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谷 啓二*; 篠原 孝司; 及川 聡洋*; 筒井 広明*; 宮本 斉児; 草間 義紀; 杉江 達夫
Nuclear Fusion, 52(1), p.013012_1 - 013012_21, 2012/01
被引用回数：32 パーセンタイル：79.5(Physics, Fluids & Plasmas)The effects of the ELM mitigation coils (ELM coils) on the loss of NB-produced fast ions and fusion-produced alpha particles were investigated using an orbit following Monte-Carlo code. The ELM Mitigation Coil field (EMC field) may cause a significant loss of fast ions produced by NBI on the order of 4-5% for a 9MA steady-state ITER scenario. The loss strongly depends upon the toroidal mode number 
of the EMC field. A significant loss occurs only in the case of 
. The resonance of fast-ion trajectories with the EMC field is important to the loss of fast ions. When the number of ELM coils in each toroidal row is 9, the main toroidal mode is accompanied by a complementary mode 
. Concerning the resonance of fast-ion trajectories, the anti-resonant surfaces of are very close to the resonant surfaces of and vice versa. Since the resonance effect is dominant compared to the anti-resonance, the collaboration of the main and complementary modes effectively enlarges the resonant regions. The peak heat load due to the loss of NB-produced fast ions near the upper ELM coils is in a range that requires attention. Most loss particles hit the inner side of the torus of the dome in the ITER divertor. The loss of alpha particles is acceptably low at less than 0.5%.
大内 仁; 宮本 陽一; 池田 諭志; 緒方 義徳; 武田 啓二; 横山 紘一郎
動燃技報, (100), p.215 - 233, 1996/12
事業団では,我が国の方針に基づき,使用済燃料の再処理により発生する高レベル放射性廃液の固化処理技術開発として,1970年代から液体供給式直接通電型,セラミックメルタ(LFCM)の開発を行い,これらの成果に基づき,ガラス固化技術開発施設(TVF)を建設した。現在,TVFにおいて開発運転を実施中である。また,使用済燃料の再処理およびMOX燃料構造により発生する種との低レベル放射性廃棄物に対しては,放射性クリプトンの回収,貯蔵技術,廃液媒の処理技術,焼却・圧縮・溶融等による,雑固体廃棄物の減溶技術および核燃料サイクル施設の廃止措置のための解体・除染技術等の開発を行っている。
宮本 啓二*; 武田 常夫; 村岡 進; 前田 頌*; 和達 嘉樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.268 - 270, 1996/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)BWRで発生するLLWをプラスチック固化した固化体の性能評価を行った。
Co、
Cs、
Srを添加した50lのプラスチック固化体を海水中浸漬(2体)、陸水中浸漬(2体)、土壌中埋設(4体)の3種類の処分環境で約3年間の長期浸出試験に供試した。プラスチックの固化体は材質・形状が安定しており、そのため浸出現象は溶解律速であることが判った。また、海水中ではSrはCo、Csの約2倍の浸出性を示した。陸水中では3核種ともに同等の浸出性を示すことが確認できた。土壌中ではSrのみが土壌から系外へ多く漏出した。つまりSrは、モニタリング核種として有望であることが確認できた。
宮本 啓二; 小林 義明; 武田 常夫; 村岡 進; 前田 頌
放射性廃棄物研究連絡会論文集,VI, p.64 - 75, 1991/00
低レベル放射性廃棄物均質固化体を陸地処分する場合、固化体に含まれる放射性核種が長期にわたり固化体から陸水へ浸出する現象を把握しておく必要がある。原研(電源特会)で、約3年におよぶ陸水中におけるセメント固化体などの実物大の模擬固化体の長期浸出試験を行った。この結果、これら固化体からの放射性核種の浸出比と固化体を浸漬している陸水のpHとの間に、相互依存性があることが判った。つまり、長期浸漬中に固化体が変質し、この結果、陸水のpHが変化する。そして放射性核種は固化体の変質の影響をうけて浸出する。しかし、分配計数のpH依存性により、浸出した放射性核種は固相・液相に分配吸着されると推考できる。
伊勢 武治; 丸尾 毅; 宮坂 靖彦; 宮本 啓二; 成田 秀雄*
JAERI-M 85-065, 15 Pages, 1985/06
JRR-3改造炉の遮蔽設備、遮蔽設計方針、遮蔽解析方法、及び解析結果の概要について述べている。原子力学会の昭和60年年会(1985年3月、武蔵工業大学)において発表した「JRR-3改造炉の詳細設計 (8)遮蔽設計」の内容についてまとめたものである。
伊勢 武治; 丸尾 毅; 宮坂 靖彦; 一色 正彦; 谷 政則; 石仙 繁; 宮本 啓二; 成田 秀雄*
JAERI-M 85-050, 117 Pages, 1985/04
JRR-3改造炉の設計のための遮断解析を実施した。遮断設計の基本方針、遮断解析の方法及び遮断解析の結果が述べられている。原子炉本体の遮断、カナルの遮断、使用済燃料プールの遮断などについて述べてある。
井川 博雅; 浅香 英明; 前田 俊哉*; 福地 実*; 藪下 幸久*; 宮本 啓二
JAERI-M 84-218, 157 Pages, 1984/12
本報告書は、JRR-3改造炉の安全性を評価することを目的として行った原子炉の過渡変化と事故の解析について述べたものである。解析項目は、次の6ケースが基本ケースとして選定された。(1)1次冷却材の流量低下(2)2次冷却材の流量低下(3)商用電源喪失(4)1次冷却材流出事故(5)1次冷却材ポンプ軸固着事故(6)2次冷却材ポンプ軸固着事故 これらの基本ケースに加えて、いくつかの感度解析も行った。本解析を通じて、少くとも研究炉に関する解析手法上の有用な知見が得られた。また、JRR-3改造炉は、運転時の異常な過渡変化および事故に関する安全評価基準に対して、十分に余裕があることが判明した。
浅香 英明; 井川 博雅; 前田 俊哉*; 福地 実*; 藪下 幸久*; 宮本 啓二*
JAERI-M 84-217, 97 Pages, 1984/12
本報告書は、研究炉用安全解析コードRETRAN-02/RRの開発について述べたものである。本コードの開発の目的は、研究炉の異常な過渡変化および事故の解析に使用できる信頼性のある多機能な熱水力コードを用意することである。この目的を達成するために、軽水炉用過渡解析コードRETRAN-02を調査し、改良した。主な改良点は、低圧下の数値解法および物理モデルについてである。コード改良の説明に加えて、コードを構成する方程式およびモデルの理論についても説明する。
宮本 健郎*; 杉原 正芳; 上田 孝寿*; 山本 新; 前野 勝樹; 仙石 盛夫; 鈴木 紀男; 河西 敏; 永見 正幸; 津田 孝; et al.
JAERI-M 82-171, 45 Pages, 1982/11
このレポートは、IAEA INTORフェーズIIAワークショップへの国内の検討報告書の第IV葦に相当するものである。イントール炉心プラズマの閉込め性能、トロイダル磁場リップルにより生じる損失、長時間運転に必要な放電の制御を検討したものである。
谷 啓二*; 篠原 孝司; 及川 聡洋*; 宮本 斉児
no journal, ,
前回のITPA高エネルギー粒子トピカルグループ会議で設定された、ITERのTBM(テスト・ブランケット・モジュール)を取り付けた配位での局所リップルによるアルファ粒子の損失による第一壁の熱負荷に関するベンチマークテストを実施した。また、関連する課題として、第一壁の形状効果についても検討した。その結果、ベンチマークテスト条件では、アルファ粒子のパワー損失は0.2%と非常に小さいことがわかった。また、関連する検討において、熱負荷は第一壁形状に非常に敏感であること、TBM近傍の局所熱負荷を軽減するためには、軸対称損失領域の壁にポロイダルリミターを設置することが有効であることが示された。
谷 啓二*; 篠原 孝司; 及川 聡洋*; 宮本 斉児
no journal, ,
ITERではELM抑制コイルを真空容器内に設置することが検討されている。しかし、トロイダル磁場リップルやテスト・ブランケット・モジュールの作りだす誤差磁場に加え、ELM抑制コイルは、新たな誤差磁場を作るため、それによる高速イオン損失と損失イオンによる真空容器第一壁上の熱負荷はまだ良くわかっていない。そこで、原子力機構の軌道追跡モンテカルロコードを用いてその検討を行ったところ、ELM抑制コイルのアルファ粒子損失への影響は1%以下と十分小さいが、中性粒子入射生成高速イオンに対しては5-6%と非常に大きな損失を引き起こす可能性のあることが示された。
谷 啓二*; 篠原 孝司; 及川 聡洋*; 宮本 斉児
no journal, ,
前回会合でITERでのELM抑制コイルが及ぼす高速イオン損失への影響に関して軌道追跡モンテカルロコード(OFMC)を用いた検討結果を初めて発表したが、そのなかで、ELM抑制コイルのアルファ粒子損失への影響は損失全体の1%以下と十分小さいが、中性粒子入射(NBI)生成高速イオンに対してはトロイダルモードn=4においてだけ5-6%と非常に大きな損失を引き起こす結果が示された。今回は、主としてその原因を調査した。その結果、ITERのn=4には補色モードn=5が存在し、両モードがお互いに非常に近いため、それらの相乗効果で、NBI生成バナナ粒子の損失領域が実効的に大きくなっていることがわかった。
