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報告書

JAEA Takasaki annual report 2005

小原 祥裕

JAEA-Review 2006-042, 240 Pages, 2007/02

JAEA-Review-2006-042.pdf:31.02MB

高崎量子応用研究所研究年報2005は、同研究所にあるTIARA施設(イオン加速器4基)を利用して2005年4月1日から2006年3月31日までの間に行われた研究・技術開発成果、及び電子・$$gamma$$線照射施設(電子加速器1基, $$^{60}$$Co$$gamma$$線照射施設3棟)を利用して最近数年間で行われた研究・技術開発成果をまとめたものである。この研究年報には、(1)宇宙・原子力・エネルギー,(2)環境・資源,(3)バイオ技術・医学応用,(4)先端材料・計測・基盤技術の4分野に分類した174編の論文及び8編の施設の運転・管理状況報告からなる合計182編が収録されている。また、論文リスト,新聞発表,テレビ放映,出願特許、及び研究実施形態・利用施設の一覧表が付録として含まれている。

論文

Micro-PIXE for the study of atmospheric environment

笠原 三紀夫*; Ma, C.-J.*; 奥村 智憲*; 小嶋 拓治; 箱田 照幸; 田口 光正; 酒井 卓郎; 小原 祥裕

JAEA-Review 2005-001, TIARA Annual Report 2004, p.293 - 295, 2006/01

雲の特性を明らかにするために、神石の鉄-銅鉱山にある巨大垂直坑道を用いて人工雲の発生実験を行った。この個々の雲粒子の物理的化学的特徴を、京都大学における顕微分析とTIARA施設におけるマイクロPIXE分析を用いて調べた。雲粒子のサイズ, その分布, 粒子個数濃度、及び粒子中の塩素の分布状態変化の粒子サイズ依存性にかかわる実験結果から、雲の成長過程を明らかにした。

論文

Microbeam system for heavy ions from cyclotron to irradiate living cells

横田 渉; 小原 祥裕; 荒川 和夫

Proceedings of 36th ICFA Advanced Beam Dynamics Workshop (NANOBEAM 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

静電加速器のビームのマイクロビームは、TIARAを含めた世界の幾つかの施設で既に実用化されている。サイクロトロンにおいては、一般にビームのエネルギーの広がりが大きいことが、マイクロビーム形成の障害になっていた。TIARAではフラットトップ加速の導入により、エネルギーの広がりをマイクロビーム化が可能な従来の1/10に狭め、世界で初めての数百MeVの直径1ミクロン重イオンビームの実現を目指している。本マイクロビームは大気中に取出して生きた細胞に照射するもので、バイスタンダー効果等の生物照射影響研究の推進に不可欠である。本マイクロビーム開発の基礎となったTIARAの静電加速器のマイクロビーム技術の紹介,ビーム光学設計,フラットトップ加速技術,シングルイオンヒット技術,現在の到達点、及び将来計画等に関する解説を行う。

論文

Micro-PIXE technique for the study of asian dust sources

笠原 三紀夫*; Ma, C.-J.*; 奥村 智憲*; 小嶋 拓治; 箱田 照幸; 田口 光正; 酒井 卓郎; 小原 祥裕

JAERI-Review 2004-025, TIARA Annual Report 2003, p.256 - 258, 2004/11

黄砂発生源である中国における4か所の異なる砂漠地域の砂を対象に、バルクあるいは粒子単体をそれぞれPIXEとマイクロPIXE分析により調べた。この結果、モルフォロジー,色そして大きさといった物理的特性を基本的に決定した。また、それぞれの砂漠のバルク状砂の化学的性質も相対的元素量として特定した。個々の砂粒子に関する元素分布及びスペクトルからは、それらの各特性が明らかになった。以上から、この研究で得られた砂漠砂の物理化学的特性に関する知見は、人為的な環境汚染物質や海塩のどんな種類のものが黄砂に共存しているかを知る一助となると考える。

論文

Operation and development on the 500-keV negative-ion-based neutral beam injection system for JT-60U

栗山 正明; 秋野 昇; 海老沢 昇; Grisham, L. R.*; 本田 敦; 伊藤 孝雄; 河合 視己人; 椛澤 稔; 藻垣 和彦; 小原 祥裕; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.410 - 423, 2002/09

 被引用回数:48 パーセンタイル:5.05(Nuclear Science & Technology)

JT-60用500keV負イオンNBI装置は、世界で初めての負イオンNBIシステムとして1996年に運転が開始された。イオン源での放電破壊時に発生するサージ電圧によるイオン源や電源で頻発したトラブルの克服,負イオン源の運転パラメータの最適化、などを行いながらビーム性能を向上させた。また大型負イオン源での大きな開発課題であったソースプラズマの非一様性に対して、これを解決するための幾つかの対策を試みられた。この結果、 重水素で403keV,17A、水素で360keV,20Aの負イオンビームが得られた。また重水素ビームでの入射パワーもイオン源2台により400keVで5.8MWまで上昇した。

論文

Conceptual design of the blanket tritium recovery system for the prototype fusion reactor

角田 俊也*; 平田 慎吾*; 森 清治*; 小西 哲之; 河村 繕範; 西 正孝; 小原 祥裕

Fusion Science and Technology, 41(3), p.1069 - 1073, 2002/05

原研では核融合原型炉として超臨界水冷却方式の採用を検討しており、研究開発を開始している。原型炉では燃料の自己補給を行うため、増殖トリチウムを効率良く、安全に取り出すシステムが必要であり、その概念設計を行った。設計のポイントは、システム操作におけるエネルギーロスが少ないこと、インベントリーが小さいことである。従来の候補システムである低温吸着による連続バッチプロセスやパラジウム拡散器による連続プロセスは、設計のポイントからみて一長一短があるため、原型炉では固体電解質を用いた電気的膜分離プロセスの採用を検討する。このシステムは、プロトン導電体を用いた水素ポンプと、酸素イオン導電体を用いた酸素ポンプから構成される。検討の結果、本システムは消費エネルギーが小さく、事故時のトリチウム放出も少ないシステムであるという結果が得られた。

報告書

超臨界水冷却固体増殖ブランケットシステムの概念検討

榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; et al.

JAERI-Tech 2001-078, 120 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-078.pdf:8.3MB

本報告書は、経済的競争力の強化と技術的な堅実さの維持を両立する原型炉ブランケットの概念構築を目的として行われた平成12年度の原型炉ブランケット設計会議での作業内容をとりまとめたものである。平成11年度の核融合会議戦略検討分科会の議論等から、原型炉の果たすべき使命に関して見直しがなされ、経済的な競合性を有する実用炉の原型であり、それと同じ材料と設計を使用して商業的に魅力ある動力炉の原型であるから、原型炉で、実用化に必要な技術はすべて開発し実証する、と結論付けられた。この見直しを受けて、過去数年にわたるプラズマ研究や炉工学技術開発の進展を勘案して、開発目標として再設定をし、原型炉としてA-SSTRで提案された超臨界水冷却方式の固体増殖ブランケットを目標とし、その概念検討を行った。本概念検討の結果、除熱,発電,燃料増殖,遮蔽などの基本的な性能に関して、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの実現可能性が示された。また、電磁力に関する検討,超臨界水による腐食防止に関する予備調査,トリチウム生成挙動と回収方式の検討,冷却発電システムの検討,モジュール製作性の検討,遠隔保守着脱機構,交換計画の検討などを行い、今後解決するべき検討課題を明らかにした。

論文

Characteristic evaluation of HIP bonded SS/DSCu joints for surface roughness

佐藤 聡; 榎枝 幹男; 黒田 敏公*; 小原 祥裕; 毛利 憲介*; Cardella, A.*

Fusion Engineering and Design, 58-59(1-4), p.749 - 754, 2001/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.64

国際熱核融合実験炉(ITER)遮蔽ブランケットの第一壁は、ステンレス鋼(SUS)と銅合金(DSCu)を、高温等方圧加圧法(HIP)を用いて接合することにより製作される。製作工程簡素化の観点から、HIP接合面の表面粗さが粗い条件での、制作方法が検討されている。そこで表面粗さをパラメータとして、SUS/DSCu,SUS/SUS,DSCu/DSCuHIP接合体を製作し、引張試験、衝撃試験、金相観察を行い、接合特性を評価した。1~40$$mu$$mの範囲の表面粗さに関して調べた。表面粗さが細かくなるほど、SUS/DSCu接合体の衝撃値は高い値を示すものの、引張特性に関しては、全ての試験体で有為な差は見られなかった。HIP圧力を高くすることなどにより、10$$mu$$m程度の表面粗さでのHIP接合体の製作可能性が見いだされた。

論文

Safety analysis of ITER test blanket module for water cooled blanket with pebble bed breeder

榎枝 幹男; 黒田 敏公*; 森山 耕一*; 小原 祥裕

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(11), p.921 - 929, 2001/11

ITERのテストモジュール試験は、原型炉ブランケット開発に最も重要なマイルストンである。テストモジュールの設計では、ITERに対してテストモジュールが安全上の問題を新たに付加しないことを、示すことが非常に重要である。本報告は、日本の主候補原型炉ブランケットである水冷却固体微小球増殖ブランケットのテストモジュールについて、本質的な安全性を明らかにするために実施されたものである。主要な評価の内容は、事後のテストモジュールの冷却、ベリリウム-水蒸気反応による水素発生、冷却水漏洩事象による圧力上昇である。本解析は、遮蔽ブランケット安全評価を参考にして、これらの3点の評価項目の上限値を明らかにした。

論文

Nuclear and thermal analyses of supercritical-water-cooled solid breeder blanket for fusion DEMO reactor

柳 義彦*; 佐藤 聡; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 菊池 茂人*; 黒田 敏公*; 古作 泰雄; 小原 祥裕

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(11), p.1014 - 1018, 2001/11

発電技術の実証を目指す核融合原型炉システムにおいて、熱効率向上の観点から固体増殖ブランケットの冷却材に超臨界圧水を用いた概念設計を進めている。固体増殖材(Li$$_{2}$$O)と中性子増倍材(Be)を層状に配し、各層の温度分布とトリチウム増殖比(TBR)を一次元の核熱解析コードを用いて計算した。典型的な例として、局所TBR,1.4を得た。これによりブランケットのカバレッジが70%以上あれば、正味TBRとして1.0以上が期待できることが示された。

論文

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦

関 昌弘; 菱沼 章道; 栗原 研一; 秋場 真人; 阿部 哲也; 石塚 悦男; 今井 剛; 榎枝 幹男; 大平 茂; 奥村 義和; et al.

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦, 246 Pages, 2001/09

本書は、炉工学的基礎を有し核融合に関心のある方々に対して、核融合炉の原理とその実現に必要な多岐にわたる技術、さらに総合システムとしての核融合炉の理解に役に立つことを目指したものである。本文は2部構成になっており、第1部では核融合炉の原理と誕生までのシナリオを、そして第2部では、核融合炉を構成する主要な装置・機器に関する研究開発の現状を、最近のデータをもとにまとめてある。

論文

Effective thermal conductivity measurement of the candidate ceramic breeder pebble beds by the hot wire method

榎枝 幹男; 小原 祥裕; Roux, N.*; Ying, A.*; Pizza, J.*; Malang, J.*

Fusion Technology, 39(No.2 Part.2), p.612 - 616, 2001/03

増殖ペブル充填層の有効熱伝導度は固定増殖ブランケットの設計において重要なパラメータである。IEAの国際協力協定のもとで、固体増殖グループのサブタスクとして、熱線法を用いた各国の候補増殖ペブルを実際に用いた有効熱伝導度の測定を行い、タスクを終了した。測定には、CEAのLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$,Li$$_{2}$$ZrO$$_{3}$$、FZKのLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$、日本のLi$$_{2}$$Oをサンプルに用い、425$$^{circ}C$$から750$$^{circ}C$$までの温度依存データと、圧力0.001MPaから0.2MPaまでの圧力依存データを取得した。えられたデータは過去のデータと一致し、幅広い条件ではじめてデータを精度よく明らかにした。また、得られたデータから、推定式の重要パラメータを決定した。これによって未測定の有効熱伝導度を精度よく推定することが可能となった。

論文

Fusion technology development for ITER in JAERI

関 昌弘; 辻 博史; 小原 祥裕; 秋場 真人; 奥村 義和; 今井 剛; 西 正孝; 小泉 興一; 竹内 浩

Fusion Technology, 39(2-Part.2), p.367 - 373, 2001/03

原研における核融合炉工学R&Dの現状を概観した。遮蔽ブランケット開発については、第1壁の製作に必要な高温加圧接合技術の開発を進めた。表面荒さが10ミクロン程度の機械仕上げ面の接合においても接合圧力を200MPaとすることで十分な強度が得られることがわかった。超伝導磁石の開発については、中心ソレノイドモデルコイルの試験が完了した。直流性能では、46kAの励磁電流で磁場強さ13T、蓄積エネルギー640MJを達成した。パルス性能としては、13Tまで1.2T/sの速度で励磁、13Tからの1.5T/sで減磁することに成功し、モデルコイル研究開発の目標を達成した。加熱電流駆動技術に関しては、NBI開発において水素負イオン電流を20mA/cm$$^{2}$$というITER条件の電流密度で連続的に引き出すことができた。ECH用ジャイロトロン開発においては、短パルスではあるが不要発振の抑制に成功した。トリチウム安全の研究においては、12m$$^{3}$$のケーソンにおけるトリチウムの拡散移行挙動に関する実験を行うとともに、シミュレーションコードの開発を進めた。核融合中性子工学に関しては、遮蔽性能や崩壊熱に関する研究を行い、ITER設計の妥当性を確認した。

論文

Development and testing of large-scale nuclear components and remote handling system in JAERI

関 昌弘; 小原 祥裕; 多田 栄介; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 51-52, p.941 - 948, 2000/11

 パーセンタイル:100

本論文は、原研がITER工学R&Dとして実施した、ダイバータ,第1壁/ブランケット,真空容器,遠隔保守機器に関する開発の現状を総合的に報告するものである。ダイバータ開発においては、実機大モックアップを試作し、ITER条件の熱負荷を繰り返し加えて耐久性を調べた。その結果、モックアップはITERのパルス繰り返し条件に耐えることが示され、これまでの研究成果は十分にITERに適用可能であることを確認した。第1壁/ブランケットについては、HIP法による一体成型技術を開発し、この方法でプロトタイプモジュールを製作した。1/20セクターの実機大真空容器を製作し、現地溶接試験を行って所定の製作精度が得られることを確認した。遠隔保守機器については4トンのブランケットモジュールを所定の精度で高速に操作することを目標に開発を進め、ビークル型マニピュレータがITER要求を満たす性能を持っていることを確認した。

報告書

核融合動力炉A-SSTR2の物理検討

西尾 敏; 牛草 健吉; 植田 脩三; Polevoi, A.*; 栗田 源一; 飛田 健次; 栗原 良一; Hu, G.; 岡田 英俊*; 村上 好樹*; et al.

JAERI-Research 2000-029, 105 Pages, 2000/10

JAERI-Research-2000-029.pdf:4.19MB

本論文は、定常トカマク核融合原型炉SSTR、コンパクトで高出力の改良型定常トカマク動力炉A-SSTR及び環境適合性を高め稼働率向上を目指した大型核融合動力炉DREAM等の設計をベースに、高い経済性、稼働率を有し環境適合性に優れた小型で大出力の高効率核融合動力炉A-SSTR2のプラズマ物理の成立性を論じたものである。JT-60で得られている実験データをもとにこれからの炉心プラズマ研究の進展を予測して、主半径6.2m、小半径1.5mでプラズマ電流が12MAの高磁場トカマクとし、規格化$$beta$$値4で4GWの核融合出力とした。超伝導コイルは高温超伝導を用いた高磁場コイルとし、最大経験磁場を23Tとした。超伝導マグネット系の簡素化及び強い電磁力支持の観点から、中心ソレノイドコイル無しの設計とするとともに、分解・保守用大型水平ポートを想定して、ポロイダル磁場コイルを装置の上下に6個の設置することとした。このような著しく簡素化されたコイル系で、プラズマの平衡、形状制御性、着火、12MAまでの非誘導電流駆動立ち上げ、ダイバータを検討し、A-SSTR2概念の成立性が明らかにされている。

論文

Basic characteristics of heat transfer in pebble beds with high solid to gas conductivity ratio; A New numerical analysis model for effective thermal conductivity in near wall and bulk region

菊池 茂人*; 榎枝 幹男; 小原 祥裕

Proceedings of the 9th International Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interactions (CBBI-9), p.191 - 198, 2000/09

ペブル充填層の実効熱伝導率の数値解析では、これまで、ペブルが正方格子状に規則配列していると仮定してモデル化されており、実際のランダム配列について検討されていなかった。また、ペブル充填層の熱伝導率が容器壁付近で減少することか測定されていたが、その物理的説明が不十分であり、数値解析モデルも存在しなかった。本研究では、ランダムペブル充填層の熱伝導率は、従来のユニットセルモデルの2倍に評価されることを示した。また壁近傍で熱伝導率が減少する原因は、壁近傍でペブル同士の接触点の数が減少すること、及び容器壁の熱伝導率が有限な大きさにあることを示し、容器壁を含むことを特徴とする解析モデルを提案した。壁近傍熱伝導率とバルク領域の熱伝導率の比を解析し、文献をもとに測定値と比較し、本解析モデルの妥当性を検証した。

報告書

Development of ITER shielding blanket prototype mockup by HIP bonding

佐藤 聡; 古谷 一幸; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸; 小原 祥裕

JAERI-Tech 2000-042, 121 Pages, 2000/07

JAERI-Tech-2000-042.pdf:58.33MB

ITER遮蔽ブランケットプロトタイプモデルの製作に成功した。製作したモデルは、第一壁と遮蔽体とが一体化されたモデルであり、高さ約0.9m,幅約1.7m,奥行き約0.4mである。第一壁は、SUS製円形冷却配管が内蔵されたDSCu製熱シング材で構成されている。遮蔽体ブロックは、SUS製鍛造ブロックを長尺ドリル孔加工及び10000トンプレスによる曲げ加工により製作した。第一壁のSUSとDSCu,SUSとSUS,DSCuとDSCu,及び第一壁と遮蔽体ブロックとを、HIP処理により接合することにより本プロトタイプモデルを製作した。またそれらの接合を1回のHIP処理により行った。本プロトタイプモデルの製作により、1回のHIP処理での同時接合及びITER遮蔽ブランケットの製作性を実証した。

論文

Development of key technologies for steady state tokamak reactor in JAERI

渡邊 和弘; 秋場 真人; 秦野 歳久; 今井 剛; 栗山 正明; 小原 祥裕; 奥村 義和; 辻 博史

Proceedings of 10th International Toki Conference on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion (ITC-10), p.525 - 529, 2000/00

原研における定常トカマク炉に向けての主要な工学技術の開発状況について述べる。電流駆動のための高エネルギーNBIについては、負イオンの1MeV加速、30mA/cm$$^{2}$$の高電流密度負イオン生成、140時間の負イオン連続生成等にそれぞれ成功し、MeV級のNBI実現の見通しを得た。またRF加熱では、170GHzで450kW,110GHzで1MWの発振出力を、ダイヤモンド窓を用いることにより成功し、ECRF装置の見通しを示した。トカマク本体の工学技術に関しても、F82Hを用いた低放射化のブランケットモデルで2.7MW/m$$^{2}$$の熱負荷5000サイクル以上を確認し、ダイバータ実規模モデルにおいても、定常熱負荷5MW/m$$^{2}$$で3000サイクル以上、20MW/m$$^{2}$$・10Sで1000サイクル以上を確認し、実現性を示した。プラズマ閉じ込めの大型超伝導磁石については、46kAで13Tの磁場を1T/sの速度で発生できる中心ソレノイドコイルモデルを製作し、試験を開始した。

報告書

Experimental study on the influence of radiation on high-voltage insulation gases

藤原 幸雄; 井上 多加志; 宮本 賢治; 宮本 直樹*; 小原 祥裕; 奥村 義和; 渡邊 和弘

JAERI-Research 99-071, p.33 - 0, 1999/12

JAERI-Research-99-071.pdf:1.18MB

国際熱核融合実験炉(ITER)用中性子入射装置(NBI)の工学設計を行うため、$$^{60}$$Co$$gamma$$線を用いた各種絶縁ガス(空気,SF$$_{6}$$,C$$_{2}$$F$$_{6}$$,CO$$_{2}$$,空気とSF$$_{6}$$の混合ガス)に対する照射実験を行った。実験から、飽和電流はギャップ長、ガス圧、吸収線量率ならびにガス分子量に比例することが明らかとなった。耐電圧性能は、$$gamma$$線照射により10%程度低下するものの、その程度は吸収線量率に依存しなかった。質量分析器を用いてSF$$_{6}$$ガスの分解生成物を調べたところ、未照射の場合には存在しなかったピークが、m/e=48,64,67,83,86,102,105のところに確認された。また、分解生成物量は吸収線量が高くなるにつれて飽和する傾向があることがわかった。

論文

ITER工学R&Dにおける成果

松田 慎三郎; 辻 博史; 小泉 興一; 秋場 真人; 小原 祥裕; 柴沼 清; 西 正孝; 阿部 哲也; 奥村 義和; 今井 剛; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 75(Suppl.), p.1 - 96, 1999/05

ITER工学R&Dは、核融合実験炉を構成するすべての技術について、設計のベースとなるデータの取得や設計の成立性を実証することを目的として、4極(EU、日本、ロシア、米国)が協力して進めてきたものである。それらは、トカマク炉心を構成する要素機器の技術のほか、周辺機器としての加熱・電流駆動技術(NBI,RF)、遠隔保守技術、トリチウム技術、燃料給気・排気技術、計測診断要素技術及び安全性などにかかわる開発を含んでいる。本報告書は、ITER工学R&Dとして得られた成果の概要がわかるよう、また、我が国の実施分が中心ではあるが、他極の実施分もわかるようにまとめた。

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