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桧山 美奈*; 玉置 等史; 吉田 一雄
JAEA-Data/Code 2019-006, 17 Pages, 2019/07
JAEA-Data-Code-2019-006.pdf:1.84MB
再処理施設で想定される重大事故の一つに高レベル廃液貯槽の蒸発乾固事故がある。高レベル廃液には、再処理の過程で取り除かれた核分裂生成物の硝酸塩が含まれ、それらの崩壊熱で発熱するため常時冷却する必要がある。このため全電源の喪失などにより冷却機能が全喪失した状態が継続した場合、廃液が沸騰しいずれ乾固する。この間、ルテニウムの揮発性化学種が硝酸-水混合蒸気とともに気相へ移行し、施設外へ放出される可能性がある。乾固時には、廃液に含まれる硝酸塩の熱分解による脱硝反応が進行しNOxガスが発生する。NOxはルテニウムの施設内での移行挙動に大きく影響することが実験的に確認されており、硝酸及び水が共存する環境では気液各相で複雑に化学変化することが知られている。そこで建屋区画内での熱流動条件を境界条件として各化学種の濃度変化を解析する計算プログラムを開発した。
池田 佳隆; 岡野 文範; 逆井 章; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; 久保 博孝; 小林 和容; et al.
日本原子力学会和文論文誌, 13(4), p.167 - 178, 2014/12
JT-60Uを超伝導トカマクJT-60SAに改造するため、JT-60U本体を解体した。JT-60Uは18年間の重水素運転により放射化されており、このJT-60Uの解体は、放射化した核融合装置の解体として我が国初の解体であった。全ての解体品は、将来のクリアランスの適用を考慮し、線量当量率や材料、重量などのデータを記録した。切断技術や保管技術などは、効率的に解体を行うための鍵であった。解体に要した人工数や解体品の放射化レベルなど、他の核融合装置で解体を行う際に有用となる情報を報告する。
石山 新太郎; 見浪 護*
Journal of Bioinformatics and Biological Engineering (Internet), 2(1), p.63 - 74, 2014/11
新しいロボット制御概念MOSの性能をデモンストレーションするため、iPS細胞育成装置の応用シミュレーションを行い下記結果を得た。(1)iPS細胞組織モデル(40個)から目的iPS細胞単セル(20個)の抽出が完全に行われることを確認した。(2)各単セルの抽出時間はモデル認証も含め最大で16秒以下であった。(3)セル細胞組織モデルから孤立した単独セルの回収を可能であることがわかった。
池田 佳隆; 岡野 文範; 花田 磨砂也; 逆井 章; 久保 博孝; 秋野 昇; 千葉 真一; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; et al.
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2018 - 2023, 2014/10
被引用回数：2 パーセンタイル：73.24(Nuclear Science & Technology)JT-60U本体の解体は、18年間の重水素運転の後、2009年から開始し、2012年10月に終了した。JT-60本体は電磁力に耐えるため複雑で溶接構造を有しており、機器は放射化している。本解体作業は、日本で初めての放射化した核融合装置の解体であり、注意深く実施された。約3年間で、約41,000人日の作業を行い、解体品総数は約13000個、総重量は5400トンに達した。全ての解体品は線量当量率等の測定を行っており、ほとんどの解体品は、将来、クリアランス検認を行えば、非放射化物となると期待できる。この解体が終了し、JT-60SAの組立が2013年1月から開始した。
西山 友和; 三代 康彦; 岡野 文範; 笹島 唯之; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 宮 直之; 助川 篤彦; 池田 佳隆; 逆井 章
JAEA-Technology 2014-006, 30 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2014-006.pdf:4.87MB
臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、超伝導コイルを用いるJT-60SAに改修するため、JT-60本体装置及び周辺設備を解体した。JT-60の解体品のほとんどが放射化物であり、大型構造物を除いた約1,100トン、約11,500点の解体品については、輸送用コンテナを利用した保管容器及び密閉容器と呼ばれる専用容器に収納し放射化物保管設備に保管した。これらの放射化物の運搬及び保管においては、1点毎に放射線障害防止法に定められた測定や記録などの管理が必要である。約11,500点にも及ぶ大量の放射化物の管理を確実に実施し、効率よく保管容器等に収納保管するために、バーコードタグ等を用いた管理方法や収納作業手順等を構築し収納保管作業を実施した。本報告書では、放射化物としてJT-60解体品を保管容器及び密閉容器に収納し、放射化物保管設備に保管する、一連の収納保管管理作業について報告する。
岡野 文範; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; 石毛 洋一; 鈴木 宏章; 小室 健一; et al.
JAEA-Technology 2014-003, 125 Pages, 2014/03
JAEA-Technology-2014-003.pdf:13.32MB
臨界プラズマ試験装置(JT-60)のトカマク本体及び周辺設備の解体(総重量として約5,400トン)は、平成21年度から着手し平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した唯一のものである。解体にあたり、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割は、工程的,技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見出して作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体について詳細をまとめたものである。
岡野 文範; 正木 圭; 柳生 純一; 芝間 祐介; 逆井 章; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 西山 友和; 鈴木 貞明; 中村 誠俊; et al.
JAEA-Technology 2013-032, 32 Pages, 2013/11
JAEA-Technology-2013-032.pdf:8.86MB
日本原子力研究開発機構は、ITERを支援・補完する超伝導核融合実験装置(JT-60SA)の組立を2013年1月から那珂核融合研究所で開始した。既に解体された旧JT-60トカマク装置の一部(NB加熱装置等)とその施設を最大限に利用して、JT-60実験棟本体室にJT-60SAを組み立てる。組立の最初として、JT-60SAの基礎部であるクライオスタットベースを本体室ソールプレート上に設置した。クライオスタットベースは、直径約12m、高さ約3m、重量約250トンのステンレス製の架台である。欧州(スペイン)で製作され、7個の主要部品に分割して日立港に海上輸送され、日立港から大型トレーラーで那珂核融合研究所まで運搬した。仮固定作業では、本体室のベンチマークと仮固定位置を計測し、この結果に基づいてソールプレートの平面度とその高さを調整した後に、7個の主要部品を組み立て、設置した。レーザートラッカーを駆使して、絶対座標により定めた組立基準位置を目標に平面度と高さを調整して高精度で組み立てることができた。本報告書では、クライオスタットベースの輸送と組立作業について具体的な作業内容とその結果を報告する。
岡野 文範; 池田 佳隆; 逆井 章; 花田 磨砂也; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; et al.
JAEA-Technology 2013-031, 42 Pages, 2013/11
JAEA-Technology-2013-031.pdf:18.1MB
臨界プラズマ試験装置(JT-60)の本体解体(総重量として約6200トン)に平成21年度から着手し、平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した最初のケースである。具体的な解体作業では、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割が、工程的、技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見いだして作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60解体の概要を本体装置中心に解体全般についてまとめたものである。
竹永 秀信; 三代 康彦; Bucalossi, J.*; Marty, V.*; 浦野 創; 朝倉 伸幸; 西山 友和; 笹島 唯之; 正木 圭; 神永 敦嗣
Nuclear Fusion, 50(11), p.115003_1 - 115003_10, 2010/11
被引用回数：11 パーセンタイル：52.6(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uにおいて超音速分子ビーム入射による粒子供給に成功した。パルス入射に対応した主プラズマでの密度上昇が観測された。供給効率は背圧や入射方向(低・高磁場側)に大きく依存しないことを明らかにした。同程度の密度まで到達するために必要な供給量は、ガスパフに比べて小さい。ペレット入射と比較すると、供給位置が浅いにもかかわらずほぼ同じである。時間分解能0.167msの高速カメラで測定した発光分布は、背圧6気圧の方が広がっているが、6気圧と2気圧では同程度の侵入位置を示している。この観測結果は、供給効率の弱い背圧依存性と矛盾しない。発光が示す電離領域の先端は、最初のフレームと2番目のフレームを比べると内側に侵入しており、2番目のフレームではセパラトリックスの直ぐ内側近傍に達している。電離領域は、ビームの大きさから十分に拡大しており、拡大度も2番目のフレームで大きくなっている。この結果は、超音速分子ビームとプラズマの相互作用が、超音速分子ビーム入射による粒子供給分布に大きく影響していることを示している。
竹永 秀信; 大山 直幸; 浦野 創; 坂本 宜照; 朝倉 伸幸; 神谷 健作; 三代 康彦; 西山 友和; 笹島 唯之; 正木 圭; et al.
Nuclear Fusion, 49(7), p.075012_1 - 075012_11, 2009/07
被引用回数：8 パーセンタイル：61.21(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uにおいて弱磁気シアプラズマの内部輸送障壁(ITB)特性を、周辺粒子供給・電子加熱といった炉心条件下で調べた。最初に、高磁場側ペレット又は超音速分子ビーム(SMBI)のITB特性への影響を調べた。ペレットやSMBIによる周辺粒子供給でも中心のイオン温度は減少しており、減少幅はITB内側で増加した。入射周波数や侵入長を最適化することにより、減少したイオン温度が回復し高いペデスタル圧力と強いITBが維持された。その結果、周辺粒子供給でも、高密度領域において高閉じ込め状態を維持することに成功した。次に、電子サイクロトロン加熱による電子加熱時のITB特性を調べた。電子温度分布の硬直性が強い場合に、電子サイクロトロン加熱によりイオン温度ITBの劣化が観測された。この時、イオンの熱拡散係数は電子の熱拡散係数とともに増加しており、イオンと電子の熱輸送の関連を示している。一方、電子温度分布の硬直性が弱い場合には、イオン温度ITBは変化しないか、もしくはさらに成長することが観測された。イオン温度ITBが変化しない場合はイオン・電子の熱拡散係数の変化はともに小さく、イオンITBがさらに成長した時はイオン・電子の熱拡散係数はともに低減した。密度揺動レベルの変化は小さいが、イオン温度ITBが劣化する場合は密度揺動の径方向相関長が長く、変化しない場合は短くなっていることが観測された。このことは、密度揺動の変化を通してITBの特性が変化していることを示唆している。
竹永 秀信; 大山 直幸; 浦野 創; 坂本 宜照; 神谷 健作; 三代 康彦; 西山 友和; 笹島 唯之; 正木 圭; 神永 敦嗣; et al.
Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/10
JT-60Uの弱磁気シアプラズマにおいて炉心条件である周辺粒子供給と電子加熱条件下での内部輸送障壁(ITB)特性を調べた。高磁場側ペレット又は超音速分子ビーム(SMBI)による周辺粒子供給により、高密度領域において高閉じ込め状態を維持することに成功した。周辺粒子供給でも中心のイオン温度は減少しており、減少幅はITB内側で増加している。SMBIの場合、このITB内側でのイオン温度減少幅の増加は、パワーバランス解析から評価したイオンの熱拡散係数を用いて計算した冷熱パルスの伝搬で説明可能であった。入射周波数や侵入長を最適化することにより、減少したイオン温度が回復し高いペデスタル圧力と強いITBが維持されている。イオン温度ITBの劣化は、電子温度分布の硬直性が強い場合に電子サイクロトロン加熱時にも観測されている。この時、イオンの熱拡散係数は電子の熱拡散係数とともに増加しており、イオンと電子の熱輸送の関連を示している。一方、電子温度分布の硬直性が弱い場合には、イオン温度ITBは変化しないか、もしくはさらに成長することが観測された。密度揺動レベルの変化は小さいが、イオン温度ITBが劣化する場合は密度揺動の径方向相関長が長く、変化しない場合は短くなっていることが観測された。このことは、密度揺動の変化を通してITBの特性が変化していることを示唆している。
三代 康彦; 柳生 純一; 西山 友和; 本田 正男; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 新井 貴; 逆井 章
Fusion Engineering and Design, 83(2-3), p.337 - 340, 2008/04
パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)JT-60本体制御設備は、JT-60の主要な構造物,付属設備の健全な運転を維持することを主な目的としている。各設備の運転状態をグラフィックパネル,計器,レコーダーと画面表示により情報をオペレーターに提供し、実験運転中において異常時には、実験シーケンスの停止コマンドを全系制御設備に出力する。その機能構成は、機器の起動・停止,警報及び保護回路をハードワイヤード回路で行う「シーケンス制御」,計装信号及び詳細な装置の運転状態を計算機で処理する「CAMACシステム」及び運転監視上必要とされる計装信号を光伝送し中央制御盤に指示・記録する「多重信号処理回路(STU)」から成る。一方、JT-60本体装置は、製造から20年以上経過し老朽化が進んでおり、特にトロイダル磁場コイル(TFC)の冷却配管の不具合が起きている。これに対処するため、光ファイバー温度測定器を用いてコイル内部の温度管理を行うシステムを増設した。これにより、TFCの健全な運転を保持している。さらに、全系制御設備と本システムをLANで接続し、温度データによる冷却所要時間の算出とインターロック動作で、運転に対する信頼性と運転効率の向上を図った。
三代 康彦; 西山 友和; 竹永 秀信; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 正木 圭
平成18年度名古屋大学総合技術研究会装置技術研究会報告集, p.124 - 127, 2007/03
臨界プラズマ試験装置(JT-60)において、新しい燃料供給方法としてガスジェットシステムを設置した。従来の燃料ガス供給方法としては、ガス注入装置とペレット入射装置を使用しており、ガスジェットはこれらの中間的な特徴を持っている。構造的な特徴は、真空容器内にバルブを設置し、駆動源とし燃料となる高圧ガスそのものを用いていることである。ガスジェットシステムは、仏国カダラッシュ研究所の核融合実験装置Tore Supraにて設計開発され使用されているものであり、粒子制御方法に関する日仏の共同研究としてJT-60への設置を行った。これら核融合実験装置は同様な装置であるが、運転条件が異なるため本システムの設置に関して慎重に検討する必要があった。実際に、試運転中に異なる運転条件を起因とする問題が発生し、運転手法を変更せざるを得なかった。本研究会では、ガスジェットシステムのJT-60への設置に伴い、発生した問題点とその改善策について報告する。
シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム; 中島 甫*; 柴田 勝之; 塚田 隆; 鈴木 雅秀; 木内 清; 加治 芳行; 菊地 正彦; 上野 文義; 中野 純一; et al.
JAERI-Tech 2004-015, 114 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-015.pdf:38.06MB
東京電力(株)福島第二原子力発電所2号機においては、原子力安全・保安院の指示によりシュラウド溶接部の目視点検を実施し、炉心シュラウド中間胴/中間部リング溶接線H3外面にひび割れを発見した。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中には随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果と溶接により発生する引張残留応力及び炉水中の比較的高い溶存酸素濃度を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると考えられる。応力腐食割れの発生原因については、さらに施工法の調査などを行い検討する必要がある。
武藤 康; 石山 新太郎; 猪亦 麻子*; 岸部 忠晴*; 皆月 功*; 松本 岩男*; Levet, F.*
Proceedings of ASME Turbo Expo 2001 (CD-ROM), 8 Pages, 2001/00
本報告は科学技術庁から原研に委託された「高温発電システムフィージビリティスタディ」の成果をまとめたものである。熱出力600MW、原子炉出口温度850
、圧力6MPaの高温ガス炉に接続するヘリウムガスタービン発電系統についての予備設計からの改良点につきまとめた。改良の目標はガスタービンロータのコンパクト化であり、タービンについては負荷係数とコード長さの変更により、圧縮機については詳細な応力解析によりコンパクト化に成功した。また軸系についても、磁気軸受の設計による改良を行い、高圧圧縮機とタービン間の軸受の削除及び発電機ロータの応答倍率の縮少に成功した。さらに、遠隔保守により、ガスタービンロータを収納容器から引抜き、検査の上、再組立できることを示した。これらの改良設計の結果、正味46%の高い熱効率の魅力的な設計概念を構築できた。
三代 康彦; 西山 友和; 神永 敦嗣; 竹永 秀信; 浦野 創; 笹島 唯之; 正木 圭; Bucalossi, J.*; Marty, V.*
no journal, ,
臨界プラズマ試験装置(JT-60U)において、新たな粒子補給方式としてガスジェットシステムを導入した。ガスジェットは、ラバールノズルを用いて超音速ジェット状の中性燃料粒子をプラズマ内部に向けて入射するもので、従来の粒子補給方式であるガスパフとペレット入射との中間の特性を持つ。JT-60Uで導入されたガスジェットシステムは、フランスカダラッシュ研究所Tore Supraにおいて開発され実績のあるものであり、燃焼プラズマにおける粒子制御の共同研究によりJT-60Uへ設置された。ガスの吹き出し口であるノズルヘッドは、JT-60U真空容器内の高磁場側(HFS)と低磁場側(LFS)に設置されている。また、JT-60Uの300
Cに近い真空容器ベーキング温度に耐えられるノズルヘッドシール材の開発をTore Supraと共同で進めた。JT-60U真空容器に直接ガスジェットを入射し供給量の評価を行った結果、HFS側のノズルヘッドにおいては、動作圧力0.4MPaで1パルスあたり1.1Pam
のガス量が得られ、流量に換算すると550Pam/sとなる。動作圧力に対する入射量の変化は、直線的であることがわかった。2007年12月にJT-60Uの実験運転において初めてガスジェットを使用した。実験の結果、ガスジェットによる明らかな密度上昇が観測された。
岡野 文範; 正木 圭; 芝間 祐介; 柳生 純一; 西山 友和; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 鈴木 貞明; 中村 誠俊; 逆井 章; et al.
no journal, ,
日本原子力研究開発機構は、ITERを支援・補完する超伝導核融合実験装置(JT-60SA)の組立を2013年1月から那珂核融合研究所で開始した。既に解体されたJT-60トカマク装置の一部(NB加熱装置等)とその施設を最大限に利用して、JT-60実験棟本体室にJT-60SAを組み立てる。組立の最初として、JT-60SAの基礎部であるクライオスタットベースを本体室ソールプレート上に設置した。クライオスタットベースは、直径約12m、高さ約3m、重量約250トンのステンレス製の架台である。欧州(スペイン)で製作され、7個の主要部品に分割して日立港に海上輸送され、日立港から大型トレーラーで那珂核融合研究所まで運搬した。仮固定作業では、本体室のベンチマークと仮固定位置を計測し、この結果に基づいてソールプレートの平面度とその高さを調整した後に、7個の主要部品を組み立て、設置した。本作業は、レーザートラッカーを駆使して、絶対座標により定めた組立基準位置を目標に平面度と高さを調整して高精度で組み立てることができた。
