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報告書

廃棄物コンテナ非破壊測定装置(WCAS)2号機の特性試験及びIAEAアクセプタンステスト

舘野 久夫; 小林 茂*; 土居 健二*; 青木 勲; 柴田 照夫; 浅妻 新一郎

JNC-TN8410 2002-008, 136 Pages, 2002/04

JNC-TN8410-2002-008.pdf:9.98MB

プルトニウム燃料センターでは、第2プルトニウム廃棄物貯蔵施設の新設に伴い、貯蔵施設で貯蔵するコンテナ内の放射性固体廃棄物中に含まれるPu量を測定するために、米国キャンベラ社で製作したWCAS2号機を導入した。本装置は、2000年6月から特性試験、次いで2001年3月には文部科学省査察官立会いのもとIAEAがアクセプタンステストを実施し、2001年6月から計量管理機器及び査察機器として運用を開始している。ここで実施した特性試験は、標準線源にPuO/$2粉末を用い、実廃棄物に近い状態となるように線源を配置するなど、WCAS1号機の特性試験の知見を踏まえ実施した。その結果、測定誤差は約9%(1$sigma$)以下となり、検出下限値は約2mg(/sup$240Pu-eff)となった。また、アクセプタンステストにより、査察時に必要な各パラメータを設定することができた。

論文

Design of the toroidal field coil for A-SSTR2 using high Tc superconductor

安藤 俊就; 加藤 崇; 牛草 健吉; 西尾 敏; 栗原 良一; 青木 功; 濱田 一弥; 辻 博史; 長谷川 満*; 内藤 秀次*

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.13 - 16, 2001/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:41.46(Nuclear Science & Technology)

核融合動力炉A-SSTR2のトロイダル・コイルを高温超伝導導体を用いて設計した。その設計思想,具体的設計例,今後の高温超伝導導体の開発ターゲットについて紹介する。

論文

Composition adjustment of low activation materials for shallow land burial

関 泰; 田原 隆志*; 青木 功; 植田 脩三; 西尾 敏; 栗原 良一

Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.435 - 441, 2000/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.33(Nuclear Science & Technology)

代表的な低放射化材料であるフェライト鋼、バナジウム合金及びSiC/SiC複合材料の組成を調整することにより日本において浅地埋設できる割合を高めることを検討した。その結果、バナジウム合金はN$$_{6}$$不純物を、SiC/SiC複合材料はN不純物を減らすことによりほとんど全ての放射性廃棄物を浅地埋設できることが示された。これに対して低放射化フェライト鋼F82Hの場合には、合金成分であるWの割合を減らさないと90%の浅地埋設割合をこれ以上増やすことはできないことがわかった。

報告書

一般廃棄物発生量低減対策検討会報告書

青木 勲; 綿引 政俊; 芳賀 哲也; 菊池 圭一; 須藤 勝夫; 綱嶋 康倫; 岡本 成利

JNC-TN8420 2000-005, 42 Pages, 2000/04

JNC-TN8420-2000-005.pdf:2.09MB

平成11年8月、東海事業所における一般廃棄物の100%リサイクル運動について、所長より提言がなされ、現在、環境保全・研究開発センターを中心にその取組みが展開されている。これを受け、プルトニウム燃料センターにおいては、プルセンターをコストミニマムに運営するにあたり、廃棄物の低減化についての問題意識の醸成を図りつつ、低減化の具体策等を検討することを目的に一般廃棄物発生量低減対策検討会を設置し、検討を進めてきた。本報告書は、廃棄物等の分類方法、処理フロー及び発生量等を調査した結果から明らかとなった問題点を整理し、廃棄物発生量低減化に向けた具体策、リサイクルに向けた具体策及びそれらを実施する際の課題等についてまとめたものである。廃棄物発生量の低減を実現するためには、従業員各個人の問題意識の醸成はもちろんのこと、プルセンターとして、廃棄物の低減化に向けた取組みを展開していくことが肝要であり、本報告書の対策案を可能な限り実施すべきであると考える。廃棄物発生量の低減化、リサイクルの推進等をプルセンター内従業員が行うことが、環境保全、社会的責任、コスト意識の醸成に繋がり、近い将来「一般廃棄物の100%リサイクル」が達成されると思われる。

論文

Control of fusion power in a steady-state tokamak reactor

栗原 良一; 西尾 敏; 植田 脩三; Polevoi, A. R.; 青木 功; 安島 俊夫*; 岡田 英俊*; 長谷川 満*; 牛草 健吉

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.3, p.553 - 557, 2000/00

商業発電炉は、日中や季節ごとの電力需要の変化に応じて炉の出力制御が可能である方が望ましい。従来、自己点火プラズマの核融合炉にとって出力制御は容易でないと考えられてきた。本論文は、将来の定常核融合動力炉において核融合出力制御が可能であることを明らかにした。原研で検討している革新的定常核融合炉A-SSTR(定格出力4.0GW)を例に、外部から容易に制御できる加熱電流駆動パワー,電子密度,プラズマ電流を変化させることにより、どの程度、核融合出力を変化させることができるか、電流駆動解析コードACCOME及び1.5D輸送コードTOPICSを用いて評価した。その結果、定格運転パラメータからプラズマ電流を25%、電子密度を38%、加熱電流駆動パワーを25%の範囲で変化させ、定格核融合出力の66%まで下げられることを明らかにした。

報告書

Development of dynamic simulation code for fuel cycle of fusion reactor

青木 功; 関 泰; 佐々木 誠*; 新谷 清憲*; Kim, Y.*

JAERI-Data/Code 99-004, 136 Pages, 1999/02

JAERI-Data-Code-99-004.pdf:5.82MB

核融合実験炉の燃料循環系のシミュレーションコードを作成した。本コードは、パルス運転時のプラズマチェンバ及び燃料循環系内に分布する燃料の時間変化を追跡する。プラズマチェンバ及び燃料循環系における燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能を時間当りの処理量に着目してその時間変化を追跡した。プラズマチェンバ及び燃料循環系各サブシステムごとに状態方程式と出力方程式を定め、燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能をモデル化し、時間に関し定常となるサブシステムの常数は、ITERの概念設計書に依拠した。本コードを用いて、燃焼状態と燃料循環系サブシステムの処理機能とに依存する供給量の時間変化と、滞留量の時間変化を示した。

論文

Effect of activation cross section change on the shallow land burial fraction of low activation materials for fusion reactors

関 泰; 青木 功; 植田 脩三; 西尾 敏; 栗原 良一; 田原 隆志*

Fusion Technology, 34(3), p.353 - 357, 1998/11

核融合炉に使用される低放射化材料であるフェライト鋼、バナジウム合金、SiC複合材料の不純物を含めた構成元素の濃度が、どの程度以下であれば、照射後に浅地埋設できるかを明らかにする。その結果に基づいて、浅地埋設できる割合を増やすための元素組織を明らかにする。

論文

Safety scenario and integrated thermofluid test

関 泰; 栗原 良一; 西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦

Fusion Engineering and Design, 42(1-4), p.37 - 44, 1998/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.18(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の真空容器には、大量のトリチウムと放射化ダストが存在すると想定される。そこで、これらの放射性物質が、異常時にどの程度の割合で可動化し、真空容器外に放出され、環境中に放出されるかを評価する必要がある。異常事象として、真空容器内の冷却材浸入事象(ICE)と真空破断事象(LOVA)が想定されており、これらに関しては、ITER工学R&Dとして個別に予備試験がなされており、事象解明と評価モデルの構築を進めている。今後は、さらにICEからLOVAへの事象進展の可能性、進展した場合の影響を評価するとともに、評価モデルの妥当性を示すために、真空容器内伝熱流動安全総合試験を計画している。本報告は、真空容器内の熱流動事象の検討結果から導出された総合試験装置の概要と試験計画を紹介する。

論文

Improved tokamak concept focusing on easy maintenance

西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 関 泰; 新谷 吉郎*; et al.

Fusion Engineering and Design, 41, p.357 - 364, 1998/00

 被引用回数:51 パーセンタイル:3.98(Nuclear Science & Technology)

トカマク炉は保守が困難であるとの指摘がなされており、その原因としては、以下の3つが考えられる。(1)プラズマ周辺機器に作用する電磁力。これは電磁力に耐える強固な支持機械と容易な着脱性を同時に満足することが困難なことによる。(2)保守作業中の高い放射線環境条件。このような環境下で実用に耐える材料および機器は極めて限られる。(3)トカマク装置の幾何形状の複雑さ。トカマク装置の主要機器は互いに交鎖しており、かつ機器配置が窮屈である。これを克ふくするために高アスペクトで、SiC/SiC材料を用いたトカマクを提案した。

報告書

核融合炉燃料循環系動特性コードの開発; 単パルス運転の結果

青木 功; 関 泰; 佐々木 誠*; 新谷 清憲*; C.Kim*

JAERI-Data/Code 97-042, 113 Pages, 1997/11

JAERI-Data-Code-97-042.pdf:3.59MB

核融合実験炉の燃料循環のシミュレーションコードを作成した。本コードは、パルス運転時のプラズマチェンバ及び燃料循環系内に分布する燃料の時間変化を追跡する。プラズマチェンバ及び燃料循環系内における燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能を時間当たりの処理量に着目してその時間変化を追跡した。プラズマチェンバ及び燃料循環系各サブシステム毎に状態方程式と出力方程式を定め、燃料の燃焼、排気、精製、供給の機能をモデル化し時間に関し定常となるサブシステムの定数は、ITERの概念設計書に依拠した。本コードを用いて、燃焼状態と燃料循環系サブシステムの処理機能とに依存する処理量の時間変化と、滞留量の時間変化を示した。

報告書

核融合動力炉における放射性廃棄物管理及び処分シナリオの検討

田原 隆志*; 山野 直樹*; 関 泰; 青木 功

JAERI-Tech 97-054, 164 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-054.pdf:5.46MB

5通りの構造材料を用いた核融合炉と軽水炉の寿命中に発生する主要な放射性廃棄物の利用と放射化レベルを算定し、その環境及び経済的な影響を評価して比較した。まず核融合炉において発生する放射性廃棄物の量と放射化レベルを放射化計算により評価した。次に我国におけるこれら廃棄物の処分方法を検討して、一定の仮定の下に処分コストを概算した。他方軽水炉の放射性廃棄物量と放射化レベルに関しては文献調査により求め、その処分コストを核融合炉と同等の仮定の下に概算し、両者の比較を行った。その結果、核融合炉の中レベル廃棄物に対する中間所蔵費及び軽水炉の高レベル廃棄物処分費に、処分コストの相対比が強く依存することが明らかになった。

論文

Maintenance oriented tokamak reactor with low activation material and high aspect ratio configuration

西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 栗原 良一; 功刀 資彰; 関 泰

Fusion Energy 1996, 3, p.693 - 699, 1997/00

トカマク型核融合炉の弱点のひとつに機器構成の複雑性及び使用材料の放射化に起因して保守・修理の困難さを伴うことが指摘されている。その困難さを大幅に軽減するために極低放射化材料を使用するとともに、トーラス体を放射状に等分割し、それぞれのセクターを組立ユニットとする新たな炉概念DREAM炉を提案した。主な特徴は、(1)SiC/SiC複合材の導入により、保守時の放射線線量率を著しく低減し、さらにディスラプション時の電磁力発生を回避した。加えて、強い耐熱性故高温ヘリウム冷却が可能となり熱効率が向上した。(2)プラズマアスペクト比を大きくしたことにより、配管系をトーラス内側に引き出すことが可能となった。さらにブートストラップ電流の比率が大きくなり所内電力比が低減された。

論文

Preliminary comparison of radioactive waste disposal cost for fusion and fission reactors

関 泰; 青木 功; 山野 直樹*; 田原 隆志*

Journal of Fusion Energy, 16(3), p.205 - 210, 1997/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:41.77

5種類の構造材料を用いた核融合炉と代表的な軽水炉の寿命中に発生する主要な放射性廃棄物を算定し、その処分コストを概算して比較した。まず放射化計算により、核融合炉において発生する放射性廃棄物量と放射化レベルを評価した。次にわが国におけるこれら廃棄物の処分方法を検討し、一定の仮定の下に処分コストを概算した。軽水炉の放射性廃棄物量と放射化レベルに関しては文献より調査し、その処分コストを核融合炉と同等の仮定の下に概算し、両者の比較を行った。その結果、中レベル廃棄物に対する中間貯蔵費および核分裂炉における高レベル廃棄物処分費に比較結果が強く依存することが明らかになった。

論文

Proposal of integrated test facility for in-vessel thermofluid safety of fusion reactors

栗原 良一; 関 泰; 植田 脩三; 青木 功; 西尾 敏; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; et al.

Journal of Fusion Energy, 16(3), p.225 - 230, 1997/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.5(Nuclear Science & Technology)

VDE事象や逃走電子のようなプラズマ異常は、真空容器内冷却管の多数損傷に至る可能性がある。冷却管が損傷すると冷却水が真空容器内で蒸発し、加圧を引き起こす。このような事象を冷却材侵入事象(ICE)と呼ぶ。また、ICE等による真空容器内圧上昇が起因となって、真空境界が破断する真空破断事象(LOVA)が想定される。現在までに実施してきたICE予備試験とLOVA予備試験では、これら事象の基本的メカニズムに着目した実験を行い、基礎データを得て評価コードの開発を行ってきた。総合試験では、ITERの安全審査に備え、これら評価コードの検証を行うとともに、ICEからLOVAに至る現象を総合的に試験する計画である。本論文では、現在、概念設計を進めている総合試験装置の概要及び試験の計画について紹介する。

論文

Preliminary evaluation of radwaste in fusion power reactors

関 泰; 青木 功; 山野 直樹*; 田原 隆志*

Fusion Technology, 30(3), p.1624 - 1629, 1996/12

核融合動力炉において、その運転期間中及び廃炉時に発生する放射性廃棄物の放射化のレベル、崩壊熱、物量等を5通りの構造材料を使用した場合について評価した。その結果が我が国においてどのような意味を有するかについての考察を試みた。中性子フルエンスが10MW・a/m$$^{2}$$以上の重照射の場合には、中性子多段反応の結果生成する放射性核種の寄与が大きいこと、炉停止後の崩壊熱は構造材料によって減衰の様子が大きく異なることが明らかになった。

論文

A Proposed safety assurance method and its application to the fusion experimental reactor

岡崎 隆司; 関 泰; 稲辺 輝雄; 青木 功

Fusion Engineering and Design, 30(3), p.201 - 216, 1995/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.61(Nuclear Science & Technology)

核融合実験炉の安全確保の達成方法を示す。核融合実験炉の安全上の特徴を踏まえて、安全確保の基本的な考え方として、通常状態に対してはALARA(As Low As Reasonsbly Achievable)を、通常状態からの逸脱に対しては深層防護の考え方を用いることにする。この考え方に基づいた本方法は、機器の安全設計、この安全設計に対して安全上の見地から適切な要求を課すための安全機能の重要度分類の方法とその適用例、これらの妥当性を確認するために安全評価を行うが、そのための事象抽出法とそれを適用して求めた設計基準事象等から構成されている。本方法は核融合実験炉の安全確保を達成するための有効な方法になると考える。

論文

Analyses for passive safety of fusion reactor during Ex-vessel loss of coolant accident

本多 琢郎*; 岡崎 隆司*; 真木 紘一*; 宇田 達彦*; 関 泰; 青木 功; 功刀 資彰

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(4), p.265 - 274, 1995/04

 被引用回数:8 パーセンタイル:35.33(Nuclear Science & Technology)

ダイバータ冷却系での真空容器外冷却材喪失事故時における核融合実験炉の受動的安全性を検討した。この目的のためプラズマ動特性と炉構造体の伝熱特性を同時に計算できるコードを開発し、拡散モデルを用いてエッジプラズマでの不純物輸送を扱えるように改良した。このコードで受動的安全性の解析を行い、次の結果を得た。ダイバータ冷却系のコールドレグでギロチン破断が生じた場合、黒鉛のプラズマ対向壁から照射誘起昇華により不純物がプラズマ中に混入し、不純物密度が2秒以内で2倍になる。このプラズマ対向壁からの不純物により、約4秒後には受動的にプラズマ停止する。一方、ダイバータ受熱部の銅冷却管は約3秒後に溶融温度に至る。このように事象の進展が早い事故の場合、受動的なプラズマ停止だけでは炉の健全性を保てず、更に能動的な停止システムが求められる。

論文

Experiments on high temperature graphite and steam reactions under loss of coolant accident conditions

宇田 達彦*; 小川 益郎; 関 泰; 功刀 資彰; 青木 功; 本多 琢郎*; 岡崎 隆司*; 西野 信博*

Fusion Engineering and Design, 29, p.238 - 246, 1995/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.93(Nuclear Science & Technology)

核融合実験炉のプラズマ対向材として黒鉛が有望であるが、真空容器内で冷却管が破損した場合には高温黒鉛と水蒸気の反応による生成ガス組成や圧力を評価する必要がある。このような事故時の安全解析用基礎データを得る目的で実験と解析を行った。実験では、気密性の加熱炉に黒鉛試料を置き、一定時間水蒸気と反応させた後、前後の重量差から反応速度を求めた。その結果(1)反応速度は温度の関数で表わせ、反応の活性化エネルギーは1300$$^{circ}$$Cを境に高温側で低くなる。(2)C/Cコンポジット材の反応速度は等方性黒鉛の約1/2で、材料依存性がある。(3)反応生成ガスはH$$_{2}$$,CO,CO$$_{2}$$でその組成比も1300$$^{circ}$$C付近で変化する。この組成変化は、水蒸気と各種生成ガスの相互反応速度式を解くことで解析的に再現できた。これらの成果を今後真空容器内LOCA解析に活用していく。

報告書

核融合安全データベースの設計

青木 功; 関 泰

JAERI-M 94-044, 63 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-044.pdf:1.27MB

核融合炉システムの安全性設計及び評価を支援することを目的とした核融合安全関連文献検索システムの作成及び利用方法について報告する。核融合特有のエネルギー生成の運転・制御方式や、工学的な対策としての安全確保の方策に関する数多くの文献が報告されている。これらの文献において報告されている核融合安全に関する項目の抽出方法とその定義の仕方について述べるとともに、平成5年度に具体化されたシステム構成とその機能について報告する。

報告書

核融合実験炉施設の安全確保の一方法

岡崎 隆司*; 関 泰; 稲辺 輝雄; 青木 功

JAERI-M 93-112, 122 Pages, 1993/06

JAERI-M-93-112.pdf:4.05MB

核融合実験炉の安全確保の方法について提案する。核融合実験炉の安全上の特徴を踏えて、安全確保の考え方として、通常状態に対してはALARA(As Low As Reasonably Achievable)を、通常状態からの逸脱に対しては深層防護の考え方を用いることにする。この考え方に基づいた本方法は、機器の安全設計、この安全設計に対して安全上の見地から適切な要求を課すための安全機能の重要度分類の方法とその適用例、これらの妥当性を確認するために行う安全評価のための事象抽出法とそれを適用して求めた設計基準事象例等から構成されている。この一貫した方法で、核融合実験炉の安全確保は得られる見通しで、この方法は安全確保の有力な方法の一つになると考える。

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