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朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一; 宮越 博幸; 高松 操; 坂本 直樹; 磯崎 涼佑; 大西 貴士; et al.
JAEA-Review 2021-020, 42 Pages, 2021/10
JAEA-Review-2021-020.pdf:2.95MB
原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手している。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和2年度の検討結果を取りまとめたものである。
dosimetry system based on an optical fiber-coupled microsized photostimulable phosphor for stereotactic body radiation therapy矢田 隆一*; 前中 一介*; 宮本 修治*; 岡田 豪*; 笹倉 亜規*; 芦田 基*; 足立 真士*; 佐藤 達彦; Wang, T.*; 赤坂 浩亮*; et al.
Medical Physics, 47(10), p.5235 - 5249, 2020/10
被引用回数：7 パーセンタイル：52.3(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)光ファイバーとマイクロサイズ光刺激蛍光体を組み合わせた定位放射線治療のためのリアルタイム体内線量評価システムを開発した。開発したシステムの線量応答の線形性,線量率依存性,温度依存性などを医療用Linacを用いて検証した。また、測定値と粒子・重イオン輸送計算コードPHITSによる計算値を比較し、その妥当性を確認した。これらの結果より、開発したシステムが定位放射線治療のリアルタイム体内線量評価システムとして十分な性能を有することを確認した。
朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一
JAEA-Review 2020-015, 66 Pages, 2020/09
JAEA-Review-2020-015.pdf:4.27MB
原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手した。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和元年度の検討結果を取りまとめたものである。
加藤 優*; 武藤 毬佳*; 松原 直啓*; 上村 洋平*; 脇坂 祐輝*; 米内 翼*; 松村 大樹; 石原 知子*; 徳島 高*; 野呂 真一郎*; et al.
ACS Applied Energy Materials (Internet), 1(5), p.2358 - 2364, 2018/05
被引用回数：12 パーセンタイル：43.4(Chemistry, Physical)Multinuclear metal active sites are widely used as catalytic reaction centers in metalloenzymes and generally show high catalytic activity. The oxygen reduction reaction (ORR) is an important reaction not only in oxygenic respiration but also in future energy generation devices such as polymer electrolyte fuel cells and metal-air batteries. Incorporation of multinuclear metal active sites in conductive materials such as carbon will allow us to develop highly active electrocatalysts like metalloenzymes. Herein, we report a copper-based ORR electrocatalyst with multinuclear copper active sites in nitrogen-doped graphene. Electrochemical measurements revealed that the obtained electrocatalyst showed the highest electrocatalytic activity for the ORR in the Cu-based electrocatalysts in neutral aqueous solution. In situ X-ray absorption spectroscopy revealed the incorporation of multinuclear copper sites.
(110)(1
2)表面の構造決定望月 出海*; 有賀 寛子*; 深谷 有喜; 和田 健*; 前川 雅樹*; 河裾 厚男*; 設楽 哲夫*; 朝倉 清高*; 兵頭 俊夫*
表面科学, 37(9), p.451 - 456, 2016/09
本論文では、30年間構造が確定しなかった、触媒の担体として知られるルチル型の二酸化チタン表面の構造解析について報告する。全反射高速陽電子回折(TRHEPD)を用いて、陽電子の回折スポット強度の視射角依存性の測定および、動力学的回折理論に基づく強度解析を行った。その結果、最近Wangらが理論的に提唱した構造モデルを用いると実験結果をよく説明できることがわかった。
(110)-(12) surface using total-reflection high-energy positron diffraction (TRHEPD)望月 出海*; 有賀 寛子*; 深谷 有喜; 和田 健*; 前川 雅樹; 河裾 厚男; 設楽 哲夫*; 朝倉 清高*; 兵頭 俊夫*
Physical Chemistry Chemical Physics, 18(10), p.7085 - 7092, 2016/03
被引用回数：18 パーセンタイル：62.79(Chemistry, Physical)本研究では、全反射高速陽電子回折(TRHEPD)法を用いて、30年来議論が続くルチル型の二酸化チタン表面の原子配置を決定した。陽電子の反射強度の入射角依存性を測定し、様々な構造モデルを仮定した計算結果との比較を行った。構造解析の結果、OnishiとIwasawaが提唱した構造モデルに最表面の酸素原子の非対称性を取り入れることにより、実験結果をよく説明できることがわかった。
宇藤 裕康; 高瀬 治彦; 坂本 宜照; 飛田 健次; 森 一雄; 工藤 辰哉; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; et al.
Fusion Engineering and Design, 103, p.93 - 97, 2016/02
被引用回数：8 パーセンタイル：60.26(Nuclear Science & Technology)BA原型炉設計においてプラズマ垂直位置安定性とブランケットや保守などの炉構造との観点から導体シェルを含む炉内機器の概念設計を行った。プラズマ垂直位置安定化のための導体シェルはトリチウム生産のため増殖ブランケットモジュールの背面に設置されるが、プラズマ安定化の観点からは可能な限りプラズマ表面近傍に設置しなければならず、炉内機器設計ではこれらを合した設計検討が必須である。そこで、BA原型炉設計では3次元渦電流解析コード(EDDYCAL)を用いて、3次元の炉構造モデルにおいて数種類の導体壁構造に対して位置安定性を評価した。これらの検討により、楕円度1.65の原型炉プラズマでは、トリチウム増殖率(TBR)1.05以上が得られるブランケット領域を確保した場合(導体壁位置rw/ap=1.35)、ダブルループ型などの導体シェル構造で銅合金厚さ0.01m以上が必要であることがわかった。一方、ディスラプション時に導体シェルに誘起される渦電流によりブランケットモジュールにかかる電磁力が数倍になり、発表ではこれらの検討結果を踏まえた導体シェルと炉内機器の概念設計と課題について報告する。
染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 徳永 晋介; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 中村 誠; 坂本 宜照
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1872 - 1875, 2015/10
被引用回数：42 パーセンタイル：96.3(Nuclear Science & Technology)核融合原型炉ブランケットの概念設計研究を進めている。原型炉ブランケットでは数年おきに600体程度のモジュールを検査も含めて交換することから単純な構造が求められる。これより、トリチウム増殖材(LiTiO
)と中性子増倍材(Be
Ti)を混合充填することにより単純な構造概念を提案した。しかしながら、この概念は、冷却水条件である15.5MPaに対する耐圧性が無く、冷却水が漏れた際の財産保全の観点で懸念が残る。他方、構造を強硬にするとトリチウム(T)を生成するための中性子が無駄に吸収されることから生成量が低下する。本論文では、目標であるT生成量を満たすと共に耐圧性が確保できる設計概念を検討した結果を報告する。また、混合充填では、T生成反応が効率的に行われることからLiの燃焼度が高く、ブランケット寿命が短いことが懸念され、T生成量の観点からブランケット寿命も明らかにする。冷却水圧である15.5MPaに耐えるためには、区画サイズが100mm100mmでリブ厚が18mm必要であり、冷却水が漏れた際の蒸気圧(8MPa)に耐えるためには同じ区画サイズでリブ厚さが10mm必要であった。この条件下で3次元中性子輸送コードMCNP-5を用いて計算を行った結果、冷却水が漏れた際の蒸気圧(8MPa)に対する耐圧性を有し、T自給自足性を満たすことを明らかにした。
宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1648 - 1651, 2015/10
被引用回数：7 パーセンタイル：51.25(Nuclear Science & Technology)原型炉設計において遠隔保守方式は、炉内機器やトロイダル磁場コイルやポロイダル磁場コイルなどの超伝導コイル設計、建屋等に影響を及ぼすため、重要な課題の1つとなっている。それゆえ、遠隔保守方式は信頼性と安全なプラント運転を確保し、合理的なプラントの可用性を達成するために多くの設計要件を満たしたものでなければならない。これまで、原子力機構ではコンパクトなDEMO炉SlimCSを対象として、稼働率の観点からセクター一括水平引抜方式を検討したが、TFコイルを大きくする必要があるなどの課題があり、中規模のDEMO炉を構想した際には、その影響は非常に大きい。このように、DEMO炉での最も実現性の高い遠隔保守方式を決定するためには、稼働率だけでなく様々な工学的成立性を考慮し、評価する必要がある。本発表では、様々な保守方式を(1)ブランケットの分割方法、(2)ダイバータの分割方法、(3)保守ポート位置で系統的に分類し、各保守方式の技術課題と重み付けした評価項目を基にした各遠隔保守方式の評価結果について報告する。
染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介
Fusion Science and Technology, 68(2), p.423 - 427, 2015/09
被引用回数：12 パーセンタイル：70.51(Nuclear Science & Technology)核融合原型炉において、炉内機器の定期保守時に発生する放射性廃棄物の減容化と管理シナリオ構築は重要な課題である。中性子による弾き出し損傷について三次元核計算の結果、主要な炉内機器であるブランケットとダイバータの交換周期が2.2年と0.6年と評価され、運転期間として20年を仮定すると定期保守時に発生する総廃棄物量は五万トンを超えることを明らかにした。さらに、減容化を目指して中性子損傷が低い構造体の再利用と希少金属であるベリリウム等の再処理を検討した結果、総廃棄物量を20%まで低減できることを明らかにした。また、定期交換後のブランケットとダイバータにおける誘導放射能の減衰特性に基づく冷却期間の差違と廃棄物処理工程を考慮し、建屋構成を含めて放射性廃棄物管理シナリオ概念を構築した。
中嶋 洋輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 大木 健輔*; 坂本 瑞樹*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; 今井 剛*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 463, p.537 - 540, 2015/08
被引用回数：19 パーセンタイル：82.55(Materials Science, Multidisciplinary)A divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target is installed in the west end-sell in GAMMA 10 large tandem mirror device, and a hydrogen plasma irradiation experiment to the target have been started to investigate radiation cooling mechanism on the target. A gas injection system is installed in the D-module and Langmuir probe and calorie meter array are mounted on the target plate. During the plasma irradiation, the highest electron density of 2.4 10
m
and a significant reduction of the electron temperature from a few tens of eV to 2 eV are achieved on the target plate by hydrogen and noble gas injection into the D-module.
朝倉 伸幸; 星野 一生; 清水 勝宏; 新谷 吉郎*; 宇藤 裕康; 徳永 晋介; 飛田 健次; 大野 哲靖*
Journal of Nuclear Materials, 463, p.1238 - 1242, 2015/08
被引用回数：12 パーセンタイル：70.51(Materials Science, Multidisciplinary)ダイバータ設計において、平衡コイルの配置を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する「先進ダイバータ」の検討が注目されている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、コイル配置とプラズマ平衡配位の検討し1-2コのインターリンクコイルを設置することで、小型化したスーパーXダイバータ設計が可能であることを示した。さらに、上記のShort-SXDについてダイバータプラズマのシミュレーションを開始した。通常と異なるダイバータや磁力線の形状における計算用メッシュの作成を行い、500MWのプラズマ熱流が周辺部に排出される条件で、アルゴンガスを入射することで放射損失パワーを92%程度まで増加することにより、完全非接触ダイバータが生成する結果が得られた。標準磁場形状のダイバータでは同条件で完全非接触ダイバータは得らレなかったことから、磁場形状の工夫によるダイバータプラズマ制御の効果を明らかにした。最大ピーク熱負荷も標準形状のダイバータと比較して10MW/m
程度に低減できたが、プラズマ熱流よりも再結合プロセスが寄与するため、このプロセスのモデリング検討が重要と思われる。
星野 一生; 清水 勝宏; 滝塚 知典*; 朝倉 伸幸; 仲野 友英
Journal of Nuclear Materials, 463, p.573 - 576, 2015/08
被引用回数：12 パーセンタイル：70.51(Materials Science, Multidisciplinary)The divertor plasma detachment is the most promising candidate to reduce the divertor heat load in fusion reactors, while the present understanding is not enough to explain the experimental observations. To understand the detachment physics and improve the divertor modeling, an integrated divertor code SONIC has been applied to modelling of the JT-60U detached divertor plasma. In the comparison between the SONIC results and the JT-60U experimental data, the density at the private flux region was higher than the experimental data near the X-point. To investigate the influence of the particle transport in the private region, the particle diffusion coefficient in the private region 
was increased. The detachment, i.e., the rollover of the ion flux to the divertor target, was observed while influence of the enhancement of on the mid-plane density and its profile were not seen. It is found that the transport in the private region plays an important role for the formation of the divertor detachment.
朝倉 伸幸
プラズマ・核融合学会誌, 91(8), P. 566, 2015/08
第21回ITPA「SOLダイバータトピカルグループ」会合が、2015年6月9日-12日にプリンストン・プラズマ物理研究所(米国)で開催され、米, 欧, 日, 中, 韓, 露, 印およびITER機構から合計48名(日本から4名)の参加があった。ITER機構から本グループへ依頼されたダイバータ関係の物理課題(定常プラズマ放電でのダイバータと第一壁への熱負荷分布、周辺プラズマのモデリング、ELMパルス熱流によるタングステン対向材の溶融や脆化の影響、定常およびパルス熱負荷との同時照射による影響、ダスト微粒子の発生とモデリングなど)について最新のデータと評価結果が発表され、検討が行なわれた。日本から5件の報告が行われた。
染谷 洋二; 飛田 健次; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
出力1.5GWの核融合原型炉において達成目標であるトリチウムの自給自足性並びに発電実証に係わる増殖ブランケット概念を明確にするため核熱解析によるトリチウム増殖比(TBR)及び冷却配管の検討を行った。原型炉でのブランケット概念は大量生産の観点から内部構造がシンプルな概念とし、トリチウム増殖材及び中性子増倍材の使用温度を満足するよう内部構造を決定した。3次元中性子輸送計算の結果、隣り合うブランケット間のギャップ幅は2cm程度ではTBRの減少は見られないが、NBIポートのような大型ポートの場合には占有率以上にTBRが減少することが分かった。形状依存性があるTBRを正しく評価するために最新の原型炉設計に基づく3次元計算モデルによる評価を行い、トリチウム自給を満足できる事を明らかにした。また、ブランケット前方では核発熱が大きく、冷却配管の5mm程度のずれ(誤差)で運転中の材料温度が100
C程度変化する。これより、配管設計には裕度を持って設計する必要があるが、TBR向上のために材料の許容温度近くで設計していた。本研究の結果より、低出力炉の場合はブランケット内部の冷却配管の配置がTBRに大きく影響しないことが分かり、ブランケット内の配管設置精度に対して裕度があることを見いだした。最後に炉内機器であるブランケット及びダイバータの交換周期に係る弾き出し損傷値、並びに保守工程及び安全性に係る運転終了後の線量率及び残量熱に関して報告する。
野澤 貴史; 小沢 和巳; 朝倉 勇貴*; 香山 晃*; 谷川 博康
Journal of Nuclear Materials, 455(1-3), p.549 - 553, 2014/12
被引用回数：15 パーセンタイル：74.71(Materials Science, Multidisciplinary)SiC/SiC複合材料は核融合DEMO炉の有力な候補材である。本論文は、アコースティックエミッション(AE)測定,電気抵抗(ER)測定,デジタル画像相関(DIC)法等の様々な手法により複合材料の損傷許容性,強度異方性を明らかにすることを目的とした。AEの結果より、2D複合材において、引張及び圧縮試験ともに比例限度応力(PLS)以前より損傷の蓄積が開始することが明らかとなった。波形データの予備検討結果から、AE検出強度は微視的なき裂発生に起因し、強い界面摩擦力からき裂発生後も応力-ひずみ曲線において線形的な振る舞いをしていたことが示唆された。繊維のすべりがPLS近傍で開始し、結果として非線形挙動を示すと考えられる。一方で、ノッチ試験片を用いた予備的な引張試験より、いずれの負荷方位においても複合材料は原則としてノッチ鈍感であることが示唆された。詳細な破損メカニズムについて、ER, DIC試験の結果と併せて、議論する予定である。
諫山 明彦; 浦野 創; 宮戸 直亮; 井手 俊介; 朝倉 伸幸; 篠原 孝司
プラズマ・核融合学会誌, 90(12), p.830 - 833, 2014/12
2014年の秋季に国際トカマク物理活動(ITPA)に関する6つの会合(「ペデスタル物理」、「輸送と閉じ込め物理」、「統合運転シナリオ」、「スクレイプオフ層およびダイバータ物理」、「高エネルギー粒子物理」、「MHD安定性」)が開催された。各会合の概要をまとめて報告する。
宇藤 裕康; 飛田 健次; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照
Fusion Engineering and Design, 89(11), p.2588 - 2593, 2014/11
被引用回数：1 パーセンタイル：8.88(Nuclear Science & Technology)The remote maintenance schemes in DEMO reactor categorized by the insertion direction, blanket segmentation and divertor maintenance scheme were evaluated by the plasma equilibrium analysis. Horizontal sector transport maintenance scheme requires the largest total PF coil current, which was 25% larger than that in the small segment transport using the vertical ports with segmented divertor maintenance because the PF coils was located far from plasma surface by larger TF coil. Though the total PF coil current for MHD equilibrium in the unsegmented divertor maintenance (UDM) scheme was about 10% larger than that in the segmentalized divertor maintenance (SDM) scheme, the time required for installation of all divertor cassettes in the UDM is a third of that in the SDM at a rough estimate. From the viewpoint of the simple maintenance operation, the merit of the UDM scheme would be larger than that of SDM.
坂本 宜照; 中村 誠; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 徳永 晋介
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2440 - 2445, 2014/10
被引用回数：6 パーセンタイル：42.97(Nuclear Science & Technology)これまでに核融合原型炉概念が数多く提案されているが、想定されているプラズマ物理パラメータとトカマク実験で達成されている総合プラズマ性能には大きな隔たりがある。今後のトカマク実験の進展を踏まえれば、原型炉で実現可能なプラズマ総合性能としてITER定常運転シナリオが妥当である。そこで、ITER定常運転シナリオで想定されているプラズマ物理パラメータに基づき、システムコードを用いてプラズマサイズに対する原型炉特性を解析した。その結果、1GW以上の核融合出力を得るにはプラズマ大半径9mが必要であるが、ブランケット等の炉内機器の厚さを0.5m小さくすればプラズマ大半径8mで同程度の核融合出力が得られることが分かった。さらに、核融合出力を上昇させるために、密度を増大すると核融合出力と加熱パワーが増大するとともにシンクロトロン放射が減少するためダイバータ熱負荷が増大すること、ベータ値を増大すると核融合出力は増大するが加熱パワー減少とシンクロトロン放射増大のためダイバータ熱負荷が減少することを明らかにした。
染谷 洋二; 飛田 健次; 柳原 敏*; 近藤 正聡*; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; 坂本 宜照
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2033 - 2037, 2014/10
被引用回数：9 パーセンタイル：57.19(Nuclear Science & Technology)原型炉での保守シナリオは、ブランケット及びダイバータモジュールをバックプレートに配置したセクター集合体を一括で交換することを想定している。定期交換保守によって発生する放射化した集合体には、残量熱と吸蔵されたトリチウム(T)および表面に付着したタングステン(W)ダストが存在する。したがって、集合体の保管、解体および処分の際には、集合体の温度及び吸蔵T及びWダスト管理に留意する必要がある。検討の結果、ホットセルにおいて自然対流冷却が可能になるまでの約半年間を、集合体内の既設配管に冷却水を流して冷却することとした。この手法の特徴は、集合体を低温にできるので吸蔵Tの放出が抑えられるとともに、ホットセル内の雰囲気を自然対流環境下で維持できるため、Wダストの拡散を防ぐことができる。次に、廃棄物を埋設処分する際には、モルタルとともに詰めた廃棄体として、処分することを想定している。検討の結果、残留熱を有する廃棄体をモルタルの健全性が保てる温度(65C)以下になるまで、中間貯蔵施設において、約12年程度一時保管する必要があることがわかった。本論文では、ホットセル及び一時保管施設の具体的イメージを示すとともに定期保守時に発生する廃棄物の減容に係る検討結果を報告する。
