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論文

R&D status on water cooled ceramic breeder blanket technology

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10

 被引用回数:20 パーセンタイル:84.35(Nuclear Science & Technology)

我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

報告書

DT中性子照射下における固体増殖材Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$からのトリチウム放出特性

枝尾 祐希; 河村 繕範; 落合 謙太郎; 星野 毅; 高倉 耕祐; 太田 雅之; 岩井 保則; 山西 敏彦; 今野 力

JAEA-Research 2012-040, 15 Pages, 2013/02

JAEA-Research-2012-040.pdf:1.8MB

核融合中性子源施設FNSにおいて、トリチウム増殖材のLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$に中性子を照射して生成したトリチウムを回収する実験を行った。核融合炉ブランケットを模擬するため、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$充填容器の周囲をBeブロック及びLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ブロックで覆った。トリチウム生成量計算による予測値と実験値はほぼ一致した。照射容器は300$$^{circ}$$Cに加熱し、パージガスとしてヘリウム,水素添加ヘリウム,水蒸気添加ヘリウム,水素及び水蒸気添加ヘリウムを選択した。生成トリチウムはHT及びHTOとして放出され、パージガス条件を変えることによりその割合が変わった。水蒸気添加ヘリウムパージでは、98%がHTOで放出された。水蒸気及び水素添加ヘリウムでは80%がHTOで放出され、このHTO放出は水蒸気との同位体交換反応により起こると考えられる。乾燥ヘリウムでは、トリチウムはほとんど放出されなかった。水素添加乾燥ヘリウムでは、60$$sim$$70%がHTとして放出され、このHT放出は水素との同位体交換反応により起こると考えられる。水素添加により起こる水分生成反応によって生じた水蒸気とトリチウムが交換反応を起こすため、水素添加ヘリウムでもHTOが放出された。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$表面が水素による還元状態にある場合はHTOの放出は起こりにくかった。Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$からのトリチウム放出化学形はパージガス成分に依存し、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$表面状態の影響を強く受けることが明らかになった。

論文

Development of the water cooled ceramic breeder test blanket module in Japan

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鈴木 哲; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 山西 敏彦; 星野 毅; 中道 勝; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1363 - 1369, 2012/08

 被引用回数:35 パーセンタイル:92.18(Nuclear Science & Technology)

核融合ブランケットの開発においては、ITERの核融合環境を用いて、モジュール規模で増殖ブランケットの試験を行う、ITERテストブランケット・モジュール(TBM)試験は、原型炉へ向けた重要なマイルストンである。我が国は、水冷却固体増殖TBMを主案として試験を実施するためにその製作技術開発を進めている。我が国は、これまでに開発した接合技術を用いて、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の組合せ試験にも成功した。さらに、厚さ90mmの後壁の製作技術についても、模擬材料を用いたモックアップの製作を終了した。モジュール製作技術をほぼ見通した。また、トリチウム生産のために必要な技術として、先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発や、核融合中性子を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

論文

Effect of sweep gas species on tritium release behavior from lithium titanate packed bed during 14MeV neutron irradiation

河村 繕範; 落合 謙太郎; 星野 毅; 近藤 恵太郎*; 岩井 保則; 小林 和容; 中道 勝; 今野 力; 山西 敏彦; 林 巧; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1253 - 1257, 2012/08

 被引用回数:15 パーセンタイル:73.69(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケットで生成するトリチウムの量の把握は、トリチウム増殖性能の評価及び、回収システム設計の観点から重要である。そこで原子力機構では、核融合中性子源を用いた模擬ブランケットの照射によるトリチウム生成回収実験を開始した。増殖材にはチタン酸リチウムを用いている。今回は、生成トリチウムの放出挙動におけるスイープガスの種類の影響について報告する。1%のH$$_{2}$$を含むヘリウムガスでパージした場合、水蒸気状のトリチウムの放出が中性子照射に敏感に対応して生じた。これはスイープガス中に水蒸気成分が含まれていたことに起因する。乾燥ヘリウムガスでパージした場合は、水蒸気成分での放出が少なく、ガス分子状トリチウムの放出が目立つ結果となった。

論文

Japanese contribution to the DEMO-R&D program under the Broader Approach activities

西谷 健夫; 山西 敏彦; 谷川 博康; 野澤 貴史; 中道 勝; 星野 毅; 香山 晃*; 木村 晃彦*; 檜木 達也*; 四竈 樹男*

Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2924 - 2927, 2011/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.05(Nuclear Science & Technology)

日欧間協力である幅広いアプローチ活動(BA)の一環として、ブランケット材料開発を中心としてR&Dが新たに開始されている。それぞれの極における原型炉のための共通課題として、ブランケット構造材としての低放射化フェライト鋼,流路保護材及び先進構造材としてのSiC/SiC複合材、先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材及びトリチウム技術の5つの課題が進められている。日本において、これらのR&Dは、BAの実施機関である原子力機構が中心となり、多くの大学及び研究機関の協力を得て進められている。

論文

Recent progress in blanket materials development in the Broader Approach Activities

西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 實川 資朗; 中道 勝; 星野 毅; 山西 敏彦; Baluc, N.*; M$"o$slang, A.*; Lindou, R.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1331 - 1335, 2011/10

 被引用回数:14 パーセンタイル:72.14(Materials Science, Multidisciplinary)

幅広いアプローチ活動ではブランケット材料開発を中心としてR&Dを進めている。ブランケット構造材料開発では、低放射化フェライト鋼F82Hの5t溶解を実施し、2次溶解として電気スラグ溶解を用いることにより不純物制御ができることを確認した。欧州でもEUROFERの溶解を実施し3$$sim$$48mm厚の鋼板を製作した。SiC/SiC複合材の開発では、NITE-SiC$$_{f}$$/SiC複合材に対してダブルノッチ引っ張り試験を実施し、破壊強度がノッチサイズにあまり異存しないことを明らかにした。欧州では、SiCとLiPbの共存性試験の準備を実施した。先進中性子増倍材の開発では、BeとTiの粉末から直接Be-T金属間化合物を焼結することを試みた。また欧州では、30mm径のBe-T金属間化合物母材の製造に成功した。先進トリチウム増殖材の開発では、再処理法の確立を目指して、トリチウム増殖材微小球の溶解試験を行い、硝酸と過酸化水素水により90%以上溶解できることがわかった。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

国際核融合エネルギー研究センター事業

荒木 政則; 林 君夫; 飛田 健次; 西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 山西 敏彦; 中道 勝; 星野 毅; 小関 隆久; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 86(4), p.231 - 239, 2010/04

ITER計画を支援するとともに、核融合エネルギーの早期実現に向けての活動を行う幅広いアプローチ(BA)活動は、この目的のためにITERの建設期間中にさまざまな研究開発を行う日欧の共同事業である。ここでは、国際核融合エネルギー研究センター事業の活動の概要について説明するとともに、現在の進捗状況及び今後の計画・展望について述べる。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:135 パーセンタイル:97.73(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

R&Ds of a Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed for a test blanket module in JAEA

谷川 尚; 星野 毅; 河村 繕範; 中道 勝; 落合 謙太郎; 秋場 真人; 安堂 正己; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 林 君夫; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055021_1 - 055021_6, 2009/05

 被引用回数:22 パーセンタイル:63.33(Physics, Fluids & Plasmas)

原子力機構が開発を進めている、固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールについて、特に増殖材料に関する最新の研究成果を報告する。増殖材料の化学的安定性の向上を目的とし、Li$$_2$$O添加型のLi$$_2$$TiO$$_3$$の開発に成功した。増殖材微小球の充填体の熱機械挙動については、実験的にデータを取得し、各物性値を体系的に整理しモデル化した。テストブランケットモジュール内に設置可能な核計測手法として放射化箔法を提案し、基礎試験において実機への適用性を確認した。水冷却方式において重要なトリチウムの透過については、開発した透過低減皮膜の効果を実験によって確認するとともに、得られたデータを元にして運転条件における透過量を評価した。これらの成果に基づき、テストブランケットモジュールの設計が進められている。

論文

J-PARCの緑化計画; 保全と再生への取り組み

山西 毅; 瀬下 和芳; 北見 俊幸; 丹 左京*

日本緑化工学会誌, 32(1), p.191 - 194, 2006/08

大強度陽子加速器施設(J-PARC)の建設では、3.3haに及ぶ松林の伐採が行われている。当地は、保安林と自然環境保全地域に指定されており、その復旧にあたっては、環境保全に十分配慮することが求められているため、貴重植物の保護や森林植栽等、さまざまな試みを行っている。試験植栽については、第35回大会において口頭発表を行ったが、その後の追跡調査結果、伐採から復旧までの経緯と環境保全,再生への取り組みについて報告をする。

論文

J-PARCにおける高次団粒緑化工によるクロマツ成林の試み

山西 毅; 瀬下 和芳; 北見 俊幸; 成瀬 日出夫; 丹 左京*

日本緑化工学会誌, 30(1), p.227 - 230, 2004/08

日本原子力研究所東海研究所における大強度陽子加速器施設(J-PARC)建設にあたっては、大規模な松林の伐採が行われるが、その復旧植栽の一手法として高次団粒方式によるクロマツ種子の吹き付けを試みており、構内において実施している植栽試験について紹介する。

論文

ITER工学設計活動報告

森 雅博; 荘司 昭朗; 荒木 政則; 斎藤 啓自*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 井上 多加志; 大野 勇*; 片岡 敬博*; et al.

日本原子力学会誌, 44(1), p.16 - 89, 2002/01

ITER(国際熱核融合実験炉)計画は、日本・米国・欧州・ロシアの政府間協定の下に核融合エネルギーの科学的・工学的実証を目指す実験炉を国際共同で実現しようというプロジェクトである。1992年7月以来9年間に亘り建設のために必要なすべての技術的データの作成を目的とする工学設計活動(EDA)を進めてきたが、2001年7月に当初の目標を達成して完了した。次の段階に進むこの時期に、EDAの概要と主要な成果をまとめておくことは、我が国の研究者が広くEDAの成果を評価し活用するうえでも、また、今後期待されるITERの建設・運転に向けた活動に多くの研究者が参画するための共通の基盤を築くうえでも必要と考えられる。本報告ではこのような趣旨に基づき、ITER工学設計活動の概要,工学設計及び工学RandDの成果,安全性に関する検討について、外部の研究者が全体像を掴むことを意図して記述されている。

口頭

J-PARCの緑化計画; 保全と再生への取組み

山西 毅

no journal, , 

大強度陽子加速器施設(J-PARC)の建設では、3.3haに及ぶ松林の伐採が行われている。当地は、保安林と自然環境保全区域に指定されており、その復旧にあたっては、環境保全に十分配慮することが求められているため、貴重植物の保護や森林植栽,野鳥のための水辺空間の創設などさまざまな環境保全への取組みについて紹介する。

口頭

重金属含有掘削ズリのモニタリング手法

山西 毅; 関谷 美智; 鈴木 達也; 伊藤 誠二; 北川 義人*; 萩原 健司*; 土井 崇志*; 齋藤 綾佑*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構が、北海道幌延町において建設を進めている深地層の研究施設では、深度500m程度の立坑等を掘削する。掘削に伴い発生するズリは、既往の調査結果から自然由来の重金属類の含有が確認されている。したがって、発生したズリは溶出量試験による定期的なズリの性状確認を行った後、適切に処理しなければならない。判定に際し、公定分析では、結果を得るまでに2週間程度を要することから、対応に遅れが生じる可能性がある。そこで、本工事におけるズリの管理方法として、建設現場において短時間で分析が可能な手法を構築し、平成18年8月の立坑掘削開始より現地分析による管理を行っている。本講演では、その管理手法並びにその妥当性について考察を行ったので報告する。

口頭

Experiments and the computer simulation of the behavior of ventilation air around shafts during a mine fire

井上 雅弘*; 中場 希*; 山西 毅; 山上 正憲*; 畠山 信也; 山崎 雅直; 坂井 哲郎*; 奥園 昭彦*

no journal, , 

坑内火災で発生する高温の火災ガスは、それ自体人体に極めて有害であり重大災害の原因となる。さらに、火災ガスは通気への浮力効果、絞り効果、及び天井に沿う逆流などを引き起こし、坑内通気を大きく変化させる。この結果、それまで火災の風上に位置し、火災ガスが来るはずがないと認識されている箇所にも火災ガスが到達することがある。立坑のように高度差が大きい箇所の周辺ではこの現象が顕著であり、一層重大災害につながりやすい。これを防止するためには、坑内火災発生時の通気変化を正しく予測し、効果的な通気制御を行うことが重要である。しかしながら、従来このような箇所での火災による通気変動は余り検討されていない。このため、本研究では火災時の立坑周辺での通気変動を模型実験により検討し、火災時には通気が大きく変化することを確認し、通気制御の効果についても検討した。また、通気変動をシミュレートするためのコンピュータ・プログラムを作成し、十分な精度と実用的な時間で実行できることを確認した。本論文ではこれらの結果について報告する。

口頭

管理型掘削土(ズリ)の性状と今後の課題

山西 毅; 関谷 美智; 鈴木 達也; 北川 義人*; 齋藤 綾佑*; 横田 大輔*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構は、北海道幌延町において、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発を推進するため、深地層の研究施設を平成17年11月から建設している。本研究施設は深度500m程度の立坑並びに連絡坑道及び周回試験坑道からなり、平成20年度末で換気立坑約250m、東立坑約140mの掘削を完了している。本建設に伴い生じる掘削土(ズリ)は、自然由来であるものの、環境基準値(溶出量)を超過する特定有害物質が含まれていることから、土壌汚染対策法の「遮水工封じ込め型」に準じた掘削土(ズリ)置場に搬出して盛土をしている。この際には、建設現場内に設置した分析室にて溶出量試験を実施し、第二溶出量基準を満足するものであることを確認している。本講演会では、掘削土(ズリ)の性状及び今後の展望についての一考察を発表する。

口頭

幌延深地層研究計画における大深度立坑掘削の実績と今後の課題

山西 毅; 関谷 美智; 稲垣 大介; 羽出山 吉裕*; 北川 義人*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構が幌延町で建設を進めている地下施設工事の第I期工事,第I期2次工事での施工実績から、サイクルタイムの分析,立坑機械掘削方式の施工及び掘削体積比エネルギーの分析,ショートステップ工法特有の計測結果、さらには環境保全対策として実施している排水処理設備と現地分析による掘削土(ズリ)の処理方法について、トンネル技術者の観点からまとめるとともに今後の課題について述べるものである。

口頭

低アルカリ性セメントを用いた吹付けコンクリートの原位置適用性試験,2; 幌延URLにおける原位置吹付け施工性試験

北川 義人*; 南出 賢司*; 名雪 利典*; 山西 毅; 関谷 美智; 伊藤 誠二; 佐藤 治夫; 中山 雅

no journal, , 

地層処分事業においては、コンクリートなどに由来する高アルカリ性が人工バリアの緩衝材として使用されるベントナイトの膨潤性能、及び天然バリアを構成する岩盤へ影響を及ぼすことが懸念されている。このような影響を低減するため、原子力機構では低アルカリ性セメント(HFSC)を開発しており、幌延の地下施設の140m調査坑道においてHFSCを用いた吹付けコンクリートの原位置適用性試験を実施した。本報告では、普通ポルトランドセメント(OPC)を用いた吹付けコンクリートとHFSCを用いた吹付けコンクリートを実際の掘削サイクルの中で坑道の支保として使用し、HFSCの施工性について、OPCとの比較を通じて評価を行った。その結果、HFSCはOPCとほぼ同等の施工性を示し、特に跳ね返り率や粉じん濃度などについてはOPCよりも優れた性能を示した。また、HFSCはOPCよりも密実な吹付けコンクリートであることが示され、HFSCは従来の材料と比較して施工性及び品質に問題はなく、支保工への利用が可能であると考えられる。

口頭

管理型掘削土(ズリ)の酸性・中和現象と今後の課題

山西 毅; 関谷 美智; 佐高 裕之; 北川 義人*; 加藤 欣也*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構が、北海道幌延町において建設を進めている深度500m程度の立坑等からなる深地層の研究施設において、平成22年2月末で換気立坑約250m、東立坑約210mまでの掘削を完了した。本建設に伴い発生する掘削土は、自然由来ではあるものの環境基準値を超過する特定有害物質が含まれていることから、土壌汚染対策法の「遮水工封じ込め型」に準じた掘削土置場に搬出し盛土している。平成22年3月末で搬出開始から33か月以上が経過したことから、搬出した掘削土の性状を建設現場内に設置した分析室にて確認した。本稿においては径年変化に伴う掘削土の酸性・中和化の現象と、今後の展望について報告する。

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