最先端重要研究クラスタ

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先進原子力エネルギー研究グループ

1)新型原子炉(軽水炉,高速炉)の開発

(工学研究科)功刀資彰,河原全作

平成21年度の計画と成果

 先進原子力エネルギー源として、現行の原子炉よりさらに安全・安心な新型の軽水炉および高速炉の開発が期待されている。新型原子炉のエネルギー変換の高効率化と高度な安全性の実現のためには、原子炉内での冷却材流動の精緻な把握が必要であるが、その多くは複雑な空間形状下での気液二相流であり、複雑な体系を有する新型原子炉の開発に対応できる混相流計測及び解析技術の高度化が急務である。本研究では、様々な気液二相流動様式における気液界面の時空間挙動を詳細に計測するとともに、その実験データベースを基に、混相流による流体励起振動を予測するための混相流-構造物連成解析手法の構築を行う。今年度は、気液界面追跡法の一つであるコロケート格子系MARS法を用いた、より自由度の高い計算メッシュ形状が取り扱い可能な気液混相流数値解析手法を検討し、非構造格子系における界面輸送法の考案と検証を行った。さらに、数値計算を効率的に実施するためGPU(Graphic Processing Unit)を用いた計算の高速化・並列化について検討し、混相流-構造物の相互作用を含む大規模で高効率な混相流直接数値解析手法を構築できる見通しを得た。また、昨年度に導入した光プローブを用いた気液界面検出システム及び超高速ビデオと長距離顕微鏡による高時空間分解可視化解析システムによる実験を行い、混相流計測技術の高度化を進めた。

2)加速器駆動未臨界炉の炉物理研究

(原子炉実験所)三澤 毅,宇根崎博信,中島 健

平成21年度の計画と成果

 FFAG加速器を用いた加速器駆動未臨界システム(ADS)研究では、2009年3月4日に、100MeVの陽子ビーム(数pA)によるタングステンターゲットの核破砕反応により発生した中性子を、京都大学臨界実験集合体KUCAの固体減速/反射の未臨界体系(A架台)に入射することに成功した。残念ながら、入射陽子ビームは、当初目標値であった150MeV、1μAには達しておらず、特に、ビーム電流が1%以下と小さかったため、照射実験等の実施が困難な状況であった。しかし、炉心部に設置した3台の中性子検出器では、即発中性子及び遅発中性子の挙動を観測することができ、また、ガフクロマティックフィルムにより、ビームダクトにおけるビーム特性を測定できた。未臨界度0.76%Δk/kにおけるインジウムワイヤー照射による115In(n,γ)116mIn反応率分布の測定結果は、MCNPXを用いた計算値により良く再現されている。また、数値計算により、中性子遮へい性能とビームダクト設計の妥当性を検証するとともに、炉心特性のタングステンターゲットからの距離と入射陽子エネルギー依存性を検討した。この結果、熱中性子体系であるKUCA炉心では、入射陽子ビームのエネルギー依存性が小さいことが確認できた。

3)陽子加速器FFAGの開発

(原子炉実験所)森 義治,石 禎浩

平成21年度の計画と成果

加速器駆動未臨界炉研究のための固定磁場強集束加速器(FFAG)のビーム性能向上にむけて、負水素イオンビームによる荷電交換入射法の研究を行っている。平成21年度においては、(1)荷電交換用炭素薄膜の開発、(2)荷電交換におけるビームエミッタンス増大の評価と最適化について研究・開発を行った。その結果(1)については、荷電交換入射方式において必要とされるビーム強度を達成するために必要とされる膜厚20μg/cm2 (~0.1μm)の炭素薄膜の製作法を確立することができた。また、よりビーム性能の向上が見込める、約1/2の厚さの10μg/cm2の炭素薄膜 についても製作可能であることがわかり、製造の歩留まり向上にむけて努力を続けている。(2)については、ビームエミッタンス増大に果たすビームエネルギー回復の効果を評価するための6次元の位相空間におけるビームシミュレーション計算を行い、ビーム周回数とビーム強度の最適条件を求めることができた。ちなみに、ビームエネルギー回復とそれによるイオン化ビーム冷却効果の観点からの荷電交換入射法の最適化はこれまで例のないものである。

(原子炉実験所)義家敏正,徐 虬

平成21年度の計画と成果

昨年から制作していた原子炉実験所設置のFFAG陽子加速器を用いて、材料の陽子照射ができる照射システムが完成した。室温での0.02dpaまでの照射実験がオーステナイト系ステンレス鋼とそのモデル合金で行った。損傷構造を陽電子消滅分光法で調べたところ、Ni、Fe-Cr-Ni、Fe-Cr-Ni-Mn-Mo、Fe-Cr-Ni-Mn-Mo-Si, Fe-Cr-Ni-Mn-Mo-Si-Ti、Ti添加SUS316鋼で殆ど差が無く、原子空孔レベル以下の大きさを示す欠陥の存在が検出された。

(2)Research on Nuclear Fusion Reactors

核融合炉関連研究グループ

1)ヘリオトロンJによるプラズマ閉じ込め研究

(Institute of Advanced Energy) Tohru Mizuuchi

平成21年度の計画と成果

目的

1.核融合の基盤技術として、核融合プラズマ計測の高度化に向けた
 [1]マイクロ波反射計を用いた電子密度分布計測システムの開発
 [2]荷電交換再結合分光計測(CXRS)を用いたイオン温度分布ならびにプラズマ流分布計測システムの開発。

2.非軸対称系核融合プラズマに対する統合シミュレーションコードの開発

成果

1-[1]:開発を進めてきたマイクロ波AM反射計をヘリオトロンJに実装、プラズマ電子密度分布計測を開始した。入射波用・反射波用アンテナの真空容器内部への移設や、Q-bandアンプ、200MHz変調マイクロ波検出器、位相検出器等の導入による信号強度増加によりS/N比を向上させた。その結果、本年度のプラズマ実験において、線平均電子密度の変化に対応した密度分布の時間発展を得るに至った。ECHプラズマでは周辺部で急峻な密度勾配を持ち、線平均密度が増加するに従い形状が凹状から平坦へと変化すること、NBIプラズマでは凸状の構造をとるという、電子密度分布の加熱依存性が示された。さらに、SMBI実験においては0.5 msの高時間分解能計測を試み、分布形状がプラズマ中心部で急速にピークしていく様子を観測した。

1-[2]:本年度は、高い空間分解能での計測を可能にするため、プラズマの形状に沿った観測視線を新たに考案した。その結果、規格化小半径で・r=±0.05以下の観測視線が得られ、実際のプラズマでイオン温度・回転速度の時間・空間分布の計測が可能となった。本研究の遂行により核融合炉設計で重要なプラズマ径電場計測の高精度化が期待される。本システムでは、ビーム側とバックグラウンドプラズマ側ともに10本の視線を設けて、十分な空間分解を持って、プラズマ断面の外側半分(0.4 < r/a 1.0)の領域を計測可能とした。今後、Heガス注入によるHeII (4685.7Å)を用いた計測の可能性の検討、ならびに測定領域拡張のための視線改良を計画している。

非軸対称トーラスプラズマの統合シミュレーションコード開発として、本年度は高精度三次元MHD平衡コードとプラズマ電流分布時間発展シミュレーションコードの整備・開発を進めた。高精度三次元MHD平衡コードHINT2に関しては、使用メモリは少なくてすむが計量テンソルの複雑な回転ヘリカル座標系ではなく、より単純な円柱座標系を用いることにより計算精度の向上を図った。これにより、使用メモリは増大したが計算精度とCPU時間を減らすことに成功した。また、ヘリカル系プラズマにおける電流分布時間発展シミュレーションでは、自己インダクタンスと外部コイル系との相互インダクタンスを考慮することによってプレディクティブなシミュレーションを行うことが可能となった。これらの成果は今後、統合シミュレーションコードのモジュールとして組み込まれる。

1)トカマク統合シミュレーションコードの開発

(工学研究科)福山 淳

平成21年度の計画と成果

トカマク統合シミュレーションコードの開発では、核燃焼プラズマにおける加熱・電流駆動において重要となる運動量分布関数の時間発展解析に空間輸送の効果や核融合反応率に対する高速イオンの効果等を取り入れると共に、並列処理による高速化を実現した。これにより、イオンサイクロトロン波加熱、中性粒子ビーム加熱、α粒子加熱が共存する核燃焼プラズマにおける電子、重水素イオン、三重水素イオン、α粒子の運動量速度分布関数の時間発展解析が可能になった。

2)先進トカマク炉の開発

(エネルギー科学研究科) 前川 孝

平成21年度の計画と成果

 先進トーラスの立ち上げ実験を実施している。低アスペクト比トーラス実験装置における電子サイクロトロン加熱・電流駆動によるプラズマ電流立上げ放電プラズマの実験データを解析し、電子サイクロトロン共鳴により駆動された高速電子テイルが、プラズマ電流増大に伴う自己誘導電圧に抗してプラズマ電流を運んでいることを示した。

3)核融合炉システムの設計

(エネルギー理工学研究所)小西哲之

平成21年度の計画と成果

計画

核融合炉システムの設計研究では、20年度の分析の結果到達した、核融合エネルギーを利用した廃棄物系バイオマスからの燃料製造による核融合-バイオマスハイブリッド概念を具体化したシステムを検討することとした。具体的にはシステムの全体構成と、主要部分の概念構築、フィジビリティの初期的な検討を行う計画とした。

成果

 バイオマスのハイブリッド効果を利用して可能となる小型の動力炉パラメータを検討し、主半径4.5m、熱出力700MW程度のトカマクの主要パラメータを選定した。これは現在建設中のITERと同程度の技術目標であり、特にプラズマ性能と、炉内機器に対する出力密度として大きな技術的飛躍なく実現可能である。主要な機器として、高温液体金属ブランケット、熱交換器およびトリチウム回収システムを昨年度整備したコードに基づいて設計し、エネルギーおよび物質バランスで整合性のとれた概略システムパラメータと、それらの間の相互関係を得た。必要なブランケット、熱交換器、トリチウム回収プロセスについては原理実証実験を開始した。
 この成果は本年度の目標を満足するものであり、総合して、2050年以前に、核融合によって石油を代替するゼロエミッション燃料を投入できる技術的可能性を示した。

(3)先進原子力材料開発グループ

1)セラミックスの照射時熱拡散率評価に関する研究

(工学研究科)秋吉優史

平成21年度の計画と成果

 核融合炉や高温ガス炉などの将来的な原子炉などの開発を行う上で、過酷な照射環境下で用いることの出来る材料開発を行う必要がある。特に発電効率の向上や水素直接製造のために高温での運用が要求されており、セラミックスの利用が考えられている。高温で用いられる材料に対して熱拡散率は非常に重要な物性であるが、セラミックスは照射により熱拡散率が著しく低下することが知られている。これまでの研究で照射条件の違いにより照射後物性がどのように変化するかが徐々に明らかにされてきているが、照射時の熱拡散率の評価はこれまでほとんど行われておらず、材料開発指針が得られていない。
 このため、いくつかの仮定を基に照射後試料の熱拡散率温度依存性を測定することにより、照射時の熱拡散率を評価する手法を開発している。本研究では、30MeVの電子線加速器による照射を様々な温度、照射量で行い、照射後試料の室温での熱拡散率測定を行った。試料は放射化しているため、測定は宇治地区放射実験室の管理区域内で行った。
 α-Al2O3, AlN, β-Si3N4、β-SiC のいずれの試料に対しても照射量の増加に伴い熱拡散率の低下が見られた。しかしながらこれまでのところ測定に伴う誤差が大きく、照射温度による違いは明確ではない。これはφ3×0.5mm の微小試料を測定対象としており、試料厚さの補正や、試料治具の設置条件により異なるレーザーフラッシュの際の漏れ光の影響などを排除できていないためであると考えられる。

2)照射欠陥その場観察システムの改良

(工学研究科)土田秀次

平成21年度の計画と成果

 近年、陽電子消滅法は材料中の欠陥解析のためのツールとして急速な進歩を遂げており、放射線環境下で用いる材料中の照射欠陥挙動を評価できると期待されている。従来の照射損傷に関する研究では、照射後試料の様々な物性評価により欠陥挙動解析を行ってきたが、放射線照射下での欠陥挙動に関する研究はほとんど行われていない。このため、宇治地区放射実験室のタンデトロン加速器を用いたイオンビーム照射時の欠陥導入状態のその場観察を試みている。しかしながら、陽電子寿命測定での時間分解能が十分ではなく、また測定に非常に時間を要するため、装置の改良が必要であった。
 平成21年度は平成22年度に改良した陽電子寿命測定装置により、焼結ガラス(fused quartz)の照射時陽電子寿命測定を行った。イオン照射は宇治地区放射実験室のコッククロフト-ワルトン型タンデム加速器により3MeVのH+イオンを用いて1014ions/cm2程度まで行った。その結果、照射中に陽電子の長寿命成分が減少するという結果が得られた。そのメカニズムについては現在検討中であるが、照射により欠陥部の荷電状態が変化し、ポジトロニウムの生成が抑制されるためと考えられる

3)先進鉄鋼材料(ナノサイズ酸化物分散強化鋼)の開発

(エネルギー理工学研究所)木村晃彦

平成21年度の計画と成果

研究目標

 本課題では、CO2ゼロエミッションエネルギーシナリオとして、原子力エネルギーの高効率安全利用を取り上げ、それを実現させるための基盤技術開発として革新的な原子力材料の開発を目指す。平成20年度は、革新的な原子力材料として酸化物分散強化(ODS)鋼の素材開発に関する研究を行い、基本成分が16Cr-2Wのフェライト系酸化物分散強化鋼を核融合炉構造材料として適用可能であるとの認識を得た。平成21年度は、開発した素材から構造物を製造するために不可欠な溶接接合技術開発研究を行うことを目的とする。

研究計画と成果

 博士課程の学生が中心となり、先進原子力システムにおける材料要件を検討し、その要件を満足させるための革新的な材料として酸化物分散強化(ODS)鋼に着目し、その開発のための技術およびそれを支える学術基盤について議論した。その結果、実用化に不可欠な接合技術開発の重要性を認識するに至り、各種接合方法の長短について検討し、以下の4種類の接合方法を有効な方法として選択した。1)液相接合法(TLP: transient liquid phase)、2)固相接合法(SSDB: solid diffusion bonding)、3)摩擦撹拌接合法(FS: friction stirring)、4)加圧抵抗接合法(PR: pressurized resistivity)。各接合方法により作製した接合部の性能評価を行った結果、引張強度に関しては液相接合法及び固相接合法のいずれにおいても、母材とほぼ等しい強度が得られた。一方、引張伸びに関しては、液相接合法では引張伸びは母材の約半分程度に減少したが、固相接合材においては母材とほぼ同様の伸びを示した。強度および延性のいずれにおいても優れた特性を示す固相接合法の開発に成功した。  核融合炉材料に関しては、ブランケット第一候補材料とされている我が国で開発された低放射化フェライト鋼の研究を開始した。フェライト鋼を使用するブランケットでは、熱効率を上げようとすると、デザインマージンが狭くなるため、その解決策が望まれている。そこで、低放射化フェライト鋼とODS鋼を併用することを提案し、併用を可能にする重要な技術として、フェライト鋼とODS鋼の接合技術を取り上げた。

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