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論文

Study on operation scenario of tritium production for a fusion reactor using a high temperature gas-cooled reactor

川本 靖子*; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 後藤 実; 中川 繁昭

Fusion Science and Technology, 68(2), p.397 - 401, 2015/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.03(Nuclear Science & Technology)

核融合炉を起動するためには、外部装置からの十分な量のトリチウムの供給が必要である。ここでは核融合炉へのトリチウムの供給方法について検討する。トリチウム製造装置として高温ガス炉の適用を提案してきた。これまでは、燃料を定期的に交換するブロック型の高温ガス炉を対象として解析評価を実施してきた。ぺブルベッド型の高温ガス炉では、燃料交換に伴う時間のロスがない運転が可能であることから、両者を対象としてトリチウム製造量を比較した。トリチウム製造量を計算するにあたっては、連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを使用した。計算の結果、連続運転が可能なぺブルベッド型の高温ガス炉によるトリチウム製造量は、燃料を定期的に交換するブロック型の高温ガス炉によるトリチウム製造量とほとんど同じであることを示した。また、トリチウム製造装置としてのぺブルベッド型の高温ガス炉の課題について議論する。

論文

Development of simple method to incorporate out-of-core cooling effect on thorium conversion in multi-pass fueled reactor and investigation on characteristics of the effect

深谷 裕司

Annals of Nuclear Energy, 81, p.301 - 305, 2015/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.03(Nuclear Science & Technology)

多重燃料装荷炉心におけるトリウム転換に対する炉外冷却効果を考慮するための簡易手法と炉外冷却効果の特性の研究を行った。溶融塩増殖炉やぺブルベット高温ガス炉のような多重燃料装荷炉心では、燃料は炉内を移動し炉外へ排出される。炉外滞在時には核種の減衰が起こるため、その特性が顕著な場合は考慮される必要がある。本研究ではトリウム転換を正確に評価するため$$^{233}$$Paの炉外冷却を考慮する。本研究では、この効果を考慮するために、炉外冷却の模擬を行わなくても炉外冷却時と同等の$$^{233}$$Paの平衡濃度を実現できる実効崩壊定数を提案する。この実効崩壊定数により、炉外冷却の効果がセル燃焼計算により生成されるマクロ断面積を用いるコードシステムでも、システムの変更を一切行うことなく考慮することができる。また、トリウム転換に対する炉外冷却効果の特性を溶融塩増殖炉とぺブルベット高温ガス炉について検討した。その結果、炉内の燃料塩流速の早い溶融塩増殖炉の転換性能の向上には適している一方で、炉内滞在期間が100日程度であり、$$^{233}$$Paの半減期の27日よりも長いぺブルベット高温ガス炉ではその効果は顕著ではなく、転換比の劇的な改善につながらないことがわかった。

論文

Effective thermal conductivity of a compressed Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed

谷川 尚; 秦野 歳久; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.801 - 805, 2005/11

 被引用回数:36 パーセンタイル:91.6(Nuclear Science & Technology)

固体増殖ブランケットにおける微小球充填層の熱機械特性を明らかにするため、圧縮荷重下におけるLi$$_2$$TiO$$_3$$充填層の実効熱伝導率を測定した。荷重試験機に熱線法による熱伝導率測定装置を組み込み、温度,雰囲気,機械荷重を制御しつつ、充填層の応力-ひずみ特性と実効熱伝導率とを同時測定した。673$$sim$$973Kの温度範囲において、圧縮変形による実効熱伝導率の増加を明らかにした。また、充填層に加えられた温度や圧縮の履歴によって実効熱伝導率が増加し、その効果が圧縮変形の増加によって理解できることを示した。

報告書

Proceedings of the 11th International Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interactions; December 15 - 17, 2003, Tokyo, Japan

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$$_{2}$$TiO$$_{3}$$等のトリチウム放出挙動のモデリング,Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$微小球の製造技術開発と物性値研究,Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$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。

論文

SiC/SiC複合材料を採りいれた核融合動力炉の設計例

西尾 敏

プラズマ・核融合学会誌, 80(1), p.14 - 17, 2004/01

将来の核融合炉の構造材料にとってSiC/SiC複合材料は極めて有力な候補材料である。有力であることの内容は、高温運転が可能であることによる高熱効率,低放射化材料であることによる廃棄物処理負荷の軽減及び電磁力が作用しないことによる構造設計の容易さ、である。ここでは、これらSiC/SiC複合材料の利点を活かしたトカマク型動力炉の設計例について紹介する。

論文

Development of supercritical pressure water cooled solid breeder blanket in JAERI

秋場 真人; 石塚 悦男; 榎枝 幹男; 西谷 健夫; 小西 哲之

プラズマ・核融合学会誌, 79(9), p.929 - 934, 2003/09

原研における超臨界圧水を冷却水に用いた核融合発電プラント用ブランケットの設計,開発の現状に関するレビュー論文である。原研では超臨界圧水を用いた核融合発電プラントの概念設計を進めた結果、システムの発電効率として40%以上が得られる見通しを得た。この成果に基づき、発電プラント用ブランケットのより詳細な構造検討を実施した。まず2次元コードを用いてブランケット内の固体増殖・増倍材の温度分布を評価し、各々の充填層の厚さを決定した。これに基づいて2次元輸送コードを用いてトリチウム増殖比の評価した結果、局所で1.4以上、全体で1以上のTBRを得られる見通しを得た。さらに複雑な構造の製作手法として高温等方加圧法を採用して第一壁の模擬試験体を製作し、5000回以上の熱サイクルに耐えることを実証した。

報告書

Nuclear, thermo-mechanical and tritium release analysis of ITER breeding blanket

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。

報告書

Thermal cycle test of elemental mockups of ITER breeding blanket

柳 義彦*; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-046, 45 Pages, 2002/05

JAERI-Tech-2002-046.pdf:2.61MB

ITER増殖ブランケットにおいて熱サイクルで誘起されるペブル充填層と増殖管との熱機械的相互作用を評価するため、模擬試験体を製作し熱サイクル試験を実施した。ペブル充填層の熱挙動は、ぺブル間ですべりを生じるなどの粒子充填層での複雑な機械挙動により、解析で予測するのは困難である。そのため、実機ITER のBIT(Breeder Inside Tube)設計を模擬した試験体を設計し、熱サイクルによる構造健全性を実証した。増殖材としてLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ぺブルを増殖管に充填し、中性子増倍材であるBe の模擬材としてAl ペブルを用いた。加熱試験では、増殖管の中心に配したヒータにて、増殖材Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$を加熱し外部を常温の水で冷却し、増殖材の温度はヒータの出力で制御した。昇温、降温を繰り返す熱サイクル試験の後、X 線-CT 装置を用いて試験体の断層寸法を観察した。試験の結果、ヒータの最高温度600$$^{circ}$$Cで5 回の熱サイクル試験後においても充填率の顕著な変化は観察されなかった。また、管の膨れやペブルの割れも観察されなかった。以上の結果から、増殖管と増殖ペブル充填層の熱サイクルに対する機械的健全性を確認した。

論文

Safety analysis of ITER test blanket module for water cooled blanket with pebble bed breeder

榎枝 幹男; 黒田 敏公*; 森山 耕一*; 小原 祥裕

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(11), p.921 - 929, 2001/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:20.38(Nuclear Science & Technology)

ITERのテストモジュール試験は、原型炉ブランケット開発に最も重要なマイルストンである。テストモジュールの設計では、ITERに対してテストモジュールが安全上の問題を新たに付加しないことを、示すことが非常に重要である。本報告は、日本の主候補原型炉ブランケットである水冷却固体微小球増殖ブランケットのテストモジュールについて、本質的な安全性を明らかにするために実施されたものである。主要な評価の内容は、事後のテストモジュールの冷却、ベリリウム-水蒸気反応による水素発生、冷却水漏洩事象による圧力上昇である。本解析は、遮蔽ブランケット安全評価を参考にして、これらの3点の評価項目の上限値を明らかにした。

論文

Development of ceramic breeder blankets in Japan

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:78.96(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。

論文

Design development of breeding blanket based on pebble bed concept for fusion experimental reactor

三浦 秀徳*; 喜多村 和徳*; 伊藤 裕*; 高津 英幸; 黒田 敏公*; 佐藤 聡; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 倉沢 利昌; 戸上 郁英*; et al.

Fusion Technology 1996, 0, p.1339 - 1342, 1997/00

国際熱核融合実験炉(ITER)の高性能段階(EPP)で装荷される増殖ブランケットの設計を日本ホームチームの提案するペブルベッド概念に基づいて実施した。その結果、基本性能段階(BPP)と同寸法のままで、PFコイルに対する遮蔽性能はGDRDの要求値を満足し、EPPでの運転に必要なトリチウムを確保するために要求されるトリチウム増殖比(TBR)0.8を達成できることが分かった。また構造解析においても、電磁力および熱応力値は、許容値以下に抑えられる見通しを得られた。

論文

Reactor-grade plutonium burning by pebble bed type HTGRs

藤本 望; 山下 清信

Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 2, p.957 - 962, 1997/00

ペブルベッド型高温ガス炉を用いた原子炉級プルトニウムの燃焼の可能性について検討した。解析はVSOPコードで行い、燃料球に装荷するPu量を変化させその特性を評価した。その結果、燃料球あたり0.08gから1.5gのPuを装荷できることがわかった。温度係数については、温度が高いほど、またPu装荷量が多いほど温度係数が負になること、燃焼が進むほど温度係数が正になることがわかった。これは、主に熱中性子スペクトルが変化し、$$^{135}$$Xeの中性子吸収が変化することが原因である。燃焼期間中の温度係数が負であるよう燃料の燃焼度を定めると400GWd/t程度となり、年あたり30%程度、サイクルあたり40%程度のPu消滅率となることがわかった。また、MOX燃料のLWRと比較すると、単位出力・年あたりの消滅量では非常に優位であり、高温ガス炉による原子炉級Pu消滅の有効性が明らかとなった。

報告書

$$^{239}$$Pu高濃度のプルトニウムを装荷したペブルベッド型高温ガス炉の温度係数の検討

徳原 一実*; 山下 清信; 新藤 隆一; 藤本 望

JAERI-Tech 96-025, 50 Pages, 1996/06

JAERI-Tech-96-025.pdf:1.3MB

ペブルベッド型高温ガス炉に兵器級Puを装荷した場合、温度係数が正になるという問題があった。そこで、温度係数を負にする方法を、兵器級Puを劣化U等の親物質と混合せずに、全炉心に兵器級Puの燃料のみを装荷する炉心を対象として検討した。検討の結果、熱領域に共鳴捕獲反応を持つ核種(Er)を炉心に添加すれば、温度係数が負になることを確認した。また、この場合には燃料球の燃焼度が低下するが、Erを添加せずとも、Puの装荷量を増大して熱中性子束のピークを小さくすれば、燃焼度の低下なしに温度係数を負にできることを明らかにした。燃焼度の増大とともに熱中性子束のピークが再び大きくなる可能性があるが、ペブルベッド型炉では燃料球の最大燃焼度の1/2程度で原子炉が平衡状態になるため、初期の装荷量が多い限り熱中性子束のピークが再び大きくなることはない。

論文

マイナーアクチニド消滅用高温ガス炉

藤本 望; 山下 清信; 徳原 一実*

日本原子力学会誌, 38(4), p.304 - 306, 1996/00

HTGRは被覆燃料粒子を用いており高燃焼度を達成可能であるので、MA消滅炉として考えた場合、高い消滅率を達成できる可能性があると考え、HTGR型MA消滅炉の消滅特性を検討した。MAは中性子吸収体であるので、燃料濃縮度を上げる必要がある。また、新たなMAの生成をおさえるためには高濃縮燃料が有利である。そこで、再処理から得られるPuを燃料として用いることとした。炉型は、高燃焼度が可能なペブルベッド型とした。その結果500GWd/Tで約40%のMA消滅率を達成できた。さらに、燃料の装荷法を工夫することにより70%の消滅率を達成できた。これは、MA専焼炉よりも高い消滅率であり、発電炉を用いる方法より多量のMAを消滅できる。よって、この方法は今後充分検討に価する方法である。

報告書

Convertible shielding to ceramic breeding blanket

古谷 一幸; 倉沢 利昌; 佐藤 聡; 中平 昌隆; 戸上 郁英*; 橋本 俊行*; 黒田 敏公*; 高津 英幸

JAERI-Tech 95-031, 19 Pages, 1995/05

JAERI-Tech-95-031.pdf:0.72MB

ITERにおける互換性のあるブランケットの候補概念として以下の4つを検討している。(1)増殖材/増倍材分離層状型(2)増殖材/増倍材分離BIT型(3)増殖材/増倍材分離BOT型(4)増殖材/増倍材混合BOT型。これらはすべて増殖材としてセラミクッス及び増倍材としてベリリウムをいずれも小球状ペブルとして使用する。いずれのブランケットもBPPではベリリウムのみ充填して遮蔽性能を確保してEPPに望んで増殖材ペブルを追加充填してトリチウム増殖を行う。ブランケット容器への増殖材の充填方法としては湿式が高充填率及び均一充填率を得るという点で期待できる。一次元核解析の結果ではBOT法が遮蔽及び増殖性能に優れているが最終的にはブランケットの特性との整合及び製作性の点から詳細な検討を行って決定する必要がある。

論文

Analysis of control rod reactivity worths for AVR power plant at cold and hot conditions

山下 清信; 村田 勲; 新藤 隆一; 徳原 一実*; H.Werner*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(5), p.470 - 478, 1994/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

反射体制御棒の反応度価値の解析方法を検証するため、AVR動力プラントの高温および低温状態の制御棒価値の解析を行った。解析では、黒鉛突起部に挿入した制御棒の実効群定数を得るため、群定数を中性子束で重みずけする方法を使用した。制御棒価値は、高温工学試験研究炉(HTTR)用の核特性解析コードを用いて計算した。高温および低温状態の制御棒価値の実験値は、それぞれ6.81および6.47%$$Delta$$$$rho$$であった。高温および低温状態の実験値と解析値の差は、それぞれ10及び2%であった。本結果より、ここで用いた解析方法によりAVRの制御棒価値を十分正確に予測でき、更に小型高温ガス炉の反射体制御棒の核設計に使用できることが明かとなった。

論文

Layered pebble bed concept for ITER breeding blanket

高津 英幸; 森 清治*; 吉田 浩; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 小泉 興一; 榎枝 幹男; 佐藤 聡; 黒田 敏公*; 鈴木 達志*; et al.

Fusion Technology 1992, p.1504 - 1508, 1993/00

ITERのドライバー・ブランケットの第一オプションとして、概念設計段階に3つの固体増殖体ブランケット概念が選択された。本報告は、その内の一つとして、日本が中心となって提唱している「層状ペブル・ベッド型」ブランケットの設計についてとりまとめたものである。概念設計以降、更に詳細な核熱・構造解析を実施し、構造の簡素化、最適化を実施すると共に、CADを用いた構造図の展開を図り、製作性の観点からもチェックを行うことにより、現実的でありかつ信頼性の高いブランケット概念がまとめられた。

報告書

アニュラー炉心のペブルベッド型高温ガス炉の概念検討

山下 清信; 神*

JAERI-M 90-153, 48 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-153.pdf:1.39MB

本報は、炉心中央部に燃料を含まない黒鉛柱を設けたアニュラー炉心のペブルベッド型高温ガス炉の概念検討を行なった結果をまとめたものである。本検討より、アニュラー炉心のペブルベッド型高温ガス炉では、減圧事故時にも、燃料温度が燃料からの放射性物質の放出を十分に抑制しえる温度(1600$$^{circ}$$C)を上回らないという固有の安全性を損なうことなく、炉心熱出力を500MWまで高くすることが可能であることが明らかとなった。この出力は、これまで西独で設計された固有の安全性を有する小型のペブルベッド型高温ガス炉の熱出力の約2倍に相当し、本原子炉では炉心出力に対するプラントコストの比を低減することができ経済性の向上が見込まれる。

報告書

DELIGHT-6(Revised)コードとSRACコードによる高温ガス炉用球状燃料の核特性解析とその解析結果の比較検討

山下 清信; 新藤 隆一

JAERI-M 87-015, 31 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-015.pdf:0.87MB

現在、日本原子力研究所が開発を進めている高温工学試験研究炉の試験計画の一つとして球状燃料を六角黒鉛ブロック内に装荷したペブル・イン・ブロック燃料の照射試験を予定している。そこで、高温ガス冷却・格子燃焼計算コ-ドDERIGHT-6(Revised)及び熱中性子炉体系標準解析コ-ドシステムSRACを用いて高温ガス炉用球状燃料の核特性解析を行うと共に、その解析精度の把握を目的として両コ-ドの解析結果の比較検討を行なった。主な特性解析項目を以下に示す。(1)格子無限増倍率 (2)燃焼特性 (3)燃料及び減速材の温度効果 これらの特性解析を通じて、両コ-ドで得られた核特性解析結果には良好な一致が見られたことから 両コ-ドにおける球状燃料に対する計算精度はほぼ同程度である事が明かとなった。

報告書

高温ガス冷却炉・格子燃焼計算コード:DELIGHT-6(Revised)

山下 清信; 新藤 隆一

JAERI-M 85-163, 78 Pages, 1985/10

JAERI-M-85-163.pdf:2.33MB

DELIGHT-6は、被覆燃料粒子を用いることにより生じる二重非均質性をもった高温ガス炉用燃料の格子中性子スペクトルの計算を行い、炉心特性解析に必要な群定数を作成する格子燃焼計算コードである。本DELIGHT-6(Revised)コードは従来のDELIGHT-6コードに次の3点について変更または追加を行なったものである。(1)ペブルベッド型高温ガス炉に使用される球状燃料の格子燃焼計算を可能にした。(2)核分裂生成物の生成率及び崩壊定数などの燃焼計算に関する核データの一部を改訂した。(3)補助計算機能の追加(燃料領域の原子数密度計算の自動化、局所中性子束歪の算出、詳細メッシュ炉心計算用群定数の作成)

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