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論文

Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 2; Neutron scattering instruments

中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12

J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。

論文

熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップの改訂; 軽水炉の継続的な安全性向上に向けて

新井 健司*; 梅澤 成光*; 及川 弘秀*; 大貫 晃*; 中村 秀夫; 西 義久*; 藤井 正*

日本原子力学会誌, 58(3), p.161 - 166, 2016/03

日本原子力学会熱流動部会は、福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基に熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)を他分野に先駆けて平成27年3月に策定した。世界最高水準の安全性を実現しその継続的向上を図るため、深層防護を柱にシビアアクシデントや外的事象の対策を整理し、安全裕度向上策および人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮した上で技術課題を選定し、1F廃炉など主要なマイルストーンに基づく時間軸上にロードマップを展開した。本解説は、その要旨について、事故時の炉心損傷防止など4件の個別技術課題の例を交え、まとめたものである。

論文

Management of radioactive materials for the disassembly of JT-60U fusion tokamak device

助川 篤彦; 宮 直之; 及川 晃

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/05

超伝導トカマク核融合試験装置の建設に向け、解体中の臨界プラズマ試験装置(JT-60U)で使用された構造材とコンポーネント材の誘導放射能を計算及び測定により評価した。それら材料における誘導放射能のうち、最も高い誘導放射能を有する材料はステンレスで、主要核種はステンレス中の$$^{60}$$Coである。JT-60U真空容器の第一壁台座として使用しているステンレス316材は、約35トンである。解体に伴う放射化物の取り扱いにおいて、金属中の放射性核種の評価は重要であり、解体に伴う放射化物は、放射線障害防止法による放射化物の取り扱いに関する基準に従って、JT-60施設内の管理区域にて保管する。

論文

JT-60解体に伴う放射化物解体品の保管管理

西山 友和; 岡野 文範; 三代 康彦; 久保 博孝; 宮 直之; 及川 晃; 笹島 唯之; 逆井 章

平成22年度熊本大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 5 Pages, 2011/03

臨界プラズマ試験装置(JT-60)において、超伝導コイルを用いたトカマク装置(JT-60SA)に改修するため、主要設備の解体作業を進めている。本体装置が設置されている本体室や組立室などの設備機器及び構造物は、重水素プラズマによる核融合反応により発生した中性子(2.45MeV)により放射化している。解体した機器及び部品は、収納保管計画に基づき指定された収納保管施設に保管する。JT-60SAで再使用しない放射化した大量の解体品(再利用品)は、クリアランス制度を活用するまでの間、国際規格貨物コンテナを用いた保管容器などに収納し、収納保管施設に保管する必要がある。そのため、将来においてもそれぞれの再利用品の情報を特定できるように、再利用品タグや保管管理システムを用いた収納保管管理方法を構築した。また、効率的に再利用品の情報を収集できるように収納作業要領を作成した。これにより現在まで作業工程通り順調に解体作業が進行している。

論文

Molecular dynamics free energy calculations to assess the possibility of water existence in protein nonpolar cavities

及川 雅隆; 米谷 佳晃

Biophysical Journal, 98(12), p.2974 - 2983, 2010/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:72.26(Biophysics)

Are protein nonpolar cavities filled with water molecules ? Though many experimental and theoretical investigations have been done, particularly for the nonpolar cavity of IL-1$$beta$$, the results are still conflicting. To study this problem from the thermodynamic point of view, we calculated hydration free energies of four protein nonpolar cavities by means of the molecular dynamics thermodynamic integration method. Besides the IL-1$$beta$$ cavity, we selected the three largest nonpolar cavities from the structural database, in view of the simulation result of Vaitheeswaran et al. [Proc. Natl. Acad. Sci. (2004)] showing that larger nonpolar cavities are more expected to be hydrated. The calculated free energy changes were all positive; hydration of the nonpolar cavities was energetically unfavorable for all four cases. Because hydration of smaller cavities should happen more rarely, we conclude that existing protein nonpolar cavities are not likely to be hydrated. Although a possibility remains for much larger nonpolar cavities, such cases are not found experimentally. We present a hypothesis to explain this: hydrated nonpolar cavities are quite unstable and the conformation could not be maintained.

論文

Estimation of low level waste by a regulatory clearance in JT-60U fusion device

助川 篤彦; 及川 晃; 宮 直之; 藤田 隆明

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04

一つの規定されたクリアランスレベルによりJT-60U核融合試験装置の重水素実験後の低レベル廃棄物量を評価した。JT-60U装置は、建屋内に設置された真空容器やコイルを含む主要機器,中性粒子入射加熱装置や高周波加熱装置,計測装置で構成されている。JT-60U装置の構造物は、銅,ステンレス鋼,炭素鋼,高マンガン鋼,インコネル鋼,フェライト鋼,鉛からなる。その構造物の総重量は、約6400トンになる。放射線輸送計算は1次元ANISNコードで実施した。また、放射化計算にはACT-4コードを使用した。構造物の総重量のうち、約50トンのステンレス鋼が、JT-60U装置の真空容器の第一壁の台座に使用されている。放射化物となるステンレス鋼は38.7Bq/gとなり、低レベル廃棄物の管理において、放射化量に占める割合が最も多い。IAEA RS-G-1.7で示されているクリアランスレベルが適用されると、ステンレス鋼中の$$^{60}$$Co(半減期5.27年)の放射化レベルがクリアランスレベル未満となるまでには約45年要する。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を使用して、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めている。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材,緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:72.54(Physics, Fluids & Plasmas)

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Evaluation of radiation shielding, nuclear heating and dose rate for JT-60 superconducting modification

森岡 篤彦; 逆井 章; 正木 圭; 石田 真一; 宮 直之; 松川 誠; 神永 敦嗣; 及川 晃

Fusion Engineering and Design, 63-64, p.115 - 120, 2002/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:40.03

JT-60の超伝導トロイダルコイル化に伴う改修計画において、放射線遮へい,核発熱,線量の評価を行った。超伝導コイルの核発熱を数種の真空容器を模擬して評価した。その結果、コイルの核発熱への影響が少ない真空容器の構造を決定した。真空容器の構造は、ステンレス鋼の2重壁構造で内部には中性子線を遮へいするために厚さ100mmの水層を、そして、2重壁の外側には$$gamma$$線を遮へいするために厚さ26mmのステンレス鋼を設置する構造とした。また、DD放電に伴い放射化による真空容器内の線量について評価した結果、真空容器内にフェライト鋼を採用することで、ステンレス鋼を用いたときに比べて30%近く、放射化量が低減できることがわかった。

論文

JT-60におけるトリチウム管理

及川 晃; 宮 直之

プラズマ・核融合学会誌, 78(12), p.1308 - 1312, 2002/12

この10年間のJT-60重水素実験において生成されたトリチウムの状況についての総合的報告である。JT-60施設の排気口中トリチウム濃度は、常時計測器の検知可能レベル以下であり、また、排水中のトリチウムの濃度は地元自治体との協定による目標値以下であり、法による限度値以下であった。真空容器内の第一壁等の定期自主点検作業時には、点検のための停止前4週間に、重水素以外のガスのプラズマ放電により第一壁中に滞留するトリチウムを追い出し、さらに、容器内を換気することにより、同位体交換効果によりバックグランド以下まで容器内トリチウム濃度を下げた。現在、さらに第一壁中のトリチウムの挙動等について、大学等と共同で分析研究を進めている。

論文

The Kinetics of Fe and Ca for the development of radiation-induced apoptosis by micro-PIXE imaging

原田 聡*; 玉川 芳春*; 石井 慶造*; 田中 晃*; 佐藤 隆博; 松山 成男*; 山崎 浩道*; 神谷 富裕; 酒井 卓郎; 荒川 和夫; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 189(1-4), p.437 - 442, 2002/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.91

放射線誘起アポトーシスと微量元素の挙動の相互作用を詳しく調べるために、ヒト白血病細胞に$$^{60}$$Coの$$gamma$$線をインビトロで照射し、微量元素の画像化を行った。アポトーシスの頻度はTUNEL染色をした後、顕微鏡で 400 倍に拡大して得た。また、マイクロPIXE分析で細胞内の微量元素の分布の測定を行った。アポトーシスの初期段階では鉄が細胞質に集中して見られたが、アポトーシスが進行すると鉄の集積は無くなり、細胞核でCaが集積しZnが減少した。このことから、アポトーシスの進行には (1)FeやFeを含む酵素による細胞質から細胞核への信号の伝達, (2) Ca に依存する酵素による細胞核の変性と核からのZnの放出、の2つの段階が存在するようである。このような微量元素の集積はアポトーシスの新しい標識になると思われる。

論文

JAERI Takasaki in-air micro-PIXE system for various applications

酒井 卓郎; 神谷 富裕; 及川 将一*; 佐藤 隆博; 田中 晃*; 石井 慶造*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 190(1-4), p.271 - 275, 2001/09

 被引用回数:54 パーセンタイル:4.04

原研高崎において、軽イオンマイクロビーム形成装置を利用した大気照射マイクロPIXE分析システムが完成した。このシステムは大気中の試料に対し、1$$mu$$mの空間分解能で多元素の2次元分布を測定できるもので、さまざまな分野での応用研究に利用され始めた。計測システムには専用のFTPサーバーが設置されており、遠隔地にいる利用者もインターネットを利用してリアルタイムに実験データを共有することが可能である。また応用研究に関しては、医学・生物学,歯学,環境科学,地球科学等の幅広い分野の研究者に利用されているため、専用のデータ収集・解析システムの開発を行った。特に厚い試料に対する分析において、周期的なビーム偏向により1次ビームの伝留置を計測する手法や、特定領域のX線スペクトルを抽出する機能を開発した。このシステムにより、今まで測定が難しかった、定量的な歯質中のフッ素濃度や直径数$$mu$$mのエアロゾル粒子の元素組成を明らかにした。

論文

Concept of JT-60 Super Upgrade

二宮 博正; 鎌田 裕; 宮 直之; 中島 信治*; 小栗 滋*; 及川 晃; 逆井 章; 高橋 良和; 滝塚 知典; 豊島 昇; et al.

15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, 0, p.374 - 377, 1993/00

JT-60の既存設備を最大限に活用して、実験炉(ITER)を補完し、かつ実験炉以降を目指す先進的な研究開発を進め、実験炉や将来の定常核融合炉の実現に関する総合的な見通しを得る目的で定常炉心実験装置(JT-60 Super Upgrade)の検討を進めている。高効率電流駆動、ダイバータプラズマの制御、高$$beta$$$$_{N}$$炉心の実現とその制御等を炉心プラズマ技術の主要課題としている。また、炉工学技術の開発としては、超電導コイルの導入による長時間運転や高耐熱性材料の導入による熱・粒子制御を、更に工学安全に関する研究を進める。これらの検討の概要について報告する。

論文

Conceptual design study of nuclear shielding for the steady state tokamak device JT-60SU

宮 直之; 永見 正幸; 中島 信治*; 中村 博雄; 牛草 健吉; 及川 晃; 西谷 健夫; 豊島 昇; 木下 茂美*; 中川 敏*; et al.

Fusion Engineering and Design, 23, p.351 - 358, 1993/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.15

JT-60の高性能化に続く計画として、トカマクの定常化研究を目的とした炉心模擬装置JT-60SU(中性子発生量1.0$$times$$10$$^{18}$$n/s,4$$times$$10$$^{22}$$n/s)における遮蔽構造の概念検討結果をまとめた。真空容器の低放射化候補材料としてAl合金とTi合金を比較検討した。合金としてTi-6Al-4Vを使用し、真空容器を厚さ25~40cmの薄板2重壁リブ構造として、1%の$$^{10}$$Bを添加した冷却水タンク方式を採用した。この結果、一周抵抗~50$$mu$$$$Omega$$、運転停止後1年後の真空容器内線量当量~15mrem/h、インボード側トロイダル磁場コイルの超電導材における核発熱1mW/cc以下、また同コイルの冷凍機容量は~11kWとなり、これらの結果は当初設定した遮蔽設計基準をほぼ満たし得ることを示した。

報告書

JT-60炉心模擬実験の概念検討

宮 直之; 中島 信治*; 牛草 健吉; 及川 晃; 今井 剛; 豊島 昇; 西谷 健夫; 松崎 誼; 栗山 正明; 永見 正幸

JAERI-M 92-140, 156 Pages, 1992/09

JAERI-M-92-140.pdf:4.19MB

JT-60の高性化計画に続く計画として、炉心模擬装置を想定し、その概念検討を行った結果をまとめたものである。トカマク定常化に関する物理・工学の研究開発を炉心模擬実験の主要課題とした。この研究開発を進めるため、超電導コイルを用い、プラズマ電流10MA以上で長パルス運転を行う装置について検討した。特に、JT-60の現有施設・設備環境での装置の成立性を主な課題として概念検討を実施した。検討の結果装置が成立するおよその見通しが得られた。また今後の必要となる主な検討課題について明らかにした。

論文

Conceptual design of the Steady State Tokamak Reactor(SSTR)

菊池 満; 関 泰; 及川 晃; 安藤 俊就; 小原 祥裕; 西尾 敏; 関 昌弘; 滝塚 知典; 谷 啓二; 小関 隆久; et al.

Fusion Engineering and Design, 18, p.195 - 202, 1991/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:35.26

JT-60トカマクにおけるプラズマ電流の80%に及ぶブートストラップ電流の観測により核融合炉設計において、ブートストラップ電流率を高くとることができるようになった。これに基づいた動力炉(SSTR)の概念設計を行なった結果について報告する。SSTRの特徴は定常運転をするための電力を減らすためにブートストラップ電流を利用することである。この要請により適度なプラズマ電流(12MA)と高ポロイダルベータ($$beta$$$$_{p}$$=2)を設定した。この条件を満足させめために、高アスペクト比(A=4)と強磁場(B$$_{t}$$=16.5T)を用いた。電流駆動には負イオン源NBIを用いる。近未来の工学・物理に基づいて正味の電気出力を出す炉の概念を示すことができた。

論文

History and organization of fusion research and development in Japan

及川 晃

Fusion Technology, 17, p.232 - 235, 1990/03

日本の核融合研究開発は、1955年の第1回原子力平和利用国際会議の開催を背景として設置された原子力委員会の下で、その体制等について審議され推進されてきた。その当初より、プラズマの基礎研究を重視し、1961年にはプラズマ研究所が名古屋大学に設置された。また、核融合炉をめざした炉心プラズマの研究が我が国の第1段階の核融合研究開発計画として、1969年より原研においてスタートした。これらの成果を基に、1975年より第2段階の核融合研究開発計画として、JT-60による臨界プラズマ条件の実現に係る研究開発を進め、1987年にその目標領域に到達した。現在、原子力委員会核融合会議の調整を通じて、JT-60の高性能化計画及び各種の国際共同研究を進めつつ、次期装置の開発の準備を進めている。

論文

Construction and testing of JT-60

岸本 浩; 相川 裕史; 及川 晃; 宮 直之; 鈴木 國弘; 小関 隆久; 徳竹 利国; 国枝 俊介; 蛭田 和治; 細田 隆二郎

Fusion Engineering and Design, 5, p.9 - 25, 1987/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:60.26

JT-60の設計、開発試験、建設、試験及びプロジェクト運営について総括して述べたものである。

口頭

Characteristics on tritium release during plasma operation on JT-60U

及川 晃; 中村 博文; 神永 敦嗣; 正木 圭; 山崎 武*; 田辺 哲朗*

no journal, , 

核融合装置の多くはその第一壁が炭素製であるため、トリチウムが蓄積することが問題となっている。JT-60Uでは、真空容器内の機器を点検保守するため作業員が容器内に入る前に、重水素を使わないプラズマ放電によりトリチウム排出を行っている。しかし、最近、重水素を使用してもECRFによりトリチウム排出が可能となる知見を得た。長いパルスほど、また高いパワーほどECHプラズマは、プラズマ周辺でのリサイクリングを促進させ、トリチウム排出を増大させている。また、重水素によるECRHプラズマは閉じ込めを改善し、かつ中性子の発生を抑制していることから、ECRHプラズマ実験を進めながらトリチウム排出が期待できる。

口頭

クリアランスのためのJT-60装置構造物の放射化量評価

森岡 篤彦; 及川 晃; 宮 直之

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、JT-60改修計画の検討を進めており、これに伴い現JT-60本体の解体時のクリアランス対応に備え、放射化量を評価した。JT-60本体構造物における放射化構造物に対し、IAEA RS-G-1.7がクリアランスレベルの評価値に適用されるものとし、各構造物のクリアランスを評価すると以下のようにまとめられる。JT-60本体の構造物量は約6400トンである。重水素運転に伴い、JT-60放射化構造物のうち、評価の対象となる主要な核種は$$^{60}$$Co(T$$_{1/2}$$=5.27年),$$^{54}$$Mn(T$$_{1/2}$$=312日)の2核種である。装置構造物中における$$^{60}$$Co, $$^{54}$$Mnの2核種について、放射能濃度に関するクリアランスレベルを考慮し、運転停止後40年までについて極低レベル放射化構造物とクリアランスレベル未満となる放射化構造物の発生量を予測した。クリアランスレベル未満となる装置構造物は装置の運転停止後0.5年で約1400トンである。放射化構造物のうち、最もプラズマに近い第一壁台座部分のステンレス鋼(約50トン)は、クリアランスレベル未満となるまでに約40年を要する。

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