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齋藤 伸三*; 田中 隆一*; 久米 民和; 井上 登美夫*; 高橋 祥次*
原子力eye, 54(5), p.34 - 41, 2008/05
原子力利用の経済規模を、エネルギー利用と放射線利用に大別して評価を行った。原子力発電による経済規模を需要端において評価すると、原子力エネルギー利用の経済規模は約4兆7,400億円と算出された。一方、放射線利用については、工業,農業,医学・医療の分野における利用に分類して評価を行った。工業利用分野では照射設備,放射線計測機器,非破壊検査,放射線滅菌,高分子加工及び半導体加工等がある。半導体加工の放射線寄与率25%、ラジアルタイヤ加工の放射線寄与率4%として求めた工業利用の経済規模は約2兆3,000億円であった。農業分野における放射線利用経済規模は、照射利用が100億円、突然変異育種が2,500億円、アイソトープ利用・放射能分析が150億円と算出され、総額2,800億円と評価された。医学・医療分野の経済規模は、保険診療が1兆5,000億円、保険外診療が300億円で、合計1兆5,400億円と評価された。したがって、放射線利用の経済規模の総額は4兆1,100億円となった。この結果、原子力利用全体の経済規模は総額8兆8,500億円と求められた。
二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.
Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12
現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。
菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.
Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03
被引用回数：13 パーセンタイル：41.68(Physics, Fluids & Plasmas)トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。
土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02
被引用回数：1 パーセンタイル：9.94(Nuclear Science & Technology)JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。
道野 昌信; 鈴木 寿章; 会田 剛; 須藤 正義; 齊藤 隆一; 川原 啓孝; 礒崎 和則; 伊東 秀明; 井上 設生; 青木 裕; et al.
JNC TN9430 2004-001, 103 Pages, 2004/03
JNC-TN9430-2004-001.pdf:4.06MB
本報告書はMK-III改造に伴い実施した総合機能試験のうち、インターロック・動作確認試験として次に示す試験の結果について報告するものである。(1)1次、2次主冷却系インターロック試験(SKS-106、210)、(2)電源喪失試験(SKS-116)、(3)炉内移送、炉外移送自動運転試験(SKS-501、502) 主冷却系では、原子炉スクラム時の1次系、2次系のインターロックが変更されていることから、原子炉スクラム及び外部電源喪失による冷却系全体のインターロック動作の確認試験を実施した。燃料取扱系では、操作の自動化を図った燃料取扱設備の機能をMK-III炉心構成のための燃料取扱前に確認した。試験結果はいずれも判定基準を満足しており、MK-III炉心における冷却系インターロック動作及び燃料取扱系の動作が正常であることが確認できた。
石鳥 隆司*; 向坊 隆一*; 米田 吉之*; 井上 晃次*; 横田 淑生*; 藤原 昭和*; 佐藤 勲雄*
PNC TN941 82-117, 950 Pages, 1982/05
高速実験炉「常陽」の回転プラグの内部及び表面の温度を測定し,軸方向及び同一平面内での時間変化をグラフにプロットし,各運転サイクルにおける温度分布について検討を行い,以下の事項が明らかになった。回転プラグ全体の温度分布は炉心上部機構が高く,小回転プラグ,大回転プラグの順に低くなる傾向があり,原子炉起動後一週間程でほぼ定常状態に達する。回転プラグの内部・表面の温度とも数日あるいはそれ以上のサイクルで周期的に変化する傾向が見られず,50MW出力上昇から75MW第6サイクルまでの運転サイクルで著しいナトリウムペーパの局所的付着によると推定される温度変化は見いだされない。
谷川 尚; 上野 健一; 井上 隆一; 武田 信和; 角舘 聡
no journal, ,
ITERに設置される遮蔽ブランケットは強制冷却用の流路を内蔵し、冷却水マニフォールドと接続される構造を有している。ブランケットの保守や交換時には、この冷却配管を遠隔操作によって溶接することが求められる。ブランケットはプラズマに面して設置され、厳しい熱および中性子負荷を受けるために、溶接部への経路はプラズマ対向面に開けられた小径の穴に限定される。このために、冷却配管の接続には内面からの溶接が必要である。これらの条件を満たす溶接ツールを開発するため、レーザおよびTIG溶接法を採用し、ツールヘッドを製作し、溶接試験を実施した。試験では、水平に配置した配管に対する全姿勢溶接を通して、溶接条件を調整した。さらに、切断後の配管と新しい配管との再溶接試験も行った。試験結果に基づき、開発したレーザおよびTIG溶接ツールヘッドについて、配管の内面溶接への適用性を遠隔技術の観点から比較検討した。
上野 健一; 谷川 尚; 野口 悠人; 井上 隆一; 安斉 克則; 椛澤 稔; 武田 信和; 角舘 聡
no journal, ,
ITERブランケットには冷却配管が設置され、交換に際しては専用のツールを用いて冷却配管切断、溶接を行う計画である。配管切断に際してはダスト等の発生を無くすこと。再溶接が可能な切断面を得ることが設計条件となっている。これらの条件を満足するためにスウェッジカッターを用いた配管切断ツールの試作し、模擬配管切断試験を実施した。その結果、ダスト発生が無く配管を切断できること、さらに溶接に適した切断面が得られることを確認した。冷却配管溶接に際しては、開先位置合わせ要求精度の緩和、溶接用レーザー光学系へのスパッタ付着による繰り返し使用回数の向上が求められ、レーザーを用いた溶接ツール開発と溶接条件の最適化を行った。その結果、スパッタ発生を低減しつつ、位置合わせ要求精度を緩和する条件を得た。また溶接用開先合わせツールの試作を行い、冷却配管を模擬した配管を用いて初期位置ズレに対する位置合わせ試験を実施し、目違い1.5mm、角度ズレ0.5度以下であれば、十分な開先位置合わせ精度を達成できる見通しを得た。実機に向けては、各ツール設置精度および動作時安定性の確保が共通課題である。
井上 隆一; 野口 悠人; 丸山 孝仁; 谷川 尚; 武田 信和; 角舘 聡
no journal, ,
ITER真空容器内に設置される約440個の第一壁はプラズマからの熱を除熱する機能を有し、定期交換を行う機器として位置付けられ、定期交換用の保守ロボットには、除熱用冷却配管の溶接・切断・検査が要求される。この要求を満足するために保守ロボットの一部である溶接・切断・検査ツールは、内径42mm、肉厚3mmの冷却配管に対し、配管の外側からのアクセスが構造上、困難なため配管内アクセス方式を主案にツール技術開発を進めている。本報では、ツールの調達仕様を明確にする重要な技術開発として、(1)レーザー溶接品質を左右する溶接開先部ギャップ計測・開先合わせ修正・溶接・溶接ビード観察の4つの機能を一つのツールで実施可能な溶接技術、(2)切断切粉の発生がなく再溶接可能な良質な切断面(表面あらさRa=5
m以下)となる機械的切断による再溶接技術について報告する。
武田 信和; 野口 悠人; 丸山 孝仁; 井上 隆一; 小舞 正文; 小坂 広; 谷川 尚; 角舘 聡
no journal, ,
一般に核融合装置では、核融合反応による中性子によって放射化された構造物からの
線のために、作業者による直接保守を避けるため、遠隔保守が要求される。核融合装置において遠隔保守ロボットが初めて用いられたのは、欧州各国による国際協力で英国に建設されたJoint European Torus (JET)においてである。JETで用いられたのは、搬出入口から多関節のアームを挿入するブーム式と呼ばれる方式である。この方式ではアームは搬出入口付近から片持ち支持されることになるため、取り扱える重量は比較的軽く、JETでは300kgである。一方、国際協力で核融合実験装置の建設を進めているITERでは、異なる方式を用いて保守を行うことを予定している。その他、現在改修中の日本の核融合装置であるJT-60SAでも遠隔保守が検討されている。本報では、ITERにおける遠隔保守ロボットについて概説し、その現状を報告する。
