Recent progress of laser stripping POP demonstration study at J-PARC RCS

Saha, P. K.; 原田 寛之; 米田 仁紀*; 道根 百合奈*; 渕 葵*; 佐藤 篤*; 柴田 崇統*; 金正 倫計

Proceedings of 18th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.656 - 660, 2021/10

https://www.pasj.jp/web_publish/pasj2021/proceedings/PDF/WEP0/WEP020.pdf

We have significant progress on the preparation of POP (proof-of-principle) demonstration of 400 MeV H stripping to proton by using only lasers at J-PARC RCS. The motivation of this research is to establish H charge-exchange injection by using lasers instead of a stripper foil conventionally used at present. A short foil lifetime and residual radiation caused by the foil scattering beam loss are extremely serious issues, especially at high-intensity operation. The R&D of the laser system is in good progress through experimental studies for 3 MeV H beam at present. We developed a multi-reflection laser cavity system to reduce the seed laser power, which was also successfully tested for 3 MeV H beam neutralization in July, 2021. Further development of the whole laser system is continued to start the POP demonstration study in 2022.

Preliminary analysis of sodium experimental apparatus PLANDTL-2 for development of evaluation method for thermal-hydraulics in reactor vessel of sodium fast reactor under decay heat removal system operation condition

小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00546_1 - 19-00546_11, 2020/06

https://doi.org/10.1299/mej.19-00546

ナトリウム冷却式高速炉において、作動時にポンプ等の電源を必要としない受動的な完全自然循環方式の崩壊熱除去系の採用が有力な手法として検討されている。この崩壊熱除去系が通常運転時のみならず事故時において作動した際の炉内および炉心部の熱流動挙動を把握し、冷却性を評価する必要がある。本論文では、そのような複雑な熱流動現象が起こる場合において、炉心内および浸漬型冷却器(DHX)の解析モデルを適切に設定するためにナトリウム試験装置PLANDTL-2を対象に数値シミュレーションを行った。解析結果より、PLANDTL-2における注目すべき熱流動現象について抽出し、モデルの妥当性などを検討した。

Development of two-mirror multi-pass laser system to reduce laser power for laser stripping injection at J-PARC 3-GeV RCS

Saha, P. K.; 原田 寛之; 金正 倫計; 佐藤 篤*; 米田 仁紀*; 道根 百合奈*

Proceedings of 16th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.841 - 845, 2019/07

https://www.pasj.jp/web_publish/pasj2019/proceedings/index.html

In the 3-GeV RCS of J-PARC, a laser stripping of 400 MeV H (negative hydrogen) to proton for charge-exchange injection (CEI) is under studied. The aim is to overcome the issues and limitations associated with a stripper foil used for that purpose. To reduce the laser power, which is one of the main issues with laser stripping, we consider a two mirror multi-pass laser system for multiple interactions of the H beam with reflected laser light. The seed laser energy can be significantly reduced, which is almost inversely proportional number of interactions. At present we are developing such a cavity with Nd:YAG laser for H neutralization to H, which will be first tested for 3 MeV H beam at J-PARC RFQ test facility. Once the system is developed for the 3-MeV H, it can be easily applied for the 400 MeV H stripping. The development status of the laser system and details of experimental strategies are presented.

Preliminary analysis of sodium experimental apparatus PLANDTL-2 for development of evaluation method for thermal hydraulics in reactor vessel of sodium fast reactor under decay heat removal system operation condition

小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

https://doi.org/10.1299/jsmeicone.2019.27.2318

ポンプなどの動力に頼らない自然循環方式崩壊熱除去システムは、ナトリウム冷却高速炉の安全性向上に効果的であると認識されている。本論文では、浸漬型冷却器(DHX)やラッパー管のギャップも含めた炉心内の熱流動挙動を評価できる数値解析手法を確立するために、DHXと炉上部プレナムを模したPLANDTL-2におけるナトリウム試験の予備解析を行い、解析モデルの妥当性について述べた。

遠心抽出器によるTDdDGA溶媒系での向流多段抽出/逆抽出試験

木部 智; 藤咲 和彦*; 安倍 弘; 坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行; 鈴木 英哉; 津幡 靖宏; 松村 達郎

JAEA-Research 2015-021, 40 Pages, 2016/02

JAEA-Research-2015-021.pdf:2.3MB

PUREXプロセスの抽出ラフィネートからMAを回収するプロセス開発の一環として、抽出剤にTDdDGAを用いたフローシートの開発を進めている。これまでに、小型ミキサセトラを用いたMA回収試験を実施し、各元素の抽出・逆抽出挙動を評価しているが、油水間の不十分な相分離に起因するものと考えられる各元素の回収率の低下等の問題が確認されている。そのため本試験では次世代センターと基礎工センターの連携の下、油水間の相分離性に優れる遠心抽出器を用いて、模擬ラフィネートを対象とした向流多段抽出/逆抽出試験を実施し、各元素の抽出・逆抽出挙動を評価するとともに、ミキサセトラを用いた際の同挙動との違いについて、比較・検討した。本試験を通して、エントレイメントやオーバーフロー等の異常は認められず、相分離性も良好であった。MAと同様の挙動を示す希土類元素では、ミキサセトラを用いた際と同等の抽出挙動が得られ、相分離性の違いにもとづく影響は認められなかった。逆抽出効率は若干低下する傾向が認められたが、これは遠心抽出器特有の二相混合時間の短縮が一因として示唆される。

The Roles of plasma rotation and toroidal field ripple on the H-mode pedestal structure in JT-60U

浦野 創; 神谷 健作; 小出 芳彦; 滝塚 知典; 大山 直幸; 鎌田 裕; JT-60チーム

Plasma Physics and Controlled Fusion, 48(5A), p.A193 - A199, 2006/05

https://doi.org/10.1088/0741-3335/48/5A/S18

JT-60Uにおいて、異なるトロイダル磁場リップルで、トロイダル運動量入力を変化させたパワースキャンを行い、Hモードのペデスタル構造の特性を調べた。ペデスタル圧力は高速イオンの損失パワーの減少とともに増大することがわかった。一方で、トロイダル回転によって、ペデスタル圧力は大きく変化しなかった。しかしながら、リップル損失の少ないHモードプラズマでもプラズマ電流に対して順方向のトロイダル回転が大きいほど、高エネルギー閉じ込めが得られることがわかった。

低アスペクト比トカマク炉のアルファ粒子閉じ込め

谷 啓二; 飛田 健次; 西尾 敏; 飯尾 俊二*; 筒井 広明*; 青木 尊之*

プラズマ・核融合学会誌, 80(11), p.931 - 934, 2004/11

https://doi.org/10.1585/jspf.80.931

軌道追跡モンテカルロコードを用いて、低アスペクト比トカマク炉(VECTOR)における核融合反応生成アルファ粒子のリップル損失を解析した。VECTOR中ではアルファ粒子はよく閉じ込められることがわかった。低アスペクト比トカマク中では、リップル損失のトロイダル磁場コイル数の依存性は非常に弱い。トロイダル角方向の損失粒子による第一壁熱負荷のピーキングファクタ2を仮定すると、プラズマ外側端のリップル値としては、第一壁に冷却機構が有る場合と無い場合で、1.5%と1.0%程度がそれぞれ許容されることがわかった。両者の場合において、トロイダル磁場コイル数としては4程度まで削減できることがわかった。

FEMAG/OFMCコードを使用したフェライト鋼によるリップル補正磁場中の高速イオン損失計算

浦田 一宏*; 篠原 孝司; 鈴木 正信*; 鎌田 功*

JAERI-Data/Code 2004-007, 45 Pages, 2004/03

JAERI-Data-Code-2004-007.pdf:5.63MB

トカマク型核融合装置では、離散的トロイダル磁場コイル(TFC)のつくるトロイダル磁場にリップルが存在して高速イオンの損失を招き、真空容器の損傷につながる。近年、強磁性体を用いてリップル損失を低減する手法が提案され、低放射化,高熱伝導率特性を併せ持った低放射化フェライト鋼の核融合炉への導入が検討されている。しかし実際の装置では、他機器との干渉のため、リップル低減に効果的なトロイダル対称性を持ったフェライトの設置が困難となる場合がある。また損失境界である第一壁形状がトロイダル対称性を持たない場合がある。このような理由から実機に即したリップル補正磁場中の高速イオン損失計算を行うためには、トロイダル非対称性を取り扱えることが望ましい。そこで、フェライト鋼によるリップル補正磁場を計算するFEMAG(FErrite generating MAGnetic field)コードの開発を進め、トロイダル非対称の場合でも全トーラス磁場の計算を高速で行えるようにした。さらにこの磁場データを基礎として、高速イオン損失を計算する軌道追跡モンテカルロコードOFMC(Orbit Following Monte Carlo)をトロイダル非対称性が取り扱えるように改良した。FEMAG/OFMCコードの使用方法,JFT-2M装置による実験結果の解析評価とトカマク国内重点化装置の設計検討への適用について報告する。

JT-60U第一壁におけるトリチウム分布

正木 圭; 杉山 一慶*; 田辺 哲朗*; 後藤 純孝*; 飛田 健次; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 児玉 幸三; 新井 貴; 宮 直之

日本原子力学会和文論文誌, 2(2), p.130 - 139, 2003/06

https://doi.org/10.3327/taesj2002.2.130

JT-60UのW型ダイバータ及び第一壁タイル内に残留したトリチウムをイメージングプレート法及び燃焼法により測定した。両者の測定結果は良い一致を示し、ドーム頂部で最もトリチウム濃度が高く、運転時の表面温度が高いダイバ-タ部では低い値を示した。タイル表面の堆積層の厚さを、走査型電子顕微鏡による断面観察により測定した結果、トリチウム分布と堆積層との相関は認められなかった。DD反応で生成される高エネルギートリトンの軌道損失を、軌道追跡モンテカルロコードで計算した結果、計算結果とイメージングプレート法及び燃焼法によるトリチウム分布の測定結果はよく一致した。また、計算結果と燃焼法測定結果との比較から、ダイバータターゲットタイルに取込まれたトリチウムは、タイル表面の温度上昇により放出されたことがわかった。これらのことから、JT-60Uのダイバ-タ及び第一壁タイルのトリチウム分布は、DD反応で生成される高エネルギートリトンのトロイダル磁場リップルによる損失を反映し、生成時のエネルギーが損失されずに壁に深く入射されていることがわかった。さらに、ダイバ-タタ-ゲットにおいては、タイル表面温度上昇の影響を受け、トリチウムが放出されていることがわかった。

フェライト磁場計算コードFEMAGの開発

浦田 一宏*

JAERI-Data/Code 2003-005, 36 Pages, 2003/03

JAERI-Data-Code-2003-005.pdf:2.96MB

将来の核融合装置の設計において、低放射化フェライト鋼をプラズマ対向材料、及びリップル低減デバイスとして使用することを計画している場合、プラズマに対する誤差磁場評価、及びリップル低減検討を行うために、フェライト磁場の計算が必要となる。しかし、フェライト鋼磁気特性(B-Hカーブ)の非線形性から収束計算が不可欠となるため、設計ツールとして要求される計算の高速実行は難しくなる。トカマク装置の特徴である強いトロイダル磁場中ではフェライトが磁気飽和することから、磁場源である磁荷分布を一意的に決定することができる。さらに実際に使用するフェライト板形状は薄板に限られ、またその薄板の配置がトロイダル磁場に沿うことからも、計算の高速化を図ることが可能となる。以上のようなトカマク装置特有の状況を活用することにより、高速なフェライト磁場計算コード「FEMAG」を開発した。本報告書は、「FEMAG」コードの定式化,「FEMAG」コードの使用法、及び「FEMAG」コードの妥当性検討(3次元有限要素法コードとの比較、及びJFT-2M装置における磁場実測値との比較による)を詳述したものである。計算実行例として、現在原研で計画を進めているJT-60改修装置設計における各種検討結果を示した。