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報告書

平成27年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 宗像 雅広; 森 愛理; 石崎 梓; 嶋田 和真; 廣内 淳; 西澤 幸康; 卜部 嘉; 中西 千佳*; 山田 勉*; et al.

JAEA-Research 2016-016, 131 Pages, 2016/10

JAEA-Research-2016-016.pdf:20.59MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成27年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果と川内原子力発電所周辺で行ったバックグラウンド線量率のモニタリング結果についてまとめた。

論文

Radioactivity decontamination in and around school facilities in Fukushima

三枝 純; 田川 明広; 操上 広志; 飯島 和毅; 吉川 英樹; 時澤 孝之; 中山 真一; 石田 順一郎

Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(3), p.15-00609_1 - 15-00609_7, 2016/06

福島第一原子力発電所の事故後、原子力機構は福島県内の学校施設を効果的に除染するための方法を構築するため各種の除染実証試験((1)校庭の線量低減対策、(2)遊泳用プール水の浄化、(3)遊具表面の除染)を実施した。これらの除染実証試験を通して、(1)校庭の線量低減対策では、校庭の表土を剥ぎ取り深さ1mのトレンチに埋設することで線量を大幅に低減できること、(2)遊泳用プール水の浄化では、水中の放射性セシウムを回収するために凝集沈殿法が有効であること、(3)遊具表面の除染では、鉄棒や砂場の木枠といった遊具に対する除染効果は遊具の材質や塗装の条件により大きく依存すること、等の知見を得た。本稿では、これらの除染実証試験についてレビューする。

報告書

平成26年度福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 森 愛理; 石崎 梓; 宗像 雅広; 中山 真一; 西澤 幸康; 卜部 嘉; 中西 千佳; 山田 勉; 石田 睦司; et al.

JAEA-Research 2015-006, 81 Pages, 2015/07

JAEA-Research-2015-006.pdf:22.96MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。本報告書には、平成26年度に実施した航空機モニタリングの結果についてまとめた。

論文

Radioactivity decontamination in and around school facilities in Fukushima

三枝 純; 田川 明広; 操上 広志; 飯島 和毅; 吉川 英樹; 時澤 孝之; 中山 真一; 石田 順一郎

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

福島第一原子力発電所の事故後、原子力機構は福島県内の学校施設を効果的に除染するための方法を構築するため各種の除染実証試験((1)校庭の線量低減対策、(2)遊泳用プール水の浄化、(3)遊具表面の除染)を実施した。これらの除染実証試験を通して、(1)校庭の線量低減対策では、校庭の表土を剥ぎ取り深さ1mのトレンチに埋設することで線量を大幅に低減できること、(2)遊泳用プール水の浄化では、水中の放射性セシウムを回収するために凝集沈殿法が有効であること、(3)遊具表面の除染では、鉄棒や砂場の木枠といった遊具に対する除染効果は遊具の材質や塗装の条件により大きく依存すること、等の知見を得た。本稿では、これらの除染実証試験についてレビューする。

論文

Present status and future prospects of the JT-60SA project

石田 真一; Barabaschi, P.*; 鎌田 裕; JT-60SAチーム

Journal of the Korean Physical Society, 65(8), p.1221 - 1226, 2014/10

 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)

The JT-60SA project has been implemented jointly by Europe and Japan since June 2007. After the disassembly of JT-60 from the torus hall was completed in October 2012, the project achieved the major milestone of start of tokamak assembly at the JAEA Naka site in January 2013 following the completion of the cryostat base in Europe and its transport to Japan. Procurement and assembly activities for components such as superconducting magnet, vacuum vessel, power supply, cryostat, cryogenic system, remote handling tool have been progressed on track towards the start of operation in 2019. For exploitation, after the JT-60SA Research Plan was issued in December 2011 in cooperation with fusion communities in Europe and Japan, the research integration activities have been also addressing the work on JT-60SA data management, validation and analysis tools. This paper overviews the latest project evolution on construction and exploitation.

論文

Progress of the JT-60SA project

鎌田 裕; Barabaschi, P.*; 石田 真一; JT-60SAチーム; JT-60SA Research Plan Contributors

Nuclear Fusion, 53(10), p.104010_1 - 104010_17, 2013/10

 被引用回数:53 パーセンタイル:2.36(Physics, Fluids & Plasmas)

The JT-60SA project implemented by Japan and Europe is progressing on schedule towards the first plasma in Mar. 2019. After careful R&D, procurements of the major components have entered their manufacturing stages. In parallel, disassembly of JT-60U has been completed on time, and the JT-60SA tokamak assembly is expected to start in January 2013. The JT-60SA device, a highly shaped large superconducting tokamak with a variety of plasma control actuators, has been designed in order to contribute to ITER and to complement ITER in all the major areas of fusion plasma development necessary to decide DEMO reactor construction. By integrating these studies, the project provides simultaneous and steady-state sustainment of the key performance characteristics required for DEMO with integrated control scenario development.

論文

Simplified risk assessment based on accident categories at Tokai Reprocessing Plant

長岡 真一; 石田 倫彦; 金森 定; 林 晋一郎

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

近年、核燃料サイクル施設に対し確率論的安全評価(PSA)を適用する試みがなされている。東海再処理施設においても、各事象について概略リスク評価を実施し、評価結果を事故カテゴリー別に比較した。

論文

Overview of the JT-60SA project

石田 真一; Barabaschi, P.*; 鎌田 裕; JT-60SAチーム

Nuclear Fusion, 51(9), p.094018_1 - 094018_12, 2011/09

 被引用回数:46 パーセンタイル:6.26(Physics, Fluids & Plasmas)

本論文は、2007年以来日欧協力により実施されているプロジェクトの成果と展望について、その目的,装置性能,計画,設計と調達活動及び現地の整備状況を含め、概要を述べたものである。2008年暮れに、コスト課題を解決するためのプロジェクトの再設定が終了し、その中で、当初の科学的な達成目標を損なうことなく、新たな装置設計が完了した。日欧の実施機関である原子力機構とFusion for Energyの間で結ばれた調達取決めに基づき、トロイダル磁場コイル,ポロイダル磁場コイル,真空容器,容器内機器,クライオスタット及び電源の調達活動が始まり、JT-60の解体活動とともに、2016年に予定するファーストプラズマに向けて、JT-60SAの建設が進められている。また、将来の実験に向け、JT-60SAリサーチプランの作成が日欧共同で開始された。

論文

Plasma regimes and research goals of JT-60SA towards ITER and DEMO

鎌田 裕; Barabaschi, P.*; 石田 真一; 井手 俊介; Lackner, K.*; 藤田 隆明; Bolzonella, T.*; 鈴木 隆博; 松永 剛; 吉田 麻衣子; et al.

Nuclear Fusion, 51(7), p.073011_1 - 073011_11, 2011/07

 被引用回数:48 パーセンタイル:5.42(Physics, Fluids & Plasmas)

The JT-60SA device has been designed as a highly shaped large superconducting tokamak with variety of plasma actuators (heating, current drive, momentum input, stability control coils, RMP coils, W-shaped divertor, fuelling, pumping etc) in order to satisfy the central research needs for ITER and DEMO. In the ITER- and DEMO-relevant plasma parameter regimes and with the DEMO-equivalent plasma shapes, JT-60SA quantifies the operation limits, plasma responses and operational margins in terms of MHD stability, plasma transport and confinement, high energy particle behaviors, pedestal structures, SOL and divertor characteristics. By integrating advanced studies in these research fields, the project proceeds "simultaneous and steady-state sustainment of the key performances required for DEMO" with integrated control scenario development applicable to the highly self-regulating burning high beta high bootstrap current fraction plasmas.

論文

Status and prospect of the JT-60SA project

石田 真一; Barabaschi, P.*; 鎌田 裕; JT-60SAチーム

Fusion Engineering and Design, 85(10-12), p.2070 - 2079, 2010/12

 被引用回数:47 パーセンタイル:2.56(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、ITERへの支援研究と原型炉に向けた補完研究を行い、ITERと原型炉のための物理課題の解決に取り組むことにより、核融合エネルギーの早期実現に貢献することを目標とする。JT-60SAの建設と運転は、幅広いアプローチ活動における日欧協力によるサテライトトカマク計画と日本の国内計画の下に行われる。2007年から約1年かけてプロジェクトの再設定を完了させ、装置の本格的な建設段階に入った。2007年から日欧実施機関間による調達取決めが順次締結され、日本の調達分担であるポロイダル磁場コイル,真空容器及び真空容器内機器等の部品調達は既に始まっており、今年からは欧州の調達分担であるトロイダル磁場コイル等の部品調達が開始される。本講演では、新設計の概要と調達活動の現状及び運転計画等への展望について講演する。

論文

Progress of JT-60SA project towards an integrated research for ITER and DEMO

鎌田 裕; 石田 真一; Barabaschi, P.*; JT-60SAチーム

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.641 - 649, 2010/08

The JT-60SA project contributes to early realization of fusion energy by supporting exploitation of ITER and research towards DEMO. An integrated design and construction in Japan and Europe has been progressed intensively, and the project foresees its first plasma in 2016. The JT-60SA device is capable of confining break-even-equivalent class high-temperature plasmas lasting for a duration longer than the timescales characterizing the key plasma processes, such as current diffusion and particle recycling, with superconducting toroidal and poloidal field coils. JT-60SA demonstrates the highly integrated plasma performances required for DEMO such as full non-inductive steady-state operation with high plasma beta exceeding the no-wall ideal stability limits, and establishes ITER-relevant high density plasma regimes. An integration of achievements in JT-60SA high-beta steady-state plasmas and ITER burning plasmas will make DEMO designs more realistic and attractive.

論文

Strong carrier-scattering in iron-pnictide superconductors ${it Ln}$FeAsO$$_{1-y}$$ (${it Ln}$ = La and Nd) obtained from charge transport experiments

石田 茂之*; 中島 正道*; 富岡 泰秀*; 伊藤 利充*; 宮沢 喜一*; 鬼頭 聖*; Lee, C.-H.*; 石角 元志; 社本 真一; 伊豫 彰*; et al.

Physical Review B, 81(9), p.094515_1 - 094515_6, 2010/03

 被引用回数:19 パーセンタイル:30.17(Materials Science, Multidisciplinary)

知られている鉄系超伝導体の中で、最も高い超伝導転移温度を持つ酸素欠損の鉄ヒ素化物${it Ln}$FeAsO$$_{1-y}$$ (${it Ln}$: La and Nd)において、特長的な常伝導状態電荷輸送が見つかった。この系における「ドーピング」の効果はおもに、high-${it T}$ $$_{c}$$銅酸化物におけるそれと異なり、おもにキャリア散乱によっている。最大の${it T}$ $$_{c}$$=28KのLa系の超伝導領域において、低温の抵抗は${it T}$ $$^{2}$$項に支配される。一方で、40Kより高い${it T}$ $$_{c}$$を持つNd系ではキャリアは${it T}$に比例する電気抵抗と小さな磁気抵抗を示す強い散乱を受ける。このような強い散乱が鉄系の高い${it T}$ $$_{c}$$超伝導性にとって決定的なものとなっている。

論文

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.45(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

論文

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて

高村 秀一*; 門 信一郎*; 藤井 隆*; 藤山 寛*; 高部 英明*; 足立 和郎*; 森宮 脩*; 藤森 直治*; 渡辺 隆行*; 林 泰明*; et al.

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて, P. 164, 2007/03

核融合並びにプラズマに興味を持ってもらい、またその有用性,将来性を広く理解してもらうための一般向け解説書として、プラズマ・核融合学会の企画(日本実業出版社から出版予定)に共同執筆で出版するものである。読者の対象範囲は、理科に興味を持つ高校生,大学生・一般社会人,ある種のプラズマに仕事で関連している人で、他分野からのヒントを求める人など、広い層に読んでもらえることを想定している。(目次:はじめに/プラズマってなんだ?/プラズマ技術のひろがり/実験室の超先端プラズマ/核融合プラズマエネルギーとは?/プラズマエネルギーへの道/核融合プラズマエネルギー発電所を目指して/プラズマエネルギーと未来社会)

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:51.64(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

論文

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.23(Nuclear Science & Technology)

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

論文

Critical $$beta$$ analyses with ferromagnetic and plasma rotation effects and wall geometry for a high $$beta$$ steady state tokamak

栗田 源一; Bialek, J.*; 津田 孝; 安積 正史*; 石田 真一; Navratil, G. A.*; 櫻井 真治; 玉井 広史; 松川 誠; 小関 隆久; et al.

Nuclear Fusion, 46(2), p.383 - 390, 2006/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:63(Physics, Fluids & Plasmas)

限界ベータの値は、アスペクト比が3のトカマクでは、$$mu$$/$$mu$$$$_{0}$$$$sim$$2, $$mu$$$$mu$$$$_{0}$$は、各々強磁性体壁と真空の透磁率を表す、の強磁性の効果によって約8%減少することが示された。高アスペクト比のトカマクでは、観測されなかったトロイダル・プラズマ回転とプラズマ散逸の効果によってできる抵抗性壁モードに対する安定窓がアスペクト比が3のトカマクでは存在することが示された。安定窓に対する強磁性の効果もまた調べられた。VALENコードによる有限抵抗の安定化板と真空容器の形状を含めたNCT(国内重点化装置)プラズマの限界ベータ解析が始められ、安定化板の受動的安定化効果に対する結果が得られた。NCTプラズマの現状の設計案に対する真空容器及び能動的フィードバック制御の安定化効果を含んだ計算もまた行われた。

論文

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high-$$beta$$ plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:47.83(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

論文

Effective bending strain estimated from $$I$$$$_{c}$$ test results of a D-shaped Nb$$_{3}$$Al CICC coil fabricated with a react-and-wind process for the National Centralized Tokamak

安藤 俊就*; 木津 要; 三浦 友史*; 土屋 勝彦; 松川 誠; 玉井 広史; 石田 真一; 小泉 徳潔; 奥野 清

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.99 - 103, 2005/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.75(Nuclear Science & Technology)

トカマク国内重点化装置のTFコイルはNb$$_{3}$$Al導体を用い、リアクト・アンド・ワインド法で製作することが検討されている。その製作方法の妥当性を実証するために、実機サイズの導体に0.4%の曲げ歪みを加えて巻き線したコイルサンプルを試作し、試験した結果、その臨界電流値は曲げ歪みを加えていない導体サンプルの臨界電流値とほとんど同じであった。このことは、コイル製作時の曲げ歪みによって臨界電流値が約10%低下するとの予想に反し、実機コイルの製作には朗報である。この現象について解析を行った結果、導体のケーブル部を構成するNb$$_{3}$$Al線が曲げ加工中に互いに滑ったことが予想された。その考察,解析について議論する。

論文

Development of advanced superconducting coil technologies for the National Centralized Tokamak

木津 要; 三浦 友史*; 土屋 勝彦; 安藤 俊就*; 小泉 徳潔; 松井 邦浩*; 逆井 章; 玉井 広史; 松川 誠; 石田 真一; et al.

Nuclear Fusion, 45(11), p.1302 - 1308, 2005/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:87.05(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置の工学研究をとおして、将来の核融合装置に適用できる先進的な超伝導コイルの製作技術を開発した。その開発技術の一つは超伝導導体を熱処理後巻き線する方法(リアクト・アンド・ワインド法:R&W法)のNb$$_{3}$$AlのD型コイル製作への適用である。R&W法による導体の曲げの影響を評価するために臨界電流測定部がトロイダル磁場コイル実機と同じ曲率となるD型のコイルを開発し、臨界電流を測定した。その結果、R&W法による曲げ歪は、導体の臨界電流特性に影響を与えないことが見いだされた。また、中心ソレノイドコイル用のNb$$_{3}$$Sn導体の開発においては、熱処理後のNb$$_{3}$$Snコイル導体に故意に曲げ歪を加えることにより、導体の交流損失を減らす方法を考案し、その効果を実験的に実証した。また、平衡磁場コイル用NbTi導体の開発においては、高銅比化による安定性とフィラメント径の極細化による低交流損失を同時に達成するNbTi素線を開発し、実断面サイズの導体サンプルの通電試験により、臨界電流目標値を達成することを確認した。

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