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草野 完也*; 一本 潔*; 石井 守*; 三好 由純*; 余田 成男*; 秋吉 英治*; 浅井 歩*; 海老原 祐輔*; 藤原 均*; 後藤 忠徳*; et al.
Earth, Planets and Space (Internet), 73(1), p.159_1 - 159_29, 2021/12
被引用回数：6 パーセンタイル：51.19(Geosciences, Multidisciplinary)PSTEPとは、2015年4月から2020年3月まで日本国内の太陽・地球惑星圏に携わる研究者が協力して実施した科研費新学術領域研究である。この研究枠組みから500以上の査読付き論文が発表され、様々なセミナーやサマースクールが実施された。本論文では、その成果をまとめて報告する。
collisions at 
= 200 and 62.4 GeVAdare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Armendariz, R.*; et al.
Physical Review C, 83(6), p.064903_1 - 064903_29, 2011/06
被引用回数：184 パーセンタイル：99.44(Physics, Nuclear)200GeVと62.4GeVでの陽子陽子の中心衝突からの
の横運動量分布及び収量をRHICのPHENIX実験によって測定した。それぞれエネルギーでの逆スロープパラメーター、平均横運動量及び単位rapidityあたりの収量を求め、異なるエネルギーでの他の測定結果と比較する。また
や
スケーリングのようなスケーリングについて示して陽子陽子衝突における粒子生成メカニズムについて議論する。さらに測定したスペクトルを二次の摂動QCDの計算と比較する。
and Au+Au collisions at 
= 200 GeVAdare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Aramaki, Y.*; et al.
Physical Review C, 83(4), p.044912_1 - 044912_16, 2011/04
被引用回数：8 パーセンタイル：49.7(Physics, Nuclear)重いフレーバーのメソンの崩壊からの電子の測定は、このメソンの収量が金金衝突では陽子陽子に比べて抑制されていることを示している。われわれはこの研究をさらに進めて二つの粒子の相関、つまり重いフレーバーメソンの崩壊からの電子と、もう一つの重いフレーバーメソンあるいはジェットの破片からの荷電ハドロン、の相関を調べた。この測定は重いクォークとクォークグルオン物質の相互作用についてのより詳しい情報を与えるものである。われわれは特に金金衝突では陽子陽子に比べて反対側のジェットの形と収量が変化していることを見いだした。
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:48.47MBJAEA-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
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。
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：137 パーセンタイル：97.72(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。
飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.
Nuclear Fusion, 47(8), p.892 - 899, 2007/08
被引用回数：57 パーセンタイル：86.6(Physics, Fluids & Plasmas)コンパクトな核融合原型炉概念SlimCSについて報告する。この原型炉は通常のトカマク炉と比べると小規模な中心ソレノイドコイル(CS)を採用している点に特徴がある。通常、CSの主要な役割はポロイダル磁束の供給とされるが、これをプラズマ形状制御とみなすことでCSの大幅な小型化が可能であり、これによりトロイダルコイルの軽量化しいては炉本体重量の低減が期待できる。さらに、CSの小型化はプラズマの低アスペクト比(=2.6)化を可能にし、高楕円度,大プラズマ電流化,高ベータ化など炉心プラズマの高出力密度を実現するうえで望ましい条件が整う。この結果、SlimCSはARIES-RSのような先進トカマク炉概念と同規模の炉寸法でありながら、比較的無理のない炉心プラズマ条件でほぼ同等の核融合出力を発生するメリットを持つ。
栗田 一郎
日本原子力学会誌, 48(3), p.155 - 156, 2006/03
日本原子力研究開発機構(JAEA)は、高速増殖炉用MOX燃料の量産に適するよう、保守性と安全性を向上させた新型の連続焼結設備を国産技術により開発し、東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料技術開発センターにおいて、2月8日より試験運転を開始した。この設備は、脱脂炉、焼結炉及びペレット搬送装置等で構成され、このうち焼結炉には、定期保守、ヒーター交換、耐熱レンガ交換などを通常のグローブ作業で行えるよう、本体上部にグローブボックスを取り付け、安全にかつ効率的にこれらの作業が行えるようにした。また、MOXペレットの設備への搬入・搬出を一つのグローブボックスで行えるよう合理化を図った。これらの技術開発により、従来設備と比較して、ヒーター交換等に要する期間を約1/4、費用を約1/10、放射性廃棄物発生量を約1/10へと大幅な削減が期待できる。また、設備内での焼結皿の詰まりを防止する新たな機構の採用等により、運転の信頼性の向上を図った。本設備については、今後、試験運転により性能を確認した後、高速実験炉「常陽」及び高速増殖原型炉「もんじゅ」の燃料製造設備として供用していく。
山田 美一; 栗田 一郎; 鈴木 一敬; 品田 健太; 加藤 光昭*
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10
MOX燃料加工施設であるプルトニウム燃料第三開発室のFBR燃料製造ラインにおけるグローブボックス一体型連続焼結設備について、国内技術により設計製作を行い保守性及び安全性の向上を図った。
逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.
Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02
超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を使用して、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めている。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/mに耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材,緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。
逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.
Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02
被引用回数：7 パーセンタイル：22.95(Physics, Fluids & Plasmas)超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/mに耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。
菅谷 伸一; 遠藤 秀男; 栗田 一郎; 樋口 英俊; 木原 義之
サイクル機構技報, (15), p.41 - 46, 2002/06
Pu富化度を30%、40%、45%、50%PuO2に調整したMOX燃料を用いて、硝酸による加熱溶解を行い溶解性を求めた。Pu富化度の増加に伴いMOX燃料の溶解性低下及び溶解初期における溶解速度低下が確認された。また、Pu、Uの選択的な溶解は起きていなかった。
伊藤 透; 倉上 順一; 山本 清明; 北村 隆文; 栗田 一郎; 大内 祐一朗
PATRAM 2001, 0 Pages, 2001/00
サイクル機構は、動燃時代の1984年よりプルトニウム航空輸送容器の開発を開始し、1988年からは米国DOE/SNLとの共同研究として実施してきた。当初は、米国のNUREG-0360基準をクリアすることを目標に開発を進め、129m/secの衝撃試験などの原型試験を実施した。本報告書では、NUREG基準を基に約10年来に渡って実施した、原型試験の結果、改良設計のための解析、最終速度試験の検討、機体構造による衝撃緩和の検討及びエンジン破片による損傷事象の検討などの概要について記述している。
小貫 徳彦; 舘野 久夫; 周治 愛之; 植松 真一; 栗田 一郎; 菊池 圭一; 肥後 淳一
PNC TN8410 97-272, 143 Pages, 1997/08
高燃焼度MOX燃料の開発の一環として,照射用54本燃料集合体4体を「ふげん」炉にて照射した。熱中性子炉用MOX燃料の高燃焼度領域での挙動と集合体規模での健全性実証を計画し実施した。上記燃料集合体関連の,設置許可申請に係る安全審査プレヒアリング用資料を纏めたものである。上記安全審査資料と軽水炉設置変更許可申請書,等による纏めと,燃料設計手法や評価手法検討のまとめを含む。
大内 祐一朗; 山中 諒治; 栗田 一郎; 倉上 順一
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
動燃は、ATR実証炉開発の一環として、ATR実証炉新燃料集合体を燃料製造施設から炉サイトまで輸送するための新燃料輸送容器を開発した。本容器設計においては、初装荷燃料輸送時に約600体の燃料を、商用11tonトラックにて輸送する必要があったため、限られた重量制限内で多数体収納が求められていた。本容器は燃料ホルダ、密封容器及び外容器から成る円筒形状を有し、IAEA安全輸送規則に合致したB(U)F型である。本容器の特長として、外容器に計量緩衝材及び高性能中性子しゃへい材を採用したことにより、容器重量を大幅に軽減することができ、収納体数8体を可能とした。本容器開発に際しては、原型容器を製作し、輸送振動試験や9m落下、1m貫通、火災試験等の原型容器試験を行い、容器の健全性及び設計手法の妥当性を確認した。ATR実証炉計画は1995年8月に断念されたが、本容器開発を通じて培った技術は、今後、他のMOX
栗田 一郎; 植松 真一
Specialists 'Meeting on Nuclear Fuel and Control Rods, 0 Pages, 1996/10
None
小貫 徳彦; 中村 亘; 栗田 一郎; 植松 真一
動燃技報, (96), p.18 - 28, 1995/12
ATR高燃焼度燃料の燃料設計評価方法においては、軽水炉の設計評価方法の動向も踏まえ、これまでのATR燃料に適用してきた決定論的燃料設計手法を変更し、統計的燃料手法を採用することとしている。燃料設計には種々の設計コードを使用しており、その中心となるのが燃料棒照射挙動解析コード「FEMAXI-ATR」である。同コードの妥当性は、種々の照射試験データとの比較により確認している。ここでは、ATR高燃焼度燃料の燃料設計手法について述べるとともに、燃料棒照射挙動解析コード「FEMAXI-ATR」等の妥当性について述べる。
栗田 一郎; 倉上 順一
Proceedings of 10th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM '92), p.1397 - 1402, 1992/00
動燃事業団では、ATR実証炉用新燃料集合体を輸送するため輸送容器を開発中である。本輸送容器は、新型転換炉実証炉に必要な燃料集合体数は原型炉「ふげん」よりも多いため、経済的に輸送できるよう設計されている。設計の特長は以下の通り。(1)輸送容器は燃料集合体を多数収納できる。(2)発泡ポリウレタンを衝撃緩衝材として採用している。(3)輸送容器の重量は、約10トンであり、11トントラックに積載可能である。輸送容器は、IAEAのB型輸送物の基準を満足する必要があり、動燃事業団では、設計の妥当性を検証するため、2基の原型容器を製作中である。今後、取扱試験、走行試験、9mからの落下試験、800
30分間の耐火試験及びIAEAの基準に基づく他の安全性試験等を実施する予定である。
横内 洋二*; 衣笠 学*; 栗田 一郎
PNC TN842 83-04, 191 Pages, 1983/08
核燃料要素の加工製造の関する特許は,数多く登録されており,目的の物件を探索し,内容を調査するためには,かなりの時間と労力を必要とする。この探索と調査の手引きとするため,昭和53年から昭和57年までの公開特許(公開実案も含む)について編集しました。本書は,編集者の浅学と偏見のため,情報源としては不十分なものかも知れませんが,別に編集した公告特許目録とともに活用して下さい。本書は,以下の9項目に分類整理しています。(1) 核燃料一般(2) 粉末調製(3) 粉末処理(4) 核燃料ペレット(5) 核燃料要素・集合体(6) 再処理(化学一般を含む)(7) 脱硝(硝酸の分解)(8) 分析測定検査,廃液,ガス処理,除染(9) その他
横内 洋二*; 衣笠 学*; 栗田 一郎
PNC TN842 83-03, 58 Pages, 1983/07
昭和53年から昭和57年にかけての,核燃料要素製造に係わる特許公報を(1)再処理技術,(2)粉末調製技術,(3)粉末処理装置,(4)ペレット調製技術,(5)燃料要素加工技術,(6)その他,の6項目で分類し,それぞれについて,I)発明の名称,II)出願人,III)発明者,IV)特許請求の範囲,を記載して目録とした。なお,編集者の浅学のため十分な特許目録とはならなかったが,技術情報源として活用して下さい。
植松 真一; 栗田 一郎; 小貫 徳彦; 小鷹 幸三; 照沼 幸司
ANS Topical Meeting on LWR Fuel Perfomance, ,
動燃事業団は将来の熱中性子炉用MOX燃料に資するために、最高燃焼度55GWd/tの54本型高燃焼度MOX燃料の開発を行っている。燃料設計評価手法としては、合理的な統計的手法を導入した。その中心となる燃料棒挙動解析コードとしてFEMAX-ATRを開発した。本コードは原研が開発したUO2燃料棒挙動解析コードFEMAXI-IIIをベースにMOX燃料に関する物性値及び挙動モデルを組込んだものである。各種の照射試験データにより検証を行ない、十分な予測精度を有することを確認した。一方、大洗工学センターにおいて、54本型燃料の炉外試験として限界熱流来(CHF)試験、及び耐久試験を行ない、従来のCHF相関式が適用できることを確認し、55GWd/tまでの耐久性が保たれる見通しを得た。動燃事業団はUO2-Gd燃料棒に替わるDuplex型MOX-Gd燃料棒を開発している。この燃料棒の特長は既存のMOXペレット
