpa、13dpaが得られ、過去に特定材料として評価された結果とほぼ一致している。以上より、運転中の中性子束の計算結果をベースに、弾き出し損傷まで通して評価できる核融合核計算システムを構築した。

Amorphization of graphite under ion or electron irradiation

阿部 弘亨; 楢本 洋; 木下 智見*

Mater. Res. Soc. Symp. Proc., Vol. 373, 0, p.383 - 388, 1995/00

高崎研イオン照射研究施設内の加速器結合型電子顕微鏡を用いた、グラファイトの照射誘起非晶質化過程に関する研究。電子照射誘起非晶質化の臨界線量の温度依存性、電子線束密度依存性に関する実験より、非晶質化が原子のはじき出しによる空孔の蓄積に因ることが判った。さらに臨界線量の電子エネルギー依存性から室温での原子のはじき出ししきいエネルギーを27eVと評価した。また100Cでのしきいエネルギーは28eVであった。イオン照射誘起非晶質化に必要な損傷量を、200~600keVのHe、Ar、Arイオンについてさらに求めた。本実験範囲内では損傷量は約0.2dpaであり、照射条件には依存しなかった。これよりエネルギー密度10~10eV/atomの範囲内では、カスケード損傷内部での熱スパイク効果が非晶質化に影響しないことが判った。