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論文

Fundamental experiments of jet impingement and fragmentation simulating the fuel relocation in the core disruptive accident of sodium-cooled fast reactors

今泉 悠也; 神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 鈴木 徹; 江村 優軌

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04

SFRの炉心崩壊事故における再配置過程を模擬するため、低融点合金を低水深水プール中に落下させた。なおここで、ノズル出口と底板の距離は、微細化を起こすには不十分だと考えられる距離に設定された。実験の結果、融体は底板に衝突した後、底板に沿って全方向に広がる様子が観察された他、底板上の温度は融体の分散につれ急低下していることが確認された。この結果により、融体の微細化と急冷は、底板の存在により促進されたことが示唆され、さらに、この促進現象は融体が底板上での分散により強制的に接触表面積が増加したことによるものであると考察した。また、試験後には顕著に微細化したデブリが観察されたが、これは、融体と水の界面にて微細な蒸気泡が生成されたことにより形成されたものと考えられる。

論文

ITER project; Status of procurement activities in domestic agency of Japan and application of HIP technology

高津 英幸; 榎枝 幹男; 鈴木 哲; 廣瀬 貴規; 小泉 徳潔; 高橋 幸司

Proceedings of International Conference on Hot Isostatic Pressing (HIP '11), p.35 - 40, 2011/04

ITER計画は核融合に関する巨大科学プロジェクトであり、7極の国際協力によって、南仏カダラッシュ・サイトにトカマク型核融合実験炉を建設し、その運転と利用を行い、最終的に廃止措置まで行うプロジェクトである。ITERの計画目標は、核融合エネルギーの科学的・技術的な実用性を実証することであり、2007年に技術活動を開始した。現在、ITER計画は本格的な機器の製作・建設活動の段階にあり、調達に責任を有する7極の国内機関が、製作に長い期間を要する機器から製作を開始している。多くのITER機器のうち、幾つかの機器に関しては、その製作手法に、拡散接合の一種である等方熱間接合の技術を適用している。これは本手法が、溶接接合等に比較して、多くの利点を有するからである。本論文では、日本国内機関が行っている調達活動の中で、等方熱間接合技術の適用例を紹介する。

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。

報告書

放射性雑固体廃棄物から製作される溶融固化体の標準試料作製; $$alpha$$線放出核種を含有する溶融固化体標準試料(共同研究)

石森 健一郎; 大木 恵一; 高泉 宏英; 亀尾 裕; 大木 善之*; 中島 幹雄

JAEA-Technology 2007-065, 20 Pages, 2008/01

JAEA-Technology-2007-065.pdf:1.4MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所内で発生する非金属の低レベル放射性雑固体廃棄物から作られる溶融固化体を放射化学分析する際に必要となる標準試料を作製するため、溶融固化体を模擬した標準試料の調製法を検討した。模擬雑固体廃棄物を想定して非放射性のコンクリートとFeOの混合粉末を使用してるつぼへの充填条件及び昇温条件を変えて溶融試験を行い、溶湯がるつぼから溢れない最適な条件を決定した。また混合粉末に安定同位体トレーサーとしてCsを添加して1600$$^{circ}$$Cの電気炉で溶融試験を行ったところ、溶融固化体の塩基度を低くすることで揮発しやすいCsも固化体中に残存することがわかった。以上の検討で得られた最適な溶融条件で溶融することで、$$alpha$$線放出核種$$^{237}$$Np, $$^{241}$$Am, $$^{244}$$Cmを含有する溶融固化体標準試料を作製できた。放射能分析により決定した各核種の放射能濃度は$$^{237}$$Npは0.188$$pm$$0.001Bq/g、$$^{241}$$Amは0.368$$pm$$0.004Bq/g、$$^{244}$$Cmは0.402$$pm$$0.01Bq/gであった。

論文

Engineering design of the ITER invessel neutron monitor using micro-fission chambers

西谷 健夫; 山内 通則; 泉 幹雄*; 早川 敦郎*; 海老沢 克之*; 近藤 貴; 草間 義紀

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1192 - 1197, 2007/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:33.11(Nuclear Science & Technology)

ITERにおいてマイクロフィッションチェンバーは核融合出力を測定する重要な計測装置の一つである。マイクロフィッションチェンバーは真空容器内に取り付けられるため、高真空及び高温環境下で動作する必要がある。また核発熱とその除熱方法も考慮する必要がある。これまで、ITERの高出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計開発を行ってきたが、今回は低出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計を実施した。検出器は狭いギャップ内に取り付ける必要性から、全酸化ウラン量を0.75gになるようにマイクロフィッションチェンバーを並べて1つの検出器とする方式を提案した。径14mm,長さ400mmのマイクロフィッションチェンバーを基本要素とする、束型検出器を設計した。核発熱はMCNPコードによって評価した。有限要素法による熱輸送解析の結果、真空容器との熱伝達率を100W/m$$^{2}$$K以上確保できれば、検出器温度は250$$^{circ}$$C以下にできることを明らかにした。

論文

SlimCS; Compact low aspect ratio DEMO reactor with reduced-size central solenoid

飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 47(8), p.892 - 899, 2007/08

 被引用回数:53 パーセンタイル:87.5(Physics, Fluids & Plasmas)

コンパクトな核融合原型炉概念SlimCSについて報告する。この原型炉は通常のトカマク炉と比べると小規模な中心ソレノイドコイル(CS)を採用している点に特徴がある。通常、CSの主要な役割はポロイダル磁束の供給とされるが、これをプラズマ形状制御とみなすことでCSの大幅な小型化が可能であり、これによりトロイダルコイルの軽量化しいては炉本体重量の低減が期待できる。さらに、CSの小型化はプラズマの低アスペクト比(=2.6)化を可能にし、高楕円度,大プラズマ電流化,高ベータ化など炉心プラズマの高出力密度を実現するうえで望ましい条件が整う。この結果、SlimCSはARIES-RSのような先進トカマク炉概念と同規模の炉寸法でありながら、比較的無理のない炉心プラズマ条件でほぼ同等の核融合出力を発生するメリットを持つ。

論文

Innovative alpha-radioactivity monitor for clearance level inspection based on ionized air transportation technology, 1; Comparison with mass spectral analysis using uranium-attached samples

青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 佐野 明*; 内藤 晋*; 隅田 晃生*; 泉 幹雄*; 前川 立行*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; et al.

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04

$$alpha$$線標準線源でイオン電流を校正し求めたウランが付着したサンプルの放射能は、化学分析で求めた放射能から約40%低かった。そこで、ひとつのサンプルの化学分析結果を用いてイオン電流を再校正した結果、すべてのサンプルの$$alpha$$放射能を誤差10%以内で評価できることを確認した。

論文

Ion current prediction model considering columnar recombination in alpha radioactivity measurement using ionized air transportation

内藤 晋*; 平田 洋介*; 泉 幹雄*; 佐野 明*; 宮本 泰明; 青山 佳男; 山口 大美

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(2), p.121 - 128, 2007/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.92(Nuclear Science & Technology)

空気イオンの輸送を用いたアルファ放射能測定における、改良されたイオン電流予測モデルを報告する。われわれの過去のモデルは、測定イオン電流の定性的な傾向を説明したものの、その絶対値はかなり過大評価されていた。今回、定量性を得るため、モデルは柱状再結合効果を考慮して改良された。改良されたモデルは、イオン拡散の初期段階におけるかなりの量のイオン損失を説明し、イオン電流のモデル計算値と実測値の間の差を縮めた。本モデルは、また、汚染された表面に高速の空気流を吹き付けることにより、柱状再結合によるイオン損失は抑えられることを示した。このことは、実験的に調査され確認された。結論として、アルファ放射能とイオン電流の理論的関係は、層流下及び管内乱流下において定量的に明らかになった。

論文

Particle modeling of transport of $$alpha$$-ray generated ion clusters in air

Tong, L.*; 南部 健一*; 平田 洋介*; 泉 幹雄*; 宮本 泰明; 山口 大美

Japanese Journal of Applied Physics, Part 1, 45(10B), p.8217 - 8220, 2006/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Physics, Applied)

$$alpha$$線で電離したイオンの空気輸送を解析するためのテスト粒子モンテカルロ法を開発した。得られた結果は、$$alpha$$放射能計測装置の設計・開発に有用なデータである。構築したイオン-分子衝突モデルは実測値とよく合う。正負イオンの再結合はNanbu & Denpohの方法で扱った。0.001$$sim$$1atmのガス圧力に対し、イオン流れ場の定常状態を実現できた。

論文

Concept of compact low aspect ratio Demo reactor, SlimCS

飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/10

コンパクトな原型炉を実現するための新概念を提案する。原型炉で見通しうる保守的な設計パラメータでありながら、経済的実用炉の設計例ARIES-RS, CRESTと同規模にコンパクトな原型炉が実現できる可能性を示した。本研究で提案する炉SlimCSは、主半径5.5m、アスペクト比2.6、最大磁場16.4T、核融合出力2.95GWの原型炉であり、規格ベータ値2、規格化密度0.4のときにゼロ電気出力、規格ベータ値4.3,規格化密度1.1の定格運転では1GW程度の正味電気出力を発生する。この概念の特徴は、小規模な中心ソレノイド(CS)を設置することによって形状制御等の炉心プラズマにかかわる技術的困難を回避しつつ、トロイダル磁場コイルをできる限り中心軸に近づけて設置し、プラズマを低アスペクト比化したことである。これによりトロイダル磁場コイルの蓄積エネルギーが大幅に減少し、トロイダル磁場コイルの物量、ひいては炉本体の建設コストの削減に寄与しうる。また、低アスペクト比のため高楕円度及び高ベータ限界が期待され、このようなコンパクトな原型炉が構想可能になる。

論文

Neutron powder diffraction study on the crystal and magnetic structures of BiCoO$$_3$$

Belik, A. A.*; 飯久保 智; 樹神 克明; 井川 直樹; 社本 真一; 新高 誠司*; 東 正樹*; 島川 祐一*; 高野 幹夫*; 泉 富士夫*; et al.

Chemistry of Materials, 18(3), p.798 - 803, 2006/02

 被引用回数:241 パーセンタイル:98.55(Chemistry, Physical)

BiCoO$$_3$$の結晶構造と磁気構造を、T=5$$sim$$520Kで測定した粉末中性子回折データのリートベルト解析によって決定した。BiCoO$$_3$$は測定したすべての温度範囲で、BaTiO$$_3$$, PbTiO$$_3$$と同形の結晶構造である。BiCoO$$_3$$は絶縁体で、ネール温度470Kである。この反強磁性秩序に対して、伝播ベクトルk=(1/2, 1/2, 0)のモデルを提案した。このモデルではCo$$^{3+}$$イオンの磁気モーメントが、c軸方向には平行に、ab面内には反強磁性的に整列している。つまり反強磁性秩序したab面がc軸方向に強磁性的に積み重なり、C型の反強磁性磁気構造を形成している。精密化された磁気モーメントの値は5Kで3.24$$mu$$$$_{{it B}}$$, 300Kで2.92$$mu$$$$_{{it B}}$$である。またBiCoO$$_3$$の化学量論比からのずれがないことが確認された。BiCoO$$_3$$は大気中、720K以上ではCo$$_3$$O$$_4$$とBi$$_{25}$$CoO$$_{39}$$に分解する。

論文

Design study of fusion DEMO plant at JAERI

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02

 被引用回数:113 パーセンタイル:99.15(Nuclear Science & Technology)

原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、Nb$$_{3}$$Al導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。

論文

Radon concentration dependence of alpha radioactivity measurement using ionized air transportation

内藤 晋*; 佐野 明*; 泉 幹雄*; 野田 悦夫*; 林 和夫*; 佐藤 光吉*; 須藤 收; 宮本 泰明; 近藤 慎一*; 飯沼 恒一*; et al.

Nuclear Science Symposium Conference Record, 2005 IEEE, Vol.1, p.495 - 499, 2005/10

ウランで汚染された大型かつ複雑な表面形状の廃棄物の$$alpha$$放射能を測定するため、$$alpha$$放射能モニタ($$alpha$$クリアランスモニタ)を開発している。モニタは、$$alpha$$粒子を空気流によって輸送し、そのイオン電流を測定する$$alpha$$放射能測定方法を用いている。$$alpha$$クリアランスの主要な問題の一つは、主として空気中のラドンに起因するバックグランドイオン電流(約700fA)である。その電流は1個の$$alpha$$粒子のイオン電流(数fA)よりも非常に大きく、$$alpha$$放射能の測定限界に強い影響を与えている。この測定限界を改善するため、われわれは、モニタ内部のラドン濃度を、新たなラドン検出器を追加することなくモニタする方法を開発した。また、検出下限への影響因子として、イオン移動度及びイオン再結合係数の環境依存性(温度,湿度,エアロゾル濃度)を測定し評価した。

報告書

Design of micro-fission chambers for ITER low power operations

西谷 健夫; 山内 通則*; 泉 幹雄*; 草間 義紀

JAERI-Tech 2005-047, 34 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-047.pdf:6.75MB

ITERにおいてマイクロフィッションチェンバーは核融合出力を測定する重要な計測装置の一つである。マイクロフィッションチェンバーは真空容器内に取り付けられるため、高真空及び高温環境下で動作する必要がある。また核発熱とその除熱方法も考慮する必要がある。これまで、ITERの高出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計開発を行ってきたが、今回は低出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計を実施した。検出器は狭いギャップ内に取り付ける必要性から、全酸化ウラン量を1gになるようにマイクロフィッションチェンバーを並べて1つの検出器とする方式を提案した。12mm径と6mm径の2種類のマイクロフィッションチェンバーを基本要素とする、束型検出器を設計した。核発熱はMCNPコードによって評価した。熱輸送解析の結果、真空容器への熱伝達のみで検出器温度は250$$^{circ}$$C以下にできることを明らかにした。

論文

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦

関 昌弘; 菱沼 章道; 栗原 研一; 秋場 真人; 阿部 哲也; 石塚 悦男; 今井 剛; 榎枝 幹男; 大平 茂; 奥村 義和; et al.

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦, 246 Pages, 2001/09

本書は、炉工学的基礎を有し核融合に関心のある方々に対して、核融合炉の原理とその実現に必要な多岐にわたる技術、さらに総合システムとしての核融合炉の理解に役に立つことを目指したものである。本文は2部構成になっており、第1部では核融合炉の原理と誕生までのシナリオを、そして第2部では、核融合炉を構成する主要な装置・機器に関する研究開発の現状を、最近のデータをもとにまとめてある。

論文

Layered pebble bed concept for ITER breeding blanket

高津 英幸; 森 清治*; 吉田 浩; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 小泉 興一; 榎枝 幹男; 佐藤 聡; 黒田 敏公*; 鈴木 達志*; et al.

Fusion Technology 1992, p.1504 - 1508, 1993/00

ITERのドライバー・ブランケットの第一オプションとして、概念設計段階に3つの固体増殖体ブランケット概念が選択された。本報告は、その内の一つとして、日本が中心となって提唱している「層状ペブル・ベッド型」ブランケットの設計についてとりまとめたものである。概念設計以降、更に詳細な核熱・構造解析を実施し、構造の簡素化、最適化を実施すると共に、CADを用いた構造図の展開を図り、製作性の観点からもチェックを行うことにより、現実的でありかつ信頼性の高いブランケット概念がまとめられた。

口頭

電離放射線のイオン流体移送型計測に関する技術開発,13; BG変動の影響評価

青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 泉 幹雄*; 内藤 晋*; 山本 修治*; 佐野 明*; 南部 健一*; 高橋 浩之*; 小田 昭紀*

no journal, , 

大型廃棄物のクリアランス検認を可能にする計測システムの開発において、計測下限の改善を目指してBG変動の要因分析試験を実施した。その試験において、空気の置換によるBG電流の低減など、計測性能を改善可能な要因を抽出した。

口頭

溶融固化体に対する放射能測定手法の簡易・迅速化,5; $$^{14}$$C分離法の検討

石森 健一郎; 大木 恵一; 亀尾 裕; 高泉 宏英; 中島 幹雄; 大木 善之*; 磯貝 啓介*

no journal, , 

雑固体廃棄物をプラズマ溶融して制作した溶融固化体の放射能評価技術開発の一環として、$$beta$$線放出核種$$^{14}$$C分離法を検討した。本報で検討したアルカリ溶融法を適用することで、溶融固化体から$$^{14}$$Cを効率よく回収することが可能となり、従来法よりも優れた$$^{14}$$C分離分析法を構築できた。

口頭

電離空気輸送を用いた$$alpha$$線計測技術の開発

青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 内藤 晋*; 佐野 明*; 泉 幹雄*; 隅田 晃生*; 前川 立行*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; et al.

no journal, , 

核燃料サイクル・バックエンド関連施設で発生したウラン及びTRU廃棄物は既に大量に蓄積されている。人によるサーベイでは対象となる量が膨大であるうえ、狭隘部や露出していない部分などはサーベイできず、測定技術の課題は多い。そのため、本技術開発では、$$alpha$$線の電離作用で作り出されたクラスタイオンを、空気流により剥離・輸送し、そのイオン電流を測定することにより$$alpha$$放射能量を評価するという新しいコンセプトに基づいて、大型・複雑な形状のウラン及びTRU廃棄物に対して、クリアランスレベル検認に適用可能な微弱な全$$alpha$$核種濃度レベルを短時間で測定できる実用的な$$alpha$$線計測技術の開発を行った。

口頭

溶融固化体に対する放射能測定手法の簡易・迅速化,8; 多重$$gamma$$線測定装置による高感度非破壊$$gamma$$線測定法の適用

原賀 智子; 亀尾 裕; 木村 敦; 小泉 光生; 藤 暢輔; 中島 幹雄

no journal, , 

雑固体廃棄物をプラズマ溶融して製作した溶融固化体の放射能評価技術開発の一環として、多重$$gamma$$線測定装置を用いる非破壊$$gamma$$線測定法について検討した。模擬廃棄物試料に対して本法を適用した結果、検出限界が改善され、放射能測定手法の迅速化に有効であることがわかった。

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