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論文

国際核融合エネルギー研究センターの高性能計算機システムHeliosを利用した国内シミュレーション研究プロジェクトの進展

石澤 明宏*; 井戸村 泰宏; 今寺 賢志*; 糟谷 直宏*; 菅野 龍太郎*; 佐竹 真介*; 龍野 智哉*; 仲田 資季*; 沼波 政倫*; 前山 伸也*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 92(3), p.157 - 210, 2016/03

幅広いアプローチ協定に基づいて国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)の計算機シミュレーションセンター(CSC)に設置された高性能計算機システムHeliosは、2012年1月に運用を開始し、日欧の磁気核融合シミュレーション研究に供用され、高い利用率の実績を示すとともに、炉心プラズマ物理から炉材料・炉工学にわたる広い分野で多くの研究成果に貢献している。本プロジェクトレビューの目的は、国内の大学や研究機関においてHeliosを利用して進められているシミュレーション研究プロジェクトとその成果を一望するとともに、今後予想される研究の進展を紹介することである。はじめにIFERC-CSCの概要を示した後、各研究プロジェクト毎にその目的、用いられる計算手法、これまでの研究成果、そして今後必要とされる計算を紹介する。

論文

R&D status on water cooled ceramic breeder blanket technology

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10

 被引用回数:15 パーセンタイル:9.29(Nuclear Science & Technology)

我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

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。

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。

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:102 パーセンタイル:1.59(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

R&Ds of a Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed for a test blanket module in JAEA

谷川 尚; 星野 毅; 河村 繕範; 中道 勝; 落合 謙太郎; 秋場 真人; 安堂 正己; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 林 君夫; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055021_1 - 055021_6, 2009/05

 被引用回数:17 パーセンタイル:35.18(Physics, Fluids & Plasmas)

原子力機構が開発を進めている、固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールについて、特に増殖材料に関する最新の研究成果を報告する。増殖材料の化学的安定性の向上を目的とし、Li$$_2$$O添加型のLi$$_2$$TiO$$_3$$の開発に成功した。増殖材微小球の充填体の熱機械挙動については、実験的にデータを取得し、各物性値を体系的に整理しモデル化した。テストブランケットモジュール内に設置可能な核計測手法として放射化箔法を提案し、基礎試験において実機への適用性を確認した。水冷却方式において重要なトリチウムの透過については、開発した透過低減皮膜の効果を実験によって確認するとともに、得られたデータを元にして運転条件における透過量を評価した。これらの成果に基づき、テストブランケットモジュールの設計が進められている。

論文

Local spin ordering in the antiferromagnetic as well as paramagnetic LaMnO$$_3$$ phase revealed by polarized spin-selected 1${it s}$ $$rightarrow$$3${it d}$ absorption spectra

林 久史*; 佐藤 敦*; 安積 智史*; 宇田川 康夫*; 稲見 俊哉; 石井 賢司; Garg, K. B.*

Physical Review B, 73(13), p.134405_1 - 134405_5, 2006/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:47.86(Materials Science, Multidisciplinary)

スピン選択X線吸収スペクトルの吸収端近傍の構造を単結晶LaMnO$$_3$$で45K(A型反強磁性相)と273K(常磁性相)で偏光X線を用いて研究した。観測された偏光依存性はスピン保存遷移によって結びつけられたMn 4${it p}$軌道と隣接したMnイオンの3${it d}$軌道との混成で説明される。温度依存性はほとんど観測されず、転移点よりはるかに上でも短距離スピン秩序が残っていることを示している。バルク磁気特性の結果との明らかな不一致は、X線吸収プロセスが非常に速く、吸収中心のMnイオン近傍の短時間局所構造に敏感と仮定することにより説明される。

論文

Key achievements in elementary R&D on water-cooled solid breeder blanket for ITER test blanket module in JAERI

鈴木 哲; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 廣瀬 貴規; 林 君夫; 谷川 尚; 落合 謙太郎; 西谷 健夫; 飛田 健次; 秋場 真人

Nuclear Fusion, 46(2), p.285 - 290, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:95.68(Physics, Fluids & Plasmas)

原研におけるITER用水冷固体増殖方式テストブランケット・モジュール(TBM)に関する要素技術開発の最新の成果について報告する。TBMの製作技術開発に関しては、低放射化フェライト鋼F82HのHIP成型時の結晶粒の粗大化対策として成形後の熱処理法を改善し、1150$$^{circ}$$Cでの均質化後に930$$^{circ}$$Cで焼きならしを行うことによって十分な細粒を得ることができた。第1壁アーマ接合技術開発に関しては、F82H基板にタングステンアーマを固相接合法の1つである熱間単軸圧縮を適用することにより、直接接合可能なことを明らかにした。また、F82H製第1壁試験体の熱疲労試験を行い、ITERダイバータと同様の疲労寿命評価法が適用可能であることを示した。一方、増殖材開発に関しては、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ペブルの圧縮荷重下における有効熱伝導率測定装置を開発し、その測定を実施した。原研におけるTBM開発は上記のような要素的な研究開発の進捗により、製作技術開発や設計データの取得が完了し、今後、工学規模の技術開発を展開する段階に到達した。

論文

Fine structure in the quadrupoloar transition of the Ho ${it L}$ $$_{3}$$ pre-edge observed by lifetime-broadening-suppressed XANES spectroscopy

林 久史*; 川田 雅輝*; 佐藤 敦*; 宇田川 康夫*; 稲見 俊哉; 石井 賢司; 小笠原 春彦*; 七尾 進*

Physical Review B, 72(4), p.045114_1 - 045114_5, 2005/07

 被引用回数:10 パーセンタイル:52.87(Materials Science, Multidisciplinary)

Ho$$_2$$O$$_3$$の2${it p}$3${it d}$共鳴非弾性X線散乱スペクトルをエネルギー分解能0.7eVで測定し、Kramers-Heisenberg形式をもとにした式で解析した。内殻ホールの寿命幅(4.26eV)による幅の広がりは完全に抑えられ、位置の不確定さ0.3eVで幅0.5eV以下の鋭い吸収スペクトルが得られた。観測されたピークはよく知られた2${it p}$ $$rightarrow$$4${it f}$四重極遷移に帰属され、これらは通常強い2${it p}$ $$rightarrow$$5${it d}$双極子遷移に埋もれている。この手法により4${it f}$-5${it d}$ 相互作用をより精密に研究する道が開けたと言える。

報告書

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

報告書

JRR-2の臨界実験と特性測定

JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03

JAERI-1025.pdf:4.6MB

第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1$$times$$10$$^{14}$$n/cm$$^{2}$$secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。

口頭

福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期的影響把握手法の確立; 狭い範囲の分布予測モデル開発

佐藤 仁士; 木名瀬 栄; 斎藤 公明; 高橋 知之*; 黒澤 直弘*; 龍福 進*; 林 寛子*; 石橋 一房*; 坂本 隆一*; 根本 久*

no journal, , 

平成24年度文部科学省受託業務「福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期的影響把握手法の確立」の一環として、福島県内の狭い範囲における分布予測モデルの開発に資するため、走行サーベイ,土壌採取,in-situ測定,道路直交方向の空間線量率測定を実施し、調査データを土地利用種別に分類し、環境半減期の解析を行った。走行サーベイの結果、時間経過とともに全体の空間線量率が減少している傾向が見られた。走行サーベイを土地利用種別で分類し、環境半減期を比較したところ、「森林」で長く、「建物用地」で短い傾向が見られ、広域での解析と同様の傾向であった。また、土壌採取,in-situ調査の結果により、空間線量率の変化を把握することで土壌中放射能濃度の変化を把握することができることがわかった。さらに、道路と沿線区域の空間線量率測定の結果から、道路より沿線区域の線量が高いことが明らかになった。

口頭

東京電力(株)福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期的影響把握手法の確立,8; 狭い範囲における走行サーベイ解析

佐藤 仁士; 木名瀬 栄; 斎藤 公明; 高橋 知之*; 菅野 光大*; 林 寛子*; 石橋 一房*; 黒澤 直弘*; 坂本 隆一*; 根本 久*

no journal, , 

平成24年度文部科学省受託業務「福島第一原子力発電所事故に伴う放射性物質の長期的影響把握手法の確立」の一環として、福島県内の狭い範囲における移行モデル(分布状況変化モデル)開発に資するため、道路周辺を中心とした空間線量率などの詳細調査を行っている。本発表では、土地利用状況などが明確な狭い範囲(福島県伊達郡川俣町)を対象に、走行サーベイや道路直交方向測定などの詳細調査を実施した。それらの結果から、環境中の空間線量率の分布状況とその時間変化の傾向、道路中央及び道路の路肩や路側帯の積雪による影響を明らかにした。

口頭

核融合原型炉におけるトリチウム水の管理・取扱方針の検討

渡邊 和仁; 中村 誠; 染谷 洋二; 増井 章裕; 片山 一成*; 林 巧; 柳原 敏*; 小西 哲之*; 横峯 健彦*; 鳥養 佑二*; et al.

no journal, , 

核融合原型炉では、発電のために冷却水温度を300$$^{circ}$$C前後とするため炉内構造材の温度はITERよりも高くなり、また炉内機器の主要構造材と想定される低放射化フェライト鋼は比較的トリチウムを透過しやすい。これにより冷却水中へのトリチウム透過量が大きくなり、ITERでは必要としなかった冷却水中のトリチウム処理設備の適用を原型炉では検討する必要がある。そこで本研究では、保守的に仮定したトリチウム処理量の観点からトリチウム水処理設備への要求を概算するとともに、核融合炉の特徴を踏まえたその他観点からのトリチウム水管理の課題を抽出する。その結果、冷却水中へのトリチウム透過量を保守的に仮定した場合であっても、トリチウム管理濃度をCANDU炉と同程度にすることができれば既存の設備が適用できる可能性を明らかにした。

口頭

温度変化を考慮したベントナイト緩衝材の膨潤量の計測について

佐藤 文啓*; 金澤 伸一*; 林 久資*; 高山 裕介; 石山 宏二*

no journal, , 

高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリアとその周辺岩盤を含むニアフィールド環境では、ガラス固化体に含まれる核種の崩壊熱やベントナイト緩衝材内への地下水侵入などの現象が相互に影響し合う熱-水-応力の連成プロセスが進行すると考えられる。この連成プロセスにおけるベントナイト緩衝材の力学挙動を解析により評価するためには、力学特性に与える温度や飽和度の影響を実験により把握し、これらの影響を反映できる構成モデルを構築する必要がある。そこで本研究では、ベントナイトの膨潤特性と温度の関係を把握するために、供試体を浸漬した保温水槽の水の温度を制御できる膨潤量試験装置を製作し、温度をパラメータとした膨潤量試験を実施した。その結果、温度が高いほどベントナイトの膨潤性が大きいことが示された。

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