第３章

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ちとらうなだ
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1 1 第 15 章核エネルギーから電気エネルギーへの変換 Energy Conversion from Nuclear Energy to Electricity 第 7 章では, 原子核の反応によって生じるエネルギーを安全かつ効率的に利用するため, 核分裂反応や核融合反応で産み出されるエネルギーの変換機構の基礎についてごく簡単に解説し, 有効な制御手法の構築による環境適合性の高いエネルギーシステムを実現する基礎的事項について述べた. 本章では, さまざまな原子炉 ( 軽水型核分裂炉, ガス冷却炉, 高速増殖炉 ) の核エネルギー発生のしくみやエネルギー変換システムについて概観する. また, 将来のエネルギー源と目される核融合炉の工学的な研究の現状についても紹介する軽水炉型原子炉を利用したエネルギー変換システム (energy conversion system using light water reactors) 軽水型原子力発電所 (light water reactor) では, 原子炉を熱源として水 ( 液体 ) を高温高圧の水蒸気 ( 気体 ) に変換し, この蒸気で蒸気タービンを回し, これに直結した発電機で発電を行っている. この構成の中で原子炉はウランなどの核燃料物質を燃料として, それが起こす核分裂の連鎖反応を制御しつつ持続させ, 発生する熱エネルギーを電気エネルギーとして利用するためのエネルギー変換装置である. ここでは, 代表的な2つの形式の軽水炉型原子炉 ( 沸騰水型軽水炉 (boiling light water reactor) と加圧水型軽水炉 (pressurized light water reactor) について紹介する沸騰水型原子力炉 (BWR:boiling light water reactor) 図 15.1 は BWR を使った原子力発電所の構成を示している. 原子炉の主要部分は燃料集合体 (fuel rod assembly) を束ねた炉心 (reactor core) 部分 1で, 原子炉圧力容器 (reactor pressure vessel)2に収められている. 電気出力 110 万 kw の発電所の場合, 炉心は直径約 5m, 高さ約 4m の円筒形で, 原子炉圧力容器は直径約 6m, 高さ約 23m の円筒容器で両端に半球状の鏡部を持っている. BWR の最大の特徴は, 炉心で水 ( 一次冷却水 ; primary cooling water) を沸騰させ, 蒸気タービンに送る蒸気を直接発生することである. つまり, 冷却材として炉心に下部から流入した水を燃料で加熱沸騰させて, 炉心出口では体積割合 70% 程度の蒸気を含む気液二相流 ( 蒸気と水が混じり合った流れ, gas-liquid two phase flow) となって, その上部にある気水分離器 (gas-liquid separator)3に入り, ここで水分を除去した後, 蒸気乾燥器 (steam dryer) を経て, ほとんど液滴を含まない気圧の飽和蒸気 (saturated steam) となって蒸気タービン4へ送り出される. この蒸気はタービンの羽根車を回し, これに直結した発電機を回転し電気を発生する. 蒸気がこのような仕事をできるのは, 復水器 (condenser)5が循環水ポ

2 第 15 章核エネルギーから電気エネルギーへの変換ンプ6で送り込まれた外部の冷却水 ( 海水など ) で冷却され, 復水器の中を通る蒸気が凝縮して約 40 の水に戻り, その際に内部が約 0.1 気圧程度の低圧状態になるため, 結果として, 70 気圧差の蒸気でタービンを高速に回転できるからである.

ジェットポンプで加速され, 周囲の水と共に炉心へ向かう水の流れを作り出して, 再び原子炉圧力容器内へ戻る. この蒸気を用いた熱エネルギー変換システムのことを, 蒸気機関, またはランキンサイクル (Rankine cycle) と呼ぶ.

2 2 第 15 章核エネルギーから電気エネルギーへの変換ンプ6で送り込まれた外部の冷却水 ( 海水など ) で冷却され, 復水器の中を通る蒸気が凝縮して約 40 の水に戻り, その際に内部が約 0.1 気圧程度の低圧状態になるため, 結果として, 70 気圧差の蒸気でタービンを高速に回転できるからである. 復水器で凝縮した水 ( 復水 ) は給水ポンプ (feed pump)7で加圧され, 給水加熱器 (feed heater)8で予熱されて原子炉圧力容器 2に戻り, 気水分離器からの戻り水と混合し, その一部は原子炉容器外の再循環ポンプ (recirculation pump)9で加圧された後, ジェットポンプで加速され, 周囲の水と共に炉心へ向かう水の流れを作り出して, 再び原子炉圧力容器内へ戻る. この蒸気を用いた熱エネルギー変換システムのことを, 蒸気機関, またはランキンサイクル (Rankine cycle) と呼ぶ. 軽水型原子力発電所の理論熱効率 (theoretical thermal efficiency) は, ( 電気出力 ) ( 原子炉熱出力 ) 100 パーセント 33% であることが熱力学の法則から知られており, 原子炉熱出力約 330 万 kw の原子力発電所の場合, 電気出力は 110 万 kw である. (1) 図 15.1 沸騰水型原子力発電所の構成 (1) 図 15.2 加圧水型原子力発電所の構成

15 2 他の原子炉を利用したエネルギー変換システム 3 15 1 2 加圧水型原子力炉 (PWR: pressurized light water reactor) 図 15.2 は PWR を使った原子力発電所の構成を示している. 図 15.1 と比べて, BWR と PWR のエネルギー変換システムに大きな違いは無い.

炉心を冷却した高温水を蒸気発生器 (steam generator)10に送り, その中にある伝熱管 ( 細管とも言う ) と呼ばれる多数の逆 U 字管の中を流し, 細管周囲の水 ( 二次冷却系統, secondary cooling system) は加熱されて沸騰し蒸気を発生する. 温度の下がった一次系の冷却水は蒸気発生器を出たところで一次冷却系ポンプ11で加圧されて炉心へ戻る.

3 15 2 他の原子炉を利用したエネルギー変換システム加圧水型原子力炉 (PWR: pressurized light water reactor) 図 15.2 は PWR を使った原子力発電所の構成を示している. 図 15.1 と比べて, BWR と PWR のエネルギー変換システムに大きな違いは無い.PWR が BWR と本質的に異なる点は, 炉心では蒸気を発生しない点にある. つまり,PWR では冷却材の一次冷却系統の圧力を 160 気圧程度に加圧しているため, この圧力に対応する沸点 ( 約 340 ) より低い 320 程度以下で運転するため, 蒸気発生が生じない. 炉心を冷却した高温水を蒸気発生器 (steam generator)10に送り, その中にある伝熱管 ( 細管とも言う ) と呼ばれる多数の逆 U 字管の中を流し, 細管周囲の水 ( 二次冷却系統, secondary cooling system) は加熱されて沸騰し蒸気を発生する. 温度の下がった一次系の冷却水は蒸気発生器を出たところで一次冷却系ポンプ11で加圧されて炉心へ戻る. 一方, 二次系で発生した蒸気はタービン 4に送られ, その後は BWR と同様で, 復水器 5で水になり, 給水ポンプ7 で加圧されて再び蒸気発生器へ戻ることになる. 系統の圧力を調整するための加圧器 (pressurizer)12の存在も PWR の特徴である他の原子炉を利用したエネルギー変換システム (energy conversion system using other type nuclear reactors) 高温ガス冷却炉 (HTGR: high temperature gas-cooled reactor) 高温ガス炉は, 約 1000 の高温域から低温域までの熱を効率的に利用することが可能であることから, 熱化学法 (thermochemical method) 等を利用することにより高効率で環境負荷の小さなエネルギー資源として期待されている燃料電池 (fuel cell) への水素供給やその他の産業へのエネルギー供給用として, 他型式の原子炉には無いポテンシャルを有している. わが国では, 日本原子力研究所 ( 現在の日本原子力研究開発機構 ) において, 1961 年に多目的高温ガス実験炉 (VHTR: Very High Temperature gas-cooled Reactor) が計画され,1986 年から図 15.3 に示す高温工学試験研究炉 (HTTR: High Temperature engineering Test Reactor) として開発が進められている. VHTR および HTTR はピンインブロック型燃料要素 (pin-in-block type fuel element, 図 15.4 参照 ) を採用しており, 六角柱状の黒鉛ブロックにあけた円柱状の孔に燃料棒を挿入して形成される環状流路 (annular channel) に, 高圧の冷却材ヘリウムガスを流して炉心を冷却する構造となっている. 冷却材ヘリウムガスの炉心出口ガス温度約 1000 を目標としているため, 冷却材の流量は低く設定されている. このため, 炉心入口から炉心出口までの温度上昇に伴うガス物性値の変化により, 壁面近傍の流れが部分的に遅くなって熱伝達率が急激に低下する, いわゆる乱流の層流化現象 (turbulent flow laminarization) に伴う伝熱劣化 (heat transfer deterioration) が起こることが懸念され, 過熱による燃料の破損に至る事態も想定された. このため, 伝熱流動特性の把握および伝熱相関式を求めるなど, 多くの実験および解析によって安全な原子炉を設計することが可能となった (2). 日本原子力研究所は HTTR の開発を進め,1998 年 11 月に臨界を達成した. その後, 核熱エネルギーの有効利用を念頭に, 熱電同時供給 (cogeneration, コジェネレーション ) シス図 15.3 高温工学試験研究炉図 15.4 HTTR 燃料ブロック

4 第 15 章核エネルギーから電気エネルギーへの変換テムや核熱を利用した水素製造 (hydrogen production) プラントの開発を進めている. また, 高温ガス炉の特徴である高温の出口ガス温度をガスタービンに導入すれば ( ブレイトンサイクル (Brayton cycle) と呼ぶ ), 発電効率が約 50% と格段に高い高効率発電の可能性が期待できる. 図 15.

7% がウラン 235 であり,3% まで濃縮した濃縮ウランとして一回だけ使われて廃棄処分される ( ワンススルー (once through) 利用 ) 場合,2050 年前に既知資源量は使い切ってしまい,2100 年には究極資源量も使い尽くしてしまうと考えられている.

4 4 第 15 章核エネルギーから電気エネルギーへの変換テムや核熱を利用した水素製造 (hydrogen production) プラントの開発を進めている. また, 高温ガス炉の特徴である高温の出口ガス温度をガスタービンに導入すれば ( ブレイトンサイクル (Brayton cycle) と呼ぶ ), 発電効率が約 50% と格段に高い高効率発電の可能性が期待できる. 図 15.5 高速増殖炉の断面図高速増殖炉 (FBR: fast breeder reactor) 世界の天然ウラン (natural uranium) の既知資源量は約 550 万トンであり, 究極資源量 ( 既知資源量 + 推定期待資源量 + 未確認資源 ) は約 1650 万トンと推定されている. 前述したように, 天然ウランの 0.7% がウラン 235 であり,3% まで濃縮した濃縮ウランとして一回だけ使われて廃棄処分される ( ワンススルー (once through) 利用 ) 場合,2050 年前に既知資源量は使い切ってしまい,2100 年には究極資源量も使い尽くしてしまうと考えられている. 高速増殖炉 (fast breeder reactor) を 2050 年ごろから世界的に導入できれば, 天然ウランの利用が抑えられるので, 究極資源量以内に抑えることが可能と考えられている. 図 15.5 は高速増殖炉の断面を示しており, ウランとプルトニウムを混ぜた MOX 燃料 (mixed oxide fuel) と呼ばれる炉心燃料をウラン 238( ブランケット燃料と呼ばれる ) で取り囲んだ形式となっている. このウラン 238 は炉心からの高速な中性子を吸収してプルトニウム 239 に変換される. つまり,MOX 燃料の原料が新たに製造されたことになるので増殖 (breeding) と呼ばれている. これが高速増殖炉の名称の由来である. さて, 一次系冷却材には熱の伝わり方が極めて良い液体金属ナトリウム (liquid sodium) が用いられている. 高速増殖炉では中性子の速度を高速に保つ必要があるので, 軽水炉やガス炉のような熱中性子炉とは異なり, 減速材は必要ない. 一次系ナトリウムに伝えられた熱は, 中間熱交換器 (intermediate heat exchanger) で二次系ナトリウムに伝えられ, 蒸気発生器で三次系の冷却材 ( 水 ) に熱を伝えて, 蒸気を発生し, この高温蒸気を蒸気タービンへ導いて発電機で電気エネルギーとして取り出すことになる. ナトリウムは水と激しく反応する性質があるので, 蒸気発生器で事故が起きてナトリウムと水が反応しても, 一次系ナトリウムには影響が及ばないように蒸気系から隔離したループを構成している. 通常, 原子炉は実験炉 (experimental reactor) 原型炉 (proto-type reactor) 実証炉 (demonstration reactor) 商用炉 (commercial reactor) という4つのステップを踏んで開発される. 高速増殖炉も同様に, 核燃料サイクル開発機構 ( 現, 日本原子力研究開発機構 ) が中心となって, 実験炉常陽 (1977 年臨界 ) では増殖性の確認や運転保守管理技術の確認, 原型炉もんじゅ (28 万 KW 1994 年臨界 ) では性能安全性信頼性運転性などを実証することを目的として研究開発を続けられた. しかし,1994 年 12 月にもんじゅでナトリウム漏れ事故を起こし, 現在まで運転停止中である. このため, もんじゅの原子炉設置許可処分 ( 経済産業省所管 ) に対する無効確認請求の訴訟が起き, 最高裁判所において審理され,2005 年 5 月 30 日原判決を破棄し, 被上告人の控訴を棄却するとの判決が言い渡され, 国の勝訴が確定した. これを転機として,FBR 実用化に向けた研究開発が国策として再び開始され,2010 年 5 月 6 日にもんじゅの運転が再開された. プラントが長期間停止して

5 15 3 核融合炉を利用したエネルギー変換システム 5 いたことを踏まえ, 約 3 年間の予定で三段階に分けてより慎重な手順を踏んで性能試験を行っている. 第一段階として,5 月 6 日から 7 月 22 日にかけて, ほぼ 0% 出力で約 2 ヶ月半の炉心確認試験を行い, 制御棒の効き具合の確認など, 原子炉の基本的な安全性が確保されていることを確認して, 高速増殖炉の実用化に向け, 臨界性や温度係数などの炉心特性などの貴重な試験データを取得した.2011 年度には 40% 出力プラント確認試験, その後, 段階的に 100% 出力を達成する出力上昇試験を実施する計画であったが, 2010 年 8 月 26 日原子炉容器内に筒型の炉内中継装置 ( 重さ 3.3 トン ) が落下し, 現在は運転を休止して回収計画に着手した段階にある核融合炉を利用したエネルギー変換システム (energy conversion system using nuclear fusion reactors) 第 7 章で述べたように, 核融合炉では重水素とトリチウムの核融合反応で発生するエネルギーはほとんど中性子に与えられる. このため, 核融合炉を利用したエネルギー変換では, この中性子のエネルギーを発電に必要な熱エネルギーに変換することが必要となる. このため, 核融合炉の真空容器 (vacuum vessel) 内に形成される高温プラズマ (high temperature plasma) を取り囲むように真空容器の内壁にブランケット (blanket) と呼ばれる機器が設置される. また, このブランケットの表面は, 高温プラズマに対向しているおり, 極めて大きな熱負荷および荷電粒子負荷を受ける. このような機器を総称してプラズマ対向機器 (plasma facing component) と呼び, ブランケットの表面を第一壁 (first wall), 炉心下部でプラズマ不純物を炉外に排出してプラズマの純度を制御する機器であるダイバータ (divertor) およびプラズマの位置を制御するリミター (limiter) がある. ここでは, エネルギー変換に大きく作用する第一壁を含むブランケットの役割について解説する. ブランケットは以下の三つの役割を有する. 1 中性子のエネルギーを熱に変換し, タービン発電が可能な温度まで冷却材を高温化する.( 熱エネルギー回収 (thermal energy extraction)) 2 トリチウムを生産回収する.( トリチウム増殖 (tritium breeding)) 3 放射線を遮蔽し, 外部への漏洩を防止する.( 放射線遮蔽 (radiation shielding)) 図 15.6 固体増殖ブランケット概念図ブランケットの方式 (various blanket types) ブランケットは, 増殖材 (breeding material) の形態により, 増殖材としてリチウムを含むセラミックス ( Li 2 O, Li 2 TiO 3, Li 2 ZrO 3, Li 2 SiO 4 など ) を用いる固体増殖 (solid breeder) 方式と, 液体リチウムやリチウム鉛合金, あるいは FliBe などの溶融塩 (molten salt) の自己増殖冷却材 (self-breeding coolant) を用いる液体増殖 (liquid breeder) 方式に分けられる. 固体増殖材は化学的に安定しており, 安全性が高く構造材との両立性にも優れている. また, 冷却材に水やヘリウムガスを利用できるため, 従来からの経験豊富な技術を利用できる利点がある. しかし, 中性子照射によるセラミックス材料の照射損傷などの課題がある. 一方, 液体金属増殖方式は中性子照射の影響は少なく, 高いトリチウム増殖比 (tritium breeding ratio) を得やすいなどの利点があるが, 化学的に

6 6 第 15 章核エネルギーから電気エネルギーへの変換活性が高いために構造材の腐食 (corrosion) 防止が課題である. 特に, 液体リチウムの場合は火災時の消火が困難であるなどの安全性上の問題がある. さらに, 磁場閉じ込め核融合炉では強磁場下で液体金属を流動する必要があり, 電磁流体力学的 (MHD:magneto-hydro-dynamics) な圧力損失 (pressure drop) を受けて流速が大きく取れない問題がある. この対策として, 冷却流路の内壁面の電気絶縁膜コーティング (electrical insulation coating) や壁面近傍にセラミックス板を挿入する FCI(flow channel insert) などの工夫が必要である. 図 15.7 液体増殖ブランケット概念図ブランケットの構造 (blanket structure) 固体増殖方式ブランケットの構造概念図を図 15.6 に示す. ブランケット筐体の内部には, 直径 1mm 程度の微小球形状の固体増殖材と板状あるいは微小球形状の中性子増倍材が充填される. ブランケット筐体の前面 ( プラズマに対向する面 ) は高熱流束負荷 (high heat flux loading) を受けるため, 水や高圧のヘリウムなどで冷却し, そのすぐ内側に中性子増倍材, さらに内側に固体増殖材を配置して中性子の利用効率を高める設計が通常採用される. 生成したトリチウムはブランケット内を循環するヘリウムガス ( スイープガスとも呼ばれる ) により, トリチウム回収系へ輸送される. ブランケット内の冷却は, 中性子による核発熱分布に応じて冷却管を適切に配置することで熱的安定性を確保する設計となっている. 一方, 液体増殖方式ブランケットの概念図を図 15.7 に示す. これは, 米国の DCLL-FCI(dual coolant lead lithium- flow channel insert) という概念の例である. ここで導入されている FCI は,SiC の板を冷却材流路に挿入し, 電気絶縁による MHD 圧損低減と断熱効果によるトリチウム増殖の効率化を意図している. ブランケットシステムとしては, 炉内に設置されるブランケット構造体, 冷却系, 発電系, トリチウム回収系および工学安全設備から構成される. 冷却系と発電系は基本的には軽水炉と同じであるが, 冷却系として超臨界圧水 (super critical pressure water)(290 ~450, 約 25MPa) を一次系冷却水に用いる場合には, 蒸気発生器を省略することができれば, 約 45% というきわめて高い熱効率を期待できる. トリチウム回収系では, 低温吸着塔でヘリウムガスのスイープガス中の水素同位体を吸着し, 回収する. 工学安全設備としては, 冷却材漏洩事故 (LOCA: loss of coolant accident) や真空容器内への冷却材漏洩事象 (ICE: ingress of coolant event) などの事故事象の拡大を防止するための安全弁 (safety valve) や圧力抑制タンク (suppression tank) などを設備するトリチウム増殖 (tritium breeding) 核融合反応に利用する重水素は海水中から無尽蔵に得ることが可能であるが, トリチウムは地球上に自然には存在しない放射性同位元素である. トリチウムを原子炉で生産することは可能であるが, その量には限界があるため, 将来の核融合炉で消費するトリチウム燃料と供給源にはなりえない. このため, ブランケット内にリチウムを入れ, 中性子との核融合反応でトリチウムを生産する. 式 (7.4) で生産されるトリチウムの数と式 (7.3) で消費するとリチウムの数の比をトリチウム増殖比 (TBR: tritium breeding ratio) と呼ぶ.

7 15 3 核融合炉を利用したエネルギー変換システム 7 理想的には, 7 3 Li の反応で放出された中性子が 6 3 Li と反応してトリチウムを生成するので,TBR は 1 を超えると考えられるが, 実際には全ての中性子が反応に供される訳ではない. したがって, ベリリウム (Be) や鉛 (Pb) などの中性子増倍反応 (neutron multiplication reaction) を利用して中性子を増加させて利用する. たとえば, ベリリウムの場合は次式の反応式となる. 9 4Be n 2n+2He-2.5MeV (15.3.1) 核融合炉の設計では, 中性子増倍材 (neutron multiplier) を用いてトリチウム増殖比の向上を図っている. 核融合炉を運転するのに必要なトリチウムの消費量 C は, 核融合出力を T P (MW), 稼働率 (availability) を f d とすると, 次式で計算できる 3). f C 55.7P f (g/ 年 ) (15.3.2) T f d たとえば, P f =2500 MWt( 電気出力 :1000 MWe) で f d =0.8 とすると, 年間約 100kg 必要となるが, 現在入手可能なカナダの CANDU 炉 ( 重水炉 ) で生成される量は, たかだか ~2kg/ 年と言われており, 本格的な核燃焼運転を伴う商業炉を想定した場合, ブランケットの開発は不可欠な課題である. 核融合炉における燃料自給のためには, 年間 100kg, 一日当たりのトリチウム燃焼量はおよそ 400g が必要であり, このため TBR が 1.1 以上を達成する必要がある.TBR の計算は, 所望のブランケット設計に対する中性子輸送計算を行うことで求められるが, 核データ ( 中性子散乱断面積など ) の整備と計算コードの開発が必要である 3). 固体増殖材はリチウムセラミックスが代表的なものであるが, トリチウム溶解度 (solubility), 吸着量 (amount of absorption), 構造材との反応性 ( 腐食 ), トリチウム拡散係数などが設計データとして重要である. 液体増殖材はリチウムを含む液体金属が代表的なものであるが, 冷却材の機能も兼ねているため, 液体中の不純物濃度を制御した状態での構造材の腐食量評価が課題となっている. また,FliBe などの溶融塩は化学的に安定であるが, トリチウム化学形が TF か T 2 かによって,TF では構造材の腐食が促進され,T 2 ではトリチウム透過漏洩が増加する問題がある熱エネルギー回収 (thermal energy extraction) D-T 核融合反応で生成された 14.1MeV の中性子エネルギーの運動エネルギーとしてブランケット内へ入り, 物質との散乱減速過程でエネルギーをブランケット内の構成物質に付与する. この過程で運動エネルギーから熱エネルギーへ変換され, ブランケット内の冷却材により運び出され, 最終的にタービンを経由して発電機によって電気エネルギーへ変換される. 中性子 1 個がブランケットに入射される毎に全体として約 20MeV の発熱があり, ブランケット内の発熱を入射中性子エネルギー 14.1MeV で除した値をエネルギー増倍係数 (fusion energy gain factor) といい, 通常は 1.3~1.4 程度となる 3). ブランケットの第一壁にはプラズマからの熱放射 (thermal radiation) で 0.1MW/m 2 ~1MW/m 2 程度と想定されており, 中性子とブランケット内構成物質の反応で生ずる体積発熱は第一壁側で高くそこから遠ざかるほど指数関数的に減少する. 中性子壁負荷 (neutron wall loading) は実験炉で 1MW/m 2, 原型

8 8 第 15 章核エネルギーから電気エネルギーへの変換炉で 3~5Mw/m 2 と想定されている. 第 3 章で述べたように, 発電時のサイクル熱効率は冷却材出口温度に依存するが, いかに高い熱効率を達成できるかは, ブランケット構造材と冷却材の共存性 (compatibility)( 腐食等 ) で決まる. 以下に代表的な冷却材の利用に関して, 利点と欠点を列記する. 1) 水利点 : 比較的低流速で大きな除熱性能が得られる. 電磁場の影響を受けず, ポンプ動力も設計範囲内に収まる. 遮蔽性能が良好. 高温高圧水( 超臨界圧水 ) を利用する場合, 高い熱効率が可能. 欠点 : 中性子吸収反応断面積が大きく,TBR が大きく取れない. 事故時に真空容器内への冷却材漏洩による圧力上昇への工学的安全設備が必要. 高温高圧水を利用する場合, 構造材料との共存性が問題. 2) ヘリウム利点 : 化学的に不活性で, 取り扱いが容易. 構造材との共存性が良い. 高温化が可能であり, 高い熱効率が期待できる. 欠点 : 熱容量が小さいため除熱性能が低く, 高圧化が避けられない. 高速で冷却材を流動させる必要があるため, ポンプ動力が大きい. 遮へい性能が低いため, 遮へい体の厚さを厚くする必要がある. 3) 液体金属利点 : 熱拡散率(thermal diffusivity) が大きいため, 熱輸送能力が大きい. 低圧で高温運転が可能. 冷却材が増殖材を兼ねることが可能であり, ブランケット構造が簡略化できる. 反応生成物の取り出しや成分調整等が運転中に可能. 欠点 : 化学的に活性( 特に,Li は火災時に消火が困難 ). 液体金属流と電磁場との MHD 相互作用が強く, 大きな MHD 圧力損失が避けられない. 現在建設中の国際熱核融合実験炉 (ITER: international thermo-nuclear experimental reactor) では様々な冷却材と構造材を組み合わせたテストブランケットの試験が計画されており, 国際共同研究に参加している各国で分担して設計が進められている. 第 15 章の文献 (1) 日本原子力学会編, 原子力がひらく世紀,(2004), 日本原子力学会. (2) 佐野川好母ほか, 高温ガス炉の伝熱流動分野における研究開発の歩み, JAERI-Review (1999), 日本原子力研究所. (3) 関昌弘編, 核融合炉工学概論,(2001) 日刊工業社.

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第 2 日放射性廃棄物処分と環境 A21 A22 A23 A24 A25 A26 放射性廃棄物処分と環境 A27 A28 A29 A30 バックエンド部会第 38 回全体会議休憩放射性廃棄物処分と環境 A31 A32 A33 A34 放射性廃棄物処分と環境 A35 A36 A37 A38 2013 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 3 月 26 日 28 日第 1 日原子力施設の廃止措置技術 A01 A02 A03 A04 原子力施設の廃止措置技術 A05 A06 A07 放射性廃棄物処分と環境 A08 A09 A10 A11 A12 A13 放射性廃棄物処分と環境 A14 A15 A16 A17