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報告書

JT-60中性粒子入射加熱装置の解体

秋野 昇; 遠藤 安栄; 花田 磨砂也; 河合 視己人*; 椛澤 稔; 菊池 勝美*; 小島 有志; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 根本 修司; et al.

JAEA-Technology 2014-042, 73 Pages, 2015/02

JAEA-Technology-2014-042.pdf:15.1MB

日欧の国際共同プロジェクトであるJT-60SA計画に従い、JT-60実験棟本体室・組立室及び周辺区域に設置されている中性粒子入射加熱装置(NBI加熱装置)の解体・撤去、及びその後の保管管理のための収納を、2009年11月に開始し計画通りに2012年1月に終了した。本報告は、NBI加熱装置の解体・収納について報告する。

論文

Progress in development and design of the neutral beam injector for JT-60SA

花田 磨砂也; 小島 有志; 田中 豊; 井上 多加志; 渡邊 和弘; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 秋野 昇; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.835 - 838, 2011/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:64.25(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAにおいては、12基の正イオン中性粒子入射装置(NBI)と1基の負イオンNBIを用いて、合計30MWの重水素原子を100秒間プラズマへ入射することが要求されている。正イオンNBIにおいては、1基あたり1.7MW, 85keVの重水素原子の入射に向けて、既存の正イオンNBIの電源の一部や磁気シールドを改造する設計を進めている。電源に関しては設計をほぼ完了し、改造機器の仕様を決定した。磁気シールドに関しては工学設計をほぼ完了し、今後、製作設計を開始する予定である。500keV, 10MW入射が要求されている負イオンNBIにおいては、同装置の心臓部である負イオン源の開発を強力に進めている。負イオン源内の真空絶縁を改善することによって、負イオン源の耐電圧を従来の400kVから設計電圧である500kVに大幅に改善した。加えて、イオン引き出し面積の約20%を用いたビーム生成実験において、2.8A, 500keVの水素負イオンビーム生成に成功した。本結果は1A以上の負イオンビームを500keV以上のエネルギーまで加速した世界初の成果である。開発に加えて、設計・調達においても、500kV加速電源の改造設計を完了し、2010年度から調達を開始する。

論文

Development of the JT-60SA Neutral Beam Injectors

花田 磨砂也; 小島 有志; 井上 多加志; 渡邊 和弘; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 秋野 昇; 椛澤 稔; et al.

AIP Conference Proceedings 1390, p.536 - 544, 2011/09

 被引用回数:7 パーセンタイル:84.85

JT-60SAにおいては、12基の正イオン中性粒子入射(NBI)装置と1基の負イオンNBI装置を用いて、合計30-34MWの重水素中性粒子ビームを100秒間プラズマへ入射することが要求されている。正イオンNBIに関しては、JT-60SAの設計値である1基あたり2MW, 85keVの重水素中性粒子ビームの入射を達成している。その際、イオン源やイオンダンプ等のビームライン機器は、100秒入射が要求されるJT-60SAで既存の装置を改造することなく再使用できる見通しを得ている。また、10MW, 500keV入射が要求されているJT-60SAの負イオンNBI装置のための開発においては、500keV, 2.8Aの水素負イオンビーム生成に成功している。これは、1A以上の負イオンビームを500keV以上のエネルギーまで加速した世界初の成果である。今後、実験装置を整備し、負イオンの100秒間生成のための開発研究を実施する予定である。

論文

Development and design of the negative-ion-based NBI for JT-60 Super Advanced

花田 磨砂也; 秋野 昇; 遠藤 安栄; 井上 多加志; 河合 視己人; 椛澤 稔; 菊池 勝美; 小又 将夫; 小島 有志; 藻垣 和彦; et al.

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.208 - 213, 2010/08

原子力機構では、JT-60SAに向けた負イオンNBI装置の開発及び設計を進めている。特に、開発に関しては、500keV, 22Aの重水素負イオンビームの生成に向けて、既存のJT-60負イオン源を改良し、JT-60負イオンNBI装置に取り付けて、試験を行っている。現在、開発の最優先課題である負イオン源の高エネルギー化を精力的に進めている。負イオン源内の電極間のギャップ長を従来よりも伸張することによって、イオン源に印加可能な加速電圧を従来の400kVから要求性能である500kVまで改善した。加えて、イオン引き出し領域の1/5を用いて、世界に先駆けて、500keV, 3Aの高エネルギー水素負イオンビームの生成に成功した。負イオン源の高エネルギー化と並行して、JT-60SAにおける100秒入射に向けて、既設のJT-60負イオンNBI装置の長パルス化を図った。負イオン源内の電極熱負荷を従来より20%低減し、同装置の限界である30秒入射を実現した。その結果、入射時間とパワーの積である入射エネルギーは世界最大値80MJに到達し、プラズマの高性能化に大きく貢献した。

論文

使用済プルサーマル燃料の再処理

野村 茂雄; 菊池 孝; 大森 栄一; 稲野 昌利

エネルギー, 38(6), p.59 - 62, 2005/00

プルサーマル燃料の利用については様々な声があるが、その使用済燃料の再処理に関しては、世界的に見ても現在の軽水炉使用済ウラン燃料の再処理技術で十分対応可能である。しかしながら、燃料の特徴を勘案し、より効率的な処理を行うために必要な再処理データの取得・蓄積を進めていく必要がある。そのためにもホットフィールドとして既存の東海再処理施設を、今後とも最大限に有効活用していくことを提案したい。

報告書

超臨界水冷却固体増殖ブランケットシステムの概念検討

榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; et al.

JAERI-Tech 2001-078, 120 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-078.pdf:8.3MB

本報告書は、経済的競争力の強化と技術的な堅実さの維持を両立する原型炉ブランケットの概念構築を目的として行われた平成12年度の原型炉ブランケット設計会議での作業内容をとりまとめたものである。平成11年度の核融合会議戦略検討分科会の議論等から、原型炉の果たすべき使命に関して見直しがなされ、経済的な競合性を有する実用炉の原型であり、それと同じ材料と設計を使用して商業的に魅力ある動力炉の原型であるから、原型炉で、実用化に必要な技術はすべて開発し実証する、と結論付けられた。この見直しを受けて、過去数年にわたるプラズマ研究や炉工学技術開発の進展を勘案して、開発目標として再設定をし、原型炉としてA-SSTRで提案された超臨界水冷却方式の固体増殖ブランケットを目標とし、その概念検討を行った。本概念検討の結果、除熱,発電,燃料増殖,遮蔽などの基本的な性能に関して、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの実現可能性が示された。また、電磁力に関する検討,超臨界水による腐食防止に関する予備調査,トリチウム生成挙動と回収方式の検討,冷却発電システムの検討,モジュール製作性の検討,遠隔保守着脱機構,交換計画の検討などを行い、今後解決するべき検討課題を明らかにした。

論文

Behavior of irradiated ATR/MOX fuel under reactivity initiated accident conditions

笹島 栄夫; 更田 豊志; 中村 武彦; 中村 仁一; 菊池 圭一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(5), p.455 - 464, 2000/05

反応度事故条件下における照射済MOX燃料の挙動を調べるために、原研のNSRRにおいて燃焼度約20MWd/kgHMのATR/MOX燃料を用いたパルス照射実験を行った。ピーク燃料エンタルピ335~586J/gの範囲で4回のパルス照射実験を実施した結果、燃料の破損は観察されなかった。ピーク燃料エンタルピ500J/g以上の実験で、PCMIによる比較的大きな燃料棒の変形が生じ、461J/g以上のエンタルピで試験した燃料では、ペレット密度の顕著な低下が観察された。また本実験では最高約20%という高いFPガス放出が測定された。Puスポット位置では、FPガスが蓄積されていたと思われる数十ミクロンの大きな空洞が見られた。燃料ペレットの外周領域にあるPuスポットの周りでは、細粒化組織が観察された。Puスポット中の大きな空洞又は多孔組織の存在は、パルス照射時のペレットのスエリングに寄与したと考えられる。すなわち、高いエンタルピ条件でパルス照射した場合には、燃料棒の大きな変形を引き起こし、結果的に高率のFPガス放出を生じさせた原因になったと考えられる。

報告書

反応度事故条件下における照射済ATR/MOX燃料の挙動(共同研究)

笹島 栄夫; 更田 豊志; 中村 武彦; 中村 仁一; 上塚 寛; 菊池 圭一*; 安部 智之*

JAERI-Research 99-060, p.62 - 0, 2000/03

JAERI-Research-99-060.pdf:12.05MB

反応度事故条件下における照射済MOX燃料の挙動、特にFPガス放出や破損機構をウラン燃料と比較し把握するために、原研のNSRRにおいて燃料燃焼約20MWd/kgHMまで新型転換炉「ふげん」においてベース照射したATR/MOX燃料を用いたパラメータ照射実験を行った。これまでに4回のパルス照射実験をピーク燃料エンタルピ335J/gから586J/gの範囲で実施したが、燃料の破損は観察されなかった。500J/g以上のピーク燃料エンタルピを与えた実験では、PCMIによる比較的大きな燃料棒の変形が生じた。パルス後のガスパンクチャ試験により、約20%のFPガス放出が観察された。Puスポット位置では、FPガスがたまっていると思われる直径数十ミクロンの大きな気孔が見られた。ペレット外周部のPuスポットの周りでは結晶粒の微細化が観察された。またペレット外周部でのマイクロクラックの生成、Puスポットを起点としたクラックの生成、マトリックス部の結晶粒界分離が観察された。このようにパルス照射によるペレットミクロ組織の変化がパルス照射時の燃料スエリングに寄与したと考えられる。また相対的に高いピーク燃料エンタルピのパルス照射時に見られた、燃料棒の大きな変形及び高いFPガス放出率は、このようなミクロ組織の変化によって生じたものと思われる。

論文

Behavior of PWR and BWR fuels during reactivity-initiated accident conditions

更田 豊志; 中村 武彦; 笹島 栄夫; 永瀬 文久; 上塚 寛; 菊池 圭一*; 安部 智之*

Proceedings of an International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance (CD-ROM), 15 Pages, 2000/00

NSRR実験を中心とした反応度事故条件下における燃料挙動研究について最新の成果を報告する。被覆管の水素脆化を主因とするPCMI(燃料ペレット/被覆管機械的相互作用)破損が問題となっているPWR燃料については、最新のTK-7実験における燃料破損状況を示す。一方、PWR燃料に比べて被覆管強度の低下及びPCMIによる負荷が小さいBWR燃料においても、燃焼度の増大に伴って過渡時の変形が大きくなる傾向が見られており、PCMI破損に至る可能性が大きくなっている。ATR-MOX燃料実験においては、燃料の変形及びFPガス放出がウラン燃料に比べて大きくなる傾向が見られ、Puスポット近傍のペレット微細割れなど、MOX燃料特有の現象が見られる。さらに、内圧バースト試験では、外周部に水素化物の偏析が著しい被覆管は高温条件(620K)下においても破断歪が1%以下となることを示した。

論文

MOX fuel behavior under reactivity accident conditions

笹島 栄夫; 更田 豊志; 石島 清見; 菊池 圭一*; 安部 智之*

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00

高燃焼度UO$$_{2}$$燃料を用いたNSRR実験で、破損しきい値の低下が明らかにされたことから、MOX燃料についても、これらのことを確認する必要がある。我が国では、軽水炉でMOX燃料を燃やすプルサーマル計画や、MOX燃料の高燃焼度化計画が進められている。MOX燃料の軽水炉での利用に関しては、UO$$_{2}$$燃料と両立することが重要であり、核的及び熱水力的な特性がUO$$_{2}$$燃料と同等となるよう燃料を設計する必要がある。この計画を円滑に進めるためには、通常運転時及び過渡時の燃焼の進んだ燃料のふるまいを把握することが重要である。これに合わせて、NSRRでは平成7年度から照射済MOX燃料を用いたパルス照射実験を実施している。パルス照射実験に供する試験燃料は、新型転換炉(ATR)原型炉「ふげん」において燃焼度約20GWd/tまでベース照射したMOX燃料をNSRR実験用に短尺化したものを用いている。本報告では、これまでに行われた4回の実験について、破損しきい値、FPガス放出等の反応度事故時の燃料挙動を報告する。

報告書

Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test JM-4

更田 豊志; 森 行秀*; 笹島 栄夫; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 酒井 陽之

JAERI-Research 95-013, 230 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-013.pdf:24.22MB

本報告書は、反応度事故条件下の照射済燃料の挙動を調べたJM-4実験における、実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察を加えたものである。試験燃料は、平均線出力27.5kW/mで燃料燃焼度21.2MWd/kgUまでJMTRにおいて前照射されたもので、NSRRにおいて大気圧、室温の静止水冷却条件下でパルス照射された。パルス照射時の発熱量は235$$pm$$12cal/g・fuelで、燃料エンタルピは最高177$$pm$$9cal/g・fuelに達した。本実験はNSRR照射済燃料実験で初めて燃料破損に至る実験となり、燃料棒に著しく膨れ及び曲がりを生じるとともに、被覆管に数多くの貫通欠陥を生じた。燃料ペレット/被覆管間の機械的相互作用に加えて、被覆管の局所水素化が欠陥発生に強く影響した。

報告書

Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test JM-3

更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 酒井 陽之

JAERI-Research 94-006, 96 Pages, 1994/07

JAERI-Research-94-006.pdf:6.19MB

本報告書は、反応度事故条件を模擬したNSRRにおけるパルス照射を実施した照射済燃料実験JM-3の実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察及び解析を加えたものである。パルス照射に先立って試験燃料に対する前照射をJMTRにおいて実施し、燃料燃焼度は19.6MWd/kgUに達し、平均線出力は25.3kW/mであった。NSRRにおける試験燃料のパルス照射は大気圧・室温の静止冷却条件下で行い、発熱量174$$pm$$6cal/g・fuelで燃料エンタルピは最高130$$pm$$5cal/g・fuelに達した。被覆管表面温度の上昇は最高150$$^{circ}$$Cにとどまり、燃料棒にわずかな変形を生じたものの、破損には至らなかった。パルス照射中の燃料棒プレナム部へのFPガス放出率は約2.2%と評価された。

論文

Study for the applicability of interface level gauge with ultrasonic sensor for the mixer-settler at the reprocessing plant

大森 栄一; 菊池 孝; 清水 甫

Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00

東海再処理工場では、抽出器(ミキサ・セトラ)の有機相・水相界面の検出として、静電容量式の界面計を現在使用している。この方式による界面検出は、溶液中のスケールや第三相等による伝導性のエマルジョンの発生によって正確な界面検知が困難となる場合がある。このため、伝導性のエマルジョンの影響を受けない超音波界面計について東海工場への適用性の検討を行っている。超音波界面計の部分モデルを製作し、性能確認試験と照射試験を行った。性能確認試験では所定の性能を有していることを確認できた。照射試験では1$$times$$109red(1$$times$$107Gy)の耐放射線性を有することを確認した。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irradiation examination of MH-2 fuel rod

柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-015.pdf:8.77MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irraditaiton examination of MH-1 fuel rod

柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 本間 功三*; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 91-220, 186 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-220.pdf:7.02MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-1を用いたパルス照射がNSRRで1989年11月28日に実施された。当該燃料の発熱量は60cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-1に関して燃料棒再製作時のデータ、NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

報告書

TVFガラス固化体保管時におけるAr放射化量の試算

吉岡 正弘; 菊池 栄

PNC TN8430 91-002, 16 Pages, 1991/03

PNC-TN8430-91-002.pdf:0.35MB

TVFガラス固化体保管庫において、ピットに沿って円環流路を流れる冷却空気中の40Arがガラス固化体からの中性子によって放射化される量を試算した。計算条件としてガラス固化体からの中性子発生数およびそのエネルギの違いによる放射化の反応断面積を変えて試算を行った。ORIGENで計算される自発核分裂および($$alpha$$,n)反応による中性子発生数で、かつその中性子を全て熱中性子と仮定した場合(ケースI)と、文献より求めたガラス固化体についての中性子発生数で、熱中性子および熱外中性子に対する放射化の反応断面積を考慮したより現実的な試算(ケースII)を行い、比較した。その結果、スタックから放出される41Arの量は毎時1$$times$$104$$sim$$105(Bq)で、ほぼ同様の放射化量、となった。中性子発生数が増えた(105倍)にも係わらず、放射化量がほぼ同じであったのは、ガラス固化体から発生する中性子の大部分が高速中性子であり、放射化に寄与しないからである。

論文

Rotational perturbation to the natural-parity rotational band of $$^{163}$$Dy

大島 真澄; 峰原 英介; 菊池 士郎; 稲村 卓*; 橋爪 朗*; 草刈 英栄*; 松崎 昌之*

Physical Review C, 39(2), p.645 - 651, 1989/02

 被引用回数:13 パーセンタイル:63.71(Physics, Nuclear)

タンデム加速器からの重イオンビームによる多重クーロン励起を用いて基底状態回転バンド内転移のスピン23/2までの換算転移確立B(M1)、B(E2)を決定した。このバンドの主成分はh9/2という低角運動量起動であるにも関わらずB(M1)に強い指標依存性があることがわかった。

論文

NRTA DEVELOPMENT AT THE TOKAI REPROCESSING PLANT

鹿志村 卓男; 大森 栄一; 菊池 孝; 清水 甫

3rd IAEA Symposium onInternational Safeguards, , 

東海再処理工場におけるNRTAの開発は、1978年にTASTEXの一環として始められ、1980年から実際のデータの取得を始めた。1985年には、IAEAと共同でフィールドテストが行われ、NRTAを適用するに当たっての課題を摘出した。その中で最も重要な課題であるMUFバイアスの問題について種々の検討・試験を行った結果、MUFバイアス傾向は軽減され改善が図られた。更に、MUF解消についての検討が必要と考えられる。また、NRTAを実施するにあたって精度向上のため必要となる抽出工程内の未測定在庫の推定式についても見直しを行い、より正確な未測定在庫計算式を導いた。

論文

NRTA DEVELOPMENT AT THE TOKAI REPROCESSING PLANT

鹿志村 卓男; 大森 栄一; 菊池 孝; 清水 甫

IAEA Symposium on International Safeguards, , 

東海再処理工場におけるNRTAの開発は、1978年にTASTEXの一環として始められ、1980年から実際のデータの取得を始めた。1985年にはIAEAと共同でフィールドテストが行われ、NRTAを適用するに当たっての課題を摘出した。その中で最も重要な課題であるMUFバイアスの問題について種々の検討・試験を行った結果、MUFバイアス傾向は軽減され改善が図られた。更にMUF解消についての検討が必要と考えられる。また、NRTAを実施するにあたって必要となる抽出工程内の未測定在庫の推定についても、抽出工程の中間貯槽内のPu濃度を用いた推定計算式の見直しを行い、より正確な未測定在庫計算式を導出した。

口頭

100秒入射に向けた中性粒子ビーム入射加熱装置電源改造

薄井 勝富; 菊池 勝美; 能登 勝也; 遠藤 安栄; 佐々木 駿一; 河合 視己人; 花田 磨砂也

no journal, , 

原子力機構の核融合実験装置JT-60Uは2008年8月にシャットダウンし、装置全体を超電導化のために改造した後、2016年にファーストプラズマを着火する予定である。主力加熱装置である中性粒子入射装置(NBI)に関しては、100秒間入射することが求められている。既存のNBI装置の電源定格は10$$sim$$30秒であり、100秒化に向けて、改造のための設計と並行して、既存設備の限界性能を把握するための試験を実施している。本稿では、JT-60SAに向けたNBI用電源設備の改造及び限界性能試験結果について報告する。

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