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論文

Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

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:48.47MB
JAEA-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$$^{2}$$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。

報告書

瑞浪超深地層研究所におけるグラウチング効果に関する研究(受託研究)

河村 秀紀*; 安藤 賢一*; 納多 勝*; 田中 達也*; 松田 武*; 藤井 治彦*; 橋本 秀爾*; 上田 正*; 松井 裕哉; 竹内 真司; et al.

JAEA-Technology 2009-081, 182 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-081.pdf:28.89MB

グラウチングは、地下構造物の施工において湧水を抑制するうえで重要な技術である。一方、地層処分の観点からは、グラウチングに使用されるセメント材料が人工バリアの性能に影響を及ぼす可能性を避けるために、グラウチングの効果やその浸透範囲を定量的に把握する必要がある。このような観点から、経済産業省資源エネルギー庁からの研究受託の一環として、瑞浪超深地層研究所の深度200mレベルに掘削した避難所周辺を対象とし、グラウチングの効果に関する研究を実施した。本研究では、プレグラウチング後に掘削した避難所から計10本のボーリング孔を掘削し各種調査を行うとともに、その結果を総合的に評価し水理地質構造モデルの構築及び地下水流動解析を実施し、グラウト材の浸透範囲やその効果を定量的に検討した。その結果、既存のグラウチング手法は結晶質岩の大量湧水抑制対策として十分な効果を発揮していることを確認するとともに、グラウチングにより1オーダー以上の透水性の低減があったと推定された。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

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:135 パーセンタイル:97.73(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$$^{2}$$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。

論文

結晶質岩中の地下坑道掘削を対象としたグラウト効果に関する研究,3; プレグラウトによる湧水抑制効果の数値解析的検討

田中 達也*; 松井 裕哉; 橋本 秀爾*; 安藤 賢一*; 竹内 真司; 三枝 博光

第38回岩盤力学に関するシンポジウム講演論文集(CD-ROM), p.143 - 148, 2009/01

地下空洞掘削時には、必要に応じ空洞内への湧水抑制のためにグラウトが実施される。一方、高レベル放射性廃棄物地層処分では、一般的なグラウトに用いるセメントが人工バリアに与える影響が懸念されている。筆者らは、経済産業省資源エネルギー庁からの研究受託の一部として、日本原子力研究開発機構瑞浪超深地層研究所の深度200mにおける坑道掘削時のプレグラウトを対象とした各種の原位置結果及び既往の研究成果を活用し、グラウト後の結晶質岩盤の水理地質構造を割れ目ネットワークとしてモデル化するとともに、グラウトの湧水抑制効果を地下水流動解析により定量的に示した。さらに、本解析を通じ、グラウト効果の評価事例と今後の適用に向けた課題をとりまとめた。

論文

結晶質岩中の地下坑道掘削を対象としたグラウト効果に関する研究,2; グラウト施工時の透水試験手法の改良

安藤 賢一*; 竹内 真司; 松井 裕哉; 田中 達也*; 橋本 秀爾*; 藤井 治彦*

第38回岩盤力学に関するシンポジウム講演論文集(CD-ROM), p.137 - 142, 2009/01

地下空洞掘削時には、必要に応じ空洞内への湧水抑制のためにグラウチングが実施される。一方、高レベル放射性廃棄物地層処分では、一般的なグラウトに用いるセメントが人工バリアに与える影響が懸念されている。本報では一般的なセメントグラウトの浸透範囲やその効果を把握・評価する手法の構築を主目的として、日本原子力研究開発機構瑞浪超深地層研究所の深度200mにおける坑道掘削時のプレグラウチング領域を対象に実施した、新たな透水試験手法の適用結果について報告する。その結果、提案した透水試験手法がボーリング孔近傍から周辺領域の10$$^{-9}$$から10$$^{-4}$$(m/s)程度の幅の広い透水係数を取得するうえで有効な手法であることを示した。

論文

Hydraulic tomography in fractured granite; The Mizunami Underground Research Site, Japan

Illman, W. A.*; Liu, X.*; 竹内 真司; Yeh, T.-C. J.*; 安藤 賢一*; 三枝 博光

Water Resources Research, 45(1), p.W01406_1 - W01406_18, 2009/00

 被引用回数:171 パーセンタイル:82.4(Environmental Sciences)

瑞浪超深地層研究所周辺に分布する深層ボーリング孔を用いて、異なる2回の大規模孔間試験を実施した。その結果に基づいて、非定常水圧トモグラフィ(THT)の解析を実施し、透水係数($$K$$)と比貯留係数($$S$$$$_{s}$$)を不確実性の空間分布とともに求めた。さらに等価な$$K$$$$S$$$$_{s}$$を求め、三次元逆解析モデルへの初期パラメータとして使用した。その結果、顕著に高い$$K$$と低い$$S$$$$_{s}$$のゾーンが数百メートルにわたって連続することがわかった。さらに、低い$$K$$を示すゾーンが認識された。これは事前に遮水性と予測されたNNW断層に相当するゾーンである。以上の結果は、(1)水位変化、(2)予測されている断層の分布、(3)揚水に伴う最大水位低下量、(4)揚水に伴う水位変動の応答時間、そして(5)複数の大規模地震に同期した水位変動と整合的である。

論文

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

 被引用回数:4 パーセンタイル:29.41(Engineering, Electrical & Electronic)

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、Nb$$_{3}$$Al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。

論文

岩盤中の透水構造分布に着目した水理地質構造モデルの構築手法の検討

田中 達也*; 安藤 賢一*; 橋本 秀爾*; 三枝 博光; 竹内 真司; 天野 健治

第36回岩盤力学に関するシンポジウム講演論文集(CD-ROM), p.267 - 272, 2007/01

本検討では、岐阜県東濃地域で進められている超深地層研究所計画における深層ボーリング孔3孔で得た調査データを用いて、透水構造の地質・地質構造特性,水理特性を整理し、それに基づく亀裂ネットワークモデルによって深層ボーリング孔周辺領域の基盤花崗岩を対象とした水理地質構造モデルを構築した。そして、この水理地質構造モデルに基づき、任意の体積を有するブロックの等価な透水特性を推定した。さらに、検討を通じて透水構造に関するモデルへの入力パラメータの信頼性を考察するとともに、今後の調査・研究への課題を取りまとめた。

論文

単孔式の水理試験による透水特性パラメータの評価方法に関する研究

橋本 秀爾*; 田中 達也*; 安藤 賢一*; 竹内 真司; 三枝 博光; Kim, H.*

第36回岩盤力学に関するシンポジウム講演論文集(CD-ROM), p.419 - 424, 2007/01

本研究では、ボーリング孔で行われる水理試験に関して幅の広い透水性を有する岩盤(透水係数1E-10$$sim$$1E-4m/sec)を対象とした水理試験を想定し、試験方法や試験時の場の条件が岩盤の透水特性パラメータの評価値に与える影響について数値実験により検討した。ボーリング孔を使用した水理試験時に、ボーリング掘削時の泥水による泥膜形成や断層破砕帯等の脆弱部による孔径拡大といった現象に遭遇することがある。このような状況下で水理試験を行って得られる周辺岩盤の透水特性パラメータへの影響について検討するために、定常法水理試験及び非定常法水理試験を模擬した水理試験データを作成し、一般的なデータ解析法である直線勾配法や標準曲線一致法により透水特性パラメータを評価した。その結果、試験場の変化に対して試験方法や解析方法の違いによる透水特性パラメータへの影響を把握することができた。

論文

Poloidal field coil configuration and plasma shaping capability in NCT

松川 誠; 玉井 広史; 藤田 隆明; 木津 要; 櫻井 真治; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; 安藤 俊就; 三浦 友史

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.914 - 917, 2006/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:29.28(Engineering, Electrical & Electronic)

本論文は、ITERと同様に発電実証炉への貢献を目指すトカマク国内重点化装置(NCT)のポロイダル磁場(PF)コイルの配置設計についてまとめたものである。核融合炉の電力売価は、建設費と核融合出力で決まり、核融合出力はプラズマの規格化ベータ値の約2乗に比例して増大する。このため、高ベータプラズマの実現が経済的な核融合実現の鍵であり、具体的には、理想MHD限界に近い高規格化ベータ値の達成が求められている。プラズマの断面形状パラメータS(=q95*Ip/a*Bt)は、限界ベータ値と相関があると考えられており、核融合炉の設計までに、これらの最適値を検証する必要がある。このため、NCTではアスペクト比やプラズマ断面形状制御性能でITERよりも広い運転領域をカバーすることを目標にしてPFコイルの配置設計を行った。結果的には、アスペクト比が2.6から3.4の領域を、プラズマの形状パラメータSはダブルヌル配位で最大7程度、シングルヌル配位で最大6程度を得ることができた。さらに小断面PFコイルを追加することでプラズマの四角度の制御性が改善できることも明らかにした。

論文

Design study of fusion DEMO plant at JAERI

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02

 被引用回数:117 パーセンタイル:99.01(Nuclear Science & Technology)

原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、Nb$$_{3}$$Al導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。

論文

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

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$$^{2}$$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。

論文

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

 被引用回数:7 パーセンタイル:22.98(Physics, Fluids & Plasmas)

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30 m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。この導体を用いて、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を進めた。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$$^{2}$$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。

論文

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

 被引用回数:2 パーセンタイル:6.52(Physics, Fluids & Plasmas)

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。

論文

Development and operational experiences of the JT-60U tokamak and power supplies

細金 延幸; 二宮 博正; 松川 誠; 安東 俊郎; 閨谷 譲; 堀池 寛*; 櫻井 真治; 正木 圭; 山本 正弘; 児玉 幸三; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.368 - 385, 2002/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.07(Nuclear Science & Technology)

本論文ではJT-60U装置及びコイル電源の開発とこれまでの運転経験についてレビューする。JT-60Uは高プラズマ電流,大体積プラズマ,高非円形プラズマを得るため、当初のJT-60装置から大型化された装置である。改造においては、トロイダル磁場コイルの内側の全ての構成機器が新しく製作された。さらに、ダイバータタイルには炭素材の化学スパッタリングを低減するためボロン変換CFC材が使用された。後には、当初の開ダイバータに代わって、NBI用クライオ排気パネルをダイバータ排気装置に用いた排気装置付の半閉ダイバータを設置した。これらの構成機器の開発に導入されたさまざまな技術や工夫,及びそれらの運転経験は、将来のトカマク装置の設計のための貴重なデータを提供するものである。一方、JT-60Uの運転に影響を与えた主要な故障についても述べる。さらに、重水素を燃料に使用するトカマク装置の保守の重要な課題として、容器内作業者の被ばくを抑えるための方策についても紹介する。

論文

Engineering design study of JT-60 superconducting modification

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 栗田 源一; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 加藤 崇; et al.

Proceedings of 19th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE), p.221 - 225, 2002/00

コイルの超伝導化を主体とするJT-60改修の工学的設計研究を行った。JT-60改修の目的は、原型炉の経済性・環境適合性向上を目指した高性能プラズマの定常運転技術、及び低放射化材料の利用技術の確立である。JT-60改修では、定常化運転に向けて高$$beta$$プラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱・粒子制御,ディスラプション制御に関する研究課題が設定された。これを実現するために必要な装置,機器の検討を行った。トカマク放電を長時間($$geq$$100秒)維持するために必要な超伝導トロイダル磁場コイル(TFC)には、高銅比4のNb$$_{3}$$Alケーブル・イン・コンジット導体を採用することにより高い電流密度の性能が得られ、コンパクトなTFCの設計を可能にした。また、低放射化フェライト鋼製の安定化バッフル板やリップル低減用フェライト鋼の配置及び直接冷却ダイバータ構造体等を検討した。

報告書

Measurements of differential cross sections for the reactions $$^{6,7}$$Li(n,d)$$^{5.6}$$He and $$^{6,7}$$Li(n,t)$$^{4,5}$$He at 14.1 MeV

白土 しょう二*; 渋谷 真二*; 秦 和博*; 安藤 嘉章*; 柴田 恵一

JAERI-M 89-107, 27 Pages, 1989/08

JAERI-M-89-107.pdf:0.75MB

リチウム同位体に関する14MeV中性子誘起核反応断面積の測定結果についてまとめた。測定には2個のガス比例計数管とシリコン検出器から成るカウンターテレスコープを用いた。$$^{6}$$Li(n,d)n$$^{4}$$Heと$$^{7}$$Li(n,t)n$$^{4}$$Heからの重陽子、三重陽子のスペクトルは終状態相互作用理論により解析された。これらの反応及び$$^{6}$$Li(n,t)$$^{4}$$He、$$^{7}$$Li(n,d)$$^{6}$$He反応の角度分布は有限レンジDWBAで解析され、分光学的因子が求められた。

口頭

Three-dimensional inverse modeling of two large-scale cross-hole hydraulic tests in fractured granite at the Mizunami Underground Research Laboratory site, Japan

Illman, W. A.*; Liu, X.*; Yeh, J.*; 安藤 賢一*; 竹内 真司; 三枝 博光

no journal, , 

瑞浪超深地層研究所において2回の孔間水理試験を実施した。その結果を非定常水理トモグラフィ(THT: Transient Hydraulic Tomography)コードを用いて解析を行い、透水係数と比貯留係数の3次元分布を比較した。その結果、高い透水係数と低い比貯留係数が550mから1200mの範囲にわたって分布し、これらが2つの断層帯を形成していることが示された。また透水係数と比貯留係数は負の相関を有し、このため水圧伝播が早いことが明らかとなった。さらにTHTコードによる解析により、低透水性ゾーンの存在が表現された。これは、既に予測している北北西走向の遮水性断層と整合している。解析結果の妥当性の確認については、地質学的な情報,揚水に伴う応答時間,伝播速度などにより実施した。

口頭

Re-interpretation of the fluid electric conductivity measurements carried out in the MIZ-1 borehole at the Mizunami Underground Research Laboratory project

Bruines, P.*; 安藤 賢一*; 新堀 雄一*; 松岡 清幸*; 竹内 真司

no journal, , 

瑞浪超深地層研究所のMIZ-1号孔で実施した電気伝導度検層のデータを新たに開発した有限差分コードを用いて解析を行った。本解析結果で得られた透水量係数と水理試験結果を比較したところ、おおむね同等の値が得られたことから、本解析コードの有効性が確認された。

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