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O近藤 洋介*; Achouri, N. L.*; Al Falou, H.*; Atar, L.*; Aumann, T.*; 馬場 秀忠*; Boretzky, K.*; Caesar, C.*; Calvet, D.*; Chae, H.*; et al.
Nature, 620(7976), p.965 - 970, 2023/08
被引用回数：5 パーセンタイル：92.64(Multidisciplinary Sciences)非常に中性子が過剰な原子核Oは、陽子、中性子ともに魔法数であることから古くからその性質に興味が持たれていたが、酸素の最後の束縛核
Oよりも中性子が4個も多いため、これまで観測されてこなかった。この論文では、理化学研究所RIBFにて
Fからの1陽子ノックアウト反応によってOを生成し、そこから放出される中性子を測定することによって初めてその観測に成功した。核構造の観点からは、Oでは二重閉殻が保たれているか興味が持たれていたが、実験で得られた分光学的因子が殻模型計算で予言されて程度の大きいことから、閉殻構造をもたない可能性が高いことがわかった。
Ne at the transition into the island of inversion; Detailed structure study of NeWang, H.*; 安田 昌弘*; 近藤 洋介*; 中村 隆司*; Tostevin, J. A.*; 緒方 一介*; 大塚 孝治*; Poves, A.*; 清水 則孝*; 吉田 数貴; et al.
Physics Letters B, 843, p.138038_1 - 138038_9, 2023/08
被引用回数：2 パーセンタイル：68.16(Astronomy & Astrophysics)Neからの1中性子除去反応を用いて、Neの詳細な
線分光を行った。平行運動量分布の解析に基づき、Neの準位構造とスピンパリティを決定し、初めて負のパリティ状態を同定した。測定された断面積と運動量分布から、N=20とN=28のシェルギャップの消失の証拠となる有意なintruder p-wave強度が明らかになった。束縛状態については、弱いf-waveの可能性のある強度が観測された。いくつかの有効相互作用を用いた大規模殻模型計算では、実験的に観測された大きなp-wave強度と小さなf-wave強度は再現されず、Ne同位体に沿った反転の島への遷移の完全な理論的記述への挑戦が続いていることを示している。
渡邊 和仁; 中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*; 浅野 和仁*
Proceedings of 26th IEEE Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2015), 6 Pages, 2016/06
水冷却方式の核融合原型炉において、真空容器外でブランケット冷却配管が破断した場合、高温・高圧の蒸気が建屋区画内に放出されるため、加圧により放射性物質が建屋区画外に放散される可能性がある。そこで、本研究ではこの事象(真空容器外冷却材喪失事象)に対し、3つの閉じ込め障壁案を提案した。これらの案に対して事故解析コードである「MELCOR」の核融合向け改良版を使用した熱水力解析を実施し、各案が成立する条件を明らかにした。
宇藤 裕康; 高瀬 治彦; 坂本 宜照; 飛田 健次; 森 一雄; 工藤 辰哉; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; et al.
Fusion Engineering and Design, 103, p.93 - 97, 2016/02
被引用回数：8 パーセンタイル：60.26(Nuclear Science & Technology)BA原型炉設計においてプラズマ垂直位置安定性とブランケットや保守などの炉構造との観点から導体シェルを含む炉内機器の概念設計を行った。プラズマ垂直位置安定化のための導体シェルはトリチウム生産のため増殖ブランケットモジュールの背面に設置されるが、プラズマ安定化の観点からは可能な限りプラズマ表面近傍に設置しなければならず、炉内機器設計ではこれらを合した設計検討が必須である。そこで、BA原型炉設計では3次元渦電流解析コード(EDDYCAL)を用いて、3次元の炉構造モデルにおいて数種類の導体壁構造に対して位置安定性を評価した。これらの検討により、楕円度1.65の原型炉プラズマでは、トリチウム増殖率(TBR)1.05以上が得られるブランケット領域を確保した場合(導体壁位置rw/ap=1.35)、ダブルループ型などの導体シェル構造で銅合金厚さ0.01m以上が必要であることがわかった。一方、ディスラプション時に導体シェルに誘起される渦電流によりブランケットモジュールにかかる電磁力が数倍になり、発表ではこれらの検討結果を踏まえた導体シェルと炉内機器の概念設計と課題について報告する。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; Gulden, W.*
Nuclear Fusion, 55(12), p.123008_1 - 123008_7, 2015/12
被引用回数：15 パーセンタイル：60.5(Physics, Fluids & Plasmas)水冷却方式のトカマク核融合原型炉について、真空容器の内外における大規模な冷却材喪失事故を解析した。解析により、そのような事故事象に対する原型炉システムの熱水力応答と、さらに放射性物質の閉じ込め障壁への圧力荷重を明らかにした。この解析結果は、真空容器の内と外における冷却材喪失事故は、それぞれ第1の閉じ込め障壁と最終閉じ込め障壁の健全性を深刻に脅かすことを示唆している。真空容器内冷却材喪失事故については、第1壁トロイダル方向全周破断時において、圧力抑制システムが作動しても、真空容器内圧は設計値まで到達することが分かった。真空容器外冷却材喪失事故については、1次冷却系ギロチン破断に起因するトカマクホールへの圧力荷重は極めて大きく、トカマクホールの健全性を深刻に脅かすことが分かった。論文では閉じ込め障壁への荷重の低減方法について議論した。
染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 徳永 晋介; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 中村 誠; 坂本 宜照
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1872 - 1875, 2015/10
被引用回数：42 パーセンタイル：96.3(Nuclear Science & Technology)核融合原型炉ブランケットの概念設計研究を進めている。原型炉ブランケットでは数年おきに600体程度のモジュールを検査も含めて交換することから単純な構造が求められる。これより、トリチウム増殖材(Li
TiO
)と中性子増倍材(Be
Ti)を混合充填することにより単純な構造概念を提案した。しかしながら、この概念は、冷却水条件である15.5MPaに対する耐圧性が無く、冷却水が漏れた際の財産保全の観点で懸念が残る。他方、構造を強硬にするとトリチウム(T)を生成するための中性子が無駄に吸収されることから生成量が低下する。本論文では、目標であるT生成量を満たすと共に耐圧性が確保できる設計概念を検討した結果を報告する。また、混合充填では、T生成反応が効率的に行われることからLiの燃焼度が高く、ブランケット寿命が短いことが懸念され、T生成量の観点からブランケット寿命も明らかにする。冷却水圧である15.5MPaに耐えるためには、区画サイズが100mm
100mmでリブ厚が18mm必要であり、冷却水が漏れた際の蒸気圧(8MPa)に耐えるためには同じ区画サイズでリブ厚さが10mm必要であった。この条件下で3次元中性子輸送コードMCNP-5を用いて計算を行った結果、冷却水が漏れた際の蒸気圧(8MPa)に対する耐圧性を有し、T自給自足性を満たすことを明らかにした。
宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1648 - 1651, 2015/10
被引用回数：7 パーセンタイル：51.25(Nuclear Science & Technology)原型炉設計において遠隔保守方式は、炉内機器やトロイダル磁場コイルやポロイダル磁場コイルなどの超伝導コイル設計、建屋等に影響を及ぼすため、重要な課題の1つとなっている。それゆえ、遠隔保守方式は信頼性と安全なプラント運転を確保し、合理的なプラントの可用性を達成するために多くの設計要件を満たしたものでなければならない。これまで、原子力機構ではコンパクトなDEMO炉SlimCSを対象として、稼働率の観点からセクター一括水平引抜方式を検討したが、TFコイルを大きくする必要があるなどの課題があり、中規模のDEMO炉を構想した際には、その影響は非常に大きい。このように、DEMO炉での最も実現性の高い遠隔保守方式を決定するためには、稼働率だけでなく様々な工学的成立性を考慮し、評価する必要がある。本発表では、様々な保守方式を(1)ブランケットの分割方法、(2)ダイバータの分割方法、(3)保守ポート位置で系統的に分類し、各保守方式の技術課題と重み付けした評価項目を基にした各遠隔保守方式の評価結果について報告する。
染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介
Fusion Science and Technology, 68(2), p.423 - 427, 2015/09
被引用回数：12 パーセンタイル：70.51(Nuclear Science & Technology)核融合原型炉において、炉内機器の定期保守時に発生する放射性廃棄物の減容化と管理シナリオ構築は重要な課題である。中性子による弾き出し損傷について三次元核計算の結果、主要な炉内機器であるブランケットとダイバータの交換周期が2.2年と0.6年と評価され、運転期間として20年を仮定すると定期保守時に発生する総廃棄物量は五万トンを超えることを明らかにした。さらに、減容化を目指して中性子損傷が低い構造体の再利用と希少金属であるベリリウム等の再処理を検討した結果、総廃棄物量を20%まで低減できることを明らかにした。また、定期交換後のブランケットとダイバータにおける誘導放射能の減衰特性に基づく冷却期間の差違と廃棄物処理工程を考慮し、建屋構成を含めて放射性廃棄物管理シナリオ概念を構築した。
染谷 洋二; 飛田 健次; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
出力1.5GWの核融合原型炉において達成目標であるトリチウムの自給自足性並びに発電実証に係わる増殖ブランケット概念を明確にするため核熱解析によるトリチウム増殖比(TBR)及び冷却配管の検討を行った。原型炉でのブランケット概念は大量生産の観点から内部構造がシンプルな概念とし、トリチウム増殖材及び中性子増倍材の使用温度を満足するよう内部構造を決定した。3次元中性子輸送計算の結果、隣り合うブランケット間のギャップ幅は2cm程度ではTBRの減少は見られないが、NBIポートのような大型ポートの場合には占有率以上にTBRが減少することが分かった。形状依存性があるTBRを正しく評価するために最新の原型炉設計に基づく3次元計算モデルによる評価を行い、トリチウム自給を満足できる事を明らかにした。また、ブランケット前方では核発熱が大きく、冷却配管の5mm程度のずれ(誤差)で運転中の材料温度が100
C程度変化する。これより、配管設計には裕度を持って設計する必要があるが、TBR向上のために材料の許容温度近くで設計していた。本研究の結果より、低出力炉の場合はブランケット内部の冷却配管の配置がTBRに大きく影響しないことが分かり、ブランケット内の配管設置精度に対して裕度があることを見いだした。最後に炉内機器であるブランケット及びダイバータの交換周期に係る弾き出し損傷値、並びに保守工程及び安全性に係る運転終了後の線量率及び残量熱に関して報告する。
坂本 宜照; 中村 誠; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 徳永 晋介
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2440 - 2445, 2014/10
被引用回数：6 パーセンタイル：42.97(Nuclear Science & Technology)これまでに核融合原型炉概念が数多く提案されているが、想定されているプラズマ物理パラメータとトカマク実験で達成されている総合プラズマ性能には大きな隔たりがある。今後のトカマク実験の進展を踏まえれば、原型炉で実現可能なプラズマ総合性能としてITER定常運転シナリオが妥当である。そこで、ITER定常運転シナリオで想定されているプラズマ物理パラメータに基づき、システムコードを用いてプラズマサイズに対する原型炉特性を解析した。その結果、1GW以上の核融合出力を得るにはプラズマ大半径9mが必要であるが、ブランケット等の炉内機器の厚さを0.5m小さくすればプラズマ大半径8mで同程度の核融合出力が得られることが分かった。さらに、核融合出力を上昇させるために、密度を増大すると核融合出力と加熱パワーが増大するとともにシンクロトロン放射が減少するためダイバータ熱負荷が増大すること、ベータ値を増大すると核融合出力は増大するが加熱パワー減少とシンクロトロン放射増大のためダイバータ熱負荷が減少することを明らかにした。
染谷 洋二; 飛田 健次; 柳原 敏*; 近藤 正聡*; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; 坂本 宜照
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2033 - 2037, 2014/10
被引用回数：9 パーセンタイル：57.19(Nuclear Science & Technology)原型炉での保守シナリオは、ブランケット及びダイバータモジュールをバックプレートに配置したセクター集合体を一括で交換することを想定している。定期交換保守によって発生する放射化した集合体には、残量熱と吸蔵されたトリチウム(T)および表面に付着したタングステン(W)ダストが存在する。したがって、集合体の保管、解体および処分の際には、集合体の温度及び吸蔵T及びWダスト管理に留意する必要がある。検討の結果、ホットセルにおいて自然対流冷却が可能になるまでの約半年間を、集合体内の既設配管に冷却水を流して冷却することとした。この手法の特徴は、集合体を低温にできるので吸蔵Tの放出が抑えられるとともに、ホットセル内の雰囲気を自然対流環境下で維持できるため、Wダストの拡散を防ぐことができる。次に、廃棄物を埋設処分する際には、モルタルとともに詰めた廃棄体として、処分することを想定している。検討の結果、残留熱を有する廃棄体をモルタルの健全性が保てる温度(65C)以下になるまで、中間貯蔵施設において、約12年程度一時保管する必要があることがわかった。本論文では、ホットセル及び一時保管施設の具体的イメージを示すとともに定期保守時に発生する廃棄物の減容に係る検討結果を報告する。
宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 飛田 健次; 坂本 宜照; 染谷 洋二; 星野 一生; 中村 誠
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2456 - 2460, 2014/10
被引用回数：1 パーセンタイル：8.88(Nuclear Science & Technology)インターリンク超伝導コイル概念は、トロイダル磁場(TF)コイルと鎖交するように中心ソレノイド(CS)やポロイダル磁場(PF)コイルを現場巻きするもので、インターリンク概念をCSに適用することにより、その断面積の増大により通常のCSに比べて格段に大きい磁束供給が可能となる。本発表では、インターリンクCSコイルの初期検討として導体設計を含むコイル概念に加え、電流フィーダ部分の超伝導線材の種類について交流損失を考慮した冷却構造、電磁力などの設計概略値の検討結果について報告する。本発表では、配位形成に大きなコイル電流を必要とする先進ダイバータ配位(Super-X)へのインターリンク超伝導コイル概念の応用として、インターリンク超伝導PFコイルの工学設計について報告する。
中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10
被引用回数：13 パーセンタイル：70.2(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10
水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。
-wave one-neutron halo configuration on 
Mg小林 信之*; 中村 隆司*; 近藤 洋介*; Tostevin, J. A.*; 宇都野 穣; 青井 考*; 馬場 秀忠*; Barthelemy, R.*; Famiano, M. A.*; 福田 直樹*; et al.
Physical Review Letters, 112(24), p.242501_1 - 242501_5, 2014/06
被引用回数：89 パーセンタイル：94.33(Physics, Multidisciplinary)軽い中性子過剰核では束縛線限界近くにハローと呼ばれる1あるいは2中性子が空間的に非常に広がった構造を持つことが知られているが、重くなってくると一般に軌道角運動量が大きくなり、変形も発達するためハローが存在するかどうかは不明だった。本論文では、非常に中性子過剰なマグネシウム同位体Mgの核力およびクーロン分解反応実験を理化学研究所RIBFにて行い、マグネシウム同位体でも波と考えられるハローを持つことを初めて明らかにした。本実験では、炭素標的と鉛標的の断面積の差から、ハロー構造に敏感なクーロン力による分解反応の断面積を引き出すとともに、脱励起線の測定によって、
Mgの基底状態へ遷移する断面積も引き出した。実験値を大規模殻模型計算の結果と比較したところ、Mgの基底状態はMgの基底状態に波中性子が付いた波動関数が40%程度占め、その波成分がハロー構造を生み出していることがわかった。
星野 一生; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 徳永 晋介; 滝塚 知典*; 染谷 洋二; 中村 誠; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 飛田 健次
Plasma and Fusion Research (Internet), 9(Sp.2), p.3403070_1 - 3403070_8, 2014/06
核融合原型炉設計において、ダイバータにおける膨大な熱の制御は最も重要な課題の一つである。そのような課題解決に向けたSONICコードを用いたシミュレーション研究の進展について報告する。コード開発の面では、原型炉ダイバータシミュレーションのためにSONICコードの改良を進めると共に、国際核融合エネルギー研究センターに設置されている大型計算機に最適化することで効率よく設計研究を進めるが可能となった。改良されたSONICを用いた原型炉ダイバータの解析では、(1)原子番号の大きな希ガス不純物を用いることでダイバータ熱負荷を低減できるが、上流での放射パワーが大きくなりダイバータにおける不純物遮蔽性能の向上と炉心プラズマ性能との整合性が今後の課題となること、(2)ダイバータレッグを長くすることでダイバータ熱負荷の低減が可能であり、磁場配位を含めダイバータ形状最適化の余地があること、等が明らかになった。
-wave halos at the drip-line; 
Ne中村 隆司*; 小林 信之*; 近藤 洋介*; 佐藤 義輝*; Tostevin, J. A.*; 宇都野 穣; 青井 考*; 馬場 秀忠*; 福田 直樹*; Gibelin, J.*; et al.
Physical Review Letters, 112(14), p.142501_1 - 142501_5, 2014/04
被引用回数：62 パーセンタイル：91.13(Physics, Multidisciplinary)理化学研究所RIBFを用いて中性子過剰核Neの1中性子分離反応実験を行い、理論計算との比較から、Neが波ハロー(一部の中性子が核内に局在せず、空間的に極めて広がっていること)を持つことを明らかにした。この実験では、ターゲットとしてクーロン分離反応が優位な鉛と核力分離反応が優位な炭素の両方を用いるとともに、脱励起線も測定することによって、包括的な断面積のみならず、
Neの基底状態への直接遷移のクーロン分解断面積を決めることに成功した。その実験結果を殻模型計算と比較した結果、Neの基底状態は、Neの基底状態に波の中性子が付加されている確率が大きく、その中性子はハローになるという特異な構造を持つことがわかった。それは、変形による波と
波の配位混合と、Neが極めて弱く束縛されていることの両面によるものであると考えられる。
春山 保幸; 瀧澤 春喜; 細野 雅一; 水橋 清*; 中村 義輝*; 兼谷 聡*; 浅井 孝博*; 川畑 道子*; 今井 浩二*
JAEA-Review 2013-059, JAEA Takasaki Annual Report 2012, P. 177, 2014/03
2012年度のサイクロトロンにおけるビームタイムは2243.5時間であった。そのうち、バイオテクノロジーや医療分野の利用時間が最も多く、全体の1/4の利用時間を占める。外部への利用提供は17%であった。一方、静電加速器における利用日数は490日であった。そのうち、基盤技術分野の利用が46%と半分近くの利用割合を占めたが、宇宙材料の照射と原子炉材料の照射利用も多く、それぞれ18%, 15%の利用割合を占めた。外部への利用提供は8%程度であった。
中村 誠; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 坂本 宜照
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.1146 - 1149, 2013/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.63(Nuclear Science & Technology)トカマク型核融合原型炉の運転点について、従来型とインターリンク型中心ソレノイド配位を比較解析した。電磁誘導によるプラズマ電流立ち上げとギガワット級核融合出力の両方を得るには、従来型中心ソレノイド配位の場合では炉サイズが大きくなってしまうことを明らかにした。さらに、インターリンク型中心ソレノイド配位を用いることにより、電磁誘導によるプラズマ電流立ち上げとギガワット級核融合出力の両方を得つつ、プラズマ大半径と炉サイズを低減できることを明らかにした。
水橋 清; 瀧澤 春喜; 細野 雅一; 中村 義輝*; 兼谷 聡*; 望月 誠互*; 浅井 孝博*; 川畑 道子*; 大工原 和子*
JAEA-Review 2012-046, JAEA Takasaki Annual Report 2011, P. 171, 2013/01
平成23年度は東日本大震災(平成23年3月11日)の影響を大きく受けた年であった。4月から予定していた加速器利用は5月中旬からの開始となり約1.5か月間利用できなかった。しかし、この期間に計画したビームタイムは運転開始後の隔週土曜日を実験利用日とすること等で補った。また、7月から9月までの3か月間の昼間の使用電力量を前年比で15%削減する要請に応えるため、昼間のサイクロトロンの利用を消費電力の少ないビーム条件(H,D: 
20MeV)に制限することで削減を図った。こうした外部変化に対応するため、上期の実験計画を再募集し前年度末に作成したビームタイムの割付を見直すことで運転計画の調整を行った。これらの結果、昼間の使用制限値3600kWに対して、期間中3200kW以下と削減要請に十分応えた。また、年間を通してほぼ予定通りのビームタイム(時間/日数)が利用された。
