平成23年度 合同研究会
筑波大学プラズマ研究センターシンポジューム
プラズマ物理クラスター スクレープオフ層とダイバー タ物理サブクラスター(第1回会合)
炉工学クラスター ブランケット サブクラスター(第2回会合)
双方向型共同研究会合「ガンマ１０装置における炉壁材料の損耗・再堆積の研究とそのダイバータ開発戦略における位置づけ」―核融合炉設計パワープラント設計とバイオマスハイブリッド概念ー
Satoshi Konishi 1, Kenzo Ibano 1, Yasushi Yamamoto 2
1 Institute of Advanced Energy, Kyoto Univ.
2 Kansai Univ.
2011.7.21
つくばサイエンスインフォメーションセンター大会議室Background
Institute of Advanced Energy, Kyoto University

1. Fusion development
１．炉設計から見て今妥当な目標は？
－ＩＴＥＲ前の状況で発電炉が構想できるか？
－Ｑ＞２０は可能か？必要か？
－ 大出力炉～３ＧＷは必要か？
２．社会的に、核融合の市場はどこにあるか？
－発電に（それも大型で安定性の約束できない、起動が容易でない）どの程度の受容性があるか？

2.Plant design
１．ダイバータの役割は？
－熱を受けるープラズマ粒子制御
ー 熱利用パワーフローの考え方
Institute of Advanced Energy, Kyoto University
第一壁平均熱負荷
核融合出力2.3ＧＷ
1,840MW 0.5 MW/m2
最大1 MW/m2
全出力2.9ＧＷ
リップル損失10MW（ α 加熱の2 % ）
核融合出力
制動放射
ブランケット2.4ＧＷ
子2,300MW 4α6粒0MW
シンクロト ロン輻射450MW
120MW (24%)
外部加熱
第１壁へ110MW
プラズマ
Div へ10MW
58MW
508MW
SOL
388MW
第一壁表面積5 20 m2
ダイバータ0.49ＧＷ
ダイバータ室表面積 ｘ 点
放射冷却
1 46 m2
363MW (71%)
第１壁へ148MWDiv へ215MW
ダイバータ室平均熱負荷
ダイバータ板 これを利用するか、捨てるかは
1.5MW/m2
25MW (5%)
最大 10 MW/m2
プラント設計上の大問題

水冷却プラントの熱利用系の例
Direct cycle turbine train generates 1160MW of electricity.
Thermal efficiency is estimated to be 41%.

ダイバータは冷却をサブクールで稼ぐので熱利用価値が低い

核融合によるバイオマス燃料合成
Institute of Advanced Energy, Kyoto University

Fusion Energy （Heat，900℃）
Biomass
8.2MJ(1kg)+ H O
H2,CO2
16MJ
cellulose：（C6H10O5）n/6+ n/6H2O → nH2 + nCO – 136n [kJ]
lignin: (CH1.4O0.3)n + 0.7nH2O → 1.4nH2 + nCO –136n[kJ]

Shift Reaction CO + H2O ⇔ H2 + CO2 + 32 [kJ]
Fischer-Tropsch reactionhydrogen2.6MJ
8.6MJ
endothermic

24.2MJ

Waste heat

Carbon Neutral

2H2 + CO → -CH2- + H2O + 160 Waste /usable[kJ]

Synthetic oil(Diesel)

Substitute of OIL(0.5 litter) 15.6MJ

バイオマスハイブリッド概念
Institute of Advanced Energy, Kyoto University

1022

Electricity
generation
Ｑ＝20，ηe＝0.33
Net

1021

DEMO

1020

GNOME

ITER

biofuel
Ｑ＝５，
Break-even η ＝２．７ｆ
Net

1019

1018

6Pf

Ｑ＝１，η＝１10

発電炉なら6Pfの出力
バイオマスハイブリッドは8Pf
系統連系不要、パルス可
大出力は必要？可能？

8Pf

-0.6
Negative power
1Q >20は必要？可能？

100Ｔ（ｋｅｖ）

ダイバータ、「冷却できる」と「熱利用できる」は違う

設計戦略

Institute of Advanced Energy, Kyoto University

1. プラズマ
現在想定できるプラズマ性能で設計する－大型トカマクで実証されている－ＩＴＥＲで想定、計画されている

2.ブランケット
ＴＢＭにおける技術ベース－ＴＢＲ＞１は必要
ー温度、稼働率は次第に向上できる
ー熱利用(高温化）
ー小規模でも技術確証可能

３. ダイバータ
デタッチは必ずしも期待しない
冷却だけなら水、Ｈｅでできるが？？
熱利用ならブランケットと同じ媒体、近い温度

ＩＴＥＲと比較したプラズマ領域
Institute of Advanced Energy, Kyoto University
Confinement improvement
HHy2
1.61
1.4

Non inducive
current fraction
1.00

0.54
1.00

Normalized density
ne/nGW
0.78
ITER
ITER SS (RS)

3.1

2.93

Normalized beta bN

0.45

GNOMEGNOME

0.46

Bootstrap current fraction fBSダイバータの設計領域
Institute of Advanced Energy, Kyoto University
1. 通常時負荷
ほぼすべてのＣＤ入力とα出力が壁に来る－ブランケットは、第１壁とバルク両方(表面は,1MW/m2を想定）－どの程度が放射で分散できるかは不明－高出力、高出力密度ではどちらもが厳しい

2.非定常負荷
ＥＬＭまでは分散されると考える。（それでも～10MW/m2)－ディスラプションは時定数で制御(蓄積エネルギーは来る）
ー場所的局在は避けられない→部分が耐えても平均すれば出口温度は低くなる

３. 粒子負荷
デタッチの状況によりスパッタリングが大きく違う
タングステンの利用はさけられないバイオマス分解ブランケット
Institute of Advanced Energy, Kyoto University
Institute of Advanced Energy, Kyoto University

Fusion-biomass hybrid reactor for fuel production
High temp. ≧900oC
Small
Biomass
extraction
Major radius
IHX
NeutronGasificationwall load
Rp=5.2mreactor

Pn~1MW/m2

Pb-17Li blanket with SiC cooling panel

HydrogenFuelHigh ηハイブリッドのプラズマ電流分布
Institute of Advanced Energy, Kyoto University

4Z (m)

3NBI(1.0 MeV)

2

DRIVER88* codesolves current &power balance using
2-D equilibrium data.

Current (a. u.)

10TotalCurrent drive
Bootstrap
current profile*K. Okano and et al, Plasma Phys.
Commun. 32 (1990) 225

想定するダイバータモデル
Institute of Advanced Energy, Kyoto University< 950 oCt••rW

SiC LiPb SiC

PbLi cooling, SiC structure.
Heat conductivity of structural materials is a key.

粒子エネルギーと負荷
Institute of Advanced Energy, Kyoto University• Td < 10 eV Sputtering
suppression• “Particleattached”
 Pumping
Solving power & particle balance by simple CoreSOL-Divertor model*.
[1] R. Hiwatari and et al, Contrib. Plasma Phys. 44 (2004) 76-82

放射冷却の効果

Institute of Advanced Energy, Kyoto University

0.930.85

frad = 0.78

過去の液体金属ダイバータ概念
Institute of Advanced Energy, Kyoto University

Pressure drop along the poloidal flow andthe fast toroidal flow was evaluated.

A.R. Raffray and et.al., FED 55(2001)55

P. Norajitra and et.al., FED 83(2008)893

Power plant designsfBSbN
Q
plant factor
magnets
structural
materials
blanket coolant
breeding blanket
divertor coolant
design divertor
heat load
thermal power
cycle efficiency<neutron wallload>[MW/m2]

PPCD -B
0,36
3,3
1575-80%
Nb3Sn

He
HCPB
He

PPCD - C
0,69
4,0
30
75-80%
Nb3Sn
Eurofer+SiCSiC
inserts;Eurofer
ODS for first wall
He+PbLi
PbLi
He

PPCD - D
0,76
4,53575-80%
Nb3Sn

ARIES-AT
0,92
5,4
51
76/85%
Nb3Sn/HTS

SiC/SiC

SiC/SiC

PbLi
PbLi
He or PbLi

PbLi
PbLi
PbLi10105540,5%

~43%

~59%

59%

1,82,22,43,3Euroferダイバータモデル
Institute of Advanced Energy, Kyoto University

Changing the target area torelax the peaked heat flux.

lqlq/sinq

fexp (lq/sinq)
Reasonable radiation.
frad ~ 0.6 at private
nrad< 6MW/m3

Pressure drop: Ptot
Ptot = Ptarget * Atarget + Prad * (Adiv-Atarget)
where Ptarget = Ppeak + Prad

設計ウィンドウ
Institute of Advanced Energy, Kyoto University

Coolant flow, pressure drop, pump power
were studied for various Pfus reactors.
Pfus ≧ 1GW: advanced performance target,complex structure.
Pfus < 500MW : reasonable assumption, simple
structure.
Biomass-hybrid ~ 500 MW has a operation
window with the PbLi cooled compoents.

想定したＳｉＣ物性値

Institute of Advanced Energy, Kyoto University

熱伝導度

λ20 W/m/K

ヤング率E460 Gpa

ポワソン比 ν
熱膨張率

α

密度

ρ

破壊強度

Sm

0.21
4.40E-06 /K
3220 kg/m3
345±70 Mpa

モデル
Institute of Advanced Energy, Kyoto University
δtr

Si
W Si LiP< 950 oCC
C b

熱応力σ≦Sm厚さ・応力・熱流束
Institute of Advanced Energy, Kyoto University• 材料の厚さ、熱流束と熱伝導度による温度差、応力により設計ウィンドウが決まる。
• 現在得られるＳｉＣではバイオマスハイブリッド領域なら設計は可能だが非常に厳しい。
• 照射による熱伝導の低下を考慮していない。

バイオマスハイブリッドとダイバータ
Institute of Advanced Energy, Kyoto University○バイオマスーハイブリッド概念は現状想定されるプラズマパラメータで核融合エネルギー発生を実証しうる.
・熱出力は５００ＭＷ程度.Ｑ～５で正味出力・製品（炭素フリー液体燃料）の市場性○ 小型の核融合装置開発ステップとしての意義がある
・ＩＴＥＲと同時期から、炉工学、nuclear technologyの研究ステップに利用できる・ダイバータ、第１壁は実用的条件で性能を向上することが要求される。デタッチ、放射冷却、ＥＬＭ制御等も課題
・R=～5m の小型装置で、ダイバータ、ブランケットとして無理の尐ない設計領域。パルス可。

○高温ブランケット/ダイバータ開発は急務
・SiC-LiPb ブランケット/ダイバータを開発中
・並行してバイオマス燃料合成もベンチスケールで実証結論（今のところの。。）
Institute of Advanced Energy, Kyoto University○現状のダイバータ設計と開発
・ＩＴＥＲや大型トカマクで想定されている１０ＭＷの領域
・粒子負荷を考えればタングステンしか表面は解がない
・冷却だけなら水、ヘリウムで可能
・冷却材チャンネルを考えると強度要件が厳しくなる・熱流束、熱応力、材料厚さ、熱伝導度の相関で設計ウィンドウが決まる。
○ 冷却材と熱利用系を考えたダイバータ開発戦略の重要性
・液体金属冷却は、冷却能力に劣るものの、出口温度の高さ、（液体ブランケットなら特に）ブランケット冷却との整合性、非圧縮性、低圧に基づく安全性にメリット
・液体金属冷却の設計ウィンドウは狭く、バイオマス
ハイブリッド領域以外は極めて厳しい・SiC-W材料が適合できるが熱伝導がネックになる。