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榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦; et al.
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10
被引用回数：21 パーセンタイル：84.18(Nuclear Science & Technology)我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。
榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鈴木 哲; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 山西 敏彦; 星野 毅; 中道 勝; et al.
Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1363 - 1369, 2012/08
被引用回数：35 パーセンタイル：92.09(Nuclear Science & Technology)核融合ブランケットの開発においては、ITERの核融合環境を用いて、モジュール規模で増殖ブランケットの試験を行う、ITERテストブランケット・モジュール(TBM)試験は、原型炉へ向けた重要なマイルストンである。我が国は、水冷却固体増殖TBMを主案として試験を実施するためにその製作技術開発を進めている。我が国は、これまでに開発した接合技術を用いて、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の組合せ試験にも成功した。さらに、厚さ90mmの後壁の製作技術についても、模擬材料を用いたモックアップの製作を終了した。モジュール製作技術をほぼ見通した。また、トリチウム生産のために必要な技術として、先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発や、核融合中性子を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。
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。
TiO
pebble bed for a test blanket module in JAEA谷川 尚; 星野 毅; 河村 繕範; 中道 勝; 落合 謙太郎; 秋場 真人; 安堂 正己; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 林 君夫; et al.
Nuclear Fusion, 49(5), p.055021_1 - 055021_6, 2009/05
被引用回数：23 パーセンタイル：64.51(Physics, Fluids & Plasmas)原子力機構が開発を進めている、固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールについて、特に増殖材料に関する最新の研究成果を報告する。増殖材料の化学的安定性の向上を目的とし、LiO添加型のLiTiOの開発に成功した。増殖材微小球の充填体の熱機械挙動については、実験的にデータを取得し、各物性値を体系的に整理しモデル化した。テストブランケットモジュール内に設置可能な核計測手法として放射化箔法を提案し、基礎試験において実機への適用性を確認した。水冷却方式において重要なトリチウムの透過については、開発した透過低減皮膜の効果を実験によって確認するとともに、得られたデータを元にして運転条件における透過量を評価した。これらの成果に基づき、テストブランケットモジュールの設計が進められている。
榎枝 幹男; 谷川 尚; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 大楽 正幸; 関 洋治; 鈴木 哲; 毛利 憲介*; et al.
Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10
Japan is performing R&Ds on Test Blanket Module (TBM) based on the Water-Cooled Solid Breeder (WCSB) concept, aiming at prototypical module test of DEMO blanket using ITER. This paper presents major achievements, such as, the design of the TBM including interfacing structure, development of Hot Isostatic Pressing (HIP) joining technology for the first wall with built in cooling channel, successful fabrication of near full-scale TBM first wall mock-up, evaluation of the thermo-mechanical performance of a solid breeder pebble bed and the safety assessment, including Failure Modes and Effect Analysis (FMEA) and Postulated Initiating Event (PIE) selection and preliminary safety analysis.
徐 勝; 落合 洋治; 宇都 浩三*
2000 Western Pacific Geophysics Meeting, 81, 0 Pages, 2000/00
雲仙火山では、異なる時代の火山噴出物の層序関係が直接に観察されないことが多いため、火山噴出物及び関連試料の年代測定をするのは火山活動の時間順列の確立に非常に重要である。今回は、火山噴出物中の炭化木・埋れ木や火山噴出物直下の土壌を対象し、その加速器年代の最初結果を報告する。土壌有機物の14C年代の信頼性について検証した。二次的な影響が存在しない場合には、土壌から抽出したフミン酸とヒューミンの年代は測定誤差範囲で一致し、上位の火山噴出物の年代を示すことが分かった。しかし、ヒューミンを得る際、未分解の植生の混入が避けられないのであるなら、フミン酸を測定する方が適当と考えられる。これを踏まえて、今回で得られた結果は既存の幾つかの14C年代値と一致すると共に、新たに新期雲仙火山の噴出年代を示した。更に、高分解能なAMS年代により、噴火年代
落合 洋治; 福島 龍朗; 沖田 正俊; 茂田 直孝; 花木 達美; 高橋 修; 中野 勝志
PNC TN7440 97-003, 255 Pages, 1997/04
本報告書は、東濃地科学センター・技術開発課が平成8年度に実施した研究開発の業務成果を取りまとめたものである。当年度は鉱床解析評価班が資源解析評価班として名称を改め技術開発課に加わり、資源情報調査・ポテンシャル解析・鉱床評価等の業務についても実施することになった。その他業務は前年度に引き続き実施した。これらのほか、平成7年12月8日のもんじゅ事故を契機として、施設の安全管理が最重要視され、東濃鉱山においては、経年変化対応として調査立坑巻揚機更新工事、総合管理棟の新築工事、沈殿池回り整備工事等を行い鉱山施設の整備を図った。
石堂 昭夫*; 長谷川 健*; 花木 達美*; 落合 洋治*; 茂田 直孝*; 永崎 靖志*
JNC TN7400 2005-022, 224 Pages, 1996/04
JNC-TN7400-2005-022.PDF:9.36MB
本報告書は、技術開発課が平成7年度に実施した研究開発業務の内容を取りまとめたものであり、探鉱と採鉱に関連する技術開発と、地層科学研究に関する技術開発、および両分野に共通的な業務、の三つに分類して報告した。
坪田 浩二*; 落合 洋治*; 長谷川 健*; 永崎 靖志*; 山岸 明子*; 中野 勝志*; 宗藤 勝*
JNC TN7400 2005-021, 166 Pages, 1995/04
JNC-TN7400-2005-021.PDF:7.06MB
本報告書は,東濃地科学センター・技術開発課が,平成6年度に実施した研究開発業務の内容をとりまとめたものである。成果については,探鉱や採鉱に関連する技術開発と,地層科学研究に関連する技術開発および,共通的な業務,の三つに分類して報告した。平成6年度において技術開発課では,30件の技術資料登録と11件の外部発表を実施した他,工業所有権では特許3件と実用新案1件が公開され,各1件ずつ広告された。
沖田 正俊; 落合 洋治
動燃技報, (88), p.84 - 87, 1993/12
ウラン系列核種間の放射非平衡は、風化溶解濃集などの地球化学的措置の中で、親核種と娘核種が異なる挙動をして相互に分離したために起こっている現象である。親核種と娘核種が分離した時点から各核種はそれぞれ固有の半減期で壊変してゆくので、ウラン系列核種の放射非平衡分析によって岩石,鉱石,自然水などが辿ってきた地球化学的な現象に、時間軸をあたえることができる。 本稿では、岩石や自然水中のウラン系列核種を
線スペクトル法で分析する際に不可欠な前処理操作法の迅速化試験結果ならびにウラン鉱石試料の放射非平衡分析データに基づいたウラン鉱床中でのウランとその娘核種の移行規模を研究した例や、ウラン探査に応用した例についてこれまでに実施してきた成果の中から紹介する。
坪田 浩二*; 落合 洋治*; 花木 達美*; 長谷川 健*; 沖田 正俊*; 小出 馨*; 永崎 靖志*
JNC TN7400 2005-019, 114 Pages, 1993/04
JNC-TN7400-2005-019.PDF:7.46MB
本報告書は、中部事業所・技術開発課が平成4年度に実施した研究開発の業務成果を取りまとめたものである。成果については、地層科学研究に係る技術開発と、探鉱や採鉱に関する技術開発の二つに分類して掲載した。
野原 壯; 瀬尾 俊弘; 落合 洋治
PNC TN7410 91-030, 28 Pages, 1991/09
岐阜県東濃地域にある月吉ウラン鉱床は第三紀に形成された砂岩型ウラン鉱床であり、この鉱床を利用してナチュラルアナログ研究を進めている。その一環として還元環境下の岩石中における天然ウラン系列核種(U-238,U-234,Th-230,Ra-226)の挙動を解明するため、放射平衡-非平衡の研究を実施した。ウラン鉱化体の分布は東西方向の基盤の古河川構造によって規制されており、サンプルは鉱化体から6つのボーリングの岩芯と坑道を使って合計185個採取した。鉱化体は地下水水流系に沿って上流部、中流部、下流部、最下流部の4つに区分している。鉱化作用は中流部で最も顕著である。鉱床の形成は10Maに始まったと考えられる。化学分析と及び
スペクトル分析を行い、以下の結果が得られた。SUP234/U/SUP238/UとSUP230/Th/SUP234/Uの放射能比(185サンプル)は0.8から1.2の間にある。地域的には、地下水流の中流部から下流部にかけて230/Th/234/Uの放射能比が1より小さいものが多い。このうち中流部では、ウラン含有量の比較的少ない部分で230/Th/234/Uの放射能比の値がほぼ1なのに対し、ウラン含有量の比較的多い岩石中ではこの値が1より小さい。SUP226/Ra/SUP230/Thの放射能比(185サンプル)は、0.6から5.1まで大きく変化する。以上の結果と核種の化学的性質や半減期に基づいて考慮した結果、以下の結論が得られた。(1)月吉鉱床では、ウランとトリウムは過去百万年間大きく移行していないと考えられる。(2)中流部から下流部にかけて、ウランは過去数十万年以内に濃集した可能性がある。特に中流部では、鉱化の著しい部分で濃集が起きている傾向が観察される。(3)ラジウムは過去数千年以内に移行していると考えられる。
財津 知久*; 落合 洋治*; 武田 精悦*
PNC TN4410 89-004, 57 Pages, 1989/07
放射性廃棄物の地層処分に関する研究の一環として、東海事業所環境技術開発部地層処分開発室は人工バリアに関するナチュラルアナログ研究を、中部事業所環境地質課は天然バリアに関するナチュラルアナログ研究を実施している。前者のテーマとしては廃棄物ガラスの安定性、パッケージを構成する金属の腐食、緩衝材(ベントナイト)の長期安定性、コンクリートの化学的変質がある。これらの研究はナチュラルアナログ(天然類似物)の分析だけでなく、環境条件の定量的把握および室内変質試験からなり、処分システムの性能評価に必要なモデルの開発・改良・確証に役立てることを目的としている。後者のテーマは、現在、東濃ウラン鉱床においてウランやラジウム等の核種の存在状態、遅延・移行現象等を地質環境との関連において解明することであり、これらの研究は天然バリアにおける核種の移行に関する長期にわたる現象やメカニズムの理解に役立つと期待される。
本田 裕*; 鹿島 貞光; 落合 洋治*; 高信 修*; 成田 大祐*; 今井 忠光*; 鈴木 隆平*; 山本 純太*
PNC TN843 79-07, 34 Pages, 1979/07
日本原子力研究所・東海研究所・IRR-2を用いて,次の照射試験を実施するための燃料ペレットを製造した。1.敦賀炉タイプ燃料ペレット(中空,チャンファ付)の照射挙動解析(ICF-10H)2.プル・サーマル燃料(EPRI型ペレット)の低出力での焼きしまり評価(ICF-11,12,13)3.プル・サーマル燃料(美浜炉タイプ・ペレット)の高出力での焼きしまり評価(ICF-14)ここで(1)については,6.0%濃縮ウラン,密度94%T.Dの中空(チャンファ付)ペレットを燃料ピン1本分製造した。(2)については,6.0%PuO/SUB2-NUO/SUB2,密度94%T.Dで両面デッシュ付ペレットを燃料ピン3本分を製造した。(3)については,美浜燃料照射試験用ペレット製造(記録SN841-75-21)時のロットKM-11-01予備ペレットから燃料ピン1本分を選別し使用した。(1),(2)は焼結温度1,700度Cx2時間。(3)については焼結温度1,700度Cx8時間で,ペレットはセンタレス研削により直径を調整してある。
小泉 益通; 本田 裕*; 湯本 鐐三; 落合 洋治*; 堀井 信一*; 山本 純太*; 平沢 正義; 八木 隆雄
PNC TN841 79-38, 250 Pages, 1979/06
BWR型商業炉でのプルトニウム燃料実証試験の先行試験として当照射試験が計画された。試験では製造上の健全性を確認すると共に,燃料の照射挙動を知る上から各種の燃料棒計装を採用した。また炉の運転上および燃料破損検出の面から集合体にも各種の計装が取付けられる。燃料の特色としては中実ペレットの他に中空ペレットも採用したこと,および表面研削ペレットと未研削ペレットの採用などがある。中空ペレットの製造と燃料棒の計装は初めての試みであり,中空ペレットの製造試験より計装燃料棒加工終了まで約1年を要した。集合体組立およびそれへの計装取付はハルデン・サイトで行われる。集合体部材については2体分を製作し,設計・製作上のミス確認のためプル燃において1体を組立て健全性を確認した。これら燃料は52年11月頃出荷予定であったが,核物質の輸送に係わる法律改正,および核物質の第三国移転手続き等のために大巾にスケジュールが遅れた。本報告は,燃料および各種部材等の製造・加工における諸データを整理収録したものである。
本田 裕*; 鹿島 貞光; 成田 大祐*; 高信 修*; 山本 純太*; 雪 隆司*; 鈴木 隆平*; 落合 洋治*
PNC TN841 79-04, 63 Pages, 1979/01
低密度ペレット製造法としてのPore-Former法について,方法の検討および製造試験を行なった。この方法では,ペレット焼結密度,ポアサイズ,ポア形状,分布等のコントロールが容易であるが,Pore-formerの種類によっては,ペレット中にクラックが発生する。クラック発生の原因は,成型時におけるマトリックスとPore-formerのスプリングバック率の差,ならびに昇温および分解時のPore-formerの熱膨張によるものと推定された。クラックを発生させないPore-formerの選択のため,各種の有機化合物について試験を行なった結果,球状ノニオンが有望であった。この球状ノニオンについての評価試験と,その際得られた2
3の知見も併記した。
小泉 益通; 鹿島 貞光; 鈴木 征雄*; 落合 洋治*; 成田 大祐*; 高信 修*; 鈴木 隆平*; 今井 忠光*
PNC TN841 78-24, 75 Pages, 1978/03
高速原型炉「もんじゅ」を対象に、冷却材事故時及び退出力事故時における燃料ピンの安全性を実験的に確認する為の照射試料を製造する。原型炉燃料の安全性確認実験の第一段階として、未照射の燃料ピンを用いて以下の実験をGETRで行なう。l)配管破損事故模擬実験(LOC)2)局所流路閉塞事故模擬実験(LFB)3)低密度燃料過出力照射実験(OP)上記の実験を行なう為、30w/o PuO/SUB2-UO/SUB2原料を使用して混合酸化物ペレットを第1開発室の施設を用いて製造した。
本田 裕*; 佐々木 進*; 落合 洋治*; 鹿島 貞光
PNC TN841 77-57, 105 Pages, 1977/10
本計算コードCOSTACKは、ペレット検査データを整理し、スペックに対する合否を判定するメインプログラムと合格ペレットについて、組み合わせを変えてスタック長の調整を実施するサブプログラムから成り立っている。スタック長調整サブプログラムはSTACK-ISTACK-IIIの三種類あり、用途に応じて任意に選ぶことができる。STACK-Iはペレット総数が多く(5002,000)長尺ピンのスタック長を調整する場合に適している。STACK-IIはペレット総数が少なく(500個以下)短尺ピンのスタック長を調整する場合に適している。STACK-IIIはSTACK-IIを改良したもので、試行組み合せ数が多い。本計算コードによって、ペレット検査-スペック判定-合格ペレットのスタック長調整という一連の工程の作業能率が大きく向上した。
1976年3月小泉 益通; 古屋 広高; 加納 清道*; 長井 修一朗; 立花 利道; 落合 洋治*
PNC TN843 76-04, 40 Pages, 1976/08
高速炉燃料の設計および燃料照射挙動解析のため,必要とする国内外の燃料物性に関するデータの集積,評価1973年4月1976年3月までに報告された 物性データの集収整理。
榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鈴木 哲; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 山西 敏彦; 星野 毅; 中道 勝; et al.
no journal, ,
我が国は、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)を主案として、ITERの核融合環境を用いて、モジュール規模で核融合環境下で増殖ブランケットの性能試験を行うための、ITER-TBM試験に向けて開発を進めている。我が国は、これまでに、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の組合せ試験にも成功した。さらに、厚さ90mmの後壁の製作技術についても、模擬材料を用いたモックアップの製作を終了した。モジュール製作技術をほぼ見通した。また、トリチウム生産のために必要な技術として、先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発や、核融合中性子を用いたとリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。
