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吉沼 明彦; 塩月 正雄; 中山 治郎
地層処分対象放射性廃棄物の品質マネジメント; 地層処分において必要と考えられる高レベル放射性廃棄物(ガラス固化体)の機能と要件報告書(インターネット), 54 Pages, 2011/03
ガラス固化体を含む地層処分対象廃棄物の製造や処分等にかかわる日本原子力研究開発機構,日本原燃,電力会社,原子力発電環境整備機構は、地層処分対象廃棄物の品質マネジメント検討にかかわる協力に関する覚書を締結し、各社が有する地層処分対象廃棄物にかかわる技術開発等の技術情報を共有化し、地層処分対象廃棄物の品質マネジメントにかかわる検討を進めることとした。品質マネジメントの検討を進めるに際し、電力会社は地層処分対象廃棄物のうちガラス固化体について処分体として求められる要件等の検討を日本原子力学会に委託した。この検討結果を取りまとめた品質マネジメントの報告書については、日本原子力学会のホームページに掲載される予定であり、原子力機構から提供したガラス固化体にかかわる技術情報が公開となる。
地層処分において必要と考えられる高レベル放射性廃棄物(ガラス固化体)の特性報告書吉沼 明彦; 塩月 正雄
地層処分対象放射性廃棄物の品質マネジメント地層処分において必要と考えられる高レベル放射性廃棄物(ガラス固化体)の特性報告書/日本原子力学会「地層処分対象放射性廃棄物の品質マネジメント」特別専門委員会, 67 Pages, 2010/01
日本原燃との技術協力協定に基づく「環境保全技術協力に係る運営会議」において、原子力機構は日本原燃からガラス固化体を含む地層処分対象廃棄物の品質マネジメントの検討に必要な技術情報の提供にかかわる協力要請を受けた。本検討については、地層処分対象廃棄物の製造者,所有者,処分者等である日本原子力研究開発機構,日本原燃,電力会社,原子力発電環境整備機構による協議において情報を供給し、日本原子力学会の協力を得て検討を実施することとし、国内で製造される高レベルガラス固化体の地層処分にかかわる処分施設の設計,安全評価等を実施するうえで必要と考えられる高レベルガラス固化体の特性や、その特性の把握のために適切に録取されることが望ましい記録等について検討を行った。
居田 克巳*; 坂本 宜照; 吉沼 幹朗*; 竹永 秀信; 永岡 賢一*; 林 伸彦; 大山 直幸; 長壁 正樹*; 横山 雅之*; 舟場 久芳*; et al.
Nuclear Fusion, 49(9), p.095024_1 - 095024_9, 2009/09
被引用回数：29 パーセンタイル：72.01(Physics, Fluids & Plasmas)LHDヘリオトロン装置とJT-60Uトカマク装置におけるイオン系内部輸送障壁形成と不純物輸送のダイナミックスの比較について分析した。特に、両装置においてイオン温度等を測定する荷電交換分光装置の高性能化が行われ、次のような新しい知見を得ることができた。まず、内部輸送障壁の形成位置について、JT-60Uでは形成位置が外側へ拡大しつつ局在化するが、LHDではターゲットプラズマに依存して内側あるいは外側に移動する。また、不純物輸送に関しては、JT-60Uでは内向きの対流があるのに対して、LHDでは外向きの対流によって不純物ホールが形成されることを明らかにした。LHDにおいて観測された外向きの対流は、新古典理論の予想と相反しており、今後さらなる分析を行う予定である。
居田 克巳*; 坂本 宜照; 稲垣 滋*; 竹永 秀信; 諫山 明彦; 松永 剛; 坂本 隆一*; 田中 謙治*; 井手 俊介; 藤田 隆明; et al.
Nuclear Fusion, 49(1), p.015005_1 - 015005_7, 2009/01
被引用回数：13 パーセンタイル：45.06(Physics, Fluids & Plasmas)LHDとJT-60Uの内部輸送障壁プラズマにおけるダイナミック輸送解析について述べる。ダイナミック輸送解析とは、外部加熱による過渡応答中の輸送解析である。両装置において、内部輸送障壁プラズマへの遷移に伴い、その内側領域における温度分布の平坦化(輸送の増大)を同定した。また、内部輸送障壁領域の温度分布の曲率が正から負へ自発的に遷移する現象を観測した。これらの現象は、今後さらなる分析を要するが、空間的な乱流輸送の強い相互作用を示唆している。
居田 克巳; 坂本 宜照; 竹永 秀信; 大山 直幸; 伊藤 公孝*; 吉沼 幹朗*; 稲垣 滋*; 小渕 隆*; 諫山 明彦; 鈴木 隆博; et al.
Physical Review Letters, 101(5), p.055003_1 - 055003_4, 2008/08
被引用回数：33 パーセンタイル：79.32(Physics, Multidisciplinary)JT-60Uトカマクの負磁気シアプラズマの内部輸送障壁において、異なるイオン温度分布の空間2回微分で特徴付けられる2つの準安定状態間を自発的に遷移する現象が観測された。遷移フェーズでは、イオン温度分布の空間2回微分から評価した曲率の非対称係数が、対称曲率の場合の0.08から非対称曲率の場合の-0.43に変化する。
本島 修*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 大藪 修義*; 武藤 敬*; 金子 修*; 川端 一男*; 三戸 利行*; 居田 克巳*; 今川 信作*; et al.
Nuclear Fusion, 47(10), p.S668 - S676, 2007/10
被引用回数：34 パーセンタイル：73.71(Physics, Fluids & Plasmas)大型ヘリカル装置(LHD)では、加熱パワーの増大及び粒子の排気/供給能力の向上に加え、革新的な運転シナリオの発見により、無電流ヘリオトロンプラズマの性能を改善することに成功した。その結果、特に、高密度,長時間運転,高ベータに関して運転領域を拡大することに成功した。LHDにおける多様な研究の結果、無電流ヘリオトロンプラズマの特長が明らかになった。特に、ローカルアイランドダイバータによる排気とペレット入射によるプラズマ中心部への粒子供給を組合せることにより内部拡散障壁(IDB)を形成し、5
10
m
という超高密度のプラズマが得られた。4.5%の体積平均ベータ値や、54分間の放電時間(総入力エネルギー: 1.6GJ、平均入力パワー: 490kW)を達成することにも成功した。本論文では、IDB, 高ベータプラズマ, 長時間運転に関する最近2年間の成果を概括する。
本島 修*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 大藪 修義*; 金子 修*; 川端 一男*; 三戸 利行*; 武藤 敬*; 居田 克巳*; 今川 信作*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/03
大型ヘリカル装置(LHD)では、加熱パワーの増大及び粒子の排気/供給能力の向上と併せ、無電流ヘリオトロンプラズマの革新的な運転シナリオの開発を行った。その結果、高密度,長時間運転,高ベータに関して運転領域を拡大することに成功した。LHDにおける多様な研究の結果、無電流ヘリオトロンプラズマの特長が明らかになった。特に、ローカルアイランドダイバータによる排気とペレット入射によるプラズマ中心部への粒子供給を組合せることにより内部拡散障壁(IDB)を形成し、
mという超高密度のプラズマが得られた。この結果は魅力的な超高密度核融合炉へ道を開くものである。また、4.5%の体積平均ベータ値や、54分間(総入力エネルギー: 1.6GJ,平均パワー: 490kW)の放電維持時間を得ることにも成功した。本論文では、IDB,高ベータプラズマ,長時間運転に関する最近2年間の成果を概括する。
長谷 文昌; 吉沼 明彦; 青瀬 晋一; 菅沼 隆; 岡本 文敏; 富樫 昭夫
PNC TN8410 93-081, 89 Pages, 1993/04
ホットセル内におけるICP発光分光分析をうちの適用範囲の拡大を図るために,固体試料を直接プラズマ内に導入して分析する黒鉛カップ直接導入ICP発光分光分析装置の開発に着手した。これは,固体試料(微粉末状)を黒鉛カップに採取した後,これをICPのプラズマ内に直接挿入して,励起・発光させ,目的元素の発光強度を測定する分析法である。分関対称試料としては,ガラス試料や不溶解残渣などへの適用が考えられるが,開発上のニーズから、ガラス固化体内のナトリウムを分析対象とした。これまでの基礎試験(ガラス固化体内のナトリウム分析法の開発:PNCSN8410 90-076)により、本分析法の適用性及び測定条件に関する知見を得たが、今回,セル内での操作性を考慮したICP発光分光分析装置及びその周辺機器(ガラス粉砕装置、微量試料サンプリング装置)を設計・製作し、そのコールド評価試験を実施した。試験項目として、遠隔操作性試験、性能評価試験及び耐放射性試験を行ったが、おおむね良好な結果が得られ,本分析装置をホットセル内で実用できる見通しを得た。
佐藤 義則*; 野村 茂雄*; 吉持 宏*; 吉沼 明彦*; 大原 清海*; 中嶋 元治*; 柚原 俊一*
PNC TN9410 88-198, 95 Pages, 1988/04
高速実験炉「常陽」MK-I炉心で75MW出力期間のみで使用された燃料集合体PPJDOB(最大中性子照射量4.810
n/cm
, E
0.1MeV)及び「常陽」MK-I炉心で全期間使用された燃料集合体PPJX13(同、6.410n/cm, E0.1MeV)の燃料被覆管について、外観検査、引張試験等を実施した。その結果を従来得られている結果と合わせて検討した。主な結果を以下に示す。(1)照射による外径変化は、K、S材で最高0.1%、R材で最高0.4%程度であった。(2)試験温度400
、450の引張試験の結果、照射材の引張強さ及び0.2%耐力は非照射材より増加し、伸びは減少した。(3)試験温度500における引張試験の結果、被覆管内面に接する試験雰囲気が引張特性に大きく影響することが分った。(4)急速加熱バースト試験の結果、照射材の破損温度は非照射材より若干低い傾向を示した。(5)1000における照射後の高温内圧クリープ試験による破断寿命は、非照射材より若干短くなった。(6)擦り痕による被覆管強度の低下は見られなかった。
