Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
関 晃太郎; 佐々木 誉幸*; 秋元 友寿*; 徳永 貴仁; 田中 究; 原賀 智子; 上野 隆; 石森 健一郎; 星 亜紀子; 亀尾 裕
JAEA-Technology 2016-013, 37 Pages, 2016/07
JAEA-Technology-2016-013.pdf:2.09MB
研究施設等廃棄物を対象に構築した簡易・迅速分析法にもとづき、福島第一原子力発電所構内で採取された瓦礫や植物などに適用可能な分析フローを作成し、その適用性について検討した。検討の結果、分析対象核種を高い回収率で、
Srや
Csなどの核分裂生成物の影響を受けることなく、放射能濃度を定量が可能であることが確認できた。
-ray emitting radioactive nuclides from the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident斎藤 公明; 谷畑 勇夫*; 藤原 守; 齊藤 敬*; 下浦 享*; 大塚 孝治*; 恩田 裕一*; 星 正治*; 池内 嘉宏*; 高橋 史明; et al.
Journal of Environmental Radioactivity, 139, p.308 - 319, 2015/01
被引用回数：225 パーセンタイル：98.79(Environmental Sciences)The soil deposition density maps of -ray emitting radioactive nuclides from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (NPP) accident were constructed on the basis of the results from large-scale soil sampling. The 10,915 soil samples were collected at 2,168 locations. -rays emitted from the samples were measured by Ge detectors and analyzed using a reliable unified method. The determined radioactivity was corrected to that as of June 14, 2011 by taking into account the intrinsic decay constant of each nuclide. Finally the maps were created for 
Cs, Cs, 
I, 
Te and 
Ag. The radioactivity ratio of Cs to Cs was almost constant as 0.91 irrelevant to the soil sampling location. Effective doses for 50 years after the accident were evaluated for external and inhalation exposures due to the observed radioactive nuclides. The radiation doses from radioactive cesium were found to be much higher than those from other radioactive nuclides.
鈴木 貞明; 柳生 純一; 正木 圭; 西山 友和; 中村 誠俊; 佐伯 寿; 星 亮; 澤井 弘明; 長谷川 浩一; 新井 貴; et al.
NIFS-MEMO-67, p.266 - 271, 2014/02
日本原子力研究開発機構は、核融合エネルギーの早期実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、日欧共同で実施されるサテライト・トカマク計画において超伝導トカマク装置(JT-60SA)の建設を行う。JT-60SAは、限られた空間に多くの主要機器を高精度で組み立てるため、3次元CADを用いた模擬計測を行うことにより、組立に必要となる機器の代表点を確認し、組立の成立性を検証するとともに3次元計測器(レーザートラッカー)を用いた位置計測方法を検討した。本講演では、JT-60SA組立の中で最も重要となるTFコイルの位置計測方法を含めた組立方法について述べる。
柴沼 清; 新井 貴; 長谷川 浩一; 星 亮; 神谷 宏治; 川島 寿人; 久保 博孝; 正木 圭; 佐伯 寿; 櫻井 真治; et al.
Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.705 - 710, 2013/10
被引用回数：10 パーセンタイル：60.97(Nuclear Science & Technology)The JT-60SA project is conducted under the BA satellite tokamak programme by EU and Japan, and the Japanese national programme. The project mission is to contribute to early realization of fusion energy by supporting ITER and by complementing ITER with resolving key physics and engineering issues for DEMO reactors. In this paper, the assembly of major tokamak components such as VV and TFC is mainly described. An assembly frame (with the dedicated cranes), which is located around the tokamak, is adopted to carry out the assembly of major tokamak components in the torus hall independently of the facility cranes for preparations such as pre-assembly in the assembly hall. The assembly frame also provides assembly tools and jigs to support temporarily the components as well as to adjust the components in final positions.
柴沼 清; 新井 貴; 川島 寿人; 星野 克道; 星 亮; 小林 薫; 澤井 弘明; 正木 圭; 櫻井 真治; 芝間 祐介; et al.
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.276 - 281, 2010/08
JT-60SAは日本とEU間の共同プロジェクト(幅広いアプローチ)の中のサテライトトカマクプロジェクトとして合意されたものであり、現在その設計と製作が精力的に進められている。JT-60SAの組立はプロジェクトを推進するうえで最も重要な課題である。JT-60SAは、真空容器,超伝導コイル(TFコイル, EFコイル, CSコイル),ダイバータなどの容器内機器,サーマルシールド,クライオスタットなどの主要機器から構成される。これらの機器を効率よく組み立てるために、トカマク本体室に組立専用のクレーン付き組立架台を設置することで、建家内クレーンとの作業分担を行う。本論文では、JT-60SASの主要機器である真空容器とTFコイルを中心に組立シナリオ及び組立シーケンスの検討、これらの作業を可能とするための専用組立冶具の概念設計について述べる。
原 彰男; 辻 隆司*; 西村 瑞恵*; 星 一良*; 八木 正彦*; 川田 耕司*; Hou, J.-Y.*
JAERI-Conf 2005-007, p.270 - 275, 2005/08
石油開発会社で通常的に用いられている物理検層解釈の手法を適用することにより、幌延地域の深部地下に分布する珪藻質泥岩の不均質性の評価を試みた。物理検層解釈には、自然線検層およびEMI検層のデータを用いた。EMI検層のデータ解析に基づき、5種類の堆積相(A
E)区分を行った。珪藻質泥岩の堆積相と化学組成、自然線量および電気伝導度の間には明瞭な相関性が認められた。複数のボーリング孔データを対比することにより、珪藻質泥岩の岩相および層厚の空間的な分布状況を認識することができた。岩相および層厚の空間的な分布状況は、幌延地域における堆積環境の変化を反映しているものと考えられる。
原 彰男; 辻 隆司*; 星 一良*; 八木 正彦*; 西村 瑞恵*; 川田 耕司*; Hou, J.-Y.*
International Symposium NUCEF2005, P. 65, 2005/02
幌延地域における堆積岩の不均質性を評価するため、自然線検層とelectrical micro imaging(EMI)検層に着目し、堆積岩の物理特性と岩相の違いとの関係を把握するとともに、孔井対比を行い堆積岩の不均質性の空間分布の把握を試みた。本研究の結果、層理面が明瞭に判読できる堆積相AおよびBは自然線量(以下GR値)が低い層準に発達し、かつSiO
含有量が多くなる傾向にあるのに対し、層理面が不明瞭な堆積相DはGR値が高い層準に発達し、SiO含有量が少なくなる傾向にある。本解析結果は、原(2004)の指摘、すなわち、GR値の高い地層はAlO
の含有量が高く粘土鉱物など陸源性の砕屑物に富むのに対し、GR値の低い地層はSiOの含有量が高く珪藻化石に富むことを支持している。また、自然ガンマ線検層およびEMI検層データに基づく堆積相について、孔井間対比を行うことにより、堆積物の堆積作用や地層の空間分布を推定する上で有意義な層厚分布の情報を得ることができた。
星 一良*; Hou, J.-Y.*; 川田 耕司*; 辻 隆司*; 諏訪部 瑞恵*
JNC TJ8400 2005-009, 67 Pages, 2005/01
JNC-TJ8400-2005-009.pdf:13.82MB
堆積岩の不均質場の特性を実測データに基づき定量的に把握する手法を開発することは、サイト特性調査およびそれに基づき実施する性能評価解析において重要な課題となる。本研究では堆積岩の不均質性評価手法を開発する目的で、幌延地域の珪質泥岩を検討し、堆積過程とその後の埋没仮定とを考慮した堆積モデリングソフトウエアを開発した。声問層・稚内層の孔井検層解析により間隙率、泥質分含有量、削剥量の分布と埋没曲線を求め、マーカを対比し年代を推定して地質モデルを構築した。EMI検層解析ではコアの肉眼観察では識別することのできない層状の不均質性が認められ、化学分析によりその要因が珪藻と砕屑物の含有量であることがわかった。地震探査記録をGDI法を用いて解析し、広域的な物性変化の把握を試みた。平成15年度の研究で開発した堆積モデリングソフトウエアの堆積シミュレーション部分の機能を拡張し、これに予測データと実際の孔井データとを比較する機能を追加し、また入力パラメータの最適化を行う機能を追加した。孔井データに基づく幌延地域の地質モデルを用いて堆積モデリングソフトウエアのテストランを行った。
星 一良*; Hou, J.-Y.*; 川田 耕司*; 辻 隆司*; 諏訪部 瑞恵*
JNC TJ8400 2005-008, 138 Pages, 2005/01
JNC-TJ8400-2005-008.pdf:25.65MB
堆積岩の不均質場の特性を実測データに基づき定量的に把握する手法を開発することは、サイト特性調査およびそれに基づき実施する性能評価解析において重要な課題となる。本研究では堆積岩の不均質性評価手法を開発する目的で、幌延地域の珪質泥岩を検討し、堆積過程とその後の埋没仮定とを考慮した堆積モデリングソフトウエアを開発した。声問層・稚内層の孔井検層解析により間隙率、泥質分含有量、削剥量の分布と埋没曲線を求め、マーカを対比し年代を推定して地質モデルを構築した。EMI検層解析ではコアの肉眼観察では識別することのできない層状の不均質性が認められ、化学分析によりその要因が珪藻と砕屑物の含有量であることがわかった。地震探査記録をGDI法を用いて解析し、広域的な物性変化の把握を試みた。平成15年度の研究で開発した堆積モデリングソフトウエアの堆積シミュレーション部分の機能を拡張し、これに予測データと実際の孔井データとを比較する機能を追加し、また入力パラメータの最適化を行う機能を追加した。孔井データに基づく幌延地域の地質モデルを用いて堆積モデリングソフトウエアのテストランを行った。
小泉 徳潔; 安藤 俊就; 高橋 良和; 松井 邦浩; 中嶋 秀夫; 土屋 佳則; 菊地 賢司; 布谷 嘉彦; 加藤 崇; 礒野 高明; et al.
先進A15型化合物超伝導線材シンポジウム論文集, p.5 - 9, 2000/00
原研では、ITER-EDAの一環として、13T-46kAニオブアルミ導体を開発した。本導体の臨界電流値を無熱歪状態で評価した。その結果、性能劣化はなく、製造過程が妥当であったことが実証できた。実際のコイルでは、ジャケット(ステンレス)とニオブアルミの熱歪差のために、ニオブアルミ線が歪を受ける。この熱歪量で評価した。その結果、ニオブアルミ線が受ける熱歪は0.4%と予想され、臨界電流値の劣化は10%以下となる。ニオブアルミ導体の場合、ステンレス鋼を用いても、熱歪による臨海電流値性能の劣化を小さく抑えられる。
庄野 彰; 石川 真; 池上 哲雄; 保志 貴司*; 楠 博行*; 浜田 正雄*
PNC TY9471 94-002, 48 Pages, 1994/03
本研究は動燃と米国DOEの共同研究として実施している大型しゃへいベンチマーク実験(JASPER計画)に対し、実証炉のしゃへい設計課題を反映させ、またJASPER実験解析結果を実証炉設計へ反映させることを目的に、動燃・原電の共同研究として、昭和61年度から平成5年度まで実施予定のものである。本年度は、以下の成果を得た。(1)実験および解析結果の評価 a.実験結果および解析結果の評価 JASPER計画のDHX2次ナトリウム放射化実験、ルーフデッキギャップストリーミング実験および炉内燃料貯蔵実験等に関して実験および解析結果を整理し、設計に反映するに当っての検討課題を摘出した。b.解析方法の検討 T.E.配管デッキシール部のストリーミングファクターの評価および2次ナトリウム放射化量に対する影響を3次元モンテカルロ計算により評価し、設計解析手法の2次元解析の妥当性を確認した。さらに、実験解析結果を設計に反映する観点からのルーフデッキストリーミングサーベイ解析を実施した。(2)しゃへい設計精度評価およびしゃへい設計への反映 a.しゃへい設計精度評価 DHX2次ナトリウム放射化量、ルーフデッキギャップストリーミングおよび軸方向しゃへいのしゃへい設計精度評価を行った。その結果、各評価項目におけるE/C補正係数として以下の値が得られた。・DHX2次ナトリウム放射化量 1.7(T.E.配管デッキシール部ストリーミング効果の補正1.3を含む)・ルーフデッキギャップストリーミング 2.4(S166分点の場合)・軸方向しゃへいストリーミング係数 2.83 b.しゃへい設計への反映 JASPER実験解析結果を設計へ反映する方法を検討するために、実証炉の炉体まわりのしゃへい解析を実施した。また、ルーフデッキ貫通部のしゃへい体に対する要求仕様を明確にする為、ルーフデッキギャップストリーミング計算を実施した。さらに、これらの解析結果を基に、設計体系におけるしゃへい計算用およびNIS応答評価用E/C補正係数を評価した。(3)総合評価 各検討項目を設計評価上の項目として整理し、過去の研究成果も含めた全体を総括・評価するとともに、今後の検討課題をまとめた。
庄野 彰; 石川 真; 池上 哲雄; 保志 貴司*; 楠 博行*; 浜田 正雄*
PNC TY9471 94-001, 539 Pages, 1994/03
本研究は動燃と米国DOEの共同研究として実施している大型しゃへいベンチマーク実験(JASPER計画)に対し、実証炉のしゃへい設計課題を反映させ、またJASPER実験解析結果を実証炉設計へ反映させることを目的に、動燃・原電の共同研究として、昭和61年度から平成5年度まで実施予定のものである。本年度は、以下の成果を得た。(1)実験および解析結果の評価a.実験結果および解析結果の評価JASPER計画のDHX2次ナトリウム放射化実験、ルーフデッキギャップストリーミング実験および炉内燃料貯蔵実験等に関して実験および解析結果を整理し、設計に反映するに当っての検討課題を摘出した。b.解析方法の検討T.E.配管デッキシール部のストリーミングファクターの評価および2次ナトリウム放射化量に対する影響を3次元モンテカルロ計算により評価し、設計解析手法の2次元解析の妥当性を確認した。さらに、実験解析結果を設計に反映する観点からのルーフデッキストリーミングサーベイ解析を実施した。(2)しゃへい設計精度評価およびしゃへい設計への反映a.しゃへい設計精度評価DHX2次ナトリウム放射化量、ルーフデッキギャップストリーミングおよび軸方向しゃへいのしゃへい設計精度評価を行った。その結果、各評価項目におけるE/C補正係数として以下の値が得られた。・DHX2次ナトリウム放射化量1.7・ルーフデッキギャップストリーミング2.4・軸方向しゃへいストリーミング係数2.83b.しゃへい設計への反映JASPER実験解析結果を設計へ反映する方法を検討するために、実証炉の炉体のまわりのしゃへい解析を実施した。また、ルーフデッキ貫通部のしゃへい体に対する要求仕様を明確にする為、ルーフデッキギャップストリーミング計算を実施した。さらに、これらの解析結果を基に、設計体系におけるしゃへい計算用およびNIS応答評価用E/C補正係数を評価した。(3)総合評価各検討項目の設計評価上の項目として整理し、過去の研究成果も含めた全体を総括・評価するとともに、今後の検討課題をまとめた。
神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.
JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03
この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。
久保 博孝; 新井 貴; 長谷川 浩一; 星 亨*; 川島 寿人; 前崎 喜孝; 正木 圭; 澤井 弘明; 柴沼 清; 田部 正人; et al.
no journal, ,
JT-60SAは、大型超伝導トカマク装置であるので、その組立には一貫性及び高精度が要求される。本講演では、JT-60SAの本体組立に対する検討結果について発表する。まず、一貫性のある高精度の組立を実現するために必要な絶対座標系を、JT-60トーラスホールの座標系に基づいて定義した。ここでは、運転中の真空容器中心の位置を、絶対座標系の原点((x,y,z) = (0,0,0))とした。一貫性のある全体組立シナリオを立案した。さらに、トロイダル磁場コイルなど主な構成機器の組立手順及び組立治具を検討した。
新井 貴; 長谷川 浩一; 星 亮; 川島 寿人; 久保 博孝; 正木 圭; 澤井 弘明; 柴沼 清; 塚尾 直弘; 柳生 純一; et al.
no journal, ,
JT-60SAプロジェクトでは、日欧協力で実施する「核融合エネルギーの早期の実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動」の下でサテライトトカマク計画としてJT-60Uを超伝導トカマクJT-60 SAに改修する。JT-60SAは、JT-60U設備の解体後に、JT-60実験棟本体室に構築する。JT-60SAの主要部品は、真空容器(VV)、超伝導コイル(TFコイル,EFコイル,センターソレノイド)、クライオスタット及び低温機器から構成されている。さらに、本体室にはNBI, ECHなどの再設置を含まれる。JT-60 SAでは、3D-CADモデルを使用して複雑に入り組む構造の機器について配置検討及び干渉チェックを行っている。JT-60SAの絶対座標系は、原点(X, Y, Z) =(0, 0, 0))を床から8000mmと定義し、一貫した座標管理をしている。最先端技術である3次元計測器(レーザートラッカー)により位置計測を行う計画であり、レーザートラッカーは通常の測定器と比較して高精度であり、組立誤差を極力小さくすることができる。講演では組立手順と合わせて位置計測について述べる。
長谷川 浩一; 新井 貴; 星 亮; 正木 圭; 佐伯 寿; 坂田 信也; 澤井 弘明; 柴沼 清; 鈴木 貞明; 塚尾 直弘; et al.
no journal, ,
原子力機構は、ブローダーアプローチ活動の一環として欧州と共同で超伝導トカマク装置(JT-60SA)の建設を進めている。JT-60SAでは、限られた空間に大型の構造物を集中的かつ、高精度で組立てる必要があるため、2007年から、3D CADを用いた組立検討が行われてきた。本講演では、JT-60SAのTFコイル,真空容器,クライオスタット,EFコイル等の組立手順の検討状況を紹介する。
柳生 純一; 正木 圭; 鈴木 貞明; 西山 友和; 中村 誠俊; 佐伯 寿; 星 亮; 澤井 弘明; 長谷川 浩一; 新井 貴; et al.
no journal, ,
原子力機構は核融合エネルギーの早期実現に向けた幅広いアプローチ活動の一環として、欧州と共同で超伝導トカマク装置(JT-60SA)の建設を行う。JT-60SAは、2012年10月に解体が完了したJT-60の既存設備の一部を再利用して新たな機器を組立てる。そのため、JT-60の基準点を基にJT-60SAの絶対座標系を設定し、3次元計測器(Laser Tracker)を使用して組立位置の管理を行う。絶対座標系の原点はNBI等の既存設備との整合性を考慮して、JT-60SA運転時の装置中心とするが、この原点は架空の原点であるため実際に見ることはできない。このため、組立時及び組立後に利用しやすい建家の壁等に絶対座標系の参照点を複数設置して、Laser Trackerで常に原点が認識できるようにする。しかし、狭い空間で300を超える主要機器をドーナツ状に積み重ねながら組立てるため、その過程で各機器の代表点が見えない問題が存在する。そこで、3次元CADを用いた模擬計測を行い、全ての対象機器の代表点を確定することにより、組立に必要となる位置と姿勢を決定する位置計測方法の基本計画を立案した。さらに、組立時における精度評価を行い、組立精度に関する設計条件を確定した。
亀尾 裕; 田中 究; 安田 麻里; 島田 亜佐子; 上野 隆; 星 亜紀子
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の事故では、原子炉施設の損壊により放射性核種を含む汚染水(滞留水)やガレキ,伐採木等が多量に発生した。これらの廃棄物に対する処理・処分方策を検討するためには、まず対象となる廃棄物の放射能性状を把握することが必須となる。このため、これまでに原子力機構で開発を行ってきた、研究施設等廃棄物を対象とする放射性廃棄物分析法に基づき、福島事故廃棄物の分析を実施した。研究施設等廃棄物に比較し、事故廃棄物には核分裂生成核種(FP核種)が多量に付着していたため、妨害核種の混入や検出限界値の上昇等の課題が生じたが、FP核種を効率的に除去するステップを分析フローに追加した結果、迅速かつ信頼性を有した事故廃棄物の放射能分析が可能となった。本報告では、(1)アクチニドやFP核種を対象とする放射能分析法の概要、(2)福島第一発電所構内における試料採取の状況、(3)これまでに把握した事故廃棄物の放射能性状、について述べる。
田中 究; 上野 隆; 安田 麻里; 島田 亜佐子; 星 亜紀子; 亀尾 裕
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故では、発電所構内において、放射性核種が付着した瓦礫・伐採木等などが大量に発生した。これらを処理・処分方策を検討するためには、その中に含まれる放射性核種の種類と放射能濃度を詳細に把握することが必要となる。原子力機構では、発電所構内において瓦礫等の採取を行うとともに、原子力科学研究所の分析施設に輸送し、詳細な放射化学分析を実施している。これまでに分析を行った伐採木は、発生場所が特定できなかったため、発電所構内における放射能分布に関する情報が得られていなかった。そこで本報告では、位置情報が明確な立木を採取するとともに放射化学分析を行い、発電所構内の立木に対する放射能分布を調べた。
線3mm線量当量の測定方法と水晶体の防護策の検討,1; サーベイメータによる測定滝本 美咲; 山崎 巧; 今橋 淳史; 星 勝也; 川崎 位; 吉田 忠義; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 岡田 和彦; 石川 久
no journal, ,
原子力機構核燃料サイクル工学研究所では、セル内での機器点検・補修作業などにおいて線による被ばくがある。これまでの経験から、この被ばく線量レベルは、(1)体幹部の70
m線量当量で数mSv程度であり、眼の水晶体の等価線量限度に比べて十分に小さいこと、(2)こうした作業では内部被ばく防止のための顔全体を覆う呼吸保護具(全面マスク)によって眼が防護される。このため、水晶体の等価線量は、胸部(又は頚部)に取り付けた個人線量計の指示値をもとに、マスクによる遮へい効果等を考慮することなく評価されてきた。しかしながら、この方法は、線量を過大に記録することになり、線量限度に近づくような高線量の被ばくが想定される状況下では適切とは言えない。そこで、Sr-Y線による高線量被ばくの想定のもと、水晶体の等価線量に対応する3mm線量当量の適切な測定方法について検討するともに、呼吸保護具の線遮へい効果を実験的に検証する。
