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土谷 邦彦; 武内 伴照; 駒野目 裕久*; 三浦 邦明*; 荒木 政則; 石原 正博
日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.375 - 378, 2016/07
2015年、軽水炉安全技術・人材ロードマップが取りまとめられ、システム・機器・構造の信頼性向上と高度化に係る取組の重要性が指摘された。この中で、原子力発電所でシビアアクシデントが発生した際に、事象進展を迅速かつ的確に把握するため、プラント状態を監視し、状況を確認するための能力の向上を図ることが重要課題として挙げられている。本報告は、資源エネルギー庁の電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業「特殊環境下で使用可能な監視システム高度化」の一環として、低照度条件でも高解像度での撮影が可能な耐放射線性カメラ及び原子炉情報伝送システム(水中でも確実に信号を伝送できる無線システム及び過酷環境下における確実に炉内のデータを伝送できる計測線)の高度化に向けた技術基盤開発の現状についてまとめたものである。
武内 伴照; 上野 俊二; 駒野目 裕久*; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 木村 伸明; 松井 義典; 土谷 邦彦; 荒木 政則
Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 7 Pages, 2013/10
福島第一原子力発電所事故における全交流電源喪失状態下では、既存の炉内計装システムは十分には機能せず、結果的に過酷事故の進展を防げなかった。また、IAEA閣僚会合に向けて平成23年6月に取りまとめられた日本国政府報告書において、教訓14として「原子炉及び格納容器などの計装系の強化」が挙げられている。こうした背景を踏まえ、原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視するため、平成24年度より、上記2つの対策にかかる研究開発を開始した。本研究開発の課題としては、過酷環境下でも高解像度で監視できる耐放射線性カメラ、撮影した映像を伝送するシステム、計測線等の基盤技術の構築である。これらの開発目標および開発状況や特性試験の概要について述べる。
西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 實川 資朗; 中道 勝; 星野 毅; 山西 敏彦; Baluc, N.*; M
slang, A.*; Lindou, R.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1331 - 1335, 2011/10
被引用回数：14 パーセンタイル：71.64(Materials Science, Multidisciplinary)幅広いアプローチ活動ではブランケット材料開発を中心としてR&Dを進めている。ブランケット構造材料開発では、低放射化フェライト鋼F82Hの5t溶解を実施し、2次溶解として電気スラグ溶解を用いることにより不純物制御ができることを確認した。欧州でもEUROFERの溶解を実施し3
48mm厚の鋼板を製作した。SiC/SiC複合材の開発では、NITE-SiC
/SiC複合材に対してダブルノッチ引っ張り試験を実施し、破壊強度がノッチサイズにあまり異存しないことを明らかにした。欧州では、SiCとLiPbの共存性試験の準備を実施した。先進中性子増倍材の開発では、BeとTiの粉末から直接Be-T金属間化合物を焼結することを試みた。また欧州では、30mm径のBe-T金属間化合物母材の製造に成功した。先進トリチウム増殖材の開発では、再処理法の確立を目指して、トリチウム増殖材微小球の溶解試験を行い、硝酸と過酸化水素水により90%以上溶解できることがわかった。
荒木 政則; 坂本 宜照; 林 君夫; 西谷 健夫; 大内 玲*
Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.2196 - 2202, 2010/12
被引用回数：10 パーセンタイル：56.06(Nuclear Science & Technology)国際核融合実験炉ITER計画に貢献し、原型炉早期実現を推進することを目的に、国際核融合エネルギー研究センター事業(IFERC事業)として、(1)原型炉設計研究開発調整活動,(2)計算シミュレーションセンター活動、及び(3)ITER遠隔実験センター活動を実施する。原型炉設計活動では、原型炉の特徴,原型炉の共通概念,原型炉のロードマップ等を含む原型炉設計のための共通基盤の構築を目指す。また、原型炉実現に向けた日欧の共通認識に基づいて、原型炉工学R&D活動では、ブランケット開発に関連した5つの研究分野,(1)SiC/SiC複合材料,(2)トリチウム技術,(3)ブランケット構造材料,(4)先進中性子増倍材,(5)先進トリチウム増殖材に関する開発研究を実施している。計算シミュレーションセンター活動においては、核融合プラズマに関する実験データを解析して、ITERの運転手順を作成するとともに、ITER施設の性能を予測し、原型炉設計に貢献することを目的とする。初期段階では、特別作業グループ活動を通して、核融合研究における高レベルベンチマークコードの選定を行った。
坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.
Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05
日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。
荒木 政則; 林 君夫; 飛田 健次; 西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 山西 敏彦; 中道 勝; 星野 毅; 小関 隆久; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 86(4), p.231 - 239, 2010/04
ITER計画を支援するとともに、核融合エネルギーの早期実現に向けての活動を行う幅広いアプローチ(BA)活動は、この目的のためにITERの建設期間中にさまざまな研究開発を行う日欧の共同事業である。ここでは、国際核融合エネルギー研究センター事業の活動の概要について説明するとともに、現在の進捗状況及び今後の計画・展望について述べる。
西谷 健夫; 谷川 博康; 實川 資朗; 野澤 貴史; 林 君夫; 山西 敏彦; 土谷 邦彦; Mslang, A.*; Baluc, N.*; Pizzuto, A.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.405 - 410, 2009/04
被引用回数：31 パーセンタイル：87.8(Materials Science, Multidisciplinary)原型炉の開発においては、増殖ブランケット技術の確立が最も重要な工学課題である。増殖ブランケット技術の開発では、高い中性子フルエンス,高温,高磁場等の厳しい環境で健全性を有する構造材及びトリチウム増殖材・中性子増倍材等の機能材料の開発が急務となっている。日欧間で進められている幅広いアプローチ活動(BA)の一つである原型炉工学R&D活動では、日欧双方が重要かつ不可欠と考える基盤的なR&Dとして、低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材及びトリチウム技術の開発を行う予定である。本論文では、BAにおける低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材の開発計画についてその概要を述べる。
坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.
Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06
コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。
荒木 政則; 鎌田 裕; 森 雅博; 西谷 健夫
電気評論, 92(10), p.38 - 44, 2007/10
日本原子力研究開発機構が所掌する核融合研究開発の現状と今後の展開について概観する。具体的には、核融合試験装置JT-60を中心とした研究成果を簡潔に示すとともに、国際協力で進める国際熱核融合実験炉ITER計画の展開(設計,R&D等の技術的活動と建設に向けた経緯)、及び核融合エネルギーの実現に不可欠な核融合原型炉の実現に向けた幅広いアプローチ活動について概要を示す。
中倉 健介*; 薬研地 彰*; 荘司 昭朗*; 荒木 政則; 閨谷 譲; 田中 栄一*; 島 裕昭*
JAERI-Tech 2005-058, 61 Pages, 2005/09
JAERI-Tech-2005-058.pdf:4.49MB
国際熱核融合実験炉(ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor)の設計は、工学設計活動(EDA: Engineering Design Activities)のもとに約9年間進められ、2001年7月に最終設計報告書として取りまとめられた。その後、調整技術活動(CTA)を経て、現在建設に向けての移行措置活動(ITA)の位置づけのもとに設計検討が進められている。日本原子力研究所では、トカマク複合建家について、我が国の原子力発電所耐震設計技術指針等に基づき、複数の代表的な解析手法による静的及び動的な予備的構造検討を実施した。トカマク複合建家は、原子炉建家と比べて外観上の大きな相違はないが、内部構造上は、トカマク本体近傍の放射線遮蔽壁に多数の大開口(ポート)が設けられるなど原子炉建家の特性と異なる部分が含まれており、工学設計に引き続き行われるサイト依存設計に向けた詳細検討を行うにあたり、これらの解析モデルの特性を把握する必要がある。本報告では、トカマク複合建家の詳細モデルと離散化モデルによる静的及び動的特性を比較・検討し、離散化モデルにおける放射線遮蔽壁及びその周辺床の剛性設定方法の妥当性を明らかにした。
日野 竜太郎; 横溝 英明; 山崎 良成; 長谷川 和男; 鈴木 寛光; 曽山 和彦; 林 眞琴*; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 数土 幸夫*; et al.
日本機械学会誌, 107(1032), p.851 - 882, 2004/11
中性子は物質科学,生命科学等の先端的科学研究を推進するうえで不可欠であり、より大強度の中性子源が強く要望されている。この要望に応えるため、日米欧においてMW級陽子ビームによる核破砕反応を利用した新しい中性子源の開発・建設が進められている。我が国では、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で核破砕中性子源の建設を中核とした大強度陽子加速器計画を進めている。本計画における核破砕中性子源は既存の研究炉(JRR-3)よりも中性子強度が2桁以上高い性能を有しており、先端的科学研究を推進するとともに、中性子利用による新産業創出に貢献することを目的としている。本小特集号では、大強度陽子加速器計画の核破砕中性子源において、何ができるのか,何に使えるのか,何がわかるのか,何に役立つのかを具体的に示し、核破砕中性子源の設計・開発・製作状況を液体重金属技術等の基盤技術とともに紹介する。併せて、世界最高強度・性能の陽子加速器システム及び大強度中性子の利用系における新技術・知見を紹介する。
佐藤 真一*; 荒木 政則; 大森 順次*; 大野 勇*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 西谷 健夫
JAERI-Tech 2002-083, 126 Pages, 2002/10
JAERI-Tech-2002-083.pdf:4.07MB
ITERの主要な目標の1つとして、魅力ある安全性及び環境適合性を実証することが上げられる。このためには、解体期における放射性物質及び廃棄物を確固たる規制のもと、慎重に取り扱うことが重要である。ITER調整技術活動の一環として、日本参加チームはITERの基本設計及び主要な機器構造を保ちつつ、最小限の機器材料を変更することにより、さらなる放射化レベルの低減に向けた検討を実施した。本提案に基づく放射化レベル及び放射性廃棄物量の再評価は、より良い環境への受容性をもたらすものと考える。
森 雅博; 荘司 昭朗; 荒木 政則; 斎藤 啓自*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 井上 多加志; 大野 勇*; 片岡 敬博*; et al.
日本原子力学会誌, 44(1), p.16 - 89, 2002/01
ITER(国際熱核融合実験炉)計画は、日本・米国・欧州・ロシアの政府間協定の下に核融合エネルギーの科学的・工学的実証を目指す実験炉を国際共同で実現しようというプロジェクトである。1992年7月以来9年間に亘り建設のために必要なすべての技術的データの作成を目的とする工学設計活動(EDA)を進めてきたが、2001年7月に当初の目標を達成して完了した。次の段階に進むこの時期に、EDAの概要と主要な成果をまとめておくことは、我が国の研究者が広くEDAの成果を評価し活用するうえでも、また、今後期待されるITERの建設・運転に向けた活動に多くの研究者が参画するための共通の基盤を築くうえでも必要と考えられる。本報告ではこのような趣旨に基づき、ITER工学設計活動の概要,工学設計及び工学RandDの成果,安全性に関する検討について、外部の研究者が全体像を掴むことを意図して記述されている。
江里 幸一郎; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 谷口 正樹; 花田 磨砂也; 荒木 政則; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 56-57, p.291 - 295, 2001/10
被引用回数：14 パーセンタイル：68.89(Nuclear Science & Technology)核融合炉プラズマ対向機器の冷却を目的として、鋸歯状内部フィン付き矩形管の限界熱流速測定実験を行った。この矩形管では、加熱面側に鋸歯状に三角柱のフィンを取り付けて、伝熱性能の向上を図っている。実験では、フィンの形状・特に設置角度やフィン高さが限界熱流速へ及ぼす影響を調べた。今回の実験パラメータはフィン寸法高さを1.7と3.5mm、フィン設置角度を流れ方向に対して70と90度である。実験の結果、フィン高さ3.5mm、設置角度70度の矩形管を用いた場合、軸流速10m/sec、局所圧力1MPa、入口温度25
の冷却条件で43MW/m
の限界熱流速が得られた。この値は、同冷却条件において、ほぼ同一水力等価直径のスロット状のフィンを有する矩形管(ハイパーベイパトロン)の1.3倍の値であった。
江里 幸一郎; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 荒木 政則; 秋場 真人
Physica Scripta, T91, p.110 - 112, 2001/07
被引用回数：2 パーセンタイル：20.7(Physics, Multidisciplinary)超音波を用いた核融合炉ダイバータのアーマ材と冷却構造の非破壊検査で問題となっている検査時間を短縮するため、多チャンネル振動子の超音波プローブを試作し、その検査性能を試験した。この超音波プローブではポリマー製振動子を採用し、8個の振動子を一つのプローブに設置して、検査時間の短縮を図っている。本実験では、ITERダイバータのレファレンス設計である黒鉛モノブロックアーマと銅冷却管(内径15mm)の接合体を対象として、冷却管内部から周波数20MHzの超音波を用いて接合面を検査した。接合体には、数種類の模擬接合欠陥が導入されている。本試験の結果、ポリマー製振動子を用いた超音波プローブにより接合欠陥の大きさ及び分布が十分な精度で検出できることを確認した。
C-overlaid carbon fibre reinforced composites under disruption heat load conditioned中村 和幸; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 横山 堅二; 安東 俊郎; 神保 龍太郎*; 西堂 雅博; et al.
Fusion Engineering and Design, 30, p.291 - 298, 1995/00
被引用回数：2 パーセンタイル：28.65(Nuclear Science & Technology)JT-60Uへの適用を目的として、三種類の方法でBCを被覆した炭素系材料の耐熱試験を前回実施し、CVR法で被覆された試料が密着性の最も優れていることを明らかにした。今回は、前回より2~3倍熱負荷の高い条件で耐熱試験を実施し、熱負荷依存性を調べた。その結果、全吸収エネルギーが同じでも、高い熱負荷(従って、照射時間は短い)で照射された方が、損耗や表面の損傷の大きいことが明らかとなった。また、照射後表面のボロンと炭素の混合比に関しても、強い熱負荷依存性のあることが明らかとなった。
C-overlaid CFC/graphites安東 俊郎; 山本 正弘; 新井 貴; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西堂 雅博; 神保 龍太郎*; 児玉 幸三; 清水 正亜; 秋場 真人; et al.
Fusion Technology 1992, p.161 - 165, 1993/00
JT-60Uダイバータ板を高精度で取付け調整し、さらにその場で微小テーパ加工を行うことによって、CFC材タイルの損耗を顕著に軽減することができた。またダイバータトレース部のタイル表面には光沢のあるカーボンの再付着層があり、オフトレース部には黒色の煤けた付着層が認められた。カーボンの再付着層に関するプラズマ表面相互作用研究が重要であることが判明した。CVR(気相化学反応)法、CVD法およびプラズマスプレー法により作製したBC表面改質CFC/黒鉛材の熱負荷特性、エロージョン収率、重水素リテンション特性およびJT-60U実機試験を行い、CVR-BC改質材が最も優れた特性を有すること、またJT-60Uでの使用に十分耐え得ることを確認した。
小川 益郎; 荒木 政則; 関 昌弘; 功刀 資彰; 深谷 清; 伊勢 英夫*
Fusion Engineering and Design, 19, p.193 - 202, 1992/00
被引用回数：11 パーセンタイル：70.35(Nuclear Science & Technology)本報告は、熱核融合炉におけるプラズマディスラプションを模擬した高熱流束下での金属、主にステンレス鋼の溶融・蒸発に関する実験について記したものである。試験片を高エネルギーの水素イオンビームで加熱する。加熱領域は、直径約70mmである。表面でのピーク熱流束は、68~261MW/mの範囲で変化させ、加熱時間は40~250msで変化させた。溶融及び蒸発過程を高速度ビデオカメラを用いて観察した。溶融部分は、試験片の中心から周囲に向って流れており、試験片の厚さは、蒸発だけでなく、この溶融層の対流によっても減少する。
西尾 敏; 荒木 政則; 新谷 吉郎*; 清水 克祐*; 黒田 敏公*; 杉原 正芳; 下村 安夫
Fusion Engineering and Design, 19, p.203 - 211, 1992/00
被引用回数：2 パーセンタイル：27.41(Nuclear Science & Technology)ITERにおけるダイバータ熱負荷の除去対策は極めて重要な課題である。そこで確実性の高い方法としてセパラトリックスの掃引を提案し、その工学的影響を評価することによって成立性を明らかにした。スウィープコイルを真空容器の中に設置することにより従来は10MW/mの除熱が限界であったが40MW/mまで高めることが可能になった。一方、容器内にコイルを設置することによる分解修理の困難さについてはコイルをセクタ毎にユニット化する方法で解決できることを示した。
関 昌弘; 秋場 真人; 荒木 政則; 横山 堅二; 大楽 正幸; 堀江 智明*; 深谷 清; 小川 益郎; 伊勢 英夫*
Fusion Engineering and Design, 15, p.59 - 74, 1991/00
被引用回数：17 パーセンタイル：84.02(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉のプラズマ対向材料の熱衝撃試験結果のレビューである。これらは原研で行ってきた各種対向材料の試験結果をまとめたもので、プラズマ対向材料として目される黒鉛系材料、ステンレススチール、タングステンを含んでいる。黒鉛系材料については、電子ビームを用いて加熱し、数値解析による予想の3~5倍損傷が激しくなることが明らかとなった。ステンレスについては、再凝固面に多数のき裂が発生し、発生状況が材料成分に大きく依存することがわかった。また、タングステンについては、8MW/mの熱負荷に耐えるW/Cu接合体の開発に成功している。
