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報告書

原子力施設等の緊急時における被ばく評価事例集

川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.

JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-004.pdf:2.34MB

原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。

論文

日欧共同大型実験; JT-60SA計画の発動

森 雅博

パリティ, 26(1), p.16 - 18, 2011/01

日欧両政府は、ITER建設時期に並行して共同で取り組むべき事業を特定して開始した。JT-60SA計画は、その一環として進める大型共同実験計画である。JT-60SAは、ITERと同じくトカマク装置で、そのサイズはITERの約半分、ITERとおおむね相似なプラズマ形状を持つ。ブレークイーブン級の重水素プラズマを定常制御する技術開発を行うために、超伝導の大型大電流コイルが必要となる。ITERに先行して実験を開始するため、この装置の開発・製作・運転そのものが大きな挑戦。プラズマの無次元量をITERのそれに一致させ、一種の風洞実験を行い、ITERの目標が速やかに達成できるよう、その成果をITERに反映させる。加えて、ITERでは実施困難な研究開発を行って原型炉の早期実現に貢献する。プラズマの$$beta$$値には磁場構造に応じて限界値があるが、さらに高$$beta$$の定常運転ができれば、大きな利点が生まれる。JT-60SAでは、$$beta$$値を制限する不安定現象を抑制するための幾つかの工夫を駆使して、限界値を超えてITERの倍近い$$beta$$値でかつ高自発電流のプラズマを定常制御することに挑戦する。2010年は、日本担当の実機製作が着実に進展するとともに、欧州担当分の機器製作もその5割が開始されるなど、装置製作が本格化した重要な年である。

報告書

高レベル放射性廃棄物地層処分にかかわる天然現象影響に関する研究

川村 淳; 牧野 仁史; 笹尾 英嗣; 新里 忠史; 安江 健一; 浅森 浩一; 梅田 浩司; 石丸 恒存; 大澤 英昭; 江橋 健; et al.

JAEA-Research 2010-027, 85 Pages, 2010/09

JAEA-Research-2010-027.pdf:9.37MB

日本原子力研究開発機構は、天然現象についてより現実的な影響評価を実施するための技術を整備しておくことという目的のために、高レベル放射性廃棄物地層処分への天然現象(地震・断層活動,火山・地熱活動,隆起・侵食/沈降・堆積及び気候・海水準変動)の影響を評価するための作業フレームを整備・高度化した。本報告では、作業フレームに則り、上記に挙げた天然現象に対して地質環境条件と天然現象の特性との関係の定量化及び処分環境における性能評価パラメータと地質環境条件との関係の定量化に関する情報整理を実施した。また、天然現象影響に関する研究を対象として、知識マネージメントの検討手法の一つである討論ダイヤグラムを用いた検討を試行し、今後の課題の抽出も試みた。その結果、天然現象とそれに起因する地質環境条件の変化については、既存の現象や現在の地質環境条件をモダンアナログとして用いるとともに地史の情報を組合せることにより、作業フレームに基づく統一的な情報整理の手法が適用可能であり、より適切なシナリオの選択が可能となる見通しを得た。また、討論ダイヤグラムの試行により、安全評価において重要な天然現象研究や地質環境に関するデータや知見などについて、その過不足も含めて効率的に課題点が抽出できる見通しを得た。

論文

ITERだより,10

森 雅博; 角舘 聡

プラズマ・核融合学会誌, 84(7), p.464 - 465, 2008/07

2008年6月17$$sim$$18日、青森市において第2回ITER理事会が開催された。ITER機構により提案された新しい事業設計書を、理事会は承認した。事業設計書は、ITERの科学的目標と技術的仕様を記載した上位文書である。また、ファースト・プラズマを2018年に達成することを目指して見直された全体事業スケジュール(Overall Project Schedule)をもとに今後計画していくことを、理事会は同意した。理事会は、文書「ITER Project Plan and Resource Estimates」をITER機構から受け取り、資源評価については国際的な専門家のグループにより独立に評価することを合意した。日本が調達してITERへ納入することになっているブランケット用遠隔保守ロボットの製作仕様を確定するための準備作業が、日本原子力研究開発機構において進んでいる。今回、位置決め時間を約1/2にするために、回転3自由度を並進3自由度の修正前に修正する方法を考案した。先に回転3自由度を決めることによって回転自由度とは独立に並進自由度を扱うことがでる。この方法を実規模試験装置に適用した結果、要求精度5mmを満足する3mm以下の位置決め精度を再現性よく実現することができた。

論文

ITERだより,9

森 雅博; 高橋 良和

プラズマ・核融合学会誌, 84(5), P. 295, 2008/05

ITER計画の最近の状況を紹介する。ITER用トロイダル磁場コイル用導体の調達関連作業は着々と進んでおり、本年3月には原子力機構(ITER計画に関する日本の国内機関)は導体製作に関する4件の契約を締結した。また、ITER機構が開始したポストドクターフェローの募集に関する情報配信についても紹介する。

論文

核融合の研究開発

牛草 健吉; 関 昌弘; 二宮 博正; 乗松 孝好*; 鎌田 裕; 森 雅博; 奥野 清; 柴沼 清; 井上 多加志; 坂本 慶司; et al.

原子力ハンドブック, p.906 - 1029, 2007/11

原子力ハンドブックの第VIII章核融合の研究開発において、核融合炉の概念,炉心プラズマ物理と炉心制御技術,国際熱核融合実験炉(ITER)計画,核融合ブランケット技術,核融合燃料循環処理技術,核融合炉用材料技術,核融合動力炉概念とシステム工学課題について、研究の現状を解説する。

論文

ITERだより,6

森 雅博; 吉田 英俊

プラズマ・核融合学会誌, 83(11), P. 928, 2007/11

(1)昨年11月にITER計画参加国により調印されたITER協定は、その批准手続き等、参加各国の国内手続きがすべて完了して本年10月24日に発効した。このことにより、ITER協定の下にITER計画を実施する「ITER国際核融合エネルギー機構(ITER機構)」が正式に発足した。また、ITER協定の発効を受け、文部科学省は同日、ITER協定に基づく活動を行う我が国の国内機関に日本原子力研究開発機構を指定した。(2)本年7月の暫定ITER理事会により暫定理事会の諮問委員会として、ITER運営諮問委員会(MAC)とともに、ITER科学技術諮問委員会(STAC)の設置とその最初の任務が決定された。このSTACに対する最初の任務として、新たな"Project Baseline documents"を評価することが要請された。(3)2007年7月に核融合フォーラムの発展継承となる核融合エネルギーフォーラムが発足した。10月に開催された運営会議で、ITER設計書の評価について国から正式な依頼があり、運営会議の下に新設されたITER$$cdot$$BA技術推進委員会で間もなくその評価検討が開始される予定である。

論文

核融合開発の現状と展開; 核融合エネルギーの実現に向けて

荒木 政則; 鎌田 裕; 森 雅博; 西谷 健夫

電気評論, 92(10), p.38 - 44, 2007/10

日本原子力研究開発機構が所掌する核融合研究開発の現状と今後の展開について概観する。具体的には、核融合試験装置JT-60を中心とした研究成果を簡潔に示すとともに、国際協力で進める国際熱核融合実験炉ITER計画の展開(設計,R&D等の技術的活動と建設に向けた経緯)、及び核融合エネルギーの実現に不可欠な核融合原型炉の実現に向けた幅広いアプローチ活動について概要を示す。

論文

ITER計画の詳細

森 雅博

原子力eye, 53(7), p.11 - 20, 2007/07

ITER計画は、核融合の科学的及び技術的妥当性を検証するための実験炉を国際共同で建設し、運転・実験を行う計画である。1985年の米ソ首脳会談での核融合エネルギーの国際共同開発に関する合意を契機にその概念設計活動が開始され、その後、工学設計活動(EDA),政府間協議を経て、2006年11月に日欧米露中韓印が共同でカダラッシュ(仏)に建設する実施協定の署名がなされた。具体的技術目標として、核燃焼性能に関しては、電磁誘導による運転方式においてQ$$geq$$10で300-500秒間の長時間燃焼の達成等を、工学技術に関しては、核融合に必要な主要な工学機器を統合しその有効性を実証すること等を設定して、それらを達成できる装置設計がなされている。ITERの物理的基盤に関しては、既存の実験装置を活用して物理データベースを強化するとともに、ITER運転へ外挿するうえでの不確実性の幅を減少する等の探求を行ってきた。ITER建設に必要な技術については、主要機器の実規模あるいは実機に拡張可能なモデルの製作と試験を行う大規模な研究開発等をEDAにおいて国際共同で実施した。その結果、確信を持ってITERを建設できる状況にある。

論文

ITERだより,4

森 雅博; 奥野 清; 坂本 慶司

プラズマ・核融合学会誌, 83(7), P. 643, 2007/07

ITER参加極が試作したトロイダル磁場コイル用の導体について、スイスのSultan試験設備を使用した性能試験が実施されており、これまでにEUの導体2種類(ブロンズ法,内部拡散法),日本の導体2種類(ブロンズ法,内部拡散法)、及び韓国の導体1種類(内部拡散法)の試験が終了した。10.8Tの外部磁場下で68kAを通電して測定した分流開始温度(Tcs)は、ブロンズ法素線の場合は6.3-6.8K(暫定値)、内部拡散法素線を使った導体の場合では5.8-6.0K(暫定値)と、ITERの要求5.7K(0.7Kの裕度を含む)以上を満足する結果を得た。また、ITER用170GHzジャイロトロンの開発が、日本をはじめ、EU,ロシアで積極的に進められてきた。その中で、日本原子力研究開発機構において2006年末には、開発目標値(周波数170GHz,出力1MW以上,パルス幅500秒以上,効率50%以上)を上回る、出力1MW,動作時間800秒(連続対応),効率55%の大出力発振に成功し、ITERに必要な連続ミリ波源を世界で初めて実証した。ロシアでも、5月に0.95MWで100秒の発振に成功し、ITER用ジャイロトロンの調達に向けて着実に進展している。

論文

ITERだより,1

森 雅博

プラズマ・核融合学会誌, 83(1), P. 102, 2007/01

(1)ITER共同実施協定締結:平成18年11月21日、ITER参加各極の閣僚級による会合がパリ・エリゼ宮(大統領府)で開催され、ITER計画の実施主体となるITER国際核融合エネルギー機構(以下、ITER機構と略記)を設立するとともに、参加各極のITER機構への貢献等について定める「ITER事業共同実施のためのITER国際核融合エネルギー機構を設立する協定」などについて署名が行われた。(2)第1回ITER暫定理事会開催:大臣級代表による第1回暫定ITER理事会がヤヌス・ポトチュニク科学研究担当欧州委員の議長のもとで平成18年11月21日にパリにおいて開催された。(3)ITER機構における職員の公募開始:ITER(イーター)機構では活動開始にあたり、必要な職員をITER計画の参加国から公募することとし、平成18年12月に、その募集要項がITERホームページ(http://www.iter.org/a/jobs.htm)に掲載された。今後何回かの公募がなされるものと予想される。日本原子力研究開発機構は、我が国政府からの要請を受け、日本における公募の窓口として、ITER機構による職員公募に関する我が国における応募の事務手続きと関連情報をhttp://www.naka.jaea.go.jp/ITER/index.htmlにおいて提供している。

論文

Japanese activities in ITER transitional arrangements

森 雅博; ITER Japanese Participant Team

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.69 - 77, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.56(Nuclear Science & Technology)

ITER移行措置(ITA)では、各参加極ごとに設けられた参加極チームの協力のもとに国際チームを中心としてITER建設の準備作業が進められている。日本では、原研の中に編成された日本参加極チーム(JA-PT)がITER機器の調達における製作技術と品質管理手法を確証するために必要な多くの技術作業を分担実施して貢献してきた。例えば、JA-PTは、Nb$$_{3}$$Sn撚り線の試作試験を日本国内4社の協力を得て進めており、既に一社に対してはITERの要求条件を満足する一つの撚り線構造を決定することができた。他社の試作撚り線を含めて全ての撚り線の確認は、2005年末までに完了する予定である。TFコイルの構造材料や中心ソレノイドコイルジャケットの工業レベルでの試作も進めている。また、真空容器や遮蔽ブランケットモジュールの部分モックアップの試作によって、製作技術と品質試験法の実証を進めているところである。さらに、より信頼性が高く長期間にわたる安定な運転や長パルス運転に向けて、NB及びECシステムに関する幾つかの改善法を見いだすなど、設計の詳細化に資する検討等を実施した。これらの準備作業を実施することによりITER機器の調達仕様を最終化することが可能になる。

論文

ITERの開発動向; 制御された核融合エネルギーの実現を目指して

森 雅博

電気評論, 89(9), p.7 - 13, 2004/09

ITERの計画目標は、「制御された点火及び長時間核融合燃焼プラズマを実現し、あわせて炉工学技術の総合的試験を行うことによって、平和利用のための核融合エネルギーの科学的及び技術的な実現性を実証する」ことであり、これを国際共同で実施しようと言うのがITER計画である。ITERの設計に関しては、1988年からの概念設計活動(3年間)及び1992年からの工学設計活動(9年間)を実施して、2001年7月に最終設計報告書を完成し、ITERの建設を判断するうえで必要な技術的準備を完了した。この中で、超伝導コイル,大型真空容器,ダイバータ,遮蔽ブランケット,遠隔保守機器,加熱電流駆動システム、他の技術開発を要する主要な構成機器については、実規模あるいは拡張可能なモデルの製作と試験等を行う大規模な工学R&Dを国際共同で実施し、確認された技術ベースをもとにした設計となっている。現在、ITERの建設候補地としてEUのカダラッシュサイト(仏)と日本の六ヶ所サイトが提案されており、ITER建設,運転の共同実施のできるだけ早い締結を目指して、政府間協議が行われている。

論文

ITER計画の概要

森 雅博

高温学会誌, 30(5), p.236 - 242, 2004/09

ITERの計画目標は、「制御された点火及び長時間核融合燃焼プラズマを実現し、併せて炉工学技術の総合的試験を行うことによって、平和利用のための核融合エネルギーの科学的及び技術的な実現性を実証する」ことであり、これを国際共同で実施しようと言うのがITER計画である。ITERの設計に関しては、1988年からの概念設計活動及び1992年からの工学設計活動を実施して、2001年7月に最終設計報告書を完成し、ITERの建設を判断するうえで必要な技術的準備を完了した。ITERはトカマク型核融合実験炉であり、超伝導コイル,真空容器,遮蔽ブランケット,ダイバータ,加熱・電流駆動システム,燃料供給装置,トリチウム取り扱い施設,各種計測装置,遠隔保守システム,冷却システム,電源,建屋等から成り立っている。この中で、技術開発を要する主要な構成機器については、実規模あるいは実機に拡張可能なモデルの製作と試験等を行う大規模な工学R&Dを国際共同で実施し、ITERの設計は確認された技術ベースをもとにしたものとなっている。

論文

Fusion plasma performance and confinement studies on JT-60 and JT-60U

鎌田 裕; 藤田 隆明; 石田 真一; 菊池 満; 井手 俊介; 滝塚 知典; 白井 浩; 小出 芳彦; 福田 武司; 細金 延幸; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.185 - 254, 2002/09

 被引用回数:27 パーセンタイル:51.52(Nuclear Science & Technology)

JT-60及びJT-60Uは、ITER及び定常トカマク炉実現へ向けた物理基盤を構築することを目的として、炉心級プラズマにおける高総合性能の実証とその維持を目指した運転概念の最適化を行って来た。等価核融合エネルギー増倍率(=1.25)や核融合積(=1.5E21 m-3skeV)の達成に加えて、高い総合性能(高閉じ込め&高ベータ&高自発電流割合&完全非誘導電流駆動)を実証した。これらは、内部及び周辺部に輸送障壁を持つ高ポロイダルベータHモード及び負磁気シアモードで得られた。最適化の鍵は分布及び形状制御である。多様な内部輸送障壁の発見に代表されるように、JT-60/JT-60U研究はプラズマ諸量の空間分布の自由度と制限を強調して来た。各閉じ込めモードの閉じ込め研究に加えて、輸送及び安定性等によって支配されるコア部及び周辺ペデスタル部のパラメータ相関を明らかにした。これらの研究により、高閉じ込めモードのITERへの適合性を実証するとともに残された研究課題を明らかにした。

論文

ITER工学設計活動報告

森 雅博; 荘司 昭朗; 荒木 政則; 斎藤 啓自*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 井上 多加志; 大野 勇*; 片岡 敬博*; et al.

日本原子力学会誌, 44(1), p.16 - 89, 2002/01

ITER(国際熱核融合実験炉)計画は、日本・米国・欧州・ロシアの政府間協定の下に核融合エネルギーの科学的・工学的実証を目指す実験炉を国際共同で実現しようというプロジェクトである。1992年7月以来9年間に亘り建設のために必要なすべての技術的データの作成を目的とする工学設計活動(EDA)を進めてきたが、2001年7月に当初の目標を達成して完了した。次の段階に進むこの時期に、EDAの概要と主要な成果をまとめておくことは、我が国の研究者が広くEDAの成果を評価し活用するうえでも、また、今後期待されるITERの建設・運転に向けた活動に多くの研究者が参画するための共通の基盤を築くうえでも必要と考えられる。本報告ではこのような趣旨に基づき、ITER工学設計活動の概要,工学設計及び工学RandDの成果,安全性に関する検討について、外部の研究者が全体像を掴むことを意図して記述されている。

報告書

JT-60UのW型ダイバータの設計と据付け

児玉 幸三; 正木 圭; 笹島 唯之; 森本 将明*; 高橋 昇龍*; 櫻井 真治; 岸谷 和広*; 西堂 雅博; 井上 雅彦*; 河内 俊成*; et al.

JAERI-Tech 98-049, 151 Pages, 1998/11

JAERI-Tech-98-049.pdf:6.45MB

JT-60のダイバータは、エネルギー閉じ込めと放射ダイバータの両立とダイバータ機能の向上を図ることを目的としてW型ダイバータに改造された。W型ダイバータの改造は、平成7年度から設計作業が開始され、平成9年の5月の据付作業の完了をもって終了した。本報告書は、W型ダイバータの設計、据付け及び平成9年の運転状況が含まれる。

論文

初期運転後のJT-60W型ダイバータの点検

正木 圭; 児玉 幸三; 笹島 唯之; 森本 将明*; 高橋 昇竜*; 細金 延幸; 櫻井 真治; 西堂 雅博

プラズマ・核融合学会誌, 74(9), p.1048 - 1053, 1998/09

JT-60の運転及び関連設備の定期点検は、年間運転計画に基づいて実施されており、W型ダイバータへの改造後初の真空容器内点検が11月に行われた。改造から定検までの5ヶ月間において1753ショットの運転を行っており、最大プラズマ電流は2.5MA、最大NB加熱パワー22MW、トロイダル磁場~4T、ディスラプション回数は270回程度であった。真空容器内調査の結果、外ダイバータ、外ドーム及びドーム頂部のタイルに損耗が見られた。また、外ドームタイル2枚が破断しているのが確認された。これは熱衝撃によるものと思われる。内ダイバータ、バッフルに付着物(カーボン)が確認された。特にダイバータに厚く堆積しており、内側ダイバータ堆積物の総量を評価すると約25gであった。初めて大型実験装置に使用されたアルミナ溶射絶縁板は健全に保たれており、アーキング等による破損は見られなかった。また、W型形状にも変形は見られず、その構造物の健全性が示された。

論文

Stress analysis for the crack observation in cooling channels of the toroidal field coils in JT-60U

玉井 広史; 菊池 満; 新井 貴; 本田 正男; 宮田 寛*; 西堂 雅博; 木村 豊秋; 永見 正幸; 清水 正亜; 大森 順次*; et al.

Fusion Engineering and Design, 38(4), p.429 - 439, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:65.12

JT-60トロイダル磁場コイルの冷却管に観測されたクラックの生成・成長のメカニズムを、有限要素法を用いた全体解析及び部分解析により評価、検討した。その結果、コイル導体の半径方向に働く圧縮力により、冷却管コーナー部には局所的にその降伏力を越える応力の集中が見られた。この応力が繰り返し加わることにより、初期クラックが成長し、冷却管からの水浸み出しに至るものと推定される。また、導体半径方向の圧縮力の大きさは、コイルの半径方向の剛性に依存することが判明した。これは、コイル製作当初に行ったプリロードテストにおいて剛性の高かったコイルに冷却管のクラックが観測された事実と一致する。なお、導体に加わる最大応力は許容応力よりも充分小さく、コイルは今後も問題なく使用できることが判明した。

論文

Development of a compact W-shaped pumped divertor in JT-60U

櫻井 真治; 細金 延幸; 正木 圭; 児玉 幸三; 笹島 唯之; 岸谷 和廣*; 高橋 昇竜*; 清水 勝宏; 秋野 昇; 三代 康彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.371 - 376, 1998/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:52.35

現在、改造工事が進められている、JT-60Uのダイバータ改造の設計及び工事の概要について発表する。既存の真空容器、ポロイダルコイルを利用し、各種の実験配位へ対応可能なこと、放射冷却ダイバータプラズマの形成と制御及び主プラズマへの中性粒子逆流の低減により高閉じ込め性能とダイバータへの熱流低減を両立することを目標として、コンパクトなW型構造を採用した。既設のNBIクライオポンプに排気速度可変機構を付加した排気系とガス供給系の増力、配置最適化により粒子制御機能を実現する。真空容器内での作業性、保守性、拡張性及び熱応力低減の観点から、分割式の基本構造を採用した。バックル板の隙間を絶縁スライド式のガスシールで塞ぎ中性粒子の漏れを低減する。ハロー電流を含めた電磁力、構造解析により全体の健全性を確認している。据付前に真空容器変形量の精密測定を行い、要求される設置精度を確保している。

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