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河西 敏*; 神谷 健作; 篠原 孝司; 川島 寿人; 小川 宏明; 上原 和也; 三浦 幸俊; 岡野 文範; 鈴木 貞明; 星野 克道; et al.
Fusion Science and Technology, 49(2), p.225 - 240, 2006/02
被引用回数：3 パーセンタイル：24.08(Nuclear Science & Technology)約30台の計測装置から構成されているJFT-2Mの計測診断システムは、プラズマ生成,制御,平衡,安定性,閉込め,NBIやRF(LH, ICRF, ECH)による加熱,RFによる電流駆動の研究に使用されてきた。このうち、運動シュタルク効果を利用した偏光計,荷電交換反応分光器,重イオンビームプローブ,飛行時間測定法による中性粒子測定器等は、Hモード,高リサイクリング定常(HRS)Hモードの閉込め改善機構の解明や運転領域の探求に貢献した。赤外テレビカメラ,損失イオンプローブは、リップル損失粒子による壁への熱負荷,主プラズマからの損失するイオンに関する研究でそれぞれ重要な役割を果たした。この論文は、これらの計測機器についてレビューしたものである。
日下部 俊男*; 塩田 健司*; 久保 博孝; 白井 稔三*
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.7, p.237 - 239, 2006/00
核融合プラズマ装置においてプラズマ対向面として炭素材料を用いた場合、周辺プラズマには炭素イオンや種々の炭化水素分子が不純物として発生する。これら不純物の挙動をモデル化するには、炭素イオンと炭化水素分子の電荷移行断面積が必要である。われわれは、C
と種々の炭化水素分子及びCO, CO
の1電子及び2電子の移行断面積を0.7-6keVのエネルギー領域で測定した。その結果、ここで測定したほとんどの場合に対して電荷移行断面積はエネルギー依存性が弱いことがわかった。また、炭化水素分子の1電子移行断面積は炭化水素分子の電離エネルギーに依存することがわかった。一方、2電子移行断面積にはそのような依存性は見られなかった。
岸本 泰明; 井戸村 泰宏; Li, J.
プラズマ・核融合学会誌, 79(5), p.478 - 488, 2003/05
本稿では、時空間スケールを限定した単一の物理階層のみならず、階層間の相互作用が本質的役割を果たす現象の一つである「プラズマ中に発生する乱流と層流」に話題を限定し、多階層・複合概念が核融合プラズマの高性能に果たす役割の一端を紹介する。また、今後の構造形成に準拠した高性能の核融合研究を推進する上で、幅広い時空間スケールを包含する多階層シミュレーション研究の重要性について考察する。
狐崎 晶雄; 清水 正亜; 二宮 博正; 栗山 正明; JT-60チーム
Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.179 - 184, 2002/09
被引用回数：7 パーセンタイル：44.29(Nuclear Science & Technology)1985年以来16年間以上実験・運転してきたJT-60は世界のトカマク研究に貢献する多くの成果を上げてきた。JT-60特集の最初の論文として、JT-60の共通事項と経緯、研究目標、JT-60装置について記すとともに成果をまとめる。
立花 光夫; 白石 邦生; 柳原 敏
JAERI-Tech 2001-014, 42 Pages, 2001/03
動力試験炉(JPDR)の解体実地試験では、遠隔解体装置の実証と作業に関する各種データを収集することを目的に解体作業を行った。そこで、作業の内容を分析し、これらの知見を安全性の考慮に関するもの,廃棄物対策に関するもの,作業の効率化に関するものに分類・整理した。例えば、作業の効率化には、施設に関する情報が重要であること,遠隔解体装置の作業手順の検討や問題の解決にはモックアップ試験が有効であることなどの知見が得られた。これらの知見は、ほかの廃止措置作業をより安全で効率的に実施するために有効と考えられる。本報告書は、JPDRの解体作業に開発した遠隔解体装置を適用する際の主な対策、その結果、解体作業を通して得られた知見をまとめたものである。
那珂研究所
JAERI-Review 94-011, 118 Pages, 1995/01
JAERI-Review-94-011.pdf:5.84MB
原研・那珂研究所における平成5年度(1993年4月~1994年3月)の研究開発活動について報告する。
那珂研究所
JAERI-M 92-159, 130 Pages, 1992/10
原研・那珂研究所における平成3年度の研究開発活動について報告する。改造後のJT-60(JT-60U)では重水素運転がスタートし、垂直入射の中性粒子加熱パワーが22MWに達した。JFT-2Mでは、強いダイバータ・バイアス及びエルゴデイック磁気リミターを中心とした実験が行われた。DIII-D協力計画のハイライトは、ボロン化壁実験で得た改良Hモードであった。理論解析に関する研究では、イオン温度勾配モード、核燃焼プラズマの特性等の解析が行れた。核融合工学の研究に関しては、セラミック・ターボ型粗引きポンプ等の開発、プラズマ対向機器の開発のための高熱負荷試験等が行れた。プラズマ加熱技術では、負イオン源の開発、100GHz帯ジャイロトロンの開発が行われた。超電導磁石技術の開発では、40A/mm
の高電流密度を達成した。トリチウム・プロセス棟における実験も進展した。ITER,FERの設計も進展した。
藤木 和男; 上家 好三; 清木 義弘; 横田 光雄
Proc. of the Int. Conf. on Dismantling of Nuclear Facilities; Policies-Techniques, p.219 - 232, 1992/00
JPDR解体計画は1981年より開始され、86年から原子炉施設の実地解体(Phase-II)が進んでいる。原子炉中心部の放射化した機器、構造物の撤去、解体には、技術開発された各種の遠隔解体システムが適用され、安全に解体が進められた。金属構造物については、既に90%程の機器が撤去されている。これらの解体作業を通じ、工法、解体システム毎の性能や使用経験等、多くの情報が蓄積されている。本論文は、放射化構造物の解体、撤去を中心に、これまでの作業の特徴とその比較をまとめたものである。
那珂研究所
JAERI-M 91-159, 131 Pages, 1991/10
原研・那珂研究所における平成2年度(1990年4月~1991年3月)の研究開発活動について報告する。JT-60の改造工事とJT-60Uの実験計画;JFT-2M及びDIII-D計画;理論解析;真空技術、プラズマ対向機器、プラズマ加熱技術等の炉心工学技術の開発;超電導磁石、トリチウム取扱い技術等の炉工学技術の開発;ITERの概念設計活動;FERの設計検討等の1年間の進展について述べている。
小野寺 淳一; 藪田 肇; 西薗 竜也; 中村 力; 池沢 芳夫
Journal of Aerosol Science, 22(SUPPL.1), p.S747 - S750, 1991/00
解体作業時の空気中放射能濃度を評価する場合、切断作業等に伴って発生するエアロゾル発生量、移行率、粒度分布等のパラメータを知ることは、放射線防護上重要である。1986年から動力試験炉(JPDR)で行われている解体実地試験において、これらのパラメータについて収集、評価を行った。汚染配管の熱的気中切断時の移行率は、配管材質の場合及び放射性物質の場合ともにほぼ同じ10%オーダーであったが、機械的気中切断時の移行率は、配管材質の場合が0.01%以下であったのに対して、放射性物質の場合は、数%オーダーとなった。一方、炉内構造物、原子炉圧力容器の水中切断では、移行率は10
~10
%程度であり、エアロゾルの粒度分布は単分散に近くサブミクロン領域の小さなものであった。また、エアロゾル発生量の水中切断による低減効果を定量的に評価することができた。
横田 光雄; 星 蔦雄; 立花 光夫
Low and Intermediate Level Radioactive Waste Management,Vol. 1, p.189 - 195, 1991/00
JPDRの解体実地試験では、これまでに高放射化物の主要は綱構造物を解体撤去した。これには各種の開発技術が適用された。すなわち、原子炉内構造物には水中プラズマ切断技術、原子炉圧力容器接続配管にはディスクカッター及び成型爆薬工法、原子炉圧力容器には水中アークソー切断技術を適用した。解体試験は、開発技術の適用の仕方に一部の不調もあったが、総体的に順調に進捗した。会議では、解体の方法、作業監視の方法、開発機器等の切断性能、解体中の原子炉水及び作業環境等の汚染の状況、切断ドロスの処理状況、解体廃棄物量、作業日数、作業者の放射線被曝の状況等の技術的知見を経験に基づき発表し、討議する。
立花 光夫; 星 蔦雄; 見喜 一朗
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.81 - 84, 1991/00
原子炉解体の特殊性の一つには、高放射化した圧力容器と炉内構造物の撤去にあり、そのためには高い切断性能と遠隔性に優れた技術が必要である。JPDRの解体計画ではそれらの解体のために水中アークソーと水中プラズマアーク切断技術の開発を進めてきた。水中プラズマアークによる炉内構造物の解体は1989年2~9月に、また水中アークソーによる圧力容器の切断は1990年4~6月にかけて実施した。この解体作業を通して、水中プラズマ及び水中アークソーが十分な切断性能を有していること、発生する放射性のダストが水中切断により最小限に抑えられることが確認でき高放射化した機器の解体における水中切断工法の有用性が実証できた。一方、遠隔操作機器及び水封容器等の放置に多大の作業時間を有することから簡便な工法の開発が必要であることが判った。本論文では、各工法における切断結果と、解体実地試験より得られた経験を述べる。
守 勝治; 小松 茂
デコミッショニング技報, (2), p.50 - 64, 1990/00
廃棄物処理場液体廃棄物処理施設で使用していた中レベル廃液貯槽3基が昭和56年7月、低レベル蒸発処理装置の主要塔槽類6基が昭和58年7月に撤去された。これらの撤去機器は、ステンレス鋼製大型廃棄物の解体減容効果について知見を得るため、解体方法、解体工具等を調査後、試験的に酸素アーク切断後、砥石切断法およびプラズマアーク切断法を組み合わせて切断解体した。解体による機器の減容は、容器に入れて保管した場合と比べて中レベル廃液貯槽1/15、低レベル蒸発処理装置1/12となった。
柳原 敏; 清木 義弘; 中村 寿
Nuclear Technology, 86, p.148 - 158, 1989/08
被引用回数：12 パーセンタイル：77.43(Nuclear Science & Technology)原子炉の解体にとって、鋼製構造物の水中切断工法は解体作業を効率的かつ安全に実施する上で必要な技術である。そこで、JPDR解体計画において、プラズマアーク切断技術を炉内構造物の解体に、アークソー切断技術を原子炉圧力容器の解体に用いることとし、両技術の開発を行った。本技術開発では、まず、基礎試験を行ない、切断電流、切断速度等が切断性能に及ぼす影響を検討して最適な切断条件を見い出した。さらに、副次生成物の発生量と特性を評価して、水浄化装置の設計に役立てた。以上の基礎試験の結果に基づいて切断システムを作成するとともに、モックアップ試験を行い、開発した切断システムがJPDR解体実地試験に適用出来ることを確認した。
鈴木 忍; 市橋 芳徳; 中崎 長三郎; 長松谷 孝昭*; 中田 宏勝; 伊丹 宏治
JAERI-M 88-199, 39 Pages, 1988/10
新型転換炉の原型炉「フゲン」の炉心部に使用されているジルコニウム合金製圧力管の中性子照射下でのクリープ歪量を確認する目的で、JMTRに設置された上記圧力管と同材質のクリープ照射試験装置炉内管は1978年まで7年間照射試験に供された。照射試験終了後、撤去された炉内管の廃棄のための切断および照射試験後に供されるテストセクション部の切出し作業が1981-1982年に掛けて実施された。切断作業は大別して(1)非放射化部で、かつ汚染密度の低い部分の空中の切断、(2)放射化部を含む汚染密度の高い部位の水中プラズマアーク切断、および(3)ホットセル内での機械切断の3とおりである。本報告書は空気中切断に続いて行われた水中プラズマアーク切断について、今後同様な作業を計画する場合の参考と成り得るデータ等を収録する目的でまとめられた。
堀池 寛; 秋場 真人; 小原 祥裕; 奥村 義和; 田中 茂
Phys.Fluids A, 30(10), p.3268 - 3275, 1987/10
ハイパワー磁気マルチポールイオン源でのアーク放電中のパワーフローの実験を行った。ラインカスプを横切る方向でのパワー束分布を熱電対でできたプローブにて測定し、カスプ部でのプラズマの洩れはイオンラーマ半径の二倍の幅を持っていることを確認した。更にプローブで求めたパワー束の分布の積分値を冷却水温度上昇より求めた熱負荷と比較することによりパワー束の絶対値を決定した。普通の放電条件にてアノード壁のカスプ部には500W/cm以上の熱が集中していることがわかった。また中性の粒子によって伝えられるパワーが、全アーク電力の1/3にもなることが示された。引出し電極への熱負荷より、引出し電極近くのソースプラズマの組成を評価できた。
芦田 新典; 中村 寿; 熊谷 典夫; 横田 光雄
CONF-871018-Vol.2, p.6-48 - 6-60, 1987/00
原子炉構造物の解体工法として、原研では56年度より炉内構造物の解体撤去に水中プラズマアーク切断装置を、圧力容器の解体撤去に水中アークソー切断装置を採用しその開発を進めている。
芦田 新典; 中村 寿; 熊谷 典夫; 横田 光雄
CONF-871018-Vol.2, p.VI - 48, 1987/00
原子炉構造物の解体工法として、原研では56年度より炉内構造物の解体撤去に水中プラズマアーク切断装置を、圧力容器の解体撤去に水中アークソー切断装置を採用しその開発を進めている。本論分では、これらの切断装置をJPDRの解体実地試験に適用するに先立ち、JPDRの原子炉構造物を模擬した試験体を用いて行った切断装置の性能実証試験の結果をまとめたものである。この結果、各炉内構造物(最大肉厚105mm)及び圧力容器(最大肉厚250mm)を計画通り切断撤去できる見通しが得られた。さらに切断作業時に発生する副次生成物については、それぞれの切断装置に対し回収装置を製作,試験し、その機能を満足していることを確認した。
田中 茂; 秋場 真人; 堀池 寛; 松岡 守; 小原 祥裕; 奥村 義和
Review of Scientific Instruments, 57(2), p.145 - 150, 1986/00
被引用回数：17 パーセンタイル：85.3(Instruments & Instrumentation)多極磁場型イオン源諸性能に与える軸方向外部磁場及びフィラメント電流が発生する磁場の影響を、高プロトンイオン源を用いて実験的に調べた。その結果、両磁場ともアーク放電特性、アーク効率、プラズマの一様性に重要な影響を与えることが明らかとなった。探針測定により、これら磁場を原因とするアーク効率の変化は、引出し電極面でのイオン飽和電流密度分布の変化と密接に関係していることが示された。この密度分布の変化は、フィラメントから放出される一次電子の軌道に与える磁場の効果で説明できる。実験結果より、イオン源内に残留する外部磁場の許容値は、
5G以下であることがわかった。
秋場 真人; 堀池 寛; 栗山 正明; 小原 祥裕; 奥村 義和; 柴田 猛順; 田中 茂
JAERI-M 83-099, 39 Pages, 1983/07
粒子入射装置用イオン源の大出力、長パルス化に伴いイオン源各部の熱除去が重要な課題となってきている。特に、イオン源アークチェンバの設計では、ソースプラズマ、逆流電子等の熱負荷が、どのようにチェンバ壁へ入るかが重要な問題である。本報告は、イオン源アークチェンバ壁への熱負荷評価式を導き、実験的に検証したものである。
