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榊原 博; 青木 伸廣; 武藤 雅祐; 小田部 隼; 高橋 謙二*; 藤田 直幸*; 檜山 和彦*; 鈴木 宏和*; 鴨川 敏幸*; 横須賀 徹*; et al.
JAEA-Technology 2020-020, 73 Pages, 2021/03
JAEA-Technology-2020-020.pdf:8.26MB
高速増殖原型炉もんじゅでは、現在、廃止措置が進められており、その第一段階として、炉心に装荷している燃料を取り出す工程がある。炉心の燃料集合体は、エントランスノズルが炉心支持板の連結管に挿入され自立しており、周辺の集合体によりパッド部を介して支え合い炉心体系を維持する構造となっている。そのため、燃料を取り出した場所に模擬燃料集合体を装荷し、燃料集合体を安定させる必要があった。このような背景を受け、もんじゅ炉心燃料集合体の製造経験のあるプルトニウム燃料技術開発センターへ、もんじゅ側から模擬燃料集合体の製造依頼があり、製造を行った。この報告書は、装荷する模擬燃料集合体の設計、製造、出荷について報告するものである。
佐藤 淳也; 菊地 博*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 小島 順二; 中澤 修
QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 62, 2018/03
福島第一原子力発電所における多核種除去設備から発生している廃吸着材は、多量の放射性核種を含有しており、処分のために発生した固化体への放射線影響が懸念されている。本件は、廃吸着材の模擬物をセメント固化した試料において放射線分解によって発生する水素ガス量の調査を目的として実施した。チタン酸塩, 酸化チタン, フェロシアン化物, キレート樹脂及び樹脂系吸着材を対象として、セメント固化材(普通ポルトランドセメント及び高炉スラグセメント)を用いて固化試料を作製した。量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト照射施設を利用して
線の照射試験を行い、セメント固化試料からの水素ガス発生を調査した。試験の結果、セメント固化試料から発生した水素ガス量を求め、水素ガス発生のG値を算出することができた。
諫山 明彦; 榊原 悟*; 古川 勝*; 松永 剛; 山崎 耕造*; 渡邊 清政*; 井戸村 泰宏; 坂本 宜照; 田中 謙治*; 田村 直樹*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 86(6), p.374 - 377, 2010/06
この会合報告は、2010年春に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の会合報告を取りまとめたものである。取りまとめたトピカルグループは"MHD安定性", "輸送と閉じ込め物理", "統合運転シナリオ", "ペデスタル物理"及び"高エネルギー粒子物理"の計5グループである。報告内容は、各トピカルグループの国内委員により、各会合で発表されたITER実現に向けた物理課題の解析結果や装置間比較実験報告、また次回会合までに行うべき課題などについてである。
長壁 正樹*; 篠原 孝司; 東井 和夫*; 藤堂 泰*; 濱松 清隆; 村上 定義*; 山本 聡*; 井戸村 泰宏; 坂本 宜照; 田中 謙治*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 85(12), p.839 - 842, 2009/12
この会合報告は、2009年秋に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の会合報告を取りまとめたものである。取りまとめたトピカルグループは"高エネルギー粒子物理", "輸送と閉じこめ物理", "ペデスタル物理", "MHD安定性", "計測"、及び"統合運転シナリオ"の計6グループである。報告内容は、各トピカルグループの国内委員により、各会合で発表されたITER実現に向けた物理課題の解析結果や装置間比較実験結果報告、また次回会合までに行うべき課題などについてである。
井戸村 泰宏; 吉田 麻衣子; 矢木 雅敏*; 田中 謙治*; 林 伸彦; 坂本 宜照; 田村 直樹*; 大山 直幸; 浦野 創; 相羽 信行; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 84(12), p.952 - 955, 2008/12
2008年の秋季に、ITPAに関する6つの会合(「輸送と閉込め物理」,「周辺及びペデスタル物理」,「MHD安定性」,「統合運転シナリオ」,「高エネルギー粒子物理」,「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」)が開催された。前回までのグループが再編成されグループ名も改称されるとともに、新議長,新副議長が就任し、各国の委員も更新された。各会合の詳細と次回会合の予定(開催日程,場所)等を報告する。
榊原 安英; 池田 博; 横田 淑生; 北端 琢也; 山口 智彦
JNC TN4200 2004-001, 317 Pages, 2004/08
JNC-TN4200-2004-001.pdf:24.97MB
核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」は、平成16年4月26日(月)、27日(火)の両日、福井県若狭湾エネルギー研究センター(福井県敦賀市)において「第4回敦賀国際エネルギーフォーラム」(副題:日本のエネルギー政策と国際協調について)を開催した。
ELMy H-mode discharges in JT-60U諫山 明彦; 鎌田 裕; 林 伸彦; 鈴木 隆博; 及川 聡洋; 藤田 隆明; 福田 武司; 井手 俊介; 竹永 秀信; 牛草 健吉; et al.
Nuclear Fusion, 43(10), p.1272 - 1278, 2003/10
被引用回数：130 パーセンタイル：95.67(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uでは定常高 Hモード放電の最適化を行い、以下の結果を得た。(1)NNBを用いて完全非誘導電流駆動の下で核融合三重積3
10
m
s
keV(世界最高値)を達成した。この結果は従来の結果を50%上回る。(2)規格化ベータ値
が2.7のプラズマをNBや電源の機器限界に近い7.4秒間(エネルギー閉じ込め時間の約60倍)維持した。(3)高規格化ベータ値(=3.05)のプラズマをエネルギー閉じ込め時間の5倍の間維持した。(4)電流分布や圧力分布の最適化により新古典テアリングモードの発生を再現性よく抑制した。(5)電子温度揺動分布から磁気島中心を実時間で検出し電子サイクロトロン電流駆動を行うシステムを開発し、高ベータ領域(=1.1,=1.5)における新古典テアリングモードを完全に安定化した。安定化後ベータ値や閉じ込め改善度が上昇した。
熊田 高之; 榊原 正博*; 長坂 敏光*; 福田 紘也*; 熊谷 純*; 宮崎 哲郎*
Journal of Chemical Physics, 116(3), p.1109 - 1119, 2002/01
被引用回数：44 パーセンタイル：77.99(Chemistry, Physical)固体水素中における水素原子の拡散速度と再結合速度をESR、ENDOR、及びESEを用いて調べた。オルソ水素濃度1%以下における水素原子の再結合速度定数は、拡散速度から予想されるより2桁以上も小さいことがわかった。この結果は固体パラ水素中において水素原子同士が隣接しても再結合しないことを示す。高純度パラ水素中において、水素原子再結合に伴い発生するエネルギーの拡散経路が存在しないために、水素原子は再結合することなく散乱されたのではないかと考えられる。
榊原 博; 沢山 武夫; 飯村 泉
JNC TN8440 99-024, 62 Pages, 1999/04
プルトニウム燃料第二開発室FBRラインのF-105室は高速実験炉「常陽」の燃料要素加工に使用したグローブボックス等が設置されていたが、当該室をプルトニウム燃料施設で発生する放射性廃棄物の一時保管室として使用することとなり、グローブボックス等の設備の解体撤去を行った。F-105室には「常陽」MK-2合わせて約32m3の内装設備を包蔵したグローブボックス、オープンポートボックスの他、制御盤、ヘリウム循環精製設備等が設置されており、これらを全て解体撤去した。グローブボックス、オープンポートボックスの解体にあたっては、グリーンハウスの設置面積を最小とし、且つ効率的な解体作業が行えるよう、除染及び排気系切り離し後、一箇所にグローブボックス等を集積した後にグリーンハウスを設営し、解体を行った。ペレット配列・充填工程や管口除染工程は、自動化設備のためグローブボックス内に占める設備の体積割合が大きいため、解体前の除染やペイントの汚染固定が十分実施できず、解体中にグリーンハウス内のプルダスト濃度が予想以上に高くなった。このため、ペイントによる汚染固定を実施しながら解体する必要が生じ、作業効率が低下して予定より工期が延びてしまった。一方、上部端栓溶接工程以降の工程のグローブボックスの解体では、グリーンハウス内の汚染は少なく、今後同種のグローブボックスの解体においては、解体作業時の装備をエアラインスーツからタイベックスーツと全面マスクに軽減できる見通しが得られた。工事は、平成10年5月11日に資材搬入、作業エリアの養成から始まり、平成11年3月12日の資材搬出を終了するまで実働日数186日、延べ人数2647人、約10ヶ月を要し工事を完了することができた。
白石 健介; 太田 定雄*; 青田 健一*; 榊原 瑞夫*; 寺西 洋志*; 小崎 明郎*; 三浦 立*; 野原 清彦*; 佐々木 晃史*; 高岡 達雄*; et al.
JAERI-M 84-189, 220 Pages, 1984/09
核融合実験炉およびそれに続くトカマク型の核融合炉の構造材料として研究開発を進めている第一候補材料(PCA)および5種類の比較材料について、昭和56年度および昭和57年度に、鉄鋼6社への委託試験および金属材料技術研究所との共同研究として実施してきた試験研究の成果をまとめた。これらの材料の製造・加工性、基本特性は少なくとも316ステンレス鋼と同等であることが確認できた。また、高温水による応力腐食割水性に関する試験によって、PCAは水環境で使用できる構造材料として期待できることが分かった。また、PCAの溶接については、溶接棒の選定を行ない、溶接継手の基本特性に関する試験ができるようにした。
石原 幹也*; 榊原 端夫*; 谷 賢*; 佐々木 澄男*; 蟹川 昌也*; 新谷 聖法*; 加藤 博史*
PNC TN944 81-02, 41 Pages, 1981/06
照射材料試験室の単軸クリープ試験セルの除染及びセル内試験機の整備作業(54年11月26日
55年7月31日)を実施した。▲本報は今後の除染,整備作業に対する参考に資するため,これらの除染作業及びセル内試験機の整備改修作業の記録をまとめたものである。その概要は次のとおりである。▲単軸クリープセル内の10台のクリープ試験機中5台に故障が頻発し,機能を十分に発揮することが出来なくなったのでセル内及び試験機を除染し,試験機の修理を行った。▲除染作業により,単軸クリープセル及び試験機の汚染度はチャック及び試験片移送用台車を除いて目標値の500dpm/100cm2以下となった。▲作業者の被ばく線量は局部,全身ともに2mrem以下であった。また空間線量率はチャックがある場合最大9mR/hであったが,試験機分解搬出後は検出限界以下であった。▲セル内を除染後全ての試験機を解体し,各部品の除染及び補修整備を行った。主な補修整備点は以下のとおりである。▲1チャックの改造▲2測温用熱電対の交換及び白金測温体の取換え。▲3ロードセルを設置し遠隔にて荷重検定が出来るよう改造した。▲4伸び測定用マグネスケールの交換▲5荷重検定▲6温度検定▲74号機昇降装置交換▲以上の結果10台の試験機がフル稼動出来る状態になった。▲
渡邊 清政*; 鈴木 康浩*; 山口 太樹; 成原 一途*; 田中 謙治*; 徳沢 季彦*; 山田 一博*; 榊原 悟*; 森崎 智宏*; 中島 徳嘉*; et al.
no journal, ,
プラズマ境界の位置,形状の同定は、実験で得られているMHD平衡配位の同定のために重要である。しかし、対称性のないヘリカル系プラズマでは厳密な意味での磁気面は存在しない。プラズマ境界の一つの指標として、真空磁場における"OMFS(最外殻磁気面;きれいに閉じた最大の磁気面)"が用いられることがあるが、ダイバータ配位においては、ベータ値が低い場合でも"OMFS"の外のストキャスティック領域で有意なプラズマ圧力が観測されている。以上のような理由で、ヘリカルダイバータ配位プラズマにおいてベータ値が有限な場合の境界同定手法は確立していない。本論では、ダイバータ配位のヘリオトロンプラズマのコア領域のMHD平衡配位を同定する観点から、計測結果と矛盾の少ないプラズマ境界位置,形状を同定する手法を確立することを目的とし、LHD実験において実効的な「プラズマ境界」位置を電子温度,電子密度分布計測から同定し、それがベータ値の上昇とともにどのように変化するかを調べた。その結果を入れ子状の磁気面の存在を前提にしない実座標3次元MHD平衡コードHINTによる解析結果と比較して得られた結果について報告する。
佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 中川 明憲; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 中澤 修; 山下 昌昭; 佐藤 史紀; 助川 博文; 目黒 義弘
no journal, ,
本件では無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC), 高炉スラグセメントB種(BB), ジオポリマー(GP))を用いて、多核種除去設備ALPSより発生する鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリーの模擬物の固化体を作製し、固化試料の圧縮強度や水浸漬による元素の浸出性への模擬廃棄物や固型化材の影響を調べた。圧縮強度試験では、GP試料と比較してOPC試料及びBB試料で高い強度が得られ、過剰な水分がGPの形成に悪影響を及ぼしたものと推察される。さらに、GP試料ではセメント試料と比較してスラリーによる硬化への影響が小さいことが示唆された。浸出試験では、OPC試料及びBB試料では模擬核種のCsやSrが溶出したのに対し、GP試料ではほとんど検出されなかった。CsやSrがGPの構造中に保持され不溶化したことにより浸出量が低くなったものと考えられる。今回の結果から、ALPSから発生したスラリーは、含有する成分による固化体の強度への影響が示唆されるものの、セメントやジオポリマーにより固化可能であることが示された。また、安定化処理方法によっては、スラリー中の水分が固化性状に悪影響を与えることが考えられるため、適切な処理方法を選択する必要がある。
線照射に伴う水素ガス発生の評価佐藤 淳也; 菊地 博*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 小島 順二; 中澤 修
no journal, ,
福島第一原子力発電所の汚染水処理を行う多核種除去設備から発生する二次廃棄物は、固化処理の実績がないものが多く、新たな固化の方法を検討する必要がある。廃棄物処理技術グループでは、固化技術の選定に向けた基礎データの取得を目的として、既存の固化技術を対象に模擬廃棄物を用いた固化基礎試験を進めている。水を用いた固化技術(例えば、セメント固化法)で作製した固化体では、水の放射線分解による水素ガスが発生する。水素ガスは可燃性ガスであるため、処分時の安全性を確保する上で放射線照射時の固化体からの水素発生の評価が重要である。本試験では無機固型化材を用いて二次廃棄物のうちチタン酸, フェロシアン化合物, キレート樹脂及び樹脂系吸着材を固化した場合に、廃棄物に含まれる核種由来の線による水素ガス発生量を評価する目的で、工学的な成立性の観点から最適化した水固型化材比で固化試料を作製し、線照射試験を実施して水素ガス発生のG値を算出した。本試験により、模擬廃棄物充填率を40wt%とした固化試料からの、線照射に伴う水素ガス発生のG値を求めることができた。
榊原 博; 青木 伸廣; 武藤 雅祐; 小田部 隼; 高橋 謙二*; 藤田 直幸*; 檜山 和彦*; 鈴木 宏和*; 鴨川 敏幸*; 横須賀 徹*; et al.
no journal, ,
現在、高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置は第1段階と呼ばれる燃料体取出し期間にある。この炉心燃料集合体の取出し作業では、その取出し箇所に、代替構造物である模擬燃料集合体を装荷する必要がある。模擬燃料集合体は、炉心燃料集合体と外観形状こそ同じものの、核燃料ではないためその内部構造は異なる。原子力機構のプルトニウム燃料技術開発センターでは、この模擬燃料集合体を設計し、製造を行った。設計にあたり、炉心燃料集合体の重量の模擬やナトリウム流路の確保等の設計要求事項に加え、残部材の活用、プルトニウム燃料第三開発室の既存設備を使用すること等を考慮した。また製造にあたり、事前に模擬燃料集合体組立の作業性等を確認し、抽出した課題について対策を行った。結果、模擬燃料集合体120体について、炉側の製造打診から納入まで約3年で完遂した。本発表では、模擬燃料集合体の設計・製造について報告する。
