Simple 3D PIC analysis for beam phase space oscillation in RF driven negative hydrogen ion source

柴田 崇統*; 神藤 勝啓; 中野 治久*; 星野 一生*; 宮本 賢治*; 大越 清紀; 南茂 今朝雄*; 池上 清*; 川井 勲*; 小栗 英知; et al.

Journal of Physics; Conference Series, 2743, p.012007_1 - 012007_5, 2024/05

https://doi.org/10.1088/1742-6596/2743/1/012007

高周波イオン源より引き出された負水素イオンビームの位相空間での振動について、電子、陽子および負水素イオンのイオン源引出領域での輸送過程を考慮した単純な3次元のParticle-In-Cell(PIC)法で調べた。J-PARC高周波負水素イオン源の配位で単孔の引き出し孔近傍を計算領域とした。プラズマ密度振動と引き出された負水素イオンビームの特性を理解するために、イオン源内のドライバー領域プラズマからの電子及び陽子の流れをプラズマ生成のために駆動している高周波の基本波(2MHz)と2倍高調波(4MHz)で変化させて、シミュレーションを実施した。数値解析の結果、プラズマパラメータの振動と様々な高周波位相で引き出された負水素イオンの軌道との間で主な物理過程が見いだされた。本発表では、振動の機構を抑える対処法についても議論する。

Mechanical properties of cubic (U,Zr)O

北垣 徹; 星野 貴紀; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 宏*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031011_1 - 031011_7, 2018/07

https://doi.org/10.1115/1.4039847

Evaluation of fuel debris properties is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this research, the mechanical properties of cubic (U,Zr)O samples containing 10-65% ZrO are evaluated. In case of the (U,Zr)O samples containing less than 50% ZrO, Vickers hardness and fracture toughness increased, and the elastic modulus decreased slightly with increasing ZrO content. Moreover, all of those values of the (U,Zr)O samples containing 65% ZrO increased slightly compared to (U,Zr)O samples containing 55% ZrO. However, higher Zr content (exceeding 50%) has little effect on the mechanical properties. This result indicates that the wear of core-boring bits in the 1F drilling operation will accelerate slightly compared to that in the TMI-2 drilling operation.

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

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.01.035

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。

Development of the water cooled ceramic breeder test blanket module in Japan

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鈴木 哲; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 山西 敏彦; 星野 毅; 中道 勝; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1363 - 1369, 2012/08

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2012.03.007

核融合ブランケットの開発においては、ITERの核融合環境を用いて、モジュール規模で増殖ブランケットの試験を行う、ITERテストブランケット・モジュール(TBM)試験は、原型炉へ向けた重要なマイルストンである。我が国は、水冷却固体増殖TBMを主案として試験を実施するためにその製作技術開発を進めている。我が国は、これまでに開発した接合技術を用いて、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、第一壁と側壁の組合せ試験にも成功した。さらに、厚さ90mmの後壁の製作技術についても、模擬材料を用いたモックアップの製作を終了した。モジュール製作技術をほぼ見通した。また、トリチウム生産のために必要な技術として、先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発や、核融合中性子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。

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

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/7/075029

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。

液中からの放射性元素の分離・除去方法

北垣 徹; 星野 貴紀; 三本松 勇二; 矢野 公彦; 竹内 正行

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特願 2012-002095  公開特許公報  特許公報

【課題】高効率で迅速な凝集分離性能を有し、ポリマー等の有機化合物を使用せず、かつ、添加剤を極力低減することのできる実用化に適した液中からの放射性元素の分離・除去方法を提供する。 【解決手段】放射性元素を含む液にその放射性元素を吸着する吸着剤を添加して所定時間攪拌する吸着剤添加・攪拌工程と、その吸着剤添加・攪拌工程後に当該液を電解する電解工程と、その電解工程後に当該液中の固形分を分離する固形分分離工程を含むことを特徴とする。

Selective uranium adsorption from liquid waste using zeolites

松浦 治明*; 麻生 大貴*; 豊崎 綾香*; 浅沼 徳子*; 高畠 容子; 星野 貴紀; 渡部 創; 渡部 雅之

no journal, , 

Recovery of uranium from the waste solution is one of the important treatments of them. Various kinds of zeolites were selected for the separation of uranium and zirconium, and influence of chemical form of uranium and zirconium in zeolite on adsorption behavior were evaluated to find out an optimal condition for the effective U/Zr separation. Zeolites and zirconium nitrate solutions were shaken. Local structure of zirconium and uranium in adsorbed zeolites were evaluated by extended X-ray absorption fine structure using K and L3 absorption edge at BL27B, PF, KEK, respectively. By the comparison between distribution coefficients of zirconium and uranium, Kd, onto 13X and LZY type zeolites. 13X must be decomposed by solution with larger pH condition. Difference between local structures of zirconium and uranium in 13X was wider than that in LZY, therefore, this fact also supported above discussion. Thus, selective uranium adsorption can be achieved at this condition using LZY zeolite.

シビアアクシデント後における燃料デブリの湿式処理性に関する検討,2; UO固溶化による燃料デブリの硝酸可溶化処理の提案

矢野 公彦; 星野 貴紀; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博; 深澤 哲生*; 小原 浩史*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故において13号機に生成していると考えられる燃料デブリの処置方策の一環として、UOとの固溶化処理により硝酸への溶解を可能とする方法を提案し、デブリの主成分のひとつと考えられる硝酸に難溶な(U,Zr)Oについて、飛躍的に溶解性が向上することを実験的に確認した。

Assumption and comparison of fuel debris properties between TMI-2 and 1F for future defueling work

北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; 星野 貴紀; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博

no journal, , 

Objective of this research is to estimate deferences of debris between TMI-2 and 1F and to clarify improvement points of the defueling tools used at TMI-2. In this study, mechanical properties of (U,Zr)O with Zr content and O/M ratio between TMI-2 and 1F were compared. Zr content of 1F debris will be higher than TMI-2. Because vickers hardness of (U,Zr)O increase with Zr content, so vickers hardness of 1F will also be slightly higher than that of TMI-2. Moreover, it was shown that vickers hardness and fracture toughness increase with O/M ratio. In the case of high oxide potential in 1F, vickers hardness and fracture toughness of fuel debris increase. In this assumption, accelerate of wear and increasing of friction of core boring tool are indicated, so improvement of wear resistance and torque will be needed.

燃料デブリ性状把握研究の成果概要; 大規模MCCI試験、MOX模擬デブリ等

北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; 星野 貴紀; 岡村 信生; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 渡部 雅; 森本 恭一; 荻野 英樹; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所の廃止措置に係る研究開発プロジェクトとして実施した燃料デブリの性状把握プロジェクトのうち、核燃料サイクル工学研究所が実施した研究開発の成果の概要を報告する。