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神川 豊; 鈴木 真琴; 安掛 寿紀; 村上 貴彦; 森田 祐介; 椎名 秀徳; 福島 学; 平根 伸彦; 大内 靖弘
JAEA-Technology 2023-030, 57 Pages, 2024/03
JAEA-Technology-2023-030.pdf:1.93MB
航空機落下事故に関するデータが原子力規制庁により更新されたことに伴い、原子力科学研究所における航空機落下確率を再評価するため、経済産業省原子力安全・保安院「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について(内規)」に基づき評価を行い、原子力科学研究所の各施設における航空機落下確率を評価した。評価の結果、航空機落下確率の総和は最大となる放射性廃棄物処理場において 5.68
10
回/(炉・年))であり、航空機落下を「想定される外部人為事象」として設計上考慮する必要があるか否かの基準である 10
回/(炉・年))を超えないことを確認した。
勝田 長貴*; 高野 雅夫*; 佐野 直美; 谷 幸則*; 落合 伸也*; 内藤 さゆり*; 村上 拓馬*; 丹羽 正和; 川上 紳一*
Sedimentology, 66(6), p.2490 - 2510, 2019/10
被引用回数：7 パーセンタイル：49.6(Geology)海や湖の堆積物の連続的な化学組成変化は、古環境の変化を推定する上で重要な情報となる。しかし、このような含水堆積物の化学組成をX線蛍光分析で測定する際は、吸着水がX線強度に及ぼす影響の評価が問題となる。本研究では、X線吸収・放出理論に基づきX線強度を補正する手法を検討し、含水堆積物に対して、
-XRF走査型顕微鏡により化学組成の定量データを連続的に取得することを可能にした。
勝田 長貴*; 池田 久士*; 柴田 健二*; 國分 陽子; 村上 拓馬*; 谷 幸則*; 高野 雅夫*; 中村 俊夫*; 田中 敦*; 内藤 さゆり*; et al.
Global and Planetary Change, 164, p.11 - 26, 2018/05
被引用回数：10 パーセンタイル：43.77(Geography, Physical)バイカル湖ブグルジェイカサドルの堆積物中の化学組成を高分解能に分析することにより過去3.3万年以上の内陸シベリアの古環境及び古気候変動を復元した。完新世の気候は、6500年前に温暖、乾燥に変化し、氷期から間氷期の気候システムに遷移したことを示唆する。最終氷期においては、プリモールスキー山脈に起因する砕屑性炭酸塩の堆積がハインリッヒイベント(H3とH1)に伴って生じた。また、ハマル-ダバン山脈の氷河融解水がセレンガ川を通じて供給された。アレレード・ヤンガードリアス時に発生した無酸素底層水は、セレンガ川からの流水の減少とプリモールスキー山脈から供給された有機物の微生物分解で生じたものと考えられる。完新世初期の降水の減少は、8200年前の寒冷イベントに対応する。
石澤 明宏*; 井戸村 泰宏; 今寺 賢志*; 糟谷 直宏*; 菅野 龍太郎*; 佐竹 真介*; 龍野 智哉*; 仲田 資季*; 沼波 政倫*; 前山 伸也*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 92(3), p.157 - 210, 2016/03
幅広いアプローチ協定に基づいて国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)の計算機シミュレーションセンター(CSC)に設置された高性能計算機システムHeliosは、2012年1月に運用を開始し、日欧の磁気核融合シミュレーション研究に供用され、高い利用率の実績を示すとともに、炉心プラズマ物理から炉材料・炉工学にわたる広い分野で多くの研究成果に貢献している。本プロジェクトレビューの目的は、国内の大学や研究機関においてHeliosを利用して進められているシミュレーション研究プロジェクトとその成果を一望するとともに、今後予想される研究の進展を紹介することである。はじめにIFERC-CSCの概要を示した後、各研究プロジェクト毎にその目的、用いられる計算手法、これまでの研究成果、そして今後必要とされる計算を紹介する。
Sn cable assembled with conduit for ITER central solenoid名原 啓博; 諏訪 友音; 高橋 良和; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200305_1 - 4200305_5, 2015/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Engineering, Electrical & Electronic)JAEA procures all superconductors for central solenoid (CS) in the ITER project. The cable is inserted into a conduit and compacted with it. During the insertion, the number of the rotation at the point (
) of the TF cable increased linearly to 50 against the inserted cable length (
). At first, of the CS cable also increased linearly by of 150 m. However, the increasing rate declined and the became constant to 30 at 600 m. During the compaction, the number of the rotation at the tail (
) of the CS cable increased linearly to 69 against the compacted cable length (
). It is important to measure not only but also because the rotation affects the twist pitch of the cable (
). After manufacturing the CS conductor, an X-ray transmission imaging made clear the along the whole length of the conductor for the first time. The peaked at the point; thus, a conductor sample should be taken there to investigate the effect of the elongation on the conductor performance.
Polevoi, A. R.*; Loarte, A.*; 林 伸彦; Kim, H. S.*; Kim, S. H.*; Koechl, F.*; Kukushkin, A. S.*; Leonov, V. M.*; Medvedev, S. Yu.*; 村上 匡且*; et al.
Nuclear Fusion, 55(6), p.063019_1 - 063019_8, 2015/05
被引用回数：33 パーセンタイル：84.89(Physics, Fluids & Plasmas)The operational space (
-
) for long pulse scenarios of ITER was assessed by 1.5D core transport modelling with pedestal parameters predicted by the EPED1 code. The analyses include the majority of transport models presently used for interpretation of experiments and ITER predictions. The EPED1 code was modified to take into account boundary conditions predicted by SOLPS for ITER. In contrast with standard EPED1 assumptions, EPED1 with the SOLPS boundary conditions predicts no degradation of the pedestal pressure as density is reduced. Lowering the plasma density to 
5-6 10
m
leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure), which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to 
1000 s with Q 
5 for 
13 MA at moderate normalised pressure (
2). These ITER plasmas require the same level of additional heating power as the reference Q = 10 inductive scenario at 15 MA. However, unlike the "hybrid" scenarios considered previously, these H-mode plasmas do not require specially shaped q profiles nor improved confinement in the core for the transport models considered in this study. Thus, these medium density H-mode plasma scenarios with 13 MA present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long pulse Q 5 and deserve further analysis and experimental demonstration in present tokamaks.
濱 克宏; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 川本 康司; 山田 信人; 石橋 正祐紀; 村上 裕晃; 松岡 稔幸; 笹尾 英嗣; 真田 祐幸; et al.
JAEA-Review 2014-038, 137 Pages, 2014/12
JAEA-Review-2014-038.pdf:162.61MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2013年度は、第2段階および第3段階の調査研究を進めた。本報告書は、2010年度に改定した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」に基づいた、超深地層研究所計画の第2段階および第3段階の調査研究のうち2013年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。
齋藤 真貴子; 上野 健一; 丸山 孝仁; 村上 伸; 武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆*; Tesini, A.*
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2352 - 2356, 2014/10
被引用回数：8 パーセンタイル：53.31(Nuclear Science & Technology)ITERプラズマ運転終了後、真空容器内には放射化ダストが堆積する。ブランケット遠隔保守装置(IVT)は、真空容器内に展開されブランケットの交換を行う。その後IVTはホットセル建屋(HCF)に戻り、IVT自身もメンテナンスが必要となる。その際、IVT表面に付着した放射化ダストによりメンテナンス作業員が被ばくすると想定される。本研究では、HCFでのメンテナンス作業中の被ばく量を評価するため、IVTのダスト汚染量の見積を行った。ITERではIVT汚染シナリオが想定されている。また、プラズマ運転終了後からIVTのメンテナンスが行われるまでの時間を345日と仮定している。これらのシナリオから、汚染源を無限平板と仮定して放射化ダストからの実効線量率を計算した。その結果、W-181とTa-182が支配的な核種であることがわかった。ダストがすべてW-181又はTa-182であると仮定すると、それぞれ実効線量率は400Sv/hと100Sv/hであった。また、ITERで決められている線量規制値と想定されている年間最大作業時間から、実効線量率制限値を算出し、これは4.18Sv/hという値であった。この値を満たすために、除染プロセスを仮定し、除染後の実効線量率を算出した。
Sn conductors for toroidal field coils in ITER名原 啓博; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 尾関 秀将; 諏訪 友音; 井口 将秀; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.6000605_1 - 6000605_5, 2014/06
被引用回数：7 パーセンタイル：39.51(Engineering, Electrical & Electronic)ITERトロイダル磁場コイル用NbSn超伝導導体は、超伝導物質であるNbSnを生成するための熱処理を必要とし、その熱処理パターンによって導体性能が変わり得る。そこで、従来の熱処理パターンで得られていた導体性能に比べ、熱処理パターンの最適化による導体性能の向上を試みた。まず、導体を構成する超伝導素線を対象とし、臨界電流,ヒステリシス損失,残留抵抗比に関して、最適な熱処理パターンを見いだした。次に、その最適な熱処理パターンを短尺の導体サンプルに適用し、実規模導体試験装置を用いて導体性能の試験を行った。その結果、繰返し負荷に対する分流開始温度の低下度合いは、従来の熱処理パターンに比べて小さく抑えることができた。また、交流損失は従来の熱処理パターンとほぼ同じ値を維持することができた。本試験で用いた導体サンプルは、ITERの調達取り決め(PA)における量産段階の導体から切り出したものであり、ともにPAの合格基準を満足することができた。
Sn conductor for ITER central solenoid高橋 良和; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; 宇野 康弘; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802404_1 - 4802404_4, 2014/06
被引用回数：25 パーセンタイル：72.88(Engineering, Electrical & Electronic)ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当している。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNbn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。
上野 健一; 油谷 篤志; 齋藤 真貴子; 丸山 孝仁; 武田 信和; 村上 伸; 角舘 聡
Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405012_1 - 1405012_4, 2014/02
To reduce the maintenance workers dose rate caused by activated dust adhering to the ITER blanket remote handling system (BRHS), the dust must be removed from the BRHS surfaces. Dust that may adhere to the top surface of the BRHS rail from cyclic loading of the in-vessel transporter was considered to be the most difficult aspect for dust removal. Dust removal experiments were conducted to simulate the materials, conditions, and cyclic loading of actual BRHS operations. Tungsten powder was used to simulate the dust. A combination of dust removal methods including vacuum cleaning and brushing were applied to simulated dust that adhered to the test pieces. The results show that simulated dust was able to be removed following a 60-second vacuum cleaning and an additional 60-second vacuum cleaning and brushing. Trace amounts of simulated dust (7.810
g/mm
) still remained after this additional cleaning.
Luce, T. C.*; Challis, C. D.*; 井手 俊介; Joffrin, E.*; 鎌田 裕; Politzer, P. A.*; Schweinzer, J.*; Sips, A. C. C.*; Stober, J.*; Giruzzi, G.*; et al.
Nuclear Fusion, 54(1), p.013015_1 - 013015_15, 2013/12
被引用回数：33 パーセンタイル：83.58(Physics, Fluids & Plasmas)The ITPA IOS group has coordinated experimental and modeling activity on the development of advanced inductive scenarios for applications in the ITER tokamak. This report documents the present status of the physics basis and the prospects for applications in ITER. The key findings are: (1) inductive scenarios capable of higher 
than the ITER baseline scenario (
) with normalized confinement at or above the standard H-mode scaling have been established under stationary conditions on the four largest diverted tokamaks (AUG, DIII-D, JET, JT-60U) in a broad range in 
and density; (2) MHD modes can play a key role in reaching stationary high performance, but also define the stability and confinement limits; (3) the experiments have yielded clearer measurements of the normalized gyroradius scalin; and (4) coordinated modeling activity supports the present research by clarifying the most significant uncertainties in the projections to ITER.
武田 信和; 油谷 篤志; 谷川 尚; 重松 宗一郎; 小坂 広; 村上 伸; 角舘 聡; 中平 昌隆; Tesini, A.*
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2186 - 2189, 2013/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.63(Nuclear Science & Technology)ITERブランケット遠隔保守システムのための軌道展開装置の研究開発を行った。自動運転に必要な目標トルクを調査した。結果として、定格トルクの20%が自動運転のトルク制限値として適切であった。2020年にITER機構に納入するという、ブランケット遠隔保守システムの調達スケジュールも示された。
油谷 篤志; 武田 信和; 重松 宗一郎; 村上 伸; 谷川 尚; 角舘 聡; 中平 昌隆*; Hamilton, D.*; Tesini, A.*
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.1978 - 1981, 2013/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.63(Nuclear Science & Technology)ITERの真空容器内機器であるブランケットは、高い
線環境下におかれるため、交換を遠隔保守ロボットによって行う。ブランケット遠隔保守ロボットの調達は日本が担当しており、原子力機構は国内機関として調達仕様決定のための研究開発を実施してきた。ブランケット遠隔保守ロボットは大重量(40kN)のブランケットを真空容器のキー構造に嵌合し、高精度(0.5mm以下)に最終位置決めする。この位置決めの技術課題は、嵌合前の位置決め誤差により、嵌合過程においてキー構造の接触面に過大な反力が発生し、かじりが生じることである。この技術課題を解決するために反力を抑制する駆動モータのトルク制御手法を開発し、本開発御手法の妥当性を検証するために実規模試験を実施した。その結果、本手法が極めて狭隘な嵌合構造下で、反力を抑制しながら嵌め合い動作を行うために有効な手法であることを確認した。
Polevoi, A. R.*; 林 伸彦; Kim, H. S.*; Kim, S. H.*; Koechl, F.*; Kukushkin, A. S.*; Leonov, V. M.*; Loarte, A.*; Medvedev, S. Yu.*; 村上 匡且*; et al.
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 37D, p.P2.135_1 - P2.135_4, 2013/07
Long-pulse operation 
1000 s with 
5 is foreseen in ITER to demonstrate high neutron fluence scenarios which can be of use for the nuclear technology and for the TBM. In this study we address the viability of achieving ITER's long-pulse scenario in plasma regimes with H-mode confinement level by characterizing the current-density operational space and the achievable Q with long pulse burning phases. The EPED1 model with boundary conditions from SOLPS predicts no degradation of pedestal pressure with decreasing density in ITER. Modelling of core transport with 1.5D transport models carried out with pedestal parameters predicted by EPED1+SOLPS indicate that there is a large operational space for long pulse plasma operation with high fusion gain 5. Reducing the plasma density to 5-6 10m leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure) which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to 1000 s with 5 for 13 MA at moderate normalised pressure, 2. Unlike the "hybrid" scenarios, these H-mode plasmas do not require specially shaped q profiles nor improved confinement in the core for the majority of the transport models considered in this study. Thus, these medium density H-mode plasma scenarios present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long pulse.
Sn conductors for ITER toroidal field coils in Japan高橋 良和; 名原 啓博; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 押切 雅幸; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 23(3), p.4801504_1 - 4801504_4, 2013/06
被引用回数：11 パーセンタイル：50.58(Engineering, Electrical & Electronic)ITER計画において、原子力機構は2010年3月からトロイダル磁場(TF)コイル用導体を調達している6極の中で、先駆けて実機導体の製作を開始した。TFコイルは高さ14m,幅9mで、7個のダブルパンケーキから構成されている。導体の単長は最大760mであり、通電電流値は11.8Tの磁場中において68kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、900本のNbSn素線と522本の銅素線で構成される撚線を円形のステンレス製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。完成した導体の撚線の撚りピッチが、撚線製作時のピッチより長いことがわかった。この原因を究明するため、撚線の引張試験や引込中の撚線の回転測定などを行った。この結果、撚線をジャケットに挿入している間に、撚線が撚り戻る方向に回転したために、長くなったことが解明された。これらの結果を定量的に報告する。
大釜 和也; 安藤 葉子; 山口 美佳; 生田 優子; 篠原 伸夫; 村上 博幸; 山下 清信; 上坂 充*; 出町 和之*; 小宮山 涼一*; et al.
JAEA-Review 2013-004, 76 Pages, 2013/05
JAEA-Review-2013-004.pdf:13.53MB
日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)は、原子力人材育成ネットワーク、東京大学及び日本原子力産業協会とともに、日本がアジアの原子力人材育成の中核となることを目指し、IAEAの原子力エネルギーマネジメントスクールを我が国に招致した。同スクールにおいては、IAEAの専門家を講師とした講義のほか、多くの日本人専門家の協力を得て、福島第一原子力発電所事故の教訓、日本の原子力分野における経験・技術の紹介などを含む独自性のある講義や施設見学を提供した。このスクールの開催を通して、我が国の若手人材の国際化及び新規原子力導入国等の人材育成へ寄与することができた。また、我が国とIAEAとの協力関係の促進に資することができた。加えて、我が国初となる本スクールの開催により、省庁,大学,メーカ,電力,研究開発機関が一体となって協力しあったことにより、国内の原子力人材ネットワークの協力関係の強化を行うことができた。本報告では、今後の我が国による国内外の国際原子力人材の育成事業の効果的実施に資するため、本スクールの準備、開催状況及び評価について述べる。
Sn conductors for ITER toroidal field coils in Japan高橋 良和; 礒野 高明; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 押切 雅幸; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4801904_1 - 4801904_4, 2012/06
被引用回数：7 パーセンタイル：41.4(Engineering, Electrical & Electronic)ITER計画において、原子力機構は2010年3月からトロイダル磁場(TF)コイル用導体を調達している6極の中で、先駆けて実機導体の製作を開始した。TFコイルは高さ14m,幅9mで、7個のダブルパンケーキから構成されている。導体の単長は最大760mであり、通電電流値は11.8Tの磁場中において68kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、900本のNbSn素線と522本の銅素線で構成されている。2010年12月までに、約60トンのNbSn素線を製作した。これは、日本の分担分の約55%に相当する。また、11本の実機導体を製作し、日本分担分(33本)の約30%に相当する。実機導体は、ほぼ毎月1本ずつ製作している。本発表では、760mの銅ダミー導体の製作を通して確立した導体製作技術を中心に、高品質を確保する品質管理技術などの量産技術を紹介する。この量産体制の確立は、ITER建設の推進に大きく貢献している。
Sn superconducting wires宮武 孝之*; 村上 幸伸*; 倉橋 秀文*; 林 征治*; 財津 享司*; Seeber, B.*; Mondonico, G.*; 名原 啓博
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4805005_1 - 4805005_5, 2012/06
被引用回数：7 パーセンタイル：41.4(Engineering, Electrical & Electronic)ITER TF及びCSコイル用のブロンズ法NbSn素線の性能向上を目的として、NbSn素線のフィラメント径,バリア材,バリア厚さ,熱処理パターン,Ti添加量といったさまざまなパラメータの、臨界電流-歪み特性に対する影響を調べた。これらのパラメータは、ゼロ歪み下での臨界電流やn値といった素線特性を大きく変える。しかし、Tiを添加しなかった素線を除くすべての素線は、異なる素線パラメータにもかかわらず、規格化した臨界電流-歪み特性はほぼ同じになった。本調査から、12T, 4.2Kでの非銅部の臨界電流密度が1,100A/mm
以上のブロンズ法NbSn素線を作ることができ、この素線はCSコイルに適用できると考える。
Sn超伝導素線の量産と品質管理名原 啓博; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 濱田 一弥; 宇野 康弘; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 都竹 星志*; 田川 浩平*; 宮下 克己*; et al.
低温工学, 47(3), p.140 - 146, 2012/03
日本はITER TFコイル用超伝導導体の25%を調達する。この導体に使用するNbSn超伝導素線の全長は約23,000kmにも及び、これまでにない規模の大量生産であるため、品質管理が非常に重要となる。統計的プロセス管理により製作の均一性を逐次チェックすることで量産における素線性能のバラつきを抑え、また原子力機構で素線性能のダブルチェックを実施するなど、厳格な品質管理を行っている。超伝導素線は2008年から2社で製作しており、両社とも素線性能の安定した製作が実現され、また量産を経て製作の歩留まり改善にも成功している。2011年10月の時点で既に日本分担分の約72%を製作しており、今後も引き続き、品質を確保しながら調達を進めて行く。
