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横山 実紀*; 大沼 進*; 大澤 英昭; 大友 章司*; 広瀬 幸雄*
Humanities & Social Sciences Communications (Internet), 10(1), p.623_1 - 623_10, 2023/09
本研究では、「無知のヴェール」の概念を活用した意思決定プロセス(国全体を候補地として包含する白紙の状態から出発し、科学的(地質学的)安全性に基づいて候補地を絞り込むプロセス)が、高レベル放射性廃棄物の地層処分のための処分場立地に対する社会的受容を促進し、手続き的公正さを醸成することを実証した。
大沼 進*; 広瀬 幸雄*; 大澤 英昭; 大友 章司*; 横山 実紀*
日本リスク研究学会第31回年次大会講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/11
高レベル放射性廃棄物地層処分候補地が決まらない理由の一つに、仮に必要性が理解できたとしても自分の居住地が候補地になってほしくないため、候補地名が上がった途端に反発が生じることがあげられる。そこで、誰もが潜在的に当事者となり得る状況(無知のヴェール下)であらかじめ決め方に合意し、その決め方で決まったならば、受容しやすくなるだろうか。日本全国を対象に調査を実施した。その結果、無知のヴェールによる決定方法は現状の政策よりも受容の程度が高く、無知のヴェールによる決め方で自分の居住地が候補地になったとしても現状の政策よりは受容が高かった。さらに、現状の政策は手続き的公正の評価が低いが、無知のヴェールによる決定は肯定的に評価されていた。
山本 章夫*; 千葉 豪*; 桐村 一生*; 三木 陽介*; 横山 賢治
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(4), p.241 - 245, 2018/04
日本原子力学会炉物理部会の傘下に設置された「炉物理ロードマップ調査・検討」WGにおけるロードマップ策定の概要を紹介する。本ロードマップの特徴は、(1)次世代を担う若手の技術者・研究者を中心に議論・策定を進めたこと、(2)現状から類推して課題を設定するフォアキャストアプローチに加え、原子炉物理分野のビジョンとミッションを検討し、これらを達成するために解決すべき課題をバックキャストアプローチにより設定したこと、にある。本ロードマップの詳細は、報告書として炉物理部会のホームページより閲覧可能である。
榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦; et al.
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10
被引用回数：21 パーセンタイル：84.18(Nuclear Science & Technology)我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。
関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 毛利 憲介; 榎枝 幹男
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
日本が調達するITERダイバータの外側ターゲットの一環として、プラズマ対向ユニット及び支持構造体の実規模プロトタイプの製作が開始された。高熱負荷対向材量と冷却管の接合において、接合技術の改良と品質検査システムの改造を実施し、接合の成功率の向上に成功した。原子力機構は、特に、赤外サーモグラフィ非破壊試験装置の改良により接合の欠陥検知が迅速となり、製造工程に欠陥情報を的確にフィードバックすることにより、品質管理の問題を解決した。本報では、ダイバータ機器の栄作に対する技術課題と品質課題に対する近年の取り組みに関して報告する。
神谷 健作; 居田 克巳*; 吉沼 幹朗*; 鈴木 千尋*; 鈴木 康浩*; 横山 雅之*; LHD実験グループ*
Nuclear Fusion, 53(1), p.013003_1 - 013003_9, 2013/01
被引用回数：17 パーセンタイル：60.01(Physics, Fluids & Plasmas)本研究ではLHDにおけるCXS計測による周辺径電場計測に基づく最外殻磁気面位置(LCFS)の新しい決定手法について提案する。われわれは周辺電場シアの最大値位置が真空磁場のLCFSから数cm外側にあることを1%以下の低ベータプラズマにて確認した。さらにパラメータスキャン実験によって、約3%程度までの高ベータプラズマでも適用可能であることを見いだした。また、3%から5%の超高ベータ領域では、有限ベータ効果に起因すると考えるLCFSの外向きシフトに飽和傾向が観測された。開いた磁気面における電子損失の観点からLCFS近傍における正電場構造が形成されていると考えられ、トムソン散乱計測による磁気軸位置及び電子系蓄積エネルギーの99%位置との比較についても言及している。
関 洋治; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 榎枝 幹男; 久保田 仁一*; 坂本 健作
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
固体増殖方式の核融合炉ブランケットでは、チタン酸リチウム(Li
)の増殖材微小球を容器に充填し、増殖したトリチウムをヘリウム(He)パージガスによって回収するシステムを採用している。国際熱核融合実験炉の中性子環境下で総合的な機械機能試験が実施予定の固体増殖方式のテストブランケットモジュールや同方式を採用した原型炉のパージガス補器系統の設計において、微小球充填体内を通過するHeパージガスの圧力損失やその流動現象を予測するためのツールを確立することは重要である。本報では、増殖材微小球充填体に対して、幅広い流量域(0L/min - 100L/min)で圧力損失試験を行い、40L/min以下で一様な空隙率で構成された実験式と良い一致を得た。他方、微小球を境界条件として模擬した充填体内流動の数値解析を行い、実験との比較を行った。本数値シミュレーションでは、実験では得ることのできない充填体内の流動分布を得ることに成功した。本結果により充填容器壁近傍と充填体中央部の流速分布の違いを明らかにした。
鈴木 哲; 江里 幸一郎; 関 洋治; 毛利 憲介; 横山 堅二; 榎枝 幹男
Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.845 - 852, 2012/08
被引用回数：18 パーセンタイル：78.41(Nuclear Science & Technology)ITERダイバータ調達に関するプリクォリフィケーション活動を成功裏に完了し、日本国内機関(JADA)とITER機構(IO)は2009年6月、ダイバータ外側ターゲットの調達に関する調達取り決めを締結した。本調達取り決めに基づき、JADAはダイバータ外側垂直ターゲット実規模プロトタイプの製作に着手し、ITER用実機外側ターゲットのシリーズ製作開始に向け、合理的な製作方法を確立するために、技術的及び品質的な課題の抽出とその解決に取り組んでいる。本稿では、JADAの外側垂直ターゲット調達活動を概説するとともに、今後の調達スケジュールに関して報告する。
廣瀬 貴規; 谷川 尚; 吉河 朗; 関 洋治; 鶴 大悟; 横山 堅二; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 榎枝 幹男; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2265 - 2268, 2011/10
被引用回数：5 パーセンタイル：38.65(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、日本のITERテストブランケット(TBM)の第一候補として、水冷却固体増殖方式のテストブランケットの開発を、中心となって進めている。TBM試験を実現するためには、ITER運転スケジュールに遅れることなく、TBMのプロトタイプの製作と構造健全性の確証を行う必要がある。本報告では、日本における水冷却固体増殖(WCCB)テストブランケットモジュール(TBMの製作技術開発の最新の成果を報告する。これまでに、製作技術の最も重要な技術として、熱間等方圧加圧(HIP)接合法を開発し、実規模冷却チャンネル内蔵第一壁適用して実規模のTBMの第一壁の製作と高熱負荷による評価試験に成功した。また、TBM内部にトリチウム増殖材を格納する充填容器についても実機大のモックアップの製作に成功し気密試験に成功した。さらに、モジュール構造を形成する側壁についても実機大のモックアップ製作に成功するとともに、第一壁との組合せ施工による箱構造政策に成功した。以上のことから、日本においては、TBM製作技術開発と評価試験が順調に進展しているものと評価することができる。
信太 祐二*; 横山 堅二; 金澤 潤*; 山内 有二*; 日野 友明*; 鈴木 哲; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.607 - 611, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.29(Materials Science, Multidisciplinary)Tritium retention of a carbon layer deposited in the gap of plasma-facing materials is a primary concern for next step fusion devices. In this study, deuterium concentration and carbon deposition profile in a gap were investigated for carbon layers prepared by using deuterium arc discharge with carbon electrodes. The deuterium retention was measured with thermal desorption spectroscopy (TDS). The discharge pressure was varied from 0.8 to 36 Pa. The amount of deposited carbon into the gap decreased exponentially with the increase of the depth. The atomic ratios of D/C of the carbon layers prepared at 0.8 and 36 Pa were approximately 0.1 and 1.0, respectively. For the carbon layer prepared at 0.8 Pa, most of retained deuterium was released in the form of D
and HD. On the other hand, at 36 Pa, approximately a half of retained deuterium was desorbed in the form of hydrocarbon, CD
and CD.
関 洋治; 大西 陽一*; 吉河 朗; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 大図 章; 江里 幸一郎; 鶴 大悟; 鈴木 哲; 横山 堅二; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.139 - 142, 2011/10
日本原子力研究開発機構は、ITERでの核融合環境下で総合的機能試験が実施される予定のテストブランケットモジュール(
)として、水冷却方式固体増殖ブランケットの研究開発を進めてきた。は、おもに第一壁,2つの側壁,後壁と増殖材充填に必要な隔壁であるメンブレンパネルによって構成される。また、冷却材である高温高圧水(入口温度553K,出口温度598K, 15MPa)は、TBM内部の並行多流路管群を流動する。本研究では、数値流体計算の結果を実規模大並列多流路の実験値と比較することにより、実現象との整合性を実証し、機器設計に際する流体挙動及び侵食腐食の予測手法の確立を目的とする。TBM側壁内部に存在する並列多流路管内を流れる冷却材を対象に、乱流モデル及びLES(標準スマゴリンスキーモデル)を用いて、数値流体計算を実施した。流体計算による室温条件での各流量分配は、複雑流路である実規模大並列多流路の実験値とほぼ一致することを確認した。数値流体計算の予測手法の妥当性を示したことにより、高温高圧水条件の設計に際しても有効な予測手段の一つとして実証した。
若狭 有光*; 福山 淳*; 村上 定義*; 三木 真幸*; 横山 雅之*; 佐藤 雅彦*; 登田 慎一郎*; 舟場 久芳*; 田中 謙治*; 居田 克巳*; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
An integrated transport simulation code for helical plasmas, TASK3D, is developed and applied to LHD plasmas. Neoclassical transport in helical plasmas is evaluated by the neutral-network-based neoclassical transport database, DGN/LHD. Five anomalous transport models are included and the estimated temperature profiles with experiments are compared. We also take into account the differential equation for the radial electric field 
into TASK3D. The obtained electron and ion thermal diffusivities with the Alcator, Bohm, and gyro-Bohm models indicate anomalous thermal transport dominates for electrons, while neoclassical thermal transport plays a crucial role for ions. TASK/TX, solving surface-averaged multi-fluid equations, is also applied to the LHD plasma to examine the time evolution of and plasma rotation. The transition between the electron and ion roots, and the radial structure of has been demonstrated self-consistently.
関 洋治; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 横山 堅二; 榎枝 幹男; 森 清治
Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1451 - 1454, 2010/12
被引用回数：17 パーセンタイル：74.1(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、ITER機構との協力により、ITERダイバータ外側ターゲットの調達を実施する予定である。調達開始の準備として、原子力機構は調達実施能力をITER機構に示す必要がある。この評価試験は、品質評価試験体を製作し試験に合格することによって達成される。この評価試験の中に、赤外サーモグラフィを用いた非破壊検査(NDE)が適用されている。この検査では、CFCモノブロック内部の欠陥や冷却管との接合欠陥を調査することを目的としている。温水によりCFCモノブロックを95度に定常加熱し、冷水により5度に急冷する。熱過渡応答における試験体の温度変化と、欠陥なしの試験体の温度変化の差を取ることにより、欠陥を検査する。この研究開発で、赤外サーモグラフィNDE試験装置(FIND)を原子力機構内に製作した。FINDにより、CFC内部や冷却管接合の欠陥位置や欠陥度合いを精度よく予測することに成功した。高熱負荷試験結果との相関も高く、ITERダイバータだけでなくJT60SAのダイバータの品質維持に貢献可能な非破壊検査手法を確立した。
江里 幸一郎; 関 洋治; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鶴 大悟; 西 宏; 大楽 正幸; 横山 堅二; 鈴木 哲; 榎枝 幹男
Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1255 - 1260, 2010/12
被引用回数：12 パーセンタイル：62.3(Nuclear Science & Technology)ITER機構が建設を進めている国際熱核融合実験炉ITERにおいて、核融合発電炉に向けたブランケットモジュールの工学試験を実施する予定である。本報告では原子力機構で実施している試験用ブランケットモジュール(TBM)に関する熱・流動に関する研究開発、特に低放射化フェライトF82H製実機長第一壁の製作や流動試験,加熱試験に関する成果を報告する。TBM第一壁はF82H製矩形冷却管(15本)と平板を熱間等方加圧(HIP)法により製作した。流動試験により第一壁内並列流路冷却管内の平均流速がほぼ一定になることを示すとともに、数値解析結果と良い一致を示した。加熱試験では15MPa
280
C以上の高温高圧水を第一壁内部の矩形冷却管に流動させ、実機熱負荷に近い0.5MW/m
以上の熱負荷を繰り返し与えることにより、その接合部の健全性や除熱性能を確認した。平行して熱機械解析を実施し、実機運転時において第一壁冷却管に発生する応力がF82Hの許容応力内であることを示した。
関 洋治; 大西 陽一*; 吉河 朗; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 大図 章; 江里 幸一郎; 鶴 大悟; 鈴木 哲; 横山 堅二; et al.
Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2010/10
日本原子力研究開発機構は、ITERでの核融合環境下で総合的機能試験が実施される予定のテストブランケットモジュール(TBM)として、水冷却方式固体増殖ブランケットの研究開発を進めてきた。TBMは、おもに第一壁,2つの側壁,後壁と増殖材充填に必要な隔壁であるメンブレンパネルによって構成される。また、冷却材である高温高圧水(入口温度553K,出口温度598K,15MPa)は、TBM内部の並行多流路管群を流動する。本研究では、数値流体計算の結果を実規模大並列多流路の実験値と比較することにより、実現象との整合性を実証し、機器設計に際する流体挙動及び侵食腐食の予測手法の確立を目的とする。TBM側壁内部に存在する並列多流路管内を流れる冷却材を対象に、乱流モデル及びLES(標準スマゴリンスキーモデル)を用いて、数値流体計算を実施した。流体計算による室温条件での各流量分配は、複雑流路である実規模大並列多流路の実験値とほぼ一致することを確認した。数値流体計算の予測手法の妥当性を示したことにより、高温高圧水条件の設計に際しても有効な予測手段の一つとして実証した。
榎枝 幹男; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 鶴 大悟; 吉河 朗; 関 洋治; 西 宏; 横山 堅二; 江里 幸一郎; 鈴木 哲
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), p.645 - 649, 2010/05
本報告は、日本における水冷却固体増殖(WCCB)ブランケットの開発の現状を報告するものである。日本は、WCCBブランケットを核融合原型炉の主案として、その開発を進めている。特に、ブランケットモジュール製作技術開発に関しては、実規模の第一壁モックアップを、実機構造材料である低放射化フェライト鋼(RAFMS)のF82Hを実際に使用して製作することに成功した。さらに製作した第一壁モックアップを用いて、実機の冷却水条件の15MPa, 300度の水で冷却しつつ、実機熱負荷条件0.5MW/mでの熱負荷試験に80回試験を行い、変形やホットスポットなどがないことを確認した。また、ブランケットのモジュールを構成する側壁部の実規模モックアップの製作にも成功し、さらに、第一壁モックアップと側壁モックアップの組合せ接合に成功して、初めてテストブランケット実規模筐体モックアップの試作に成功した。これらの開発により、筐体製作技術の主要課題の解決の見通しが得られた。
吉河 朗; 谷川 尚; 関 洋治; 廣瀬 貴規; 鶴 大悟; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 西 宏; 鈴木 哲; 丹澤 貞光; et al.
JAEA-Technology 2009-077, 23 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-077.pdf:2.62MB
固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュール(TBM)における側壁内の冷却流路は、2本の母管の間を複数の枝管で平行に接続する管路網(平行多流路)としているため、各枝管を流れる冷却水には流量の分布が生じると予想される。本研究では、平行多流路における流量分布を予測し、TBMの使用条件において構造材料を使用制限温度以下に保持するために必要となる管路網を設計することを目的とした。1次元熱計算により、必要となる冷却流量を評価した。また、圧力損失計算に基づく簡易評価により、必要な流量が得られるような管路網を設計した。塩化ビニル管を用いた試験体を用いて流量分布を測定し、設計の妥当性を確認した。この設計に基づき、F82H製の実規模試験体を製作し、流量分布と圧力損失とを計測したところ、枝管における流量の低下は最大でも平均流量の12%であり、除熱の観点からは十分に余裕があることを確認した。また、圧力損失についても計算値と実測値でよく一致した。以上の結果から、TBMの側壁における冷却管路網について、除熱の観点から必要となる流量を確保するための設計を確立することができた。
鈴木 哲; 江里 幸一郎; 関 洋治; 横山 堅二; 廣瀬 貴規; 森 清治; 榎枝 幹男
Physica Scripta, T138, p.014003_1 - 014003_5, 2009/12
被引用回数：3 パーセンタイル：26.3(Physics, Multidisciplinary)原子力機構は国内機関としてITERダイバータ外側ターゲットの全数を製作する予定である。ダイバータ製作に対する国内機関の技術的能力を示すためのクォリフィケーションが開始されている。このクォリフィケーションでは、原子力機構は外側ターゲット製作にかかわる技術的課題の多くを網羅したダイバータ評価試験体を製作し、ITER機構の協力の下、エフレモフ研究所において高熱負荷試験を実施した。その結果、評価試験体は熱負荷20MW/mに耐え、原子力機構はITER機構から国内機関としてダイバータ製作に十分な技術的能力を有すると認定された。一方、増殖ブランケットの開発は核融合原型炉の実現にとって大きな課題の一つであり、ITERでのテストブランケット(TBM)の工学試験は原型炉用ブランケット開発の重要なマイルストーンである。原子力機構では水冷固体増殖型ブランケットの開発を進め、このたび、低放射化フェライト鋼製の実機長TBM第一壁試験体をHIP接合技術を用いて開発し、加熱試験において健全な除熱性能を示すことを確認した。
笠松 良崇*; 豊嶋 厚史; 浅井 雅人; 塚田 和明; Li, Z.; 石井 康雄; 當銘 勇人*; 佐藤 哲也; 菊池 貴宏; 西中 一朗; et al.
Chemistry Letters, 38(11), p.1084 - 1085, 2009/10
被引用回数：15 パーセンタイル：48.93(Chemistry, Multidisciplinary)105番元素ドブニウム(Db)のフッ化水素酸と硝酸混合水溶液中における陰イオン交換挙動を、新規に開発した迅速イオン交換分離装置を用いて調べた。Dbのフッ化物陰イオン錯体の挙動は、近接の第6周期同族元素タンタル(Ta)の挙動とは大きく異なり、第5周期のニオブ(Nb)の挙動と似ているという特徴的な性質を示すことがわかった。
居田 克巳*; 坂本 宜照; 吉沼 幹朗*; 竹永 秀信; 永岡 賢一*; 林 伸彦; 大山 直幸; 長壁 正樹*; 横山 雅之*; 舟場 久芳*; et al.
Nuclear Fusion, 49(9), p.095024_1 - 095024_9, 2009/09
被引用回数：29 パーセンタイル：72.01(Physics, Fluids & Plasmas)LHDヘリオトロン装置とJT-60Uトカマク装置におけるイオン系内部輸送障壁形成と不純物輸送のダイナミックスの比較について分析した。特に、両装置においてイオン温度等を測定する荷電交換分光装置の高性能化が行われ、次のような新しい知見を得ることができた。まず、内部輸送障壁の形成位置について、JT-60Uでは形成位置が外側へ拡大しつつ局在化するが、LHDではターゲットプラズマに依存して内側あるいは外側に移動する。また、不純物輸送に関しては、JT-60Uでは内向きの対流があるのに対して、LHDでは外向きの対流によって不純物ホールが形成されることを明らかにした。LHDにおいて観測された外向きの対流は、新古典理論の予想と相反しており、今後さらなる分析を行う予定である。
