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清水 麻由子; 天野 健治; 水野 崇; 濱 克宏
JAEA-Review 2021-004, 92 Pages, 2021/07
JAEA-Review-2021-004.pdf:10.33MB
日本原子力研究開発機構においては、「地層処分技術に関する研究開発」を実施している。このうち、超深地層研究所計画(岐阜県瑞浪市)ならびに幌延深地層研究計画(北海道幌延町)について、平成27年度から令和元年度までに重点的に取り組んできた研究開発テーマ(必須の課題)に関する成果と令和2年度以降の計画を広く発信し、研究計画の更なる充実を図るため、「深地層の研究施設計画に関する報告会2020」を令和2年12月1日にYouTubeライブ配信によりオンライン開催した。本報告書は、この「深地層の研究施設計画に関する報告会2020」の開催結果の概要および報告資料を取りまとめたものである。
西尾 和久*; 清水 麻由子; 弥富 洋介; 濱 克宏
JAEA-Review 2020-013, 59 Pages, 2020/08
JAEA-Review-2020-013.pdf:19.64MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターにおいては、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(以下、地層科学研究)を実施している。地層科学研究を適正かつ効率的に進めていくため、研究開発の状況や成果について、大学,研究機関,企業の研究者・技術者等に広く紹介し、情報・意見交換を行うことを目的とした「情報・意見交換会」を毎年開催している。本報告書は、令和元年11月20日に岐阜県瑞浪市で開催した「令和元年度東濃地科学センター 地層科学研究情報・意見交換会」で用いた発表資料を取りまとめたものである。
中村 仁宣; 清水 靖之; 牧野 理沙; 向 泰宣; 石山 港一; 栗田 勉; 池田 敦司*; 山口 勝弘*
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07
日本国の統合保障措置は2004年に、核燃料サイクル工学研究所(JNC-1)においては2008年より導入され、査察業務量の低減及び核物質転用に対する抑止効果を高めることを目的とし、従前の中間在庫検認(IIV)に代わり短時間通告ランダム査察(RII)が導入された。そのRII手法は運転停止中(インターキャンペーン)を想定して設計されたため、運転時は改訂が必要であった。原子力機構では再処理施設の潜在的な安全上のリスクを低減するため、2014年4月よりPCDFの運転(溶液からMOX粉末への転換)を決定したことから、運転と統合保障措置の要件を満足させる最適な査察手法の検討に着手し、検知確率を減らすことなく、査察業務量を増加させることのない新たな査察手法をIAEA及び規制庁に提案した。IAEA等との協議の結果、同提案は受け入れられ、2014年3月に導入することができた。新たな査察手法では、査察日を事前確定型への変更、推定量の核物質を低減、リモートモニタリングデータの提供の実施、運転状態確認査察の改善及び適時性をもった在庫申告等の改善を図った。その結果、在庫情報等の提供に係る業務量は若干増加したものの、統合保障措置における要件とPCDFの運転を両立させることができ、2年間の運転に対する保障措置の効果的かつ効率的な実施に貢献した。
朝倉 伸幸; 星野 一生; 清水 勝宏; 新谷 吉郎*; 宇藤 裕康; 徳永 晋介; 飛田 健次; 大野 哲靖*
Journal of Nuclear Materials, 463, p.1238 - 1242, 2015/08
被引用回数：12 パーセンタイル：70.51(Materials Science, Multidisciplinary)ダイバータ設計において、平衡コイルの配置を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する「先進ダイバータ」の検討が注目されている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、コイル配置とプラズマ平衡配位の検討し1-2コのインターリンクコイルを設置することで、小型化したスーパーXダイバータ設計が可能であることを示した。さらに、上記のShort-SXDについてダイバータプラズマのシミュレーションを開始した。通常と異なるダイバータや磁力線の形状における計算用メッシュの作成を行い、500MWのプラズマ熱流が周辺部に排出される条件で、アルゴンガスを入射することで放射損失パワーを92%程度まで増加することにより、完全非接触ダイバータが生成する結果が得られた。標準磁場形状のダイバータでは同条件で完全非接触ダイバータは得らレなかったことから、磁場形状の工夫によるダイバータプラズマ制御の効果を明らかにした。最大ピーク熱負荷も標準形状のダイバータと比較して10MW/m
程度に低減できたが、プラズマ熱流よりも再結合プロセスが寄与するため、このプロセスのモデリング検討が重要と思われる。
星野 一生; 清水 勝宏; 滝塚 知典*; 朝倉 伸幸; 仲野 友英
Journal of Nuclear Materials, 463, p.573 - 576, 2015/08
被引用回数：12 パーセンタイル：70.51(Materials Science, Multidisciplinary)The divertor plasma detachment is the most promising candidate to reduce the divertor heat load in fusion reactors, while the present understanding is not enough to explain the experimental observations. To understand the detachment physics and improve the divertor modeling, an integrated divertor code SONIC has been applied to modelling of the JT-60U detached divertor plasma. In the comparison between the SONIC results and the JT-60U experimental data, the density at the private flux region was higher than the experimental data near the X-point. To investigate the influence of the particle transport in the private region, the particle diffusion coefficient in the private region 
was increased. The detachment, i.e., the rollover of the ion flux to the divertor target, was observed while influence of the enhancement of on the mid-plane density and its profile were not seen. It is found that the transport in the private region plays an important role for the formation of the divertor detachment.
林 伸彦; 本多 充; 白石 淳也; 宮田 良明; 若月 琢馬; 星野 一生; 藤間 光徳; 鈴木 隆博; 浦野 創; 清水 勝宏; et al.
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.145_1 - P5.145_4, 2015/06
Towards prediction and control of JT-60SA plasmas, we are developing codes/models which can describe physics/engineering factors, and integrating them to one code TOPICS. Physics modelling: Coupling with MINERVA/RWMaC code showed that MHD equilibrium variation by centrifugal force largely affects RWM stability and the toroidal rotation shear stabilizes RWM. Coupling with OFMC code for NB torques, 3D MHD equilibrium code VMEC and drift-kinetic code FORTEC-3D for NTV torque, and toroidal momentum boundary model, predicted the core rotation of 
2% of Alfv
n speed for a ITER hydrogen L-mode plasma. Coupling with core impurity transport code IMPACT showed the accumulation of Ar seeded to reduce the divertor heat load is so mild that plasma performance can be recovered by additional heating in JT-60SA steady-state (SS) scenario. Simulations coupled with MARG2D code showed that plasma current can be ramped-up to reach 
3 with MHD modes stabilized by ideal wall and with no additional flux consumption of central solenoid in JT-60SA. Engineering modelling: Coupling with integrated real-time controller showed that simultaneous control of 
and 
is possible at 4 in JT-60SA SS scenarios. MHD equilibrium control simulator MECS demonstrated equilibrium control during heating phase and collapse induced events within power supply capability of PF coils in JT-60SA.
星野 一生; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 徳永 晋介
Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/10
The power handling in the divertor is the most crucial issues for a fusion reactor design. In the previous study of development of the power handling scenario for a compact DEMO reactor, further reduction of the target heat load was required even in the case where more than 90% of the exhausted power from the core plasma was radiated by the argon impurity. In this study, the impact of the impurity seeding and the machine specifications on the divertor power handling has been investigated by using the SONIC code. With decreasing the fusion power, the divertor plasma detachment is extended and the target heat load decreases. The SONIC simulation showed the target heat load less than 6 MW/m
for a tungsten mono-block divertor with a ferritic steel water-cooling pipe, at the fusion power less than 2 GW. It is also showed that the impurity radiation fraction on the exhausted power can be reduced to 80% at the fusion power of 2 GW for a copper-alloy water-cooling tube.
星野 一生; 清水 勝宏; 川島 寿人; 滝塚 知典*; 仲野 友英; 井手 俊介
Contributions to Plasma Physics, 54(4-6), p.404 - 408, 2014/06
被引用回数：16 パーセンタイル：61.17(Physics, Fluids & Plasmas)ダイバータプラズマシミュレーションにおいて不純物ガス輸送をモンテカルロ法で扱う場合、サブダイバータ領域における時定数が長いため、シミュレーションの収束に必要な計算時間が増加することが問題となる。そこで、サブダイバータからダイバータへの逆流量を事前に求めガスパフソースとして扱うことで、サブダイバータ領域における計算を省略することのできる逆流モデルを開発し、計算時間を大幅に短縮させた。開発したモデルを実装したダイバータコードSONICを用いて、JT-60SAの完全非誘導電流駆動シナリオの成立性について調べた。Arガスパフを行うことで、電子サイクロトロン電流駆動に必要な低密度(スクレイプオフ層の赤道面で1.2
10
m
)と低ダイバータ熱負荷(10MW/m)が両立でき、完全非誘導電流駆動シナリオが成立することを示した。
滝塚 知典*; 東 修平*; 福山 淳*; 清水 勝宏
Contributions to Plasma Physics, 54(4-6), p.388 - 393, 2014/06
被引用回数：1 パーセンタイル：5.65(Physics, Fluids & Plasmas)Particle-in-cell(PIC)粒子シミュレーションは核融合装置における境界プラズマの物理を理解するための強力な手法である。長方形容器中の直交格子を扱うPoissonソルバーは非常に高速であるが、複雑なダイバータ配位のシミュレーションには簡単には適用できない。この論文では、PICシミュレーションのための任意境界形状と条件を取り扱える単純で高速のPoissonソルバーを提案する。このソルバーでは境界点が重要であり、その点上で電荷密度が適切に与えられ、境界条件が満たされる。開放系の粒子シミュレーションでは、時間ステップ内に粒子が自由に運動しているか境界壁に当たるかを識別する必要がある。PICシミュレーションで粒子位置が境界を越えたかどうかを判別する新手法も提案する。
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。
朝倉 伸幸; 清水 勝宏; 星野 一生; 飛田 健次; 徳永 晋介; 滝塚 知典*
Nuclear Fusion, 53(12), p.123013_1 - 123013_15, 2013/12
被引用回数：49 パーセンタイル：90.99(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉(核融合出力3GWクラス、排出熱パワーは500MW)におけるダイバータによる熱処理シナリオについて、SONICシミュレーションコードを改良し、検討を進めた。3種の不純物ガス入射により放射損失パワーを増加する手法の検討では、価数の高い不純物ほど、主プラズマ周辺部の放射損失を増加でき非接触ダイバータを発生しやすい一方、主プラズマ内での放射損失や燃料希釈が大きくなることを、不純物輸送過程を考慮し定量的に評価した。ダイバータの深さを長くした設計の検討を行い、放射損失をダイバータ部で増加できプラズマの低温化を効率よくできる一方、中性粒子からのエネルギーがストライク点に集中する可能性を指摘した。拡散係数を増加することにより、ピーク熱負荷が最も低い完全非接触ダイバータが得られることがわかり、原型炉における拡散係数の予測とその増加手法がダイバータ制御に重要であることを明らかにした。
朝倉 伸幸; 新谷 吉郎*; 飛田 健次; 星野 一生; 清水 勝宏; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 中村 誠; 大野 哲靖*; 小林 政弘*; et al.
Fusion Science and Technology, 63(1T), p.70 - 75, 2013/05
ダイバータの物理設計ではその形状を工夫して非接触プラズマを生成・制御するとともに、平衡コイルの配置と電流値の配分を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する磁場形状の検討が注目され、「先進ダイバータ」と呼ばれている。非常に大きな熱流(500-600MW)の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、ダイバータ形状や磁場配位を生成する平衡コイルの配置を検討した。プラズマ平衡コードTOSCAを用い、平衡コイルをトロイダルコイルの外側に設置する条件で、先進ダイバータの代表例である「スーパーXダイバータ」及び「雪結晶型ダイバータ」を形成可能なコイル配置及び電流の検討を行った。その結果、平衡コイルをトロイダルコイルの外側においた場合でも、先進ダイバータ磁場配位が可能であることがわかり、その初期結果を報告する。前者の場合はダイバータ板の受熱面積は通常の約3倍に、磁力線長も30%増加可能であるが、ダイバータ配位を形成するコイルには大電流が必要になる。後者では、六重極ヌル点の制御の困難さ、主プラズマ形状への影響、一部の中心ソレノイドに非常に大きな電流が必要であることがわかった。
朝倉 伸幸; 新谷 吉郎*; 飛田 健次; 星野 一生; 清水 勝宏; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 中村 誠; 大野 哲靖*; 小林 政弘*; et al.
Fusion Science and Technology, 63(1T), p.70 - 75, 2013/05
被引用回数：14 パーセンタイル：72.14(Nuclear Science & Technology)近年、ダイバータの物理設計において、平衡コイルの配置と電流値の配分を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する磁場形状の検討が注目され、「先進ダイバータ」と呼ばれている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、ダイバータ形状や磁場配位を生成する平衡コイル(PFC)の配置を検討した。プラズマ平衡コードTOSCAを改善し新たに2つのパラメータを導入することにより、PFCをトロイダルコイル(TFC)の外側に設置する条件で、先進ダイバータの代表例である「スーパーXダイバータ」を形成可能なコイル配置及び電流の検討を行った。その結果、PFCをTFCの外側においた場合でも、先進ダイバータ磁場配位が可能であることがわかり、その初期結果を報告する。ダイバータ板の受熱面積は通常の約2倍程度の増加であるが、磁力線長も40-70%増加可能である。一方、ダイバータ配位を形成するコイルには大電流が必要になる。「雪化粧型ダイバータ」の検討を行い、六重極ヌル点の制御の困難さ、主プラズマ形状への影響、一部の中心ソレノイドに非常に大きな電流が必要であることがわかった。
井手 俊介; 相羽 信行; Bolzonella, T.*; Challis, C. D.*; 藤田 隆明; Giruzzi, G.*; Joffrin, E.*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 本多 充; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
Assessment of capabilities in controlling key plasma parameters to access and sustain a high normalized pressure plasma in JT-60SA has been carried out using predictive simulations with emphasis on controllability with actuators, including not only heating and current drive but also fueling and pumping system. It is confirmed that the safety factor profile, which is believed to play an important role for confinement improvement, can be prepared appropriately at the plasma current ramp-up phase in a wide extent within capability of the installed ECRF system. At the flat-top of a high pressure and high bootstrap current plasma, it is also confirmed that the installed NB system can modify the safety factor profile and the confinement property within the planned capabilities. It is confirmed that impurity seeding in the SOL and the divertor region can maintain the heat flux within the divertor heat tolerance keeping the separatrix density level acceptable.
上田 良夫*; 大宅 薫*; 芦川 直子*; 伊藤 篤史*; 小野 忠良*; 加藤 太治*; 川島 寿人; 河村 学思*; 剣持 貴弘*; 斎藤 誠紀*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 88(9), p.484 - 502, 2012/09
特定領域科研費「核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開」のレビューのうち第3章4節を執筆した。JT-60Uの30秒Hモード放電では外側ダイバータ板からの炭化水素の発生量が多いときに容器内に残留する水素量が増加することを示した。さらに外側ダイバータ板から発生した炭化水素がプラズマ中でどのような経路を輸送されるのかを調べるため、人為的に外側ダイバータから
CH
を注入する実験を行い、実験後にダイバータ・タイルを取り出しタイル上の堆積物を同定した。その結果、注入口のほぼ正面の内側ダイバータ・タイル上にCが多量のHとともに検出された。この結果は、磁力線を横切った輸送が支配的であること、及びCとHが結合した形態で輸送された可能性が高いことを示しており、これらから中性の炭化水素、すなわちCH
, x=14の形態で外側ダイバータから内側ダイバータまで輸送されたと解釈される。
星野 一生; 清水 勝宏; 朝倉 伸幸; 滝塚 知典; 中村 誠; 飛田 健次
Contributions to Plasma Physics, 52(5-6), p.550 - 554, 2012/06
被引用回数：22 パーセンタイル：67.76(Physics, Fluids & Plasmas)核融合原型炉において、ダイバータにおける膨大な熱の制御は最も重要な課題である。本研究では、核融合原型炉SlimCSを対象として統合ダイバータコードSONICを用いたダイバータ数値シミュレーションを行い、熱制御性に対するダイバータレッグ長さの効果について検討した。解析の結果、ダイバータレッグを長くした場合、従来のダイバータ形状に比べて外側ダイバータにおけるピーク熱負荷が約30%低減した。これは、ダイバータレッグの延長に加えV型コーナーを深くすることでリサイクリングが活発になり、外側ダイバータにおけるイオン温度が大幅に低下したこと、また、ダイバータ近傍にあった不純物放射領域が上流へと移動したことに起因する。
矢木 雅敏; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 本多 充; 林 伸彦; 星野 一生; 福山 淳*
Contributions to Plasma Physics, 52(5-6), p.372 - 378, 2012/06
被引用回数：5 パーセンタイル：21.93(Physics, Fluids & Plasmas)We have developed a self-consistent integrated modelling of core and SOL/divertor transport. Thereby it enables us to investigate operation scenarios to be compatible with high confinement core plasma and detached divertor plasmas. A 1.5D core code TOPICS-IB and a 2D divertor code SONIC were coupled successively with a Multiple Program Multiple Data parallel computing system. For an integrated code including Monte-Carlo calculations, this system makes it possible to perform efficient simulations. The dynamic simulation for the L/H transition in JT-60SA is carried out by this integrated code with a CDBM transport model including the EB shearing effect. Impacts of SOL/divertor transport on the L/H transition is studied.
川島 寿人; 星野 一生; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 井手 俊介; 櫻井 真治; 朝倉 伸幸
Journal of Nuclear Materials, 415(Suppl.1), p.S948 - S951, 2011/08
被引用回数：8 パーセンタイル：53.37(Materials Science, Multidisciplinary)工学的要求及びSONICコードによる物理解析に基づきJT-60SAトカマクのダイバータ設計を確定させた。41MW加熱の炉心プラズマでは流出する高熱粒子束がダイバータ板に大きな熱負荷を与えることが予想された。しかし、材料と構造の耐性により許容熱負荷は15MW/m
以下が必須であり、ダイバータ板を垂直化して広域で受け分散低減することで検討した。最終的にダイバータ板にV型コーナーを設け高リサイクリングによる熱負荷低減を計り、燃料(D
)や不純物ガスパフ及びダイバータ排気による熱粒子制御性の最適化を行った。結果は、JT-60Uの約3倍のDガスパフ(1.510
s
)により放射冷却、低温高密度化が進み、熱負荷は約10MW/mまで低減できること、その依存性はガスパフ量が110s以上で許容熱負荷内に入ることを示した。低密度で行う非誘導電流駆動では、熱負荷を許容させるためにAr導入が有効であることを明らかにした。一方、ダイバータ排気は最大排気速度100m
/sを整備する予定であり、この範囲内でダイバータプラズマを接触から非接触まで制御できることも明らかにした。
星野 一生; 清水 勝宏; 滝塚 知典; 朝倉 伸幸; 仲野 友英
Journal of Nuclear Materials, 415(Suppl.1), p.S549 - S552, 2011/08
被引用回数：10 パーセンタイル：60.88(Materials Science, Multidisciplinary)ダイバータにかかる熱・粒子負荷を低減させるためには、非接触ダイバータプラズマの形成が有効な方法のひとつである。非接触ダイバータに伴いイオン粒子束が大幅に減少するが、この主な原因は再結合によるイオン粒子の損失であると考えられている。しかし、実験では、23eV以上の電子温度でも非接触ダイバータの形成がしばしば観測されており、このような電子温度では再結合反応はほぼ起こらない。そこで、本研究では、原子力機構で開発を進めている2次元統合ダイバータコードSONICを用いて、再結合反応によらない非接触ダイバータプラズマ形成機構を検討した。磁力線垂直方向の輸送による効果や壁へのイオン吸着による排気効果によりイオン粒子束は減少するが、その影響は比較的小さいことを明らかにした。
星野 一生; 藤間 光徳*; 清水 勝宏; 仲野 友英; 畑山 明聖*; 滝塚 知典
Nuclear Fusion, 51(8), p.083027_1 - 083027_6, 2011/08
被引用回数：5 パーセンタイル：23.35(Physics, Fluids & Plasmas)The transport of high-Z impurity in a toroidally rotating tokamak plasma is investigated analytically and numerically. It is shown that the inward pinch is driven by the atomic processes of ionization/recombination along the particle orbit both in co- and ctr- rotating plasmas. This inward pinch is enhanced by the radial electric field. It is derived that the negative and positive radial electric fields cause the inward pinch and the outward movement (unpinch) of the high-Z impurity, respectively, under the influence of Coulomb collisions with the rotating background plasma. In the ctr-rotation case, the inward pinch becomes significant with increasing toroidal rotation velocity, because the directions of the both pinches are inward. On the other hand, in the co-rotation case, these pinches have opposite directions. Therefore, the unpinch due to the positive radial electric field is decreased by the inward pinch due to the atomic processes.
