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論文

大型核融合実験装置JT-60Uの解体

池田 佳隆; 岡野 文範; 逆井 章; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; 久保 博孝; 小林 和容; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 13(4), p.167 - 178, 2014/12

JT-60Uを超伝導トカマクJT-60SAに改造するため、JT-60U本体を解体した。JT-60Uは18年間の重水素運転により放射化されており、このJT-60Uの解体は、放射化した核融合装置の解体として我が国初の解体であった。全ての解体品は、将来のクリアランスの適用を考慮し、線量当量率や材料、重量などのデータを記録した。切断技術や保管技術などは、効率的に解体を行うための鍵であった。解体に要した人工数や解体品の放射化レベルなど、他の核融合装置で解体を行う際に有用となる情報を報告する。

論文

Safe disassembly and storage of radioactive components of JT-60U torus

池田 佳隆; 岡野 文範; 花田 磨砂也; 逆井 章; 久保 博孝; 秋野 昇; 千葉 真一; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2018 - 2023, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.53(Nuclear Science & Technology)

JT-60U本体の解体は、18年間の重水素運転の後、2009年から開始し、2012年10月に終了した。JT-60本体は電磁力に耐えるため複雑で溶接構造を有しており、機器は放射化している。本解体作業は、日本で初めての放射化した核融合装置の解体であり、注意深く実施された。約3年間で、約41,000人日の作業を行い、解体品総数は約13000個、総重量は5400トンに達した。全ての解体品は線量当量率等の測定を行っており、ほとんどの解体品は、将来、クリアランス検認を行えば、非放射化物となると期待できる。この解体が終了し、JT-60SAの組立が2013年1月から開始した。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験(炉心確認試験)結果報告書

城 隆久; 後藤 健博; 矢吹 健太郎; 池上 和律; 宮川 高行; 毛利 哲也; 久保 篤彦; 北野 彰洋; 中川 浩樹; 川村 義明; et al.

JAEA-Technology 2010-052, 84 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-052.pdf:17.14MB

高速増殖原型炉もんじゅは、平成7年12月に発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故後、運転を停止していたが、平成22年5月6日に14年5か月ぶりに性能試験を再開した。性能試験は、3段階に分けて実施していく計画であり、その最初の段階の炉心確認試験を78日間に渡って実施し、同年7月22日に終了した。炉心確認試験は、制御棒価値,プラント内外の空間線量当量率,冷却材やカバーガスの純度確認及び1次主冷却系循環ポンプのコーストダウン特性を測定する試験等、合計20項目の試験で構成される。平成22年5月8日に臨界を達成、長期停止・燃料交換後炉心でも十分な精度で臨界予測が可能であることを実証した後、国の使用前検査により安全上の技術基準を満足していることを確認した。その後、研究開発を目的とした試験を行い、おもに零出力炉物理特性(特に、Am-241を多く含む炉心の特性)の把握に資するデータを収集した。また、日本原子力学会を通じて大学等から提案のあった未臨界度の測定法を検討するための試験も実施するとともに、中性子計装の健全性確認のための測定や核出力校正の確認、1次主冷却系循環ポンプコーストダウン特性確認等を実施した。

論文

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

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:41.84(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:9.98(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

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:45.55(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

Progress in physics and technology developments for the modification of JT-60

玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.

Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:6.52(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。

論文

Diagnostics system of JT-60U

杉江 達夫; 波多江 仰紀; 小出 芳彦; 藤田 隆明; 草間 義紀; 西谷 健夫; 諫山 明彦; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 朝倉 伸幸; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.482 - 511, 2002/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:3.03(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uの計測診断システムは、約50の計測装置から構成されている。近年、プラズマパラメータの半径方向の分布計測が精度よく行なわれるようになった結果、プラズマの内部構造が明らかになった。また、ミリ波反射計/電子サイクロトロン放射計測により、電子密度/電子温度揺動の測定が行なわれ、プラズマ閉じ込めに関する理解が進展した。さらに、電子温度,中性子発生率,放射パワー,電子温度勾配等の実時間制御実験が、関係する計測装置のデータを利用して行なわれた。これらの計測,及び実時間制御を駆使することにより、高性能プラズマを実現することができた。次期核融合実験炉用計測装置としては、炭酸ガスレーザ干渉計/偏光計,及び協同トムソン散乱計測装置を開発している。

報告書

「常陽」MK-II炉心プラント特性試験データ集

久保 篤彦

JNC TN9410 2000-010, 72 Pages, 2000/03

JNC-TN9410-2000-010.pdf:2.14MB

高速実験炉「常陽」は、昭和57年に照射用炉心(MK-II炉心)として初臨界を迎えて以来、31サイクルの定格出力運転を行い、平成9年12月にMK-III炉心への移行を開始した。その間、「常陽」では多くのプラント特性試験データを蓄積しており、これをMK-II炉心の運転開始に先立って原子炉の性能を確認する性能試験、原子炉の安全な運転を確保するためサイクル毎に実施する運転特性試験、高速炉開発に関するデータ取得と解析評価手法の開発・整備のために実施する特殊試験がある。本報告書では、試験項目毎にその内容と結果を示した。また、本文中に記載したデータの他、動特性に関する時系列データを含め、ユーザーがこれらのデータを机上のPC環境下で利用できるように、光磁気ディスクにて支給可能とした。

報告書

高速実験炉「常陽」2次補助冷却系プラギング計のサーマルストライピング評価

礒崎 和則; 小川 徹; 久保 篤彦; 菅谷 和司*; 青木 裕; 小澤 健二

PNC TN9410 98-055, 92 Pages, 1998/05

PNC-TN9410-98-055.pdf:6.0MB

「常陽」において、配管合流部におけるサーマルストライピングが問題となる箇所がないか簡易評価による検討を実施した。この結果、2次主冷却系及び2次補助冷却系プラギング計ユニット内部の合流部(以下内部合流部という)では、合流部温度差($$Delta$$Tin)が大きく、詳細なサーマルストライピング評価が必要となった。したがって、$$Delta$$Tinが最も大きい2次補助冷却系プラギング計を対象として、内部合流部に温度応答特性の良好な0.5mm$$phi$$の熱電対を15点取り付け配管外面の温度ゆらぎ測定を実施した。また、温度ゆらぎ測定結果と非線形構造解析システム"FINAS"を用いた配管熱伝導解析結果を用いて、配管内面温度ゆらぎと配管板厚方向に発生する応力を評価した。評価結果は、以下のとおりであった。(1)発生する最大温度ゆらぎは、常に内部合流部中心から下流側10mmの位置であった。(2)最大温度ゆらぎ幅は、配管外面で約33$$^{circ}$$Cであった。また、温度ゆらぎの支配的周波数は、0.04Hz、0.09Hzであった。(3)FINASによる熱伝導解析の結果、ゆらぎの支配的周波数0.04Hz、0.09Hzでは、配管内面及び配管外面の温度ゆらぎに時間的遅れがほとんどなく、配管板厚方向に大きな温度分布が生じないことを確認した。(4)温度ゆらぎ測定結果とFINASによる熱伝導解析結果を用いて、配管内面温度ゆらぎと配管板厚方向に発生する応力を評価した。その結果、配管内面温度ゆらぎ幅は、ほぼ外面温度ゆらぎ幅と同一で、発生応力は、2次主冷却系及び2次補助冷却系プラギング計内部合流部の材料であるSUS304の設計疲労限を十分下回る小さな応力であることを確認した。

報告書

ナトリウム-水反応時の管外熱伝導率測定試験装置の設計

柏倉 潤*; 久保 篤彦*; 出田 博和*; 鈴木 寿之*; 大内 公一*; 吉田 利司*

PNC TJ9124 96-008, 103 Pages, 1996/03

PNC-TJ9124-96-008.pdf:2.78MB

大型炉蒸気発生器(SG)で生じうる水リークをより現実的に評価し、適切な設計基準水リーク(DBL)を設定することが高速炉の合理的な設計推進の観点から急務となっている。DBLに影響を及ぼす要因の1つとして伝熱管の高温ラプチャ型破損が考えられるが、この破損挙動はナトリウム-水反応時のリークジェットによる管外の熱伝達率に大きく依存する。従って、高温ラプチャの支配因子の1つであるリークジェットによる熱的挙動を明らかにするため、ナトリウム-水反応試験を行い管外熱伝達率を試験的に測定する必要がある。本報告書は、このナトリウム-水反応時の管外熱伝達率測定試験を行うために、試験装置の設計を行ったものである。なお、設計する装置は、動燃事業団所有の高速炉安全性第1試験室に設置するものとする。

口頭

JT-60SAにおける計測器配置の最適化

小出 芳彦; 久保 博孝; 櫻井 真治; 助川 篤彦; 松川 誠; 鎌田 裕; JT-60SA設計チーム

no journal, , 

JT-60SAの計測装置はJT-60Uの計測器を可能な範囲で再利用するが、(1)他設備と空間的に整合し、(2)高パワーかつ長時間の加熱入力(41MW$$times$$100秒)に伴う中性子照射環境下で安定動作して、(3)プラズマの実時間制御と物理現象の解明を可能とする設計が要求される。本検討により、上記(1)を満たす計測器配置案ができたので報告する。計測器配置の基本的考え方は以下のとおりである。(a)JT-60が有する高パワーかつ多彩な加熱装置が最大能力を発揮できるよう、NBIとRF入射用ポートの配置を優先的に決定し、計測器配置をこれらに整合させる。(b)加熱用ビームを利用する計測器(CXRS, MSE)に適切な視野を確保する。(c)加熱用ビームが測定の妨げになる計測器(Da, off-beam CXRS)の配置を考慮する。(d)レーザー経路や視線を共通化することで、高精度のプラズマ診断を可能とする。(e)ガス注入とペレットの入射位置はトロイダル方向に均等に配置するのが望ましいが、それらが測定の妨げになる計測器を遠ざける。(f)計測用ポート空間の効率的利用を図るために、据え付け・保守等に無理のない範囲で複数計測器の共存性を考慮した構造とする。

口頭

臨界プラズマ試験装置(JT-60)の解体計画における放射線作業の課題,2; 放射線作業の特徴

及川 晃; 宮 直之; 久保 博孝; 岡野 文範; 西山 友和; 助川 篤彦

no journal, , 

臨界プラズマ試験装置JT-60の重水素実験後の解体時には、プラズマ発生装置として我が国初の、中性子照射で放射化した大型で重量物の機器・構造物が約5300トン発生する。これらの放射化量を正確に把握し、そのデータに基づいた放射化物の取り扱い及び保管計画とともにその法的扱いを紹介する。放射化レベルに応じた取り扱いや保管を行うことは、放射線安全とともに資源の有効利用の点からも重要である。JT-60の放射化した機器・構造物は旧科学技術庁放射線安全課長通知に基づいて取り扱い、使用施設の附帯施設に保管し、現在国により検討が進められている放射化物のクリアランスに備える計画である。

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