核融合原型炉における保守保全の考え方と課題
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カテゴリ: 第16回
核融合原型炉における保守保全の考え方と課題
Opinion of the maintenance and preservation for a fusion DEMO reactor
量研
染谷
洋二
Youji SomeyaMember
量研
角舘
聡
Satoshi Kakudate
量研
宇藤
裕康
Hiroyasu Utoh
量研
日渡
良爾
Ryoji Hiwatari
量研
坂本
宜照
Yoshiteru Sakamoto
量研
飛田
健次
Kenji Tobita
原型炉設計合同特別チーム
In-vessel components (IVCs) such as blanket segments and divertor cassettes strongly receive neutron irradiation through high energy neutron (14.06 MeV) from fusion plasma. Therefore, a fusion DEMO plant requires a periodic replacement of IVCs. The dose rate of IVCs for DEMO is one order of magnitude higher than that for ITER. The JA DEMO also requires a five-year cooling time to reduce its dose rate to the level of ITER's dose rate. The maintenance scheme for DEMO requires the components to be replaced by using remote handling equipment. In DEMO plant, moreover, high dose area is expanded by the flow of the primary coolant which is activated by high energy neutron. Therefore, the radioprotection of the equipment in the plant is regarded as an important task for the DEMO plant operation. Some problems specific to a fusion DEMO plant for maintenance and preservation are reported.
Keywords: Fusion DEMO plant, Water activation, Maintenance, Preservation
はじめに
核融合原型炉の炉内機器は、ITER よりも更に高い中性子損傷を受けるため数 毎の定期的な交換が必要になり、炉内の放射化レベルが高いことからITER 以上に厳しい
高線量下での作業となる。また、冷却水の放射化に伴い 主冷却系など広範囲で高線量率となるため、プラント主 要機器の放射線防護が保全の重要な課題となる。このよ うな核融合炉に特有の保守保全技術の概念検討の状況と 課題を報告する。
核融合原型炉における保守保全
定期的な炉内機器の交換手法
原型炉の核融合出力は1.5 GW で主半径は8m 程度である。定期交換対象機器であるブランケットとダイバータの 期 （照射期 ）は 4 と1 とした。交換方法としては、各保守用ポートにおいて、線量率低 減のためにポート遮蔽体後方から遠隔機器でアクセスし、 各機器の冷却のために接続さ ている配管を機器搬出時には切断し、機器搬入時には再溶接する。また、機器を 移動する際も遮蔽体後方にある把持部を固定し交換作業
図1 核融合原型炉概念と炉内機器
を行う（図1 参照）。従って、遠隔機器の主な可動域である各保守用ポート内の 後の線量率 ップを中性子輸送コードMCNP-5 [1]、放射化計算コードDCHAIN-
SP2001 [2]により評価した。
図2 に から一ヶ月後の炉内空 線量率 ップを示す。評価結果から保守開始時の空 線量率はブランケット保守用ポート内で0.01 (Sv/h)で、ダイバータ保守用
連絡先: 染谷洋二、〒039-3212 青森県上北郡六ヶ所村大字尾駁字表舘2-166、量子科学技術研究開発機構、E-mail: someya.yoji@qst.go.jp
図2 一か月後の空 線量分布
ポート内で0.1 (Sv/h)であった。交換に伴いポート遮蔽を取り除き、ガン 線ストリー、ングにより空 線量が増えた状態でのブランケット及びダイバータ保守用ポート内の空 線量率は100 (Sv/h)になると分かった。最後に全ての交換機器を回収し、新しい機器を搬入する際の各保守用ポート内の線量率は10 (Sv/h)になると分かった。放 射線環境下での実験炉ITER における遠隔機器の要求値は250 (Sv/h)であり [3]、原型炉保守方式の見通しを得た。
冷却水放射化に伴う炉心周辺での線量分布
核融合反応で発生する14 MeV の中性子は、主に核融
合プラズ の周りに配置さ た炉内機器であるブランケット内冷却水との核反応により16N（半減期 7.13 秒、ガン 線 6 MeV 程度）と17N（半減期 4.14 秒、中性子
1.2 MeV 程度）が発生する。ここで、女全上の緊急時遮断弁はなるべく炉心近くに配置すべきで真空容器を出て直 ぐに配置さ る。当該配置位置での線量率評価は弁の健全性を検討するために実施する。また、生体遮蔽外側の 熱交換機器等が設置さ る建屋での線量評価も実施する。
炉内に配置さ るブランケットにおいて中性子照射量には分布がある。中性子壁負荷の最大値は外側赤道面のモジュールにおいて1.66 MW/m2 であり、平均値は1.0 MW/m2である。なお、炉内に配置さ るブランケットは1072 体である。核および流動解析の結果、各モジュール冷却水の出口位置での平均窒素濃度は16N 1.28X109 (1/cm3)、17N 9.45X104 (1/cm3)と分かった。次に13 体程
度のモジュール内の冷却水は真空容器内で統合さ る。
の際の窒素濃度は16N 1.73X1010 (1/cm3)、17N 8.95X 106 (1/cm3)と分かった。こ ら放射化した窒素は最も早くて13 秒程度で生体遮蔽の外側へ移動する。現在の設計では生体遮蔽を出て直ぐに遮断弁を設置する。当該設置箇所での放射濃度は16N 0.46 (GBq/cm3/segment)、17N 2.42 X10-5 (GBq /cm3/segment)と分かった。更に炉心上部のリングヘッダーで冷却水は統合さ 熱交換器などが設置さ
る補機系建屋へ移動する。リングヘッダー統合後の放 射濃度は16N 9.95 (GBq /cm3/ring header)、17N 3.8X10-4 (GBq/cm3/ring header)で、補機系建屋入口での窒素濃度は16N 8.27 (GBq /cm3/ring header)、17N 2.76X10-4 (GBq/cm3
/ring header)と分かった。講演では、核融合特有である高線量下での機器交換手法、及び水の放射化に伴う主要設 備の保全の考え方、並びに補機系建屋での線量率低減方 法について報告する。
図3 炉心上部のリングヘッダー
参考文献
X-5 Monte Carlo Team, MCNP ? A General Monte Carlo N-Particle TransportCode, Version 5, 2003, LANL report, LA-CP-03-0245, (rev. March 2005) April.
T. Kai, et al., DCHAIN-SP 2001: High Energy Particle Induced RadioactivityCalculation Code, 2001,
JAERI-Data/Code 2001-016.
S. Kakudate, et al., Progress of R&D and design of blanket remote handling equipment for ITER, Fusion Eng. Des. 83 (2008) 1850?1855.
N. Takeda, et al., Mock-up test on key components of ITER blanket remote handling system, Fusion Eng. Des. 84 (2009) 1813?1817.