JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　19 件中 1件目～19件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Status and future plan of utilization in JMTR

土田 昇; 大岡 紀一; 近藤 育朗; 新保 利定

ASRR-V: Proc., 5th Asian Symp. on Research Reactors, 1, p.123 - 130, 1996/00

JMTRは、熱出力50MWで国内最高の中性子束の材料試験炉であり、動力炉の開発、RI生産、基礎研究のための照射試験を目的として設計、建設された。1968年の初臨界以来28年間、軽水炉、高温ガス炉、新型転換炉、高速炉の開発等に貢献してきた。現在、JMTRは照射設備として、キャプセル照射設備、水力ラビット照射設備、シュラウド照射設備を備え、幅広い照射ニーズに対応している。今後の利用動向としては、軽水炉の高経年劣化対応の照射試験、核融合炉ブランケット材の照射試験が望まれている。それに対応して、JMTRでは、再照射技術、きめ細い照射環境の制御、その場計測技術等の照射技術の高度化を進めている。

論文

核融合エネルギーのはなし

近藤 育朗; 栗原 研一; 宮 健三*

核融合エネルギーのはなし, 0, 165 Pages, 1996/00

原子力の研究開発の中で「核融合」が重みを増し大規模化するなかで、関係する技術分野及び技術者の裾野が近年目立って広がりつつある。この状況を背景に、核融合開発の現状を見通せる読み物が求められている。本書はトカマクを中心に、現状での技術を基礎に置いた核融合炉の作り方マニュアルとでもいうべきものを試み、それを通じて読者に開発の現状と課題の理解を促すことを目的とするものである。

論文

Machine performance and its effects on experiments in JT-60U

近藤 育朗; JT-60チーム

Fusion Technology 1994, 0, p.759 - 762, 1995/00

JT-60Uの実験運転は今年4年目に入った。本シンポジウムにおいては本装置の機器性能を、その実験上の効果との関連において、これまでの実験運転を通じて明らかになったことを報告する。これまでの実験ではいわゆる高$$beta$$p配位と呼ばれる体積50m$$^{3}$$前後の比較的小さいプラズマで成果を上げてきた。核融合積を10$$^{21}$$m$$^{-3}$$・s・keVの大台に乗せたあとは、もっと広い範囲のプラズマ密度領域での良い閉込め特性を求める努力が続けられている。これまでに得られたプラズマ特性はトカマク自身の性能に加え、様々な技術的手法を用いて、リップル効果や、色々な意味での不安定性を避ける道を見つけることによって得られたものである。ダイバータ運転におけるX点位置の実時間制御、テイラー型放電洗浄を効果的に行うためのコイル結線の組変え、NBI高出力化のためのイオン源の引出し電極のギャップ調整などがその例である。

論文

Status of machine and operation of JT-60U

近藤 育朗; JT-60チーム

15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 2, 0, p.826 - 829, 1993/00

JT-60は、改造により6MAプラズマ電流運転が可能な、下部ダイバータ付きのJT-60Uとなってから2年余り運転を行ってきた。その間、重水素を用いた放電で運転領域を拡げ、その結果としてプラズマ温度、エネルギー閉込め等のプラズマ特性について記録的な成果が得られている。一方、上記の改造は新たに取組むべき問題も生んだ。6MAに至る高いプラズマ電流を発生させるには、サイリスタ制御切替時の瞬時過電圧発生を避けるような制御シーケンスを選ぶ必要がある。また、トロイダルコイル転倒力に関する変化のモニタリングも必要である。さらに、Hモードを中心とする最近の成果は、壁調整の努力によるところが大きく、ヘリウムグロー放電やボロニゼーション等が適宣実行された。本報告は、JT-60Uの機器と運転技術の現状を実験結果との関連に於いてレビューするものである。

論文

JT-60 operation results after its modification for higher plasma current with single null open divertor

近藤 育朗; 堀池 寛; 閨谷 譲; 松川 誠; 安東 俊郎; 芳野 隆治; 新井 貴; 二宮 博正; 山本 正弘; 小池 常之; et al.

Proc. of the 14th Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, p.177 - 180, 1992/00

JT-60は大電流化の改造が行われ(JT-60U)、本年3月末に運転開始したが、今回の改造が、運転挙動にどう反映されているかについて報告する。真空容器は薄板二重構造多円弧型で応力集中を避ける設計となっているが6MAに近いプラズマがディスラプションを起こしたときの挙動をしっかりおさえておく必要がある。その他、C/C材ダイバータの熱集中とエロージョン、そのプラズマ特性への影響、真空容器にベローズがなくなったことによる変位発生のメカニズムの第一壁取付状態との関係、トロイダル磁場コイル補強後の挙動、排気系の半分を撤去したことによる特に放電洗浄に要する時間への影響等について実測データに基づいて評価を行う。

論文

A Four-pellet pneumatic injection system in the JT-60

平塚 一; 川崎 幸三; 三代 康彦; 吉岡 祐二*; 太田 和也*; 清水 正亜; 近藤 育朗; 小野塚 正紀*; 下村 知義*; 岩本 収市*; et al.

Fusion Engineering and Design, 13, p.417 - 424, 1991/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(91)90096-9
 被引用回数：4 パーセンタイル：47.84(Nuclear Science & Technology)

臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、プラズマに燃料を供給するために4発式ニューマチック方式のペレット入射装置を開発した。4ペレット入射装置の仕様は、ペレットキャリアサイズ$$phi$$3.0mm$$times$$3.0mm2個、$$phi$$4.0mm$$times$$4.0mm2個で、ペレット射出速度を1,900m/s以上、加速ガス圧力100barと定めた。性能試験の結果、水素ガスにおいて最大ペレット射出速度約2,300m/sを得た。これは、ニューマチック方式のペレット入射装置で従来得られた記録をしのぐものである。また、粒子補給率約60~65%のペレットを安定に生成する生成条件が確立された。本報告では、装置の設計、ペレット入射装置の運転及び性能試験についてまとめた。

論文

The JT-60 central control system

近藤 育朗; 木村 豊秋; 米川 出; 栗原 研一; 高橋 実; 相川 裕史; 細金 延幸; 芳野 隆治; 二宮 博正; 川俣 陽一; et al.

Fusion Engineering and Design, 5, p.69 - 84, 1987/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(87)90568-0
 被引用回数：9 パーセンタイル：66.68(Nuclear Science & Technology)

JT-60の制御系は、電源、本体、計測装置など各構成設備毎の制御系全体を総括する全系制御設備とからなる。

論文

JT-60 divertor pumping system and its initial operation in ohmically heated divertor discharges

安東 俊郎; 中村 博雄; 吉田 英俊; 砂押 秀則; 新井 貴; 秋野 昇; 廣木 成治; 山本 正弘; 大久保 実; 清水 正臣*; et al.

Proc. 14th Symp. on Fusion Technology, 1986, Vol.1, p.615 - 620, 1987/00

JT-60ダイバータ室粒子排気装置は、中性粒子入射加熱時における過度のプラズマ密度上昇を防止することを目的として設置された。本装置は4系統のZr/Alゲッターポンプから構成され、各系統には3台のSORB-AC C-500ゲッターカートリッジが取り付けられ、各々ダイバータ室へ接続されている。また、ダイバータ室粒子がトーラス主排気ポートへ流入され易くするように、真空管容器内に排気促進板を取り付けるとともに、ダイバータ室圧力を高めるために、ダイバータ室と主プラズマ容器との間にバッフル板を取り付けた。本排気装置は水素に対して約5m$$^{3}$$/sの排気速度を有することを確認した。また、JT-60ジュール加熱ダイバータ放電において、ダイバータ室圧力がプラズマ電子密度の約2乗に比例して上昇すること、平均電子密度が約1$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$m$$^{-}$$$$^{3}$$になれば、中性粒子入射によるものとほぼ同程度の粒子を排気可能なことがわかった。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,PhaseIIA,Part 2 Chapter V:Transient Electromagnetics

笠井 雅夫*; 上田 孝寿*; 新倉 節夫*; 亀有 昭久*; 木村 豊秋; 近藤 育朗; 松崎 誼; 森 雅博; 辻村 誠一*; 常松 俊秀; et al.

JAERI-M 85-077, 203 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-077.pdf:4.14MB

本論文はIAEA INTOR Workshop、Phase Two A、Part2における日本のナショナルレポートの第V章Transient Electromagneticsをまとめたものである。プラズマ位置のフィードバック制御解析、ディスラプション時の電磁力、電場磁場の浸み込み、プラズマ位置制御およびディスラプション時の渦電流に関するベンチマーク解析等について述べられている。また、制御コイルの位置、シェル構造等のデザインガイドラインや、プラズマ位置形状制御の実験結果、シェル材、絶縁材の照射損傷Iこ関するデータベースについても述べられている。

論文

Experimental evaluation of reactor neutron spectrum in irradiation field; Practical applicability of multi-foil activation and of obtaining unique evaluated spectrum in thermal to intermediate energy region studied using critical facility

近藤 育朗; 桜井 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(6), p.461 - 472, 1981/00

https://doi.org/10.3327/jnst.18.461
 被引用回数：9 パーセンタイル：73.24(Nuclear Science & Technology)

炉中性子スペクトルの実験的評価を、臨界実験装置の中性子場に組合せ箔法を適用し、中間エネルギ領域に重点を置いて行った。unfoldingのためSAND-IIコードを用い、これによりスペクトル評価を行う過程で問題点の解明を行った。使用した箔の放射化断面積データはすべてENDF/B-IVからとった。(n,$$gamma$$)検出器に対する自己遮蔽補正は各々の放射化断面積データに対して行った。その際、吸収効果のみを考慮するか散乱効果も加えるかは検出器の特性によった。ユーロピウムとルテシウムの適用の可否は、崩壊データの選択により定まることが明かとなった。評価スペクトルの独立性は、中間エネルギ及び熱中性子領域に関する限り得られたと云える。本評価作業は、臨界実験装置JMTRCの代表点3ケ所を対象に行い、熱領域・中間領域の結合係数,熱中性子温度及び中間領域の単位レサジー中性子束レベルを各々2%,15%,及び5%の精度で得た。

論文

Verification experiment of threshold detector $$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{m}$$Ag on YAYOI standard neutron field

桜井 淳; 近藤 育朗; 中沢 正治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(12), p.949 - 956, 1981/00

https://doi.org/10.3327/jnst.18.949

材料試験炉の中性子スペクトル評価実験において、しきい値が0.1MeVのしきい検出器$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{m}$$Agを導入し、実用化実験を行なってきたが、本実験はこのしきい検出器の信頼性の実証実験である。 今回の実験を通していくつかの重要な点が明確にできた。すなわち、弥生炉標準場で$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Agを含む14種のしきい検出器を照射し、その実験的に決定した反応率と計算で決定した反応率の差は、すべての反応に対して10%以下であり、このことは今回導入したしきい検出器$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{m}$$Agの信頼性を実証したことになる。また、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{m}$$Ag反応と同時に$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,2n)$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ag反応や$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,p)$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{P}$$d反応なども起こるが、これらの反応により生成された放射能は、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')で生成された$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{m}$$Agの放射能測定には影響しない。$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$$$^{m}$$Agの半減期は44.3secであるが、半減期が短いことが決定的な欠点にはならず、0.1MeV以上の中性子スペクトルを測定する上で有用なしきい検出器となる

論文

Design considerations of a CAMAC system for large tokamak JT-60

熊原 忠士; 小方 厚; 的場 徹; 近藤 育朗; 鈴木 康夫

IEEE Transactions on Nuclear Science, NS-27(1), p.637 - 640, 1980/00

大型トカマク装置JT-60の制御、計測系は、CAMAC規格が適用されて、システムが構成されている。このCAMACシステムでは、中央制御計算機と各ブロック設備のと間のデータ転送を行なうために、運転制御システム、放電制御システム、データ収集システムから構成され、2重化シリアル・ハイウェイが使用されており、このシリアル・ハイウェイに多くのノード・クレートが接続される。さらに、階層構造のシリアル・ハイウェイ、光ファイバによるバイト・シリアル・ハイウェイ、マイクロプロセッサを内蔵した補助コントローラの多用、誤り回復機能をもつタイミング・システム、など種々の進んだ機能を備えてシステムが設計されている。ここでは、これらのJT-60CAMACシステムの種々の設計上考慮した点について報告される。

論文

Utilization of (n,$$alpha$$) and (n,p) reactions for the determination of the low level fast neutron flux of a critical facility

桜井 淳; 近藤 育朗

Nuclear Instruments and Methods, 171(3), p.623 - 626, 1980/00

JMTRの中性子スペクトルの測定はJMTRCを用いて、しきい検出器法で行われている。測定はK-10(燃料領域),J-11(ベリリウム反射体1層目),I-12(ベリリウム反射体2層目)で行われているが、これらの位置の積分高速中性子束($$>$$1MeV)はそれぞれ4$$times$$10$$^{8}$$,2$$times$$10$$^{8}$$,4$$times$$10$$^{7}$$n/cm$$^{2}$$・secである。このような低レベルの高速中性子照射場で$$^{2}$$$$^{7}$$Al(n,$$alpha$$)$$^{2}$$$$^{4}$$Na,$$^{2}$$$$^{4}$$Mg(n,p)$$^{2}$$$$^{4}$$Na,$$^{5}$$$$^{8}$$Ni(n,p)$$^{5}$$$$^{8}$$Co,$$^{5}$$$$^{4}$$Fe(n,p)$$^{5}$$$$^{4}$$Mn,$$^{4}$$$$^{6}$$Ti(n,p)$$^{4}$$$$^{6}$$Scおよび$$^{4}$$$$^{8}$$Ti(n,p)$$^{4}$$$$^{8}$$Sc反応等のしきい反応を導入して高速中性子スペクトルを測定した。K-10位置で生成される放射能は10$$^{-}$$$$^{3}$$~10$$^{-}$$$$^{4}$$$$mu$$C$$_{1}$$$$^{-}$$であったが、大型Ge(Li)検出器を用いて微量放射能を精度良く測定した。同時に$$^{6}$$$$^{3}$$Cu(n,$$alpha$$)$$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{6}$$$$^{0}$$Ni(n,n)$$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{5}$$$$^{8}$$Ni(n,2n)$$^{5}$$$$^{7}$$Niおよび$$^{6}$$$$^{3}$$Cu(n,2n)$$^{6}$$$$^{2}$$Cu反応を検討したが、放射能が弱く使用できなかった。この論文は臨界実験装置の低レベル高速中性子束に対する(n,$$alpha$$)および(n,p)反応の使用に関する技術的問題をまとめたものである。

論文

Experimental evaluations of neutron spectra for a cirtical facility by multi-foil activations

近藤 育朗

NUREG/CP-0004, p.653 - 666, 1977/10

JMTRCを使って、炉内中性子スペクトルの実験的評価を行なった。組合せフォイル法による測定のデータ処理はSANDIIをベースにした方法をとり、対象エネルギ範囲は熱~高速領域とした。共鳴検出器に関する自己遮蔽補正は、すべてオリジナルの断面積データに対して行なった。その際主共鳴の巾により散乱効果を含めるか否かを決定した。ANISNによるスペクトル計算と実測との間には、沢定的な相違はないが、比較の鍵となるべき数100keV附近のスペクトル形状は、しきい検出器の組合わせ方に大きく依存する。このことは、しきい検出器の利用に関しては、断面積の外、崩壊データを含め、最終的に得られる放射能値として、更に高い精度が要求されることを示している。

報告書

JMTRとJMTRCの対応性(No.34cy.実験)

瀬崎 勝二; 武田 勝彦; 桜井 文雄; 小向 文作; 近藤 育朗

JAERI-M 6688, 43 Pages, 1976/08

JAERI-M-6688.pdf:1.47MB

材料試験炉では精度の高い照射と、原子炉の安全性の確認のために、臨界実験装置を使用して各運転サイクルの先行試験を実施して来た。しかし、材料試験炉とその臨界実験装置の間には炉心構造上、若干の差違があり、中性子束分布、反応度等炉特性に差が生じる。これは燃料試料の発熱量、燃料要素の核的ホットスポット因子に影響を与える。そこで、ベリリュウムH枠を変換した第34サイクルにおいて、熱中性子束を測定して材料試験炉とその臨界実験装置の対応性を確認した。本報告には、炉出力、熱中性子束、核分裂率、制御棒反応度、超過反応度の測定結果および検討結果を述べてある。

報告書

JMTRCにおける中性子スペクトルの測定 (箔検出器法による0.1$$sim$$1MeV領域の評価)

近藤 育朗; 瀬崎 勝二; 桜井 文雄

JAERI-M 6550, 22 Pages, 1976/05

JAERI-M-6550.pdf:0.99MB

JMTRに於て、箔放射化法による中性子スペクトルの測定を行なった。特に、0.1~1MeVエネルギレンジの中性子束の寄与を評価することを目的として、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag反応を導入した。速中性子モニタをしてはInを、低エネルギ側には3種類の共鳴検出器を用いた。スペクトルの導出にはSANSIIコードを用いたが、それに必要な初期スペクトルとしては1次元SNコードANISNによる計算値を用いた。Ag箔の導入に当ってはENDEF/B-IVの$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')反応に関する励起関数を基にして編集を行い、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag(n,n')$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Ag反応の断面積ファイルを作成してSANDII断面積ライブラリに加えた。SANDIIを2回ランさせることにより、無理のないスペクトルは得られると同時に、Ag箔の実用比の見通しが得られた。

論文

Reactor neutron dosimetry in the energy region between 0.1 and 1.0MeV with silver

近藤 育朗

Proc.1st ASTM-Euratom Symp.on Reactor Dosimetry, p.579 - 590, 1975/09

JMTRに於て0.1$$sim$$1.0MeVのエネルギー範囲の中性子を評価するために検討を行ったが、一つの方法として銀の利用が浮び上った。$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{7}$$Agおよび$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{9}$$Agは各々上記エネルギー範囲又はその近傍に分散した励起準位、従って中性子による励起反応のしきいエネルギーを持っている。これを利用して炉中性子のエネルギースペクトルを測定することができる。その実用化の一過程として、Foil unfolding用のコードSANDIIの適用性と共に、励起準位別の崩壊$$gamma$$線の係数値が元の中性子のエネルギースペクトルの情報を当該エネルギー範囲内で十分に有していることを確認した。

報告書

JMTRにおける放射線計測の自動化システム

寺田 博海; 神原 忠則; 近藤 育朗; 野村 正之

JAERI-M 5802, 43 Pages, 1974/08

JAERI-M-5802.pdf:1.12MB

JMTRおよぴJMTRCの稼動に伴うルーティン業務としての放射線計測作業に小型計算機を導入して自動化を行った。その結果、作業能率、測定精度、信頼性などに飛躍的な向上が見られた。システムの設計、機能、使用状況などについて示されている。

報告書

JMTR運転中の照射中性子束変動の測定

石塚 宏; 近藤 育朗; 瀬崎 勝二; 野村 正之; 寺田 博海; 作田 孝; 飯田 浩正

JAERI-M 4706, 79 Pages, 1972/02

JAERI-M-4706.pdf:1.81MB

JMTRにおいては、照射中性子束のサイクル中変動を把握し、それにもとづいて試料配置や運転条件を考慮することが必要である。このため、JMTRの第2サイクルにおいて、インコアモニタにより炉心内代表点七ケ所での中性子束変動測定を行なった。その結果、大巾な変動はX$$_{e}$$飽和までの一日の間に認められ、それ以降の変動は主たる照射の場である反射体領威においては20%以内であって、かなり小さいことが判明した。

19 件中 1件目～19件目を表示
  • 1