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論文

Analysis on ex-vessel loss of coolant accident for a water-cooled fusion DEMO reactor

渡邊 和仁; 中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*; 浅野 和仁*

Proceedings of 26th IEEE Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2015), 6 Pages, 2016/06

水冷却方式の核融合原型炉において、真空容器外でブランケット冷却配管が破断した場合、高温・高圧の蒸気が建屋区画内に放出されるため、加圧により放射性物質が建屋区画外に放散される可能性がある。そこで、本研究ではこの事象(真空容器外冷却材喪失事象)に対し、3つの閉じ込め障壁案を提案した。これらの案に対して事故解析コードである「MELCOR」の核融合向け改良版を使用した熱水力解析を実施し、各案が成立する条件を明らかにした。

論文

Study of safety features and accident scenarios in a fusion DEMO reactor

中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:25.95(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。

論文

Key aspects of the safety study of a water-cooled fusion DEMO reactor

中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10

水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。

論文

Welding technology R&D on port joint of JT-60SA vacuum vessel

芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章; 大縄 登史男*; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.1916 - 1919, 2013/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.96(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA真空容器のポート接続に関する溶接技術のR&Dについて発表する。真空容器はポート開口により計測機器等が容器内へアクセスできるように、73の多様な開口が、それぞれの目的に対応して設計されている。ポート開口は、製作上、設置位置より上下の垂直、上下の斜め、水平に分類される。ポート開口は現地で真空容器のポート管台に真空容器の組立後に溶接される。実際の接続時では、真空容器の熱遮蔽板やトロイダル磁場コイル等と同時期に実施する必要から、ポート開口の接続作業は真空容器の中からのアクセスに制限される。このうち、上下の垂直開口ではコーナー部曲率が50mmと小さく、さらに作業空間は狭隘で接続を困難にしているため、溶接トーチヘッドの可動性や溶接接続の健全性を検証する必要がある。本発表では、ポートとポート管台のモックアップを準備し、実際に溶接性を試験した、これら一連のR&Dについて報告する。TIG溶接ロボットを準備し、作業環境との干渉を避けての、健全な溶接接続の達成について詳しく紹介する。

論文

Safety design concepts for ITER-tritium facility; Toward construction in Japan

大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.

Fusion Science and Technology, 41(3), p.642 - 646, 2002/05

ITER日本建設のため準備されている安全規制の枠組みに関し、科学技術庁の技術顧問会は「ITER施設の安全確保の基本的な考え方の確立について」に、その技術的見地からの考え方を示した。この報告書では、ITERにおける安全確保の目標を、一般公衆と作業従事者を放射性物質による放射線障害から守ることとしている。そのために、核融合反応の受動的終息性や、低い崩壊熱密度等の、ITER施設の安全上の特徴を考慮して、安全設計と安全評価における技術的要件としての基本的な安全性の原則及びアプローチを定めた。すなわち、上記の目標を達成するため、平常運転時におけるALARAの原則の履行,放射性物質を内蔵する機器の構造健全性の確保による事故の防止を行い、コンファインメント施設を設けることで万が一の事故時でも環境中への放射性物質放出を抑制し公衆の過度の放射線被ばくを防止する。ここでは日本における安全性の原則,考え方,技術基準に基づくトリチウムの安全設計概念等について述べる。

論文

Study on decay heat removal of compact ITER

鶴 大悟; 閨谷 譲; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 大平 茂; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 羽田 一彦; 多田 栄介

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.985 - 989, 2001/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.87

コンパクトITERの固有の安全性を踏まえた安全確保の考え方の構築の一環として、全冷却系が機能してない条件下での崩壊熱による各機器の温度上昇を見積もることにより非常用冷却系の必要性を検討した。全冷却系の全冷却材が瞬時に喪失し、機器間は輻射により熱伝達され、クライオスタットがヒートシングとなるといった極端に仮想的な条件にも関わらず、真空容器の最高温度は500$$^{circ}C$$近辺に留まり、なおかつ温度上昇は非常に緩やかで最高温度に到達するのが100日後であった。以上の結果より、コンパクトITERでは崩壊熱密度の小ささから、非常用冷却系が無くても輻射により崩壊熱が除去可能である見通しを得た。併せて、第一壁が一体型である場合及び真空容器冷却系が機能している場合の温度上昇に関して感度解析を行った。

論文

Role of the impurities in production rates of radiation-induced defects in silicon materials and solar cells

Khan, A.*; 山口 真史*; 大下 祥雄*; Dharmarasu, N.*; 荒木 健次*; 阿部 孝夫*; 伊藤 久義; 大島 武; 今泉 充*; 松田 純夫*

Journal of Applied Physics, 90(3), p.1170 - 1178, 2001/08

 被引用回数:44 パーセンタイル:15.29(Physics, Applied)

ボロン(B),ガリウム(Ga),酸素(O)炭素(C)濃度の含有量を変化させたシリコン(Si)に1MeV電子線,10MeV陽子線照射を行い、発生する欠陥をDLTS測定、キャパシタンス測定により分析した。この結果、照射によりEv-0.36eVに格子間Cと格子間Oの複合欠陥(Ci-Oi)に起因する準位が発生すること、Ec-0.18eVに格子間BとOiの複合欠陥(Bi-Oi)が生成されることが明らかになった。また、GaドープSiではCi-Oiの発生が抑制されることを見出した。Ci-Oiは再結合中心として働くことから、この抑制はSi太陽電池の耐放射線性向上につながると考えられる。また、GaドープSiではEv+0.18eVに新たな準位が形成され、この準位は350$$^{circ}C$$での熱処理で消失することが判明した。

論文

Safety activities in JAERI related to ITER

大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.

Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.515 - 522, 2001/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.87

原研で開始されている、ITERの安全設計検討、建設のための設計の具体化、設計基準の整備のための検討の現状及びITERの安全に関するR&Dについて概説する。ITERの安全設計と技術的に考慮すべき要件の検討の過程で考慮されるべき重要な要素として、固有の安全性及び高いレベルの受動的安全性があげられる。これらの安全上の特徴により、基本的に異常の事故への拡大は特別の対処なしに防止可能であり、気密性を持った一次閉じ込め系とこれを取り囲むコンファイメント施設とによりITERの安全確保が可能であることについて述べる。ITERに特徴的な機器の構造設計基準や日本への立地の際に必要とされる免震設計の基準確立のための委員会における検討状況や、原研において進められている、トリチウム閉じ込め、免震構造設計、ICE/LOVA事象等にかかわるITERの安全性に関するR&Dについても報告する。

報告書

JT-60粒子入射加熱装置の設計及び技術開発

栗山 正明; 秋場 真人; 秋野 昇; 荒木 政則; 大楽 正幸; 海老沢 昇; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 井上 多加志; 河合 視己人; et al.

JAERI-M 87-169, 182 Pages, 1987/10

JAERI-M-87-169.pdf:5.53MB

JT-60粒子入射加熱装置(JT-60NBI)は、JT-60の臨界条件を達成するため、75keV(50~100keV)のビームエネルギーで、最大20MW/10秒の高速中性ビームをJT-60プラズマに打ち込むものである。JT-60NBIに要求される性能は、従来のNBI装置の性能をはるかに凌ぐもので、その設計製作には従来の技術レベルを大きく越える必要があった。このため、イオン源を中心としてJT-60NBIの構成機器の試作開発を10年以上に渡って進めてきて、その集大成として、1986年、JT-60NBIの完成に漕ぎつけた。この報告書は、JT-60NBIの技術開発及び設計についてまとめたものである。

論文

The JT-60 neutral beam injection system

松田 慎三郎; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 海老沢 昇; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 金井 文雄*; 河合 視己人; 小又 将夫; et al.

Fusion Engineering and Design, 5, p.85 - 100, 1987/00

 被引用回数:21 パーセンタイル:12.91

JT-60NBI加熱装置のシステムと特徴についてまとめたものである。

口頭

JT-60SA真空容器の重力支持脚座屈解析

江尻 満*; 喜多村 和憲*; 荒木 隆夫*; 大森 順次*; 浅野 史朗*; 早川 敦郎*; 芝間 祐介; 正木 圭; 逆井 章

no journal, , 

トカマク型核融合装置のプラズマ運転では電磁力が載荷され、また、ベーキング運転を行うために熱荷重も作用する。このため、重力支持脚では、自重だけでなく、これらの設計値を満足する構造健全性を有する必要がある。重力支持脚では、板ばねを用いて、電磁荷重支持方向に剛、熱荷重緩和に柔となる構造機能性を同時に達成する。本検討では、これら板ばねの座屈強度に注目し、板ばね構造に対する、機械加工及び溶接に起因する幾何学的不整を考慮して、解析をした。この結果、本支持構造では、想定される初期不整を考慮しても、十分な座屈強度を有することがわかった。

口頭

JT-60SA真空容器セクターの製作完了と組み立て

浅野 史朗*; 奥山 利久*; 江尻 満*; 水牧 祥一*; 持田 務*; 濱田 崇史*; 荒木 隆夫*; 早川 敦郎*; 佐川 敬一*; 甲斐 俊也*; et al.

no journal, , 

東芝ではBA活動の中核装置に位置づけられている超伝導トカマクJT-60SAの真空容器(高さ6.6m、外径9.95m、重量約150トン)の実機製作を2009年11月よりスタートし、40度セクター7体、30度セクター2体、20度セクター1体から成る、セクター10体すべての製作を2014年4月に予定通り終えた。2014年6月からは現地で各セクターをトーラス状に配置しセクター同士の接続を開始する。本講演では二重壁構造を有する真空容器セクターの製造技術、製作精度、組み立て方法について紹介する。

口頭

トカマク原型炉における冷却材喪失事象の研究

中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 橘高 大悟*; 石井 響子*; 松宮 壽人*

no journal, , 

冷却材が全量かつ瞬時に喪失した場合におけるトカマク原型炉の安全上の特徴について、最近の知見を報告する。冷却水が瞬時に全量喪失し、かつ外部電源の供給も無く、能動的な除熱は何も行えないという極端な状況を仮定し、核融合炉熱水力過渡解析コードMELCOR-fusを用いて、炉内機器の温度変化を解析した。冷却材全量瞬時喪失のように極端な事象でも、原型炉の炉内機器や真空容器(放射性物質に対する閉じ込め障壁)の温度は融点に達しないことが分かった。

口頭

JT-60SA真空容器用重力支持脚の設計と製造

江尻 満*; 浅野 史朗*; 大森 順次*; 奥山 利久*; 高橋 信次*; 山田 正博*; 荒木 隆夫*; 甲斐 俊也*; 芝間 祐介; 正木 圭; et al.

no journal, , 

東芝では、建設中のJT-60SA装置において、真空容器セクターの製作及びその組立を受注している。これらの一環として、真空容器の支持構造も製作する。本発表では、支持構造の設計と製造について報告する。真空容器の支持構造では、運転中に想定される電磁力や地震等の様々な荷重の負荷に対して剛構造に設計する。他方、高真空のために200$$^{circ}$$Cで真空容器をベーキングする際には、容器と架台の熱膨張差を支持構造で柔軟に吸収する必要がある。夫々の荷重と合わせて、遮蔽水及び容器内機器を含む容器の自重も支持する。このため、剛性と柔軟性を兼ね備えた板ばねを採用し、9脚等配の構造を提案して現在製造の段階にある。本発表では、有限要素法に基づいた構造設計を報告すると共に、支持脚部品の組立方法も紹介する。更に、実機支持脚の部品について、製作の方法とその方法を確立するために行った試作の結果も報告する。

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