A Fluorous phosphate for the effective extraction of Ln from nitrate media; Comparison with a conventional organic phosphate

上田 祐生; 菊池 圭*; 徳永 紘平; 杉田 剛; 青柳 登; 田中 万也; 岡村 浩之

Solvent Extraction and Ion Exchange, 39(5-6), p.491 - 511, 2021/00

https://doi.org/10.1080/07366299.2021.1874115

本研究では、三価のランタノイドイオン(Ln)に関する新規フルオラス抽出剤(TFP)を開発し、その抽出分離能力を市販リン酸エステル抽出剤であるリン酸トリブチル(TBP)と比較した。興味深いことに、一般的に炭化水素のフルオロ化は抽出能力を低下させる傾向があるにもかかわらず、TFPはTBPよりも遙かに高いLn抽出および分離性能を発揮した。幾つかの分光的手法および抽出相の組成分析に基づいた微視的および巨視的なLnに関する配位環境の比較から、Ln-TFP錯体は水和水をほとんど有しないだけでなくフルオラス相中にはほとんど水分子が含まれていなかった。これらの結果は、フルオラス溶媒の強力な疎水性が、TFPのLnに対する高い抽出および分離性能をもたらしていることを示唆している。

Fundamental welding R&D results for manufacturing vacuum vessel of JT-60SA

浅野 史朗*; 奥山 利久*; 大縄 登史男*; 柳 寛*; 江尻 満*; 金原 利雄*; 市橋 公嗣*; 菊池 淳史*; 水牧 祥一*; 正木 圭; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.1816 - 1820, 2011/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2011.03.024

JT-60SA真空容器の実機製作が2009年11月より東芝にて開始されている。製作に先立ち、溶接要素のR&Dを三段階で実施している。第一段階として溶接法のスクリーニングを行った。第二段階として、直線及び曲線部について1m規模の試作を経て、溶接電圧及び電流、施工時の被溶接体設置精度、溶接手順、開先形状等の条件に起因する溶接変形と品質の依存性を精査した。さらに、低入熱での溶接条件を精査した。最終段階として、製作手順の確立として20度セクター上半分のモックアップを試作し、既に確認している。本発表では、特に第一段階と第二段階でのR&Dの結果を中心に説明する。

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2008.06.047

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

Conceptual design of magnet system for JT-60 super advanced (JT-60SA)

木津 要; 土屋 勝彦; 安藤 俊就*; Sborchia, C.*; 正木 圭; 櫻井 真治; 助川 篤彦; 玉井 広史; 藤田 隆明; 松川 誠; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 17(2), p.1348 - 1352, 2007/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2007.898966

原子力機構では、臨界プラズマ試験装置(JT-60)を超伝導コイルを用いたJT-60SAに改修する計画を、ITERのブローダーアプローチの一つとして欧州とともに進めている。JT-60SAのコイルシステムは、18個のトロイダル磁場コイル(TFC),4つのモジュールからなる中心ソレノイド(CS),7つの平衡磁場コイルにより構成される。TFCは6.4Tの最大経験磁場を持ち、蓄積エネルギーは1.5GJである。その高さと幅は、8.8mと4.7mである。超伝導導体(外寸29.1mm角)は、以前は、最大経験磁場が7.4Tであったため、NbAl導体を用いる計画であったが、6.4Tへと設計変更されたことから、NbTi導体を用いた設計を新たに行った。また、CSのための空間がTFC設計変更により狭くなったこと、及びブローダーアプローチのワーキンググループの議論によりITERプラズマ模擬のため、より大きな供給磁束の達成が必要になったことからCSの設計変更も行った。CS導体を従来の7.4T導体から10T導体とすることで、ボアが小さくなったにもかかわらず、供給磁束量を3Wb増加することに成功した。

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.066

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

Post Irradiation Examination for The FUGEN High Burn-up MOX Fuel Assembly (III) Final Report

生澤 佳久; 菊池 圭一; 小澤 隆之; 中沢 博明; 磯崎 隆夫*; 長山 政博*

JNC TN8410 2005-012, 113 Pages, 2005/08

JNC-TN8410-2005-012.pdf:15.2MB

照射用ガドリニア燃料集合体E09は新型転換原型炉「ふげん」において、1990年6月から1997年1月まで照射された。E09燃料集合体はふげんで最も高い燃焼度に達した集合体で、ペレットピーク燃焼度は約48GWd/tであった。E09燃料集合体は2001年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送されたのち照射後試験が2001年6月から開始され、2005年3月に全ての試験が終了した。照射後試験から得られたE09の主な照射挙動は以下のようなものである;・E09燃料集合体及び燃料要素の健全性を確認した。・ATR-MOX燃料被覆管の腐食挙動はLWR-UO2燃料被覆管と類似であった。・最大線出力45kW/m以上で中心空孔の形成が認められた。・ペレットリム部やPuスポット周辺で、高燃焼度LWR-UO2燃料で観察されるリム組織に類似した組織が観察された。・約48GWd/tまで照射されたMOXペレットの物性(ペレットスエリング、熱伝導度、融点、FPガス拡散)はLWR-UO2ペレットの物性と類似であった。本照射後試験結果は、軽水炉におけるプルサーマル燃料への活用も期待され、また解体核利用技術開発の一オプションである「CANDUオプション」へも反映する計画である。

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

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

https://doi.org/10.1088/0029-5515/44/2/015

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。

Progress in physics and technology developments for the modification of JT-60

玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.

Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02

https://doi.org/10.1088/1009-0630/6/1/006

JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。

「ふげん」照射用ガドリニア燃料集合体の照射後試験報告書(I) 燃料集合体試験・燃料要素非破壊試験

生澤 佳久; 菊池 圭一; 中沢 博明; 安部 智之; 白井 隆夫*; 長山 政博*

JNC TN8410 2003-004, 233 Pages, 2003/02

JNC-TN8410-2003-004.pdf:24.5MB

新型転換炉実証炉燃料の照射挙動の解明と健全性の確認を行うと共に、燃料設計手法の妥当性を確認するために、これまで、英国のSGHWRや我が国の新型転換炉「ふげん」を用いて、実証炉燃料と同等の仕様を有する照射用燃料集合体の照射試験を実施してきた。「ふげん」照射用ガドリニア燃料集合体E09は、新型転換炉実証炉用高性能燃料として開発された燃料集合体と同等の燃料仕様を有する燃料集合体であり、新型転換原型炉「ふげん」において、平成2年6月から平成9年1月まで照射され、燃料集合体平均燃焼度約37.7GWd/tに達した。照射用ガドリニア燃料集合体は、高燃焼度化のために軸方向富化度分布やUOGdO燃料要素の配置といった改良を行っている。照射されたE09燃料集合体は「ふげん」の使用済み燃料貯蔵プールにおいて約4年間冷却された後、平成13年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送された。そして同年7月から照射後試験が開始され、平成14年3月までに非破壊試験が終了した。破壊試験は平成14年4月より開始し平成16年3月までに終了する計画である。本報告書では、平成14年3月までに得られた非破壊試験結果をまとめると共に、これらの照射後試験結果を基に、燃料集合体や燃料要素の構造健全性及び照射挙動について検討・、評価した。検討・評価の結果、燃料集合体や燃料要素の健全性に問題となるような挙動は認められなかった。なお、本照射後試験の結果は、軽水炉におけるプルサーマル燃料への活用も期待され、また解体核利用技術開発の一オプションである「CANDU オプション」へも反映が計画されている。