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北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 高木 靖彦*; 中村 智樹*; 廣井 孝弘*; 松岡 萌*; et al.
Nature Astronomy (Internet), 5(3), p.246 - 250, 2021/03
被引用回数：44 パーセンタイル：97.1(Astronomy & Astrophysics)2019年4月「はやぶさ2」ミッションは、地球に近い炭素質の小惑星(162173)リュウグウの人工衝撃実験を成功させた。これは露出した地下物質を調査し、放射加熱の潜在的な影響をテストする機会を提供した。はやぶさ2の近赤外線分光器(NIRS3)によるリュウグウの地下物質の観測結果を報告する。発掘された材料の反射スペクトルは、表面で観測されたものと比較して、わずかに強くピークがシフトした水酸基(OH)の吸収を示す。これは、宇宙風化や放射加熱が最上部の表面で微妙なスペクトル変化を引き起こしたことを示している。ただし、このOH吸収の強度と形状は、表面と同様に、地下物質が300
Cを超える加熱を経験したことを示している。一方、熱物理モデリングでは、軌道長半径が0.344AUに減少しても、推定される掘削深度1mでは放射加熱によって温度が200Cを超えて上昇しないことが示されている。これは、リュウグウ母天体が放射加熱と衝撃加熱のいずれか、もしくは両方により熱変化が発生したという仮説を裏付けている。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; 山口 彰*
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5353 - 5366, 2015/08
The Atomic Energy Society of Japan developed a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM) for LWR Safety Improvement and Development after Fukushima-Daiichi Accident through collaboration of utilities, vendors, universities, research institutes and technical support organizations for regulatory body. The revision has been made by three sub working groups (SWGs), by considering the lessons learned from the Fukushima-Daiichi Accident. The safety assessment SWG pursued development of safety assessment computer codes. The fundamental technology SWG pursued safety improvement and risk reduction via improved accident management measures by referring the technical map for severe accident established by severe accident SWG. Twelve important subjects have been identified, and Fact Sheet was developed for each of subjects for research and development. External hazards are also considered how to cope with from thermal-hydraulic safety point of view. This paper summarizes the revised TH-RM with several examples and future perspectives.
西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 迫 淳*; 高瀬 和之; 関 泰; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; et al.
Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.271 - 279, 2000/09
被引用回数：17 パーセンタイル：71.94(Nuclear Science & Technology)将来の商用炉として環境安全性及び保守性に重点をおいたDREAM炉を過去にすでに提案した。そこでは材料開発の著しい進展が前提とされている。実験炉の次の原型炉の建設予定時期においては、材料は開発途上であることが想定され、そのことを前提として原型炉ドリームの概念構築を試みた。以下、検討の結果得られた主なパラメータを商用炉との比較をし、記述する。
石山 新太郎; 馬場 信一; 深谷 清; 衛藤 基邦; 秋場 真人; 佐藤 真人*; 荒木 俊光*; 山口 正治*; 山崎 誠一郎*
日本原子力学会誌, 42(7), p.669 - 677, 2000/07
ロボットによる新しいその場補修技術の確立を目的に、核融合炉実験の運転中に生じたダイバータ機器のアーマタイル/銅合金接合部の損傷部位を想定したC/Cコンポジット製アーマタイル/銅材料の繰返しろう接合試験並びに再結合材の強度試験を実施した。その結果、繰返しろう接合試験の最適条件並びに再ろう接材の強度材料を把握するとともに、再ろう接強度等の機械的特性やその信頼性が高まることを実証した。また、さらにロボット技術を前提にしたアーマタイル/銅合金接合部の損傷部位の繰返しその場補修技術に関する知見を得た。
西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 関 泰; 新谷 吉郎*; et al.
Fusion Engineering and Design, 41, p.357 - 364, 1998/00
被引用回数：51 パーセンタイル：95.4(Nuclear Science & Technology)トカマク炉は保守が困難であるとの指摘がなされており、その原因としては、以下の3つが考えられる。(1)プラズマ周辺機器に作用する電磁力。これは電磁力に耐える強固な支持機械と容易な着脱性を同時に満足することが困難なことによる。(2)保守作業中の高い放射線環境条件。このような環境下で実用に耐える材料および機器は極めて限られる。(3)トカマク装置の幾何形状の複雑さ。トカマク装置の主要機器は互いに交鎖しており、かつ機器配置が窮屈である。これを克ふくするために高アスペクトで、SiC/SiC材料を用いたトカマクを提案した。
苫米地 顕; 飯田 浩正; 本多 力*; 関 泰; 岡崎 士朗*; 菊池 康之; 竹下 英文; 渡辺 斉; 森 清治*; 山崎 誠一郎*; et al.
JAERI-M 85-082, 352 Pages, 1985/07
この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フューズIIA パート2の日本のナショナル・レポートの第X章に相当するものである。INTORのニュークリア技術のデー夕べースを評価したもので次の4つの分野に着目している。すなわち、ブランケット、遮蔽、トリチウム及び安全性である。これらの分野で現在進められているR&Dプログラムをレヴューしまた新たに必要とされるプログラムについて検討した。
笠井 雅夫*; 上田 孝寿*; 新倉 節夫*; 亀有 昭久*; 木村 豊秋; 近藤 育朗; 松崎 誼; 森 雅博; 辻村 誠一*; 常松 俊秀; et al.
JAERI-M 85-077, 203 Pages, 1985/07
本論文はIAEA INTOR Workshop、Phase Two A、Part2における日本のナショナルレポートの第V章Transient Electromagneticsをまとめたものである。プラズマ位置のフィードバック制御解析、ディスラプション時の電磁力、電場磁場の浸み込み、プラズマ位置制御およびディスラプション時の渦電流に関するベンチマーク解析等について述べられている。また、制御コイルの位置、シェル構造等のデザインガイドラインや、プラズマ位置形状制御の実験結果、シェル材、絶縁材の照射損傷Iこ関するデータベースについても述べられている。
関 昌弘; 三木 信晴*; 渋谷 陽二*; 藤村 薫; 安達 潤一*; 佐藤 瓊介*; 藤井 政治*; 山崎 誠一郎*; 伊藤 新一*
JAERI-M 85-075, 177 Pages, 1985/07
この報告書はIAEA主催INTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナルレポートの第III章(後半)に相当するものである。ダイバー夕、リミタ、第1壁の候補材についてのデー夕べース評価を行ない、特に高速中性子による照射効果に関するデータの不足を明らかにした。高密度低湿度条件に対するダイバータの工学設計を行なった。設計にあたっては、材料選択、構造概念、熱流力解析、応力解析、ディスラプション解析、寿命評価、トリチウム透過の検討を行なった。本報告書は、これら検討評価の結果を述べたものである。
光元 里香*; 大草 享一; 玉山 清志; 新 誠一
no journal, ,
入出力信号の相互相関関数のウェーブレット変換によりむだ時間を測定する手法に着目し、高速増殖原型炉「もんじゅ」の制御系に適用した。適用の結果、むだ時間を測定することができ、原子力プラントの制御系においても、本手法が有効であることがわかった。
光元 里香*; 大草 享一; 玉山 清志; 新 誠一*
no journal, ,
Wavelet transform of a cross correlation function between an input signal and output signal has been shown to be effective in determining dead times of control systems of nuclear power plants, through two applications to Japanese prototype fast breeder reactor MONJU. This method needs only inherent fluctuations of plant parameters, without any artificial disturbance like a maximum-length linear shift register sequence. This feature is thought very advantageous in nuclear power plants, where disturbances are highly restricted.
前田 宏治; 佐々木 新治; 生澤 佳久; 小山 真一; 前田 誠一郎
no journal, ,
マイナーアクチニド(MA)を含有する高速炉MOX燃料の実用化(5%MAリサイクル,1%平衡リサイクル)には、その熱的性能を照射試験等によって評価することが重要である。特に、燃料溶融に対する裕度を精度よく評価するには、照射中に生じる組織変化とMA(Am)再分布挙動の把握が必要である。高速実験炉「常陽」で照射されたMA含有燃料ピン(B14)について金相試験と元素分析を実施して、照射初期の組織変化に伴うアクチニド元素の径方向再分布を、これまでに取得したデータとともに検討した結果を報告する。
三ツ井 誠一郎; 関山 富男; 加藤 貢; 浅妻 新一郎; 加藤 博康*; 上田 真三*
no journal, ,
福島県内の除染により膨大な量の汚染土壌と廃棄物が発生しており、除染サイトの近傍の仮置場等にて保管されている。これら土壌と廃棄物は順次中間貯蔵施設へ移設される。関連法によると、土壌と廃棄物は30年以内に福島県外の最終処分場にて処分される。中間貯蔵施設に保管される汚染土壌は合計2000万立方メートルに及び、この処分量の減容は最終処分への各種影響を低減する上で不可欠である。福島県外における最終処分を最適化するため、国は土壌の処理及び利用に関する研究開発に着手する。原子力エネルギー関連技術に関する日本国内唯一の総合研究機関として、我々は国の取組みを支援する。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 梅澤 成光*; 大貫 晃*; 藤井 正*; 西 義久*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; et al.
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)の策定に至る経緯, 構成, 考え方, 技術課題の評価(選定)基準等を解説した。特に、2011年の福島第一原子力発電所の事故の教訓を取り込み、ニーズとシーズのマッチングを図るための詳細な課題表示により人材育成に資する内容とするなど、その主要な特徴を解説した。今後は同学会の熱流動部会によって広く活用が図られ、社会情勢やニーズの変化に伴う改訂がローリングとして行われる。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 大貫 晃*; 西 義久*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; et al.
no journal, ,
The Atomic Energy Society of Japan (AESJ) developed a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM) for LWR Safety Improvement considering lessons-learned from the Fukushima-Daiichi Accident. Joint efforts were made by three Sub-Working Groups (SWGs) of severe accident, safety assessment and fundamental technology. The safety assessment SWG pursued development of computer codes for safety assessment concerning reactor system response including severe accident. The fundamental technology SWG pursued safety improvement and risk reduction via enhancements in accident management (AM) measures, by referring a detailed state-of-the-art information on severe accident phenomena, countermeasures and research status given from the severe accident SWG. Important technical subjects were identified by going through accident scenario in both reactor and spent-fuel pool of PWR and BWR. Work description sheets were prepared for each of identified subjects. Detailed information to cope with influences from external hazards is also summarized. The developed TH-RM is described with examples, and future perspectives are discussed.
