 |
|
技 術 経 歴 書
１．氏名：津坂康和（つさか やすかず）
２．住所：千葉県流山市東初石３－１１１－１ Ｃ－６０２
３．電話：０４―７１５２－３９４５
４．専門分野： 特殊ロボットのシステム開発
５. 発表論文：水中ロボット関連分野（IEEE、日本産業用ロボット工業会他）
海水管保守ロボット関連分野（東芝レビュー、火原協他）
６．学歴：昭和４６年３月 名古屋大学大学院工学研究科修士課程修了（機械工学専攻）
７. 職務経歴
昭和４６年４月 三井海洋開発（株）入社
昭和４６年～昭和４８年 有人潜水艇の開発 （財）日本舶用機器開発協会との共同研究 ：機器設計、実験担当
昭和４８年～昭和５０年 ＧＥ社製閉式潜水器の実用化研究 ：研究担当
昭和５０年 科学技術庁海底居住実験参加 ：実験研究員
昭和51年～昭和52年 水中アイロボットの開発（財）日本舶用機器開発協会との共同研究：機器設計、実験担当
昭和52年～昭和55年 小型無人水中作業艇の開発（財）日本舶用機器開発協会と共同研究 ：機器設計実験担当
昭和５５年～昭和６０年 ダム点検システムの開発（東京電力（株）との共同研究） ：開発担当
昭和５８年 海洋科学技術センター無人探査機基本設計 ：プロジェクトリーダー補
昭和５８年～昭和６２年 水中作業ロボット調査研究（社）日本作業船協会 ：研究員
昭和５９年 水力発電所用ロボットの調査研究（関西電力（株）） ：調査担当
昭和６１年～昭和６２年 コバルトクラスト調査研究（社）深海底鉱物資源開発協会 ：研究員
昭和６２年～昭和６３年 原発用水中点検ロボットの開発 （株）東芝との共同研究 ：開発担当
昭和６３年 海中作業船システムの開発研究 （社）日本作業船協会 ：研究員
昭和６３年１２月 三井海洋開発（株）解散の為退職
昭和６４年１月 （株）東芝入社
平成元年～平成５年 原子力タービン技術部にて東京電力との共同研究として軽水炉発電所用循環水管保守システムの開発（大口径海水管内の清掃・点検・補修）プロジェクトの本社技術部門における取りまとめに従事
平成２年～平成６年 同部にて関西電力との共同研究として軽水炉発電所用海水管自動点検システムの開発・実用化プロジェクト（中口径海水管の清掃点検）の取りまとめ業務に従事
平成７年～平成８年 浜岡原子力発電所におけるタービン系改良保全担当業務に従事
平成８年～平成１３年 核融合開発部および原子力開発設計部にて国際熱核融合実験炉（ITER）用遠隔操作機器開発プロジェクトならびに大強度陽子加速器用遠隔操作機器開発プロジェクトの取りまとめに従事
平成１３年～平成１４年 核燃料サイクル開発機構に出向し、ＦＢＲ再処理施設遠隔機器計画業務他に従事
平成１５年～ 原子力開発設計部にて（ＩＴＥＲ）用遠隔操作機器開発プロジェクト取りまとめ業務に従事
平成１９年１１月 （株）東芝定年退職
平成１９年１２月 東芝テクニカルサービスインターナショナル入社 原子力タービン関連データベース構築
平成２１年１２月 同上 退社
平成２２年４月 流山市初石公民館副館長就任
平成２５年9月 （株）Ｔｅｉｒｙにて溶融塩炉開発プロジェクトに参加
平成２６年８月 東電吉田所長顕彰会顧問に就任
平成２７年９月 ＮＰＯ流山国際交流協会広報担当に就任
平成２７年１２月 東電吉田所長顕彰会顧問退任
平成２８年９月 海流発電計画に参加
平成２９年６月 （株）日本海洋発電の顧問に就任
平成２９年９月 （株）Ｔｅｉｒｙ顧問退任
平成２９年１２月 （株）日本海洋発電顧問退任
資料 ＮＯ． ００８ 抄訳担当：津坂
PHYSICAL & CHEMICAL FEASIBILITY OF FUELING MOLTEN SALT REACTORS WITH TRU`S TRIFLUORIDES
著者：V Ignatiev,他
概要：溶融塩炉（MSR）は将来の核エネルギーシステムの要素として考えられる重要なものである。特にＭＳＲはＵ－Ｔｈサイクルで運転する先進無ＴＲＵ(ＴＲＵフリー)システムばかりでなくＴＲＵ変換装置にも有望なものである。本論文では最近の技術状況と再び話題となった展望につき述べる。
１．緒言
溶融塩の使用はいろいろな異なった原子炉形式の応用として提案されてきた。特に米国、ロシア、フランス、日本ではＭＳＲの概念は臨界または未臨界モードで運転される高速増殖とthermal炉心とブランケットに対して準備されてきた。現在のアプローチは核分裂性物質ばかりでなく３Ｕを生じる豊富な物質を含有することが可能な単一塩流を採用している。
溶融塩燃料の概念はＯＲＮＬのＭＳＲＥ実験炉で成功裡に運転されて証明されたが、まだ産業用としては行われていない。
将来ＭＳＲ技術はＴＲＵとトリウムの利用において標準の原子炉と共存することが期待されている。ＴＲＵの燃焼装置としての溶融塩の有益性は非水生燃料クリーンアップ技術との連携の可能性ばかりでなく、連続運転中に炉心の変更をしなくてもいろいろな核種の混合物の燃料を利用できることである。
２．燃料サイクルの選択
ＭＳＢ（ＴＲＵバーナー）のフローシートは以前のＭＳＲとは炉心構成、燃料塩混合物、ならびに核分裂性物質のクリーンアップにおいて異なっている。
ＭＳＲの概念では炉心内の最大エネルギー密度はグラファイト減速材への損傷により制限される。単一流体の概念の主な欠点は熱交換器あるいは炉心以外の場所に核分裂性物質がたくさんあることである（substantial investments）。
最近の研究では燃料としてＰｕＦ3とマイナーアクチノイド トリフロライドを用いたＭＳＢの運転の広範囲性が概念的にはフィージブルであることが示された。
この範囲の一端には７Ｌｉ、Ｂｅ／Ｆの混合溶融塩からなる溶媒中の十分熱中性子化されたグラファイト減速材炉心がある。このようなＭＳＢ炉心の構成における最大パワー密度は高速中性子によるグラファイト減速材への損傷により制限されることが特筆される。
他端にはグラファイト減速材の無いhardened スペクトルでのＭＳＢの運転がある。
このＭＳＢの概念はＰｕＦ3の濃度が前の概念より3倍以上になる。
ＭＳＢにおいては全ての核分裂物質は再処理プラントには行かない。すなわち、ＫｒとＸｅは炉内にヘリウムを５０秒間注入することにより除去される。
セミＮＭとＮＭはパージガスに急速に運ばれ、主に炉心外の燃料回路内の表面に堆積する。
ＭＳＢの燃料プロセスの概念をｆｉｇ－１に示す。
ＭＳＢの概念を単純化するためには核分裂生成物の除去のために燃料塩の化学的プロセスを完全になくすことである。
この原子炉はＴＲＵ燃料の定期的な追加が必要であり、多分外部ソースによる中性子の維持が必要である。しかし、プラントの最終寿命時の他はプラント在庫の交換あるいは除去は必要ではないだろう。
シングルパス原子炉に化学施設を付加することは、ウランおよびＴＲＵのリサイクルに基づく別の概念を与える。ＭＳＲに基づくフッ化物の優位性のひとつは集積化された燃料回収能力に対する可能性があることである。
フッ化物を有する塩を注入することにより、ウランがＵＦ６として除去され、バッチ処理でＵＦ４に変換されリサイクルされる。固体燃料を使用しないため燃料はいつでも直接原子炉に混合されるし、長期間の冷却や、中間貯蔵を必要としないので前処理工程やコストの削減となる。
多様なアクチノイドをリサイクルするために、プルトニウムとＭＡはイットリウムと希土類の核分裂生成物より前に燃料から取り除かれねばならないので、ＭＳＢはＴＲＵの燃料塩からの除去と再投入のための設備を含まねばならない。
核分裂物質の無い材料のキャリアー塩の周期的な交換はＴＲＵの中性子バランスと利用を改良するが、他の塩成分の消費が増加する。
除去されたキャリアー塩は中間的な処理をせずこのプラントでの再利用あるいは新しいプラントでの使用のために処理される。
ＭＳＢの性能を最適化するための主な変数は炉心中の少量の塩、溶媒の選択、供給材料の組成である。
溶融塩を更に評価するために必要とされる将来の研究は炉心外の燃料塩の量を最小化するための設計も含まれる。
３．燃料塩の選択
液体燃料原子炉設計として燃料を選定する場合次のクライテリアが適用される。
（１）溶媒成分に対する低ニュートロン断面
（２）塩成分の熱安定
（３）低蒸気圧
（４）放射安定
（５）燃料と核分裂生成物のの適当な溶解性
（６）適当な熱伝導性と流体力学性
（７）容器ならびに減速材との化学的適合性
（８）燃料と再処理の低コスト
フッ化物塩のいくつかは熱安定性等の特性を満足する。Ｕ、Ｐｕ、Ｔｈ以外の金属のフッ化物が希釈剤として実際の使用に際し、十分低い溶融点を保つために用いられる。
ＯＲＮＬでの中性子の節約の理由により、以前のＭＳＲの概念に対して選ばれた溶剤はＬｉＦとＢｅＦ２であった。
ＴＲＵフッ化物を供給されるＭＳＢに対する最適な溶剤の選択はまだ明白でない。
ＰｕＦ３溶解度は純粋なＬｉＦあるいはＮａＦ内で最大であり、ＢｅＦ２とＴｈＦ４の付加で減少する。
フッ化物ベースの溶剤中ではＰｕＦ３の溶解度は温度と組成に依存する。
Ｎａ、Ｌｉ、Ｂｅ/Ｆの３元塩もまた主回路の代替溶剤として考えられる。また２５－１５ｍｏｌ％ＢｅＦ２を有するＬｉ、Ｂｅ、Ｚｒ/Ｆも可能性のある溶剤である。６６ＬｉＦ－２９ＢｅＦ２－５ＺｒＦ４システム内の希土類とアクチノイドフッ化物の溶解度が米国および、ロシアの研究所で測定されたことは特筆すべきことである。
他のＴＲＵはＬｉとＢｅを含む溶剤に溶けることは知られている。しかし溶解挙動の定量的な定義がまだ明確でない
フッ化物溶融塩中のアクチノイド ジオキサイドの溶解度は低く、Ｔｈ０２－ＵＯ２－ＰｕＯ２の順に減少する。３価のプルトニウムはＬｉ，Ｂｅ/ＦとＬｉ，Ｂｅ、Ｔｈ/Ｆの混合物から酸化物として沈殿する傾向はない。ＭＳＲの燃料は相対的に酸化許容度が低のため
原子炉システム内での偶然の沈殿をさけるためそれなりの注意が必要である。
ＰｕＦ３燃料がこれらの溶剤内で使用されるなら、ＦとＬｉ，Ｂｅ、Ｔｈ/ＦとＬｉ，Ｂｅ/Ｆに対する溶融フッ化物の化学は十分確立されており、信頼をもって適用される。
ＭＳＢの化学的ニーズの観点からは次のもっとも重要な点はアクニノイドフッ化物の溶解度の考慮である。
４．グラファイト
グラファイトはＭＳＲの良い減速材である。その減速能力はフリーベの２倍程度である。
一方その有効なマクロ吸収断面積はアクチノイドと核分裂生成物を除いて塩の5分の一
である。グラファイトは放射線損傷を受ける。約３Ｘ１０２２ ｎ/ｃｍ２以上の高速中性子束に対しrate of expansionはかなり早くなる。このことはグラファイトの許容暴露に対し限度があることを示している。ＭＳＢＲにおいて最大パワー密度は約７０W/ｃｍ３で、利用可能なグラファイトの寿命はフルパワーで約3年である。８Ｗ/ｃｍ３の炉心パワーのDMSRの場合には利用可能なグラファイトの寿命は約２４フルパワー年である。
加えて、核分裂ガス生成物､特に１３５Ｘｅは中性子バランスに関するいくらかの影響をもってグラファイトに拡散する。とくに高フラックスの炉心にはＸｅ汚染を最も低いレベルに保つことが必要である。このことはグラファイトに非常に低い透過性すなわち１０－８ｃｍ２／ｓｅｃを要求する。ＯＲＮＬでのパイロリィティク シーリング作業は部分的な成功であり、照射前に材料をシールするために注意がはらわれねばならないことが判った。
ＭＳＢＲに関連して、ＭＳＲの新しい波においては増殖性能に対する要求がゆるやかになったので、グラファイトへの要求も減らされるだろう。
米国とドイツのＨＴＲの設計に沢山の詳細なクリープデータがあるが、これらのグラファイトは溶融塩の応用には不満足なものである。
ＭＳＲの要求にもっとも近いのは日本のＩＧ－１００グラファイトと、ロシアのＧＳＰタイプのグラファイトである。シーリング技術の開発が続けられるべきである。
５．輸送特性
ＭＳＲ炉心の設計は提案された燃料と溶融冷却フッ化物のヒート＆マス 輸送特性に関する詳細な情報を必要とする。
表―１に各温度条件での流体の組成と特性を示す。
結論として、強制ならびに自然対流についてフッ化物塩の設計に対する熱伝達には通常の流体に対する相関を有する正確な物理性質の使用が適当である。
６．構造材
ＭＳＲの成功は主ならびに２次回路に使用される溶融塩の容器の適合性につよく依存する。
実用システムの設計にはＬｉＦ、ＮａＦ、ＢｅＦ２，ＵＦ４、ＴｈＦ４、ＰｕＦ３等のような塩成分の選択を必要とする。
３００シリーズのステンレス鋼が閉回炉システムの条件下でウラニウム燃料塩に暴露された場合には、腐食割合は６００－６５０℃で６０－７０μｍの深さまで減少したＣｒ量の表面ボイドによって示される。
ＯＲＮＬでの初期の材料研究はフッ化塩での使用対してニッケルベースの合金ハステロイＮの開発に導いた。（表―２）
この合金がＭＳＲＥで用いられた唯一の構造材で実験の成功に十分貢献した。しかしながら２つの問題がある。1つは１０Ｂから生じるヘリウムにより脆化することで、2つ目は
粒境界と脆性境界に沿って金属中にわずかに核分裂生成物テルルが拡散することである。
最近のＯＲＮＬが選んだクラック問題に対する解答はハステロイＮにいくらかの修正をして研究を続けることである。２％Ｎｂを含んだ修正ハステロイＮのテルル材料試験でクラックがまったく無くなったことが判った。
(表－２)
ＲＲＣ－ＫＩでもまたニッケル合金ハステロイＮＭがレファレンスとして選ばれた。
この合金の研究によりＴｉとＡｌを修正した合金がＭＳＲの最適な材料として提案されＨＮ８０ＭＴＹと名づけられた（表－２）。
ＵＦ４―含有塩のデータはＰｕＦ３―含有塩に対する腐食特性を確立するためにロードマップを与える。
７．核分裂生成物のクリーンアップ
溶融塩燃料に対し、核分裂生成物は中性子poisonsの重要性の順序でいくつかのクラスにグループ（希ガス、希土類、ＮＭ、セミＮＭ、揮発性フッ化物、安定フッ化物）される。
(表―３)
ＭＳＲではＨｅを注入することにより希ガスを除去できる。前にも述べたようにここでの問題はポーラスなグラファイト減速材に希ガスが入るのを防ぐことである。ＢｒとＩの揮発性フッ化物は相対的に重要ではなく､フッ化段階で除去される。ＮＭと他の重要でないいくらかのものは安定なフッ化物を形成せず､元素のままのようである。
試験により塩からそれらは急速に消滅し、主回路、主に熱交換器の金属表面に沈殿することが判った。ＮＭ、セミＮＭに対してはさらに実験が必要である。
希ガスが除去されたＭＳＲでは最も重要な核分裂生成物poisonsは希土類である。Ｒｂ、Ｓｒ、Ｃs、Ｂａの安定フッ化物はアクチノイド トリフッ化物の溶解度に対し重要ではない。希土類を除去する試みには還元抽出法等に基づくプロセスを含んでいる。ＯＲＮＬでのＬｉＦ－ＢｅＦ２溶剤システムにたいして開発されたＢｉ―Ｌｉ還元抽出法に基づく希土類除去装置ではほとんどＴＲＵの紛失はなかった。
いくつかの代替案を有する選択されたプロセスの組み合わせが可能である。
８．結論
上で述べたようにエネルギー生産の原子炉システムと燃焼装置に対する燃料と冷却材として溶融フッ化物を使用することは多くの手ごわい問題に直面することは明らかである。
これらのいくつかは解決され、いくつかは解決の途上にあると思われるが、まだ解決されていないものもある。溶融塩はこのような応用に多くの望まれる特性を有しており、努力と時間と、金が十分与えられればＴＲＵフリーあるいは変換装置は成功裡に開発されるだろう。十分確立した２Ｌｉ―ＢｅＦ２溶剤システムに比べて他の代替の溶剤には基礎データに不確実性がある。プルトニウムとＭＡトリフロライドによって燃焼されるＭＳＢの可能性を評価することが必要である。ＭＳＢの概念設計における一般的な不確実性はＴＲＵＦ３の化学とredox制御の分野にある。