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樽田 泰宜; 柳原 敏*; 橋本 敬*; 小林 重人*; 井口 幸弘; 北村 高一; 香田 有哉; 友田 光一
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08
廃止措置は長期的なプロジェクトであり、完遂までには世代交代が予想される。そのため、知識と技術を次世代に適切に継承する必要がある。近年、廃止措置の世界では、知識マネジメントや仮想現実の活用など高度な技術を適用する試みが行われている。本研究では廃止措置における知識マネジメントとデジタルツインの関係について論じる。
樽田 泰宜; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 北村 高一; 手塚 将志; 香田 有哉
知識共創(インターネット), 8, p.IV 2_1 - IV 2_12, 2018/08
原子力知識マネジメント(NKM)は2002年にIAEAが組織力の強化という文脈で原子力知識の重要性を勧告したことから始まる。IAEAの提案するNKMに対しては理論的な側面は十分に検討されていない点や、主要な概念や手法などが十分に定義されておらず科学的な一貫性が欠如しているという指摘がある(Kanke 2016)。例えば、原子炉施設のライフサイクルには設計、建設、運転、廃止(措置)がある。NKMというアイデアは、炉の情報・歴史を保存、次の炉での活用、廃止措置段階で過去情報へのアクセス、課題解決や新しい知識の創造といった側面で有効に機能するであろう。しかし、2002年当初は原子力知識の強化という文脈であり、そこに管理(management)という文脈を付加したような情報管理に傾注する傾向があり、KMという知識の創造が十分に研究されていない。また、Kankeが指摘するように理論的側面には議論の余地が多く残されている。本研究ではKM分野の学術の裾野の拡張を射程とし、今後の原子力分野における知識マネジメントの位置づけを明確化することでNKMを発展させることを目的に、システム科学的な視点で検討すべき課題を整理及び同定し、NKM研究の議論を深める。
樽田 泰宜; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 北村 高一; 手塚 将志; 香田 有哉
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07
2002年、IAEAは原子力の知識、技術、応用の強化の重要性について言及した。この背景には原子力に係わる職員の高齢化や原子力を学ぶ場の減少が指摘されている。こうした中、原子力知識マネジメント(NKM)と呼ばれる新しい研究分野が立ち上がり、原子力知識や情報の管理としてデータベースの開発が進められている。一方、日本の原子力施設では、運転経験者の退職やそれによる知識・技能の喪失が指摘されている。そこで、本研究では、過去の情報・知識を利用するためのプロトタイプ・データベースシステムを提案する。廃止措置の完了例は、日本ではJPDRが1件のみであり事例は多くはない。そのため大型水炉として初の事例である「ふげん」を対象とする。本研究のプロトタイプ開発から、過去のデータを準備するだけでは十分でない点を指摘した。これは、どのような情報を収集すべきか、そしてそれをいかにして活用すべきか、といった点に関して議論が十分になされていないためである。つまり、既存の情報の活用として運転時代の知識は重要であるものの、廃止措置はそれとは異なるタスクであり、収集された情報をそのまま使用することは必ずしも適切ではないのである。
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塩見 雄毅*; 大谷 隆史*; 井口 敏*; 佐々木 孝彦*; Qiu, Z.*; 中山 裕康*; 内田 健一*; 齊藤 英治
Applied Physics Letters, 104(24), p.242406_1 - 242406_5, 2014/06
被引用回数：28 パーセンタイル：73.72(Physics, Applied)We have studied magnetoresistance and Hall effects for 1.8-nm-thick Pt films grown on a ferrimagnetic insulator YFeO in a wide temperature (0.46-300 K) and magnetic-field (-15 to 15 T) region. In the low-temperature regime where quantum corrections to conductivity are observed, weak antilocalization behavior observed in Pt films is critically suppressed when the film is attached to YFeO. Hall resistance in the Pt film is also affected by YFeO, and it exhibits logarithmic temperature dependence in a broad temperature range. The magnetotransport properties in the high-field range are significantly influenced by the interface between Pt and YFeO.
井口 将秀; 齊藤 徹; 河野 勝己; 千田 豊; 中嶋 秀夫; 小川 剛史*; 片山 義紀*; 小方 大成*; 峯村 敏幸*; 渡海 大輔*; et al.
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2520 - 2524, 2013/10
被引用回数：10 パーセンタイル：61.16(Nuclear Science & Technology)ITER TF構造物は高さ約17m,幅約9mのD型形状の大型溶接鋼構造物であり、その最大溶接深さは260mmとなる。TF構造物溶接時には、極低温における溶接継手強度を確保するために、溶接材料として、核融合炉設備規格 超伝導マグネット構造規格で規定されているFMYJJ1を、また、構造材料として4種類の窒素添加強化型ステンレス鋼を使用する計画である。原子力機構では、溶接深さと構造材料の組合が極低温における溶接継手の機械特性に与える影響を調査するために、FMYJJ1を使用した片側狭開先TIG溶接により、板厚40mmの4種類の構造材料の組合せ、及び板厚200mmの2種類の構造材料を組合せた溶接継手を製作し、これらの溶接継手から引張試験片を製作した。これらの試験片を用いて実施した4Kでの引張試験の結果、低い強度の構造材料を使用すると溶接継手の強度も低下するが、構造材料の強度を下回らないことがわかった。また、200mm厚さの溶接継手における引張試験結果では、継手強度は板厚方向にほぼ一定であり、極厚材の溶接においても実機TF構造物製作に十分な継手強度を確保できることを明らかにした。
-ray fields with novel nuclear emulsion technique石原 康平*; 高木 恵輔*; 湊 春奈*; 河原林 順*; 富田 英生*; 前田 茂貴; 中 竜大*; 森島 邦博*; 中野 敏行*; 中村 光廣*; et al.
Radiation Measurements, 55, p.79 - 82, 2013/08
被引用回数：1 パーセンタイル：10.69(Nuclear Science & Technology)原子核乾板を用いた高線下での中性子測定に向け、新規に開発を進めている原子核乾板について線に対する乾板応答シミュレーション結果と実験結果との比較により、潜像が現像されるには付与エネルギーに閾値が存在する可能性が示唆され、線に対する感度を低減するためにAgBr結晶粒径微細化が有用であることがわかった。新型乾板の中性子と線の感度を比較し、/n比8桁で測定できる可能性を得た。
中嶋 秀夫; 辺見 努; 井口 将秀; 名原 啓博; 松井 邦浩; 千田 豊; 梶谷 秀樹; 高野 克敏; 礒野 高明; 小泉 徳潔; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
ITER機構及び6国内機関(中国,欧州,日本,韓国,ロシア,米国)は、協力してITERマグネット・システムを製作している。日本,ロシア,中国,韓国は既に実機の超伝導導体の製作を実施している。TFコイル用のラジアルプレートの製作では、欧州及び日本で品質検証が終了し、実機施策の準備が整った。日本は1/3サイズの試作ダミー巻線を実機大ダミー巻線試作の前に実施し、製作方法を検証した。欧州では、実機製作に必要な治具類の準備とその性能検証が進行中である。また、日本は、2個の実機大TF構造物を試作し、製作方法の最適化と工業化を実施した。コレクション・コイルの製作進捗はTFコイル同様に順調であり、巻線治具等の準備はほとんど終了し、品質検証が開始された。その他のマグネットにおいても、2020年の初期プラズマ点火達成に向けて、順調に製作が進んでいる。
井口 将秀; 齊藤 徹; 河野 勝己; 高野 克敏; 堤 史明; 千田 豊; 中嶋 秀夫
AIP Conference Proceedings 1435, p.70 - 77, 2012/06
被引用回数：2 パーセンタイル：63.67(Physics, Applied)ITERに使用される超伝導磁石用構造材料は液体ヘリウム温度(4K)にて運転されるため、4Kにおける材料強度評価は必要不可欠である。しかし、4Kでの材料強度評価試験には多大な労力を要するため、効率化のために原子力機構は比較的容易に得ることができる室温強度評価結果と材料の炭素及び窒素の含有量をパラメータとする2次曲線を使用した強度予測式の研究開発を行い、JSME規格の策定に貢献した。本発表ではITER TFコイル実規模試作において鍛造及び熱間圧延によって製作された窒素添加強化型316LNステンレス鋼にこの予測式を適用し、その予測精度について検討を行った。その結果、材料の炭素及び窒素含有量によって使用する予測式により、室温の強度評価結果から4Kでの強度を精度よく予測できることがわかった。本発表ではこの検討結果について発表する。
井口 将秀; 千田 豊; 高野 克敏; 河野 勝己; 齊藤 徹; 中嶋 秀夫; 小泉 徳潔; 峯村 敏幸*; 小方 大成*; 小川 剛史*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4203305_1 - 4203305_5, 2012/06
被引用回数：9 パーセンタイル：47.58(Engineering, Electrical & Electronic)日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)はITERの建設において、トロイダル磁場(TF)コイル構造物(以下、TF構造物)すべての製作を担当する。TF構造物調達活動の一環として、原子力機構はTF構造物の材料品質確認、及び製作技術の検討及び検証活動を行ってきた。原子力機構は日本機械学会が2008年に制定した核融合炉設備規格超電導マグネット構造規格(JAME S KA1 2008)(以下、JSME規格)のTF構造物製造適用を提案しており、JSME規格の実用性を検証するために、実規模試作用に製作したステンレス鍛鋼品に対する品質確認試験を4Kにて実施し、JSME規格との比較を実施した。また、製作技術検討活動として、FMYJJ1ワイヤを使用した狭開先TIG溶接の溶接施工法の検証、溶接能率向上のためのFMYJJ1以外のワイヤの適用可能性の検討、TF構造物施工法確認のためにTF構造物の小規模及び実規模試作を行ってきた。本発表ではこれらの活動結果について報告する。
Sn conductors for ITER toroidal field coils名原 啓博; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 濱田 一弥; 高橋 良和; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 海老澤 昇; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4804804_1 - 4804804_4, 2012/06
被引用回数：18 パーセンタイル：65.46(Engineering, Electrical & Electronic)ITER TFコイル用NbSn導体のうち、原子力機構は日本の国内実施機関として415mの導体を9本、760mの導体を24本調達する。調達の第一段階として、TF導体の製作能力を確認するため、長さ4mの導体を2本組合せてサンプルを製作し、SULTAN装置を使って試験した。その結果、各導体の最小の分流開始温度
は6.22Kと6.02Kであり、設計値(5.7K)を満たすことを確認した。そこで原子力機構はTF導体の量産を開始し、まず100mの導体と415mの導体を製作した。第二段階として、量産プロセスの適切性を確認するため、これら2本の導体からそれぞれ4mの導体を切り出し、SULTAN装置で試験した。その結果、各導体の最小のは6.16Kと5.80Kであり、設計値を上回ったことで、量産プロセスが適切であることを実証した。
小泉 徳潔; 松井 邦浩; 辺見 努; 高野 克敏; 千田 豊; 井口 将秀; 中嶋 秀夫; 嶋田 守*; 大勢持 光一*; 牧野 吉延*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4200404_1 - 4200404_4, 2012/06
被引用回数：9 パーセンタイル：47.58(Engineering, Electrical & Electronic)原子力機構は、ITER計画において9個のTFコイルの調達を担当しており、この調達を次に記す3段階に分けて段階的に実施している。第一段階:技術的課題の解決と合理化検討、第二段階:治具の製作及び第一号コイルの製作、第三段階:残りの8個のコイル製作。このうち、第一段階として2009年3月から、中・実規模試作を実施した。これまでに実規模導体を用いた巻線試作,熱処理試作等を実施し、また、実規模ラジアル・プレートも試作した。これにより、TFコイル製作技術の課題を解消することができたとともに、製作の合理化も進めた。
井口 将秀; 千田 豊; 中嶋 秀夫; 小川 剛史*; 片山 義紀*; 小方 大成*; 峯村 敏幸*; 宮部 圭介*; 渡海 大輔*; 新見 健一郎*
低温工学, 47(3), p.193 - 199, 2012/03
ITERトロイダル磁場コイル構造物(TF構造物)は、高さ約17m,幅約9mのD型形状の大型溶接鋼構造物である。原子力機構はITER建設においてTF構造物すべての製作を担当しており、実機TF構造物製作に向けた製作技術の実証と合理化を目的として、実規模試作を行ってきた。原子力機構は日本機械学会が2008年に制定した核融合炉設備規格超伝導マグネット構造規格(以下、JSME規格)のTF構造物製作への適用を提案しており、JSME規格に基づいて製造したステンレス鍛鋼品の品質確認試験を実施し、JSME規格の実機用材料製造への適用性を確認した。また、TF構造物製作に必要な溶接施工法の検証を実施し、その溶接品質を確認するとともに、実規模試作を実施することで、これまで不明瞭であった溶接変形挙動を明らかにし、実機TF構造物の製作に目途を付けることができた。
千田 豊; 井口 将秀; 高野 克敏; 中嶋 秀夫; 大勢持 光一*; 新見 健一郎*; 渡海 大輔*; Gallix, R.*
Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2900 - 2903, 2011/12
被引用回数：10 パーセンタイル：60.88(Nuclear Science & Technology)ITER TFコイル構造物はコイルに発生する電磁力を極低温(約4K)で支持するために、極厚の高強度・高靱性ステンレス鋼製容器と支持構造物で構成されている。原子力機構は2008年より極厚のステンレス鋼に対する基礎的な溶接試験を開始し、TFコイル構造物の製造に関する技術的課題を検証するために、主要部材の実機大部分模型体の試作(インボード側及びアウトボード側各1体)を計画している。本論文では実機製作前に溶接技術を検証し、製造設計を行うために実施した、溶接試験の結果及び実機大部分模型体の試作状況を紹介する。
西谷 健夫; 井口 哲夫*; 海老澤 克之*; 山内 通則*; Walker, C.*; 河西 敏
JAERI-Tech 2002-062, 39 Pages, 2002/07
JAERI-Tech-2002-062.pdf:1.65MB
Uフィッションチェンバーを用いたITER用の真空容器外中性子モニターの設計を行った。Uフィッションチェンバーの感度が入射中性子のエネルギーに対し一定となるように減速材の設計を行った。ITERの水平ポート内の温度環境下で安定な、ベリリウムと炭素を減速材とし、Be/C比を0.25とした。中性子検出器としては中性子輸送計算に基づき、U 200mgのフィッションチェンバーを採用した。3つの検出器をステンレス鋼のケース付きの減速材内に組み込み一つのアセンブリとし、このアセンブリを2セット水平ポートに取付ける設計とした。この内一つはD-D運転と較正用であり、もう一つはD-T運転用である。D-D運転と較正用のアセンブリは水平ポート内のポートプラグのすぐ外側に設置し、D-T運転用アセンブリはポート中間の追加遮蔽体の陰に取付ける。信号処理ではパルス計数方式とキャンベル方式を併用することによって、ITERの要求仕様である7桁のダイナミックレンジと1msの時間分解能を達成できることを示した。また線と磁場の影響は、無視し得ることがわかった。
井口 正; 伊藤 秀雄; 木内 敏男; 渡辺 博典; 木村 守*; 安濃田 良成
JAERI-Data/Code 2001-013, 502 Pages, 2001/03
JAERI-Data-Code-2001-013.pdf:32.38MB
原研は大型再冠水効果実証試験第2期計画として、過渡事象炉心伝熱流動試験計画を実施した。本試験計画では、従来型の軽水炉の定格条件を模擬でき、模擬燃料15本(ほかに非発熱棒1本の合計16本で4
4管群を構成する。)から構成される模擬炉心を有する過渡事象炉心伝熱流動試験装置を用いて試験を行い、軽水炉の異常な過渡変化及び事故時の炉心冷却の実証と安全余裕の定量化を行う。本試験計画の一環として、ポストCHF熱伝達に関するデータを取得した。本試験データは、軽水炉の炉心ヒートアップ後の炉心温度を評価するには必須のデータである。これまでのこの種の試験データに比べて、極めて高温の条件、低圧から高圧までの広い圧力範囲をカバーしているところに特徴がある。また、従来の多くの研究では、最も早くヒートアップした領域を対象としているが、ヒートアップ域の拡大や縮小,ヒートアップ域の軸方向の相違などについてはあまり議論されていない。本試験では、炉心下端から上端までの広い範囲の被覆管温度を取得した。本報告書では、ポストCHF熱伝達試験の試験条件,被覆管温度データ,ポストCHF伝達率などのデータをまとめ、試験データを解析する際の資料とする。
西谷 健夫; 河西 敏; 井口 哲夫*; 高田 英次*; 海老沢 克之*; 北 好夫*
Review of Scientific Instruments, 68(1), p.565 - 568, 1997/01
被引用回数：5 パーセンタイル：46.16(Instruments & Instrumentation)現在広く使用されているイオン温度測定法である荷電交換分光法(CXRS)は、ITERでは、計測用中性粒子ビームがプラズマ中心部まで到達することができないため、使用が難しい。中性子スペクトルのドップラー巾からイオン温度を測定する方法は、ITERにおける最も有効な測定法と考えられている。ここでは反跳陽子法に基づく中性子スペクトロメータを開発し、それを用いた径方向中性子スペクトロメータアレイの設計を行った。このスペクトロメータは、ポリエチレン薄膜から散乱される陽子をマイクロチャンネルコリメータを介して半導体検出器で測定するもので、14MeV中性子に対し、2.5%のエネルギー分解能が得られた。
西谷 健夫; 井口 哲夫*; 海老沢 克之*; 北 好夫*; 河西 敏
JAERI-Tech 96-038, 29 Pages, 1996/09
ITERにおけるイオン温度測定を目的とし、反跳陽子法に基づく新型のDT中性子用スペクトロメータを開発した。このスペクトロメータは、ポリエチレン薄膜から入射中性子によって散乱される陽子をマイクロチェンネルコリメータを介して半導体検出器で測定するもので、2.5%のエネルギー分解能と10
counts(n/cm
)の検出効率を得られる。ITERでは、この中性子スペクトロメータを生体遮蔽の外に5チャンネル配置し、イオン温度分布を測定することを想定している。半導体検出器の照射損傷について中性子のモンテカルロ計算により評価し、ITERの運転環境において1年程度の寿命があることを示した。
西谷 健夫; 井口 哲夫*; 高田 英二*; 金子 純一; 河西 敏; 的場 徹
Proc., Workshop on Diagnostics for Experimental Thermonuclear Fusion Reactors, 0, p.425 - 434, 1996/00
核融合プラズマから発生する中性子のエネルギースペクトルからイオン温度を測定することは核融合研究の初期から提案されていたが、NBI等の追加熱プラズマでは、中性子のスペクトルが直接イオン温度を反映しないため、現在の大型トカマク実験ではほとんど使用されていない。しかし、自己点火を行うITERでは、現在イオン温度測定の主流となっている荷電交換分光法が、光学部品の放射線損傷等により実現困難なため、中性子スペクトル測定が最も有力なイオン温度測定となっている。講演では、ITERの各極より提案されている中性子スペクトル測定法をレヴューするとともに、日本で設計を進めている、反跳陽子型中性子スペクトル測定装置について紹介する。
小野寺 勝*; 井口 将秀*; 齊藤 正克*; 濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 杉本 誠; 中平 昌隆; 喜多村 和憲; 高柳 貞敏*; et al.
no journal, ,
国際熱核融合実験炉(ITER)用トロイダル磁場コイルは、供用中検査が難しく、かつ繰り返し荷重を受けるので、疲労亀裂進展による寿命評価を行うことが重要である。TFコイルの運転条件に沿ってコイル・システムの全体応力解析を実施し、繰り返し応力が発生する場所を明らかにした。この繰り返し応力条件をもとに、コイル構造物に亀裂が生じ、進展した時の構造物の応力分布の変化を評価できるように、有限要素法により、亀裂をモデル化した部分詳細構造解析モデルを作成した。この詳細構造解析モデルを用いて、亀裂周辺部の応力計算を行い、亀裂の大きさと応力拡大係数の関係をまとめた。その結果、部材を貫通するような大きさの亀裂が発生しても、応力拡大係数は、材料の破壊靭性値に対して十分低いものであり、不安定破壊は起きないと考えられる。また、原子力機構が保有する極低温構造材料の疲労亀裂進展速度データを用いて、疲労寿命の評価を実施した結果、許容初期欠陥の大きさは約1000mmであり、十分検出可能な大きさである。これらの結果より、TFコイルは、3万回の繰り返し運転に対して、十分な疲労亀裂寿命を有することが判明した。
中嶋 秀夫; 高野 克敏; 堤 史明; 河野 勝己; 濱田 一弥; 井口 将秀
no journal, ,
原子力機構は、これまで国内メーカーで試作した実機大の鍛鋼品及び熱間圧延板を4Kで試験し、ITERで要求される機械特性を満足することを確認するとともに、これらの材料を用いて、強度と温度との相関に関する研究により導出した炭素と窒素の含有量(C+N)と室温強度を用いた強度推定式の適用性を検証した。本講演では、外国メーカーの316LN鋼の品質確認を目的として、4Kでの機械特性を評価するとともに、超伝導マグネット構造規格の基になった強度推定式が適用できるかどうかを検討した結果を報告する。検討の結果、強度推定式の有効性が確認され、本成果は日本機械学会の超伝導マグネット構造規格・材料規格の策定ベースとして活用された。
