核融合発電実証プラントに向けた炉工学研究開発の展開

核融合工学部

JAERI-Review 2005-011, 139 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-011.pdf:11.95MB

我が国の核融合工学研究開発は原子力委員会策定の「第三段階核融合研究開発本計画」に基づき、国際熱核融合実験炉(ITER)に必要な主要構成機器の開発・高性能化を図ること、及び核融合炉開発に必要な炉工学技術の基盤を構築すること、の2項目の実現を目標とする。原研は、これらにかかわる研究開発の中心的機関として、ITER工学技術開発及び建設・運転に向けた研究開発,ITERでの工学試験及び発電実証プラントに向けた研究開発、及び核融合工学基盤研究を実施している。本報告は、ITERでの工学試験及び発電実証プラントに向けた研究開発の現状と今後の展開を、核融合工学基盤研究を含めて取り纏めるものであり、これまでの核融合炉工学研究開発の進捗をレビューするとともに、発電実証プラントに向けた研究開発中核である発電ブランケット開発,材料開発,IFMIF計画について、その計画目標,技術課題及び研究開発計画について述べる。また各種炉工学機器の高度化及び核融合基盤研究に関する展開を紹介する。

Initial results of neutronics experiments for evaluation of tritium production rate in solid breeding blanket

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3040%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。

Design and techniques for fusion blanket neutronics experiments using an accelerator-based deuterium-tritium neutron source

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Technology, 28(1), p.56 - 73, 1995/08

加速器型14MeV中性子源を用いた工学指向の中性子工学実験体系の考え方を述べる。原研と米国エネルギー省との協力計画で行ったこの実験は幾何学的及び物質的な配置についての考察に基づいて計画した。これらの実験体系の核特性を核融合炉モデルのものと比較し、これらの実験体系とその材料の製作法について述べた。また、これらの実験のためにトリチウム生成率などの核パラメータを測定する種々の技術が開発または導入されたが、これらについて実験誤差などの特徴をお互いに比較検討した。

Summary of experiments and analyses from the JAERI/USDOE collaborative program on fusion blanket neutronics

前川 洋; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 28, p.479 - 491, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00250-B

原研/米国エネルギー省の協力研究「核融合炉ブランケット中性子工学」は1993年10月に終了した。約10年間続いた研究は3つに分かれており、Phase-Iでは工学指向のベンチマーク実験と測定技術の開発を行った。Phase-IIでは、反射成分を模擬するため、中性子源を取り囲んだ閉鎖形状で実験を行い、酸化リチウムブランケットのトリチウム増殖性能やBeの中性子増倍効果等のデータを得た。Phase-IIIでは、トーラス形状の実際の炉をできるだけ模擬するため、模擬線状線源を開発するとともに、円環状の模擬ブランケットを用いて実験した。1988年からは本計画に、誘導放射能及び核発熱に関するベンチマーク実験が追加された。設計者に安全係数等の設計指針を与えるため、実験及び解析結果を総合的に評価する方法を開発し、安全係数と信頼度の関係を示した。

Hydrogen formation in metals and alloys during fusion reactor operation

S.Zimin*; 高津 英幸; 森 清治*

JAERI-Tech 94-013, 20 Pages, 1994/08

JAERI-Tech-94-013.pdf:0.52MB

核データセットJENDLのガス生成断面積ファイルを用いて、核融合炉の運転に伴う構造材料中での水素生成量を評価した。対象とした構造材料及び構成元素は、V、Cr、Fe、Ni、Mo、Ti添加改良オーステナイト鋼、フェライト鋼、及びV合金である。SS-水で構成される遮蔽ブランケットを対象として、上記材料を第一壁及びブランケット構造材料に用いた場合の水素生成量を調べた。V、Cr、Fe、Ni及びMoを有する第一壁においては、水素生成量がヘリウム生成量の3~8倍も大きいことが分かった。

核融合ブランケットの中性子工学に関する日米共同実験

大山 幸夫

NCCニュース, 0(18), p.17 - 23, 1994/00

ブランケット内での中性子核反応を用いたトリチウム燃料の増殖再生はDT燃料を用いる核融合炉概念においてはその成立性に関わる重要課題である。工学的な設計においては核データ、計算手法、構造のモデル化などの問題が相乗的に関わっており、トリチウム増殖率等の炉パラメータの設計余裕度を設定するために計算精度を実験的に確認する必要がある。このため、日米協力としてFNSを用いて、中性子工学実験を1993年まで約10年間にわたって実施した。この中で核的シミュレーションによる工学実験技術及び測定法に進展をもたらし、設計手法の依存性を含めた核設計計算の安全余裕度の評価へと成果を得ることができた。本稿ではこの協力研究の成果を概説する。

Phase IIC experiments of the JAERI/USDOE collaborative program on fusion blanket neutronics; Experiments and analysis of the heterogeneous fusion blankets, Volume I: Experimental results

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 山口 誠哉*; 津田 孝一*; 前川 洋; 中村 知夫*; 小迫 和明*; 中川 正幸; 森 貴正; et al.

JAERI-M 92-182, 151 Pages, 1992/12

JAERI-M-92-182.pdf:4.31MB

原研と米国エネルギー省との間の協定に基づく核融合ブランケット中性子工学に関する協力計画のフェイズIICの実験として2種類の非均質ブランケットについて中性子工学実験を実施した。実験配置はフェイズIIA実験と同様に中性子源を炭酸リチウムの包囲層で囲んだ閉鎖体系を用いた。選択した非均質体系はベリリウム多層体系と水冷却チャネルを含む体系である。前者はベリリウムと酸化リチウム層を交互に重ねた体系で、後者は酸化リチウム内に三つの冷却チャンネルを設けた体系である。これらの体系は中性子束の急激な変化を物質境界で発生し、そこでの計算精度と測定手法がこの実験の主要点である。測定はこれまでの実験と同様トリチウム生成率等の核パラメータに対して行われた。本報告書では核融合炉核設計の計算手法と核データの試験のためのベンチマークデータとして用いるに充分な実験の詳細と結果を述べる。

Phase III experimental results of JAERI/USDOE collaborative program on fusion neutronics

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 洋; 前川 藤夫; 小迫 和明*; 中村 知夫; A.Kumar*; M.Z.Youssef*; M.A.Abdou*; et al.

Fusion Engineering and Design, 18, p.203 - 208, 1991/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(91)90128-D

トカマク型核融合炉の中性子工学研究において、ブランケットに入射するプラズマからの中性子を模擬するため線状線源が必要であった。このため、実験体系を固定したDT中性子源に対して往復運動させることによる疑似線状線源と円筒型実験体系を用いた実験システムを開発し実験を行なった。実験は酸化リチウムと炭酸リチウムの2層からなる軸対称長軸体系と内側にグラファイト保護材をつけたアーマー体系について行い、各々トリチウム生成率、スペクトル、放射化反応率、ガンマ線発熱率などの測定を行なった。実験結果は、本システムによって良好な線状線源場が実現でき、更に本システム用に開発した測定の効率化を測るスイープ型高電圧印加による反跳陽子カウンターや、多検出器同時測定システムも期待どおりの性能を示した。

核融合炉増殖ブランケット試験体の核特性に関する予備解析; JMTR/OWL-2試験

島川 聡司; 河村 弘; 永岡 芳春; 斎藤 実

JAERI-M 87-036, 51 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-036.pdf:1.18MB

本報告書は、材料試験炉(JMTR)の水ル-プOWL-2で照射される核融合炉増殖ブランケット試験体について、SRACコ-ドシステムを用いて行なった予備核計算結果を記したものである。増殖ブランケット試験体の照射は、核融合炉増殖ブランケットの設計の為の工学的デ-タを得るために計画されている。増殖ブランケット試験体には、LiOが充填されており、その充填部の寸法は、直径96.3mm,長さ500mmである。本核計算により得た主な結果を以下に示す。1)トリチウム生成速度は約39Ci/dayである。2)トリチウム生成について、熱外中性子の全中性子に対する寄与率は約35%である。3)LiOの充填率が20%以上の場合、トリチウム生成速度はほぼ一定となる。

二次元中性子輸送コードBERMUDA-2DN

鈴木 友雄; 長谷川 明; 森 敏実; 伊勢 武治

JAERI-M 82-190, 52 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-190.pdf:1.7MB

核融合ブランケットの中性子工学実験の解析、核融合炉を含めた一般の原子炉施設等の高精度の遮蔽計算を行うコードシステムを開発するため、1980年度に完成した一次元中性子輸送コードPALLS-TSを基に、円柱体系用の二次元中性子輸送コードBERMUDA-2DNを作成した。散乱の非等方性の取扱いにP展開法を用いず、中性子束の空間・角度分布の計算には直接積分モデルと通常の多群モデルを結合した手法で輸送方式を解いた。散乱の方位角の変分の計算では、単位球面上の各角度領域の経線による境目も考慮した。中性子束の計算では点線源からの直達線と、それによる散乱源とを分離して取扱い精度を向上させた。FNSを用いた酸化リチウム平板体系からのD-T中性子の角度依存漏洩スペクトルの測定値との比較により精度の検証を行い良い一致を得た。本報告書では計算法の概要とテスト計算の結果、およびコードの使用法について述べている。