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報告書

研究施設等廃棄物の処理・処分のための前処理作業について,1

石原 圭輔; 横田 顕; 金澤 真吾; 池谷 正太郎; 須藤 智之; 明道 栄人; 入江 博文; 加藤 貢; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.

JAEA-Technology 2016-024, 108 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-024.pdf:29.74MB

研究機関, 大学, 医療機関, 民間企業等において放射性同位元素や放射線発生装置, 核燃料物質等が使用され、多様な低レベル放射性廃棄物(以下「研究施設等廃棄物」という。)が発生しているが、これらの研究施設等廃棄物については、処分方策が確定されておらず、各事業者において長期間に亘り保管されている状況である。高減容処理施設は、研究施設等廃棄物のうち、主に、原子力科学研究所で発生する低レベルの$$beta$$$$gamma$$固体廃棄物を対象に、将来の浅地中埋設処分(以下「埋設処分」という。)に対応可能な廃棄体を作製することを目的として建設された施設である。埋設処分に対応可能な廃棄体を、安全、かつ、効率的に作製するためには、「予め廃棄物を材質ごとに仕分け、形状等を整えるとともに、埋設処分等に係る不適物等を除去すること」が極めて重要である。本稿では、この研究施設等廃棄物の処理・処分のための解体分別及び前処理について報告を行うものである。

論文

地下構造物建設における地盤・地質情報の三次元化適用事例

加藤 信義*; 津坂 仁和; 名合 牧人*; 山上 順民*; 松原 誠*; 重廣 道子*; 相澤 隆生*; 亀村 勝美*

地質と調査, (139), p.17 - 22, 2014/04

近年、地質調査業務において、地質情報の高度利用の観点から、土木構造物の設計や施工に携わる人への情報伝達ツールとして地盤・地質情報の三次元化が採用されてきている。これを踏まえて、本稿では、北海道電力による純揚水式発電所の地下空洞と原子力機構による幌延深地層研究計画の地下施設の2つの大規模地下施設の設計・施工の事例において、設計の最適化、施工の効率化, 高度化、そして、安全の確保のために利用した三次元地質構造・施工情報可視化システムの概要とともに、それぞれの事例における同システムの有用性を記述した。

論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,19

笹尾 真実子*; 草間 義紀; 河野 康則; 川端 一男*; 間瀬 淳*; 杉江 達夫; 藤田 隆明; 福田 武司*; 福山 淳*; 坂本 宜照; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 83(9), p.779 - 782, 2007/09

2007年春季に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の7つのトピカルグループ(TG)会合の報告である。各会合では、国際熱核融合実験炉(ITER)等の燃焼プラズマ実験における重要度の高い物理課題に関して、議論・検討が行われた。日本からの参加者数は27人であった。以下に、TGごとの開催日程及び開催地を示す。(1)計測TG:3月26日-30日、プリンストン(米国),(2)輸送物理TG:5月7日-10日、ローザンヌ(スイス),(3)閉じ込めデータベースとモデリングTG:5月7日-10日、ローザンヌ(スイス),(4)周辺及びペデスタルの物理TG:5月7日-10日、ガルヒン(ドイツ),(5)定常運転TG:5月9日-11日、大田(韓国),(6)MHD TG:5月21日-24日、サンディエゴ(米国),(7)スクレイプオフ層及びダイバータ物理TG:5月7日-10日、ガルヒン(ドイツ)。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,18

川端 一男*; 河野 康則; 草間 義紀; 間瀬 淳*; 笹尾 真実子*; 杉江 達夫; 藤田 隆明; 福田 武司*; 福山 淳*; 坂本 宜照; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 83(2), p.195 - 198, 2007/02

2006年の秋季にITPA(国際トカマク物理活動)に関する7つの会合が開催された。「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」,「周辺及びペデスタルの物理」,「定常運転」,「MHD」の5会合は、中国の成都にて「第21回IAEA核融合エネルギー会議」に引き続いて行われ、トピカルグループ間の合同会合も多数開かれた。国際装置間比較実験の結果報告のほか、国際熱核融合実験炉(ITER)のデザインレビューに関して、現状の設計への問題提起と解決策の検討を整理するためまとめられているITER Issue Cardについて活発な議論が行われた。日本の参加者は27名に上った。また、「計測」の会合は、東北大学で、「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」の会合は、カナダのトロント大学で行われた。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,17

朝倉 伸幸; 加藤 隆子*; 仲野 友英; 高村 秀一*; 田辺 哲朗*; 飯尾 俊二*; 中島 徳嘉*; 小野 靖*; 小関 隆久; 武智 学; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 82(7), p.448 - 450, 2006/07

2006年の1月から4月にかけて開催されたITPA(国際トカマク物理活動)の7つのトピカル物理グループ(「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」,「MHD」,「周辺及びペデスタルの物理」,「定常運転」,「計測」,「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」)の会合に関する報告である。7つの会合を合わせて、原子力機構から担当委員12名が参加するとともに、委員外4名が発表を行った。磁場リップル低減のためのフェライト鋼装着後のプラズマ性能の向上等のJT-60の実験結果が報告された。

論文

核融合炉用超伝導コイル試験装置の真空漏れ探索技術の開発

河野 勝己; 濱田 一弥; 奥野 清; 加藤 崇

低温工学, 41(3), p.105 - 112, 2006/03

日本原子力研究開発機構は、核融合炉への超伝導コイルの適用を目指し、大型コイルの開発及び実験評価を行っている。超伝導コイルは、4Kまで冷却されるため、実験装置は、断熱及び電気絶縁を確保するため、高真空状態(10$$^-$$$$^5$$Pa以下)に維持する必要がある。超伝導コイルを収納する断熱真空容器内には、コイル本体,高圧ヘリウムが流れる配管、及び高電位であるコイルと低電位である冷却配管とを接続するFRP製電気絶縁継手が多数(100個程度)設置される。日本原子力研究開発機構では、これらの機器の漏れに対する健全性を確認するために、吸着剤を利用した10$$^-$$$$^9$$Pam$$^3$$/s以下の高感度を有するヘリウム・リーク試験技術と、リーク発生時には場所特定ができる手法を確立し、実際の超伝導コイル・システムに適用し、これらのコイル実験を成功させてきた。論文では、開発したヘリウムリーク検査技術と実際の適用例を紹介する。

論文

Radiation loss by impurities measured from the large helical device

加藤 隆子*; 村上 泉*; 後藤 基志*; 森田 繁*; 居田 克巳*; Peterson, B. J.*; 舟場 久芳*; 仲野 友英

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.7, p.1 - 4, 2006/00

真空紫外スペクトルを定量解析した。C IIIスペクトル線の強度比から求めた電子温度を用い、ネオン入射によって発生したプラズマの放射損失源を分光計測とボロメータ計測で同定した。さらに不純物の発光線強度比の時間変化から不純物による放射損失の時間変化を求めた。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,13

河野 康則; 川端 一男*; 草間 義紀; 笹尾 真実子*; 杉江 達夫; 間瀬 淳*; 朝倉 伸幸; 加藤 隆子*; 高村 秀一*; 田辺 哲朗*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 81(2), p.128 - 130, 2005/02

2004年の秋季に、ITPA(国際トカマク物理活動)に関する7つの会合が開催された。「計測」グループ会合は10月に中国で行われたが、その他の6つのグループ(スクレイプオフ層及びダイバータ物理,輸送物理,閉じ込めデータベースとモデリング,定常運転,MHD・ディスラプション・制御,周辺及びペデスタルの物理)会合は第20回IAEA核融合エネルギー会議(2004年11月1日$$sim$$6日,ポルトガル,ヴィラモウラ)の翌週にリスボンのリスボン工科大学に集中して開かれた。調整委員会議長の提案で開催された全体会合をはじめ、トピカルグループの合同会合も多数開かれ、国際装置間比較実験の結果報告と活発な議論が行われた。ITPA及び国際装置間比較実験へ日本側から多くの継続した寄与が望まれることから、本会合では初めて核融合フォーラムから滞在費・旅費の補助が大学及び研究機関の研究者9名に対し行われ、各グループの重要課題の解決及び国際研究活動の進展に貢献した。2005年の会合予定も併せて示した。

論文

概況報告(2004年10月$$sim$$12月) 高速増殖炉燃料の研究開発、高速増殖炉燃料再処理技術の研究開発、環境保全技術開発

無藤 克己; 小圷 正之; 中澤 修; 加藤 浩; 江橋 健

サイクル機構技報, (26), 119,133 Pages, 2005/00

サイクル機構技報第26号に、平成16年度第3四半期の「業務概況」として以下の事項を報告する。・高速増殖炉燃料製造技術開発の現状 ・高速増殖炉燃料再処理技術開発の現状 ・環境保全技術開発の

論文

概況報告(2005年1月$$sim$$3月) 高速増殖炉燃料の研究開発、高速増殖炉燃料再処理技術の研究開発、環境保全技術開発

無藤 克己; 小圷 正之; 中澤 修; 加藤 浩; 江橋 健

サイクル機構技報, (27), 84, 86, 98 Pages, 2005/00

サイクル機構技報第27号に、平成16年度第4四半期の「業務概況」として以下の事項を報告する。・高速増殖炉燃料製造技術開発の現状・高速増殖炉燃料再処理技術開発の現状・環境保全技術開発の現状

論文

社会のニーズに適合したFBRサイクルの実用化を目指して-FBRサイクル実用化調査研究の進捗状況-

大野 勝巳; 安藤 将人; 小竹 庄司; 長沖 吉弘; 難波 隆司; 加藤 篤志; 中井 良大; 根岸 仁

日本原子力学会誌, 46(10), 685 Pages, 2004/10

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究への取り組み、フェーズⅡ研究の中間成果および今後の計画などを報告する。具体的には、開発目標の設定、FBR炉システムに関する研究成果、燃料サイクルシステムに関する研究成果、炉と燃料サイクルを組み合わせた概念の検討結果、今後の研究の進め方などについて概説する。

報告書

高クロム鋼の材料特性試験(IV); ナトリウム中におけるHCM12A(2001年度材)のクリープ及びクリープ疲労特性[中間報告]

加藤 章一; 吉田 英一; 石上 勝夫*; 矢口 勝己*

JNC-TN9400 2003-108, 92 Pages, 2004/02

JNC-TN9400-2003-108.pdf:36.44MB

高クロム鋼(12Cr系鋼)は、高温強度特性、熱膨張係数及び熱伝導率等に優れていることから、実用化戦略調査研究における実用化炉の構造材料として期待されている。本研究では、12Cr系鋼のHCM12A(2001年度材)の機械的強度特性に及ぼすナトリウム環境の影響を評価することを目的に、ナトリウム中でのクリープ試験、クリープ疲労試験及び浸漬試験を実施した。ナトリウム中試験には、オーステナイト系スデンレス鋼を構成材料とするナトリウム試験装置を使用した。ナトリウム浸漬条件は、温度55度C及び溶存酸素濃度2ppm 以下である。HCM12A(2001年度材)のナトリウム中におけるクリープ強度及びナトリウム中クリープ疲労強度は、加速浸炭雰囲気を含め、同一条件下の大気中と比較して有意差は認められなかった。これは、両者とも材料内部のクリープ損傷が支配的となったためと考えられる。ナトリウム中におけるクリープ及びクリープ疲労寿命は、大気中データをベースにした評価法によって予測可能と考えられる。HCM12A(2001年度材)の腐食速度は、浸漬温度550度Cで最大約0.4$$mu$$m/yearであり、従来材のSUS304やMod.9Cr-1Mo鋼とほぼ同等であった。また、「高速原型炉高温構造設計方針」で規定されている腐食速度式により腐食量を保守的に評価できる見通しが得られた。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を使用して、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めている。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材,緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:74.66(Physics, Fluids & Plasmas)

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Acoustic emission and disturbances in central solenoid model coil for international thermonuclear experimental reactor

新井 和邦*; 二ノ宮 晃*; 石郷岡 猛*; 高野 克敏*; 中嶋 秀夫; Michael, P.*; Vieira, R.*; Martovetsky, N.*; Sborchia, C.*; Alekseev, A.*; et al.

Cryogenics, 44(1), p.15 - 27, 2004/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:83.49(Thermodynamics)

ITER計画のもとで中心ソレノイド・モデル・コイルの試験を行い、コイルで発生するAE信号を直流運転時に測定した。その結果、コイルで発生するAE信号は、超伝導導体で発生する交流損失と関係があることが明らかになった。このことは、コイルの繰り返し通電時の撚線の動き及び素線間接触の剥がれにより交流損失が発生し、それらの動きをAE信号として測定したことを示している。また、AE信号はコイルのバランス電圧で見られる電圧スパイクとも関係があり、機械的攪乱が存在していることが明らかとなった。このことから、CSモデル・コイルにおいては、機械的攪乱の発生場所はAE信号及び電圧スパイクの情報を用いることで求めることが可能である。

論文

概況報告(2003年10月$$sim$$12月) 高速増殖炉燃料の研究開発、高速増殖炉燃料再処理技術の開発、環境保全対策

無藤 克己; 小圷 正之; 中澤 修; 須黒 寿康; 加藤 浩

サイクル機構技報, (22), 103 Pages, 2004/00

サイクル技報22号に、平成15年度第3四半期の「業務概況」として、以下の事項を報告する。・高速増殖炉燃料製造技術開発の現状・高速増殖炉燃料再処理技術開発の現状・環境保全対策の現状

論文

概況報告(2004年1月$$sim$$3月) 高速増殖炉燃料の研究開発、高速増殖炉燃料再処理技術の研究開発、環境保全技術開発

無藤 克己; 小圷 正之; 中澤 修; 須黒 寿康; 加藤 浩

サイクル機構技報, (23), 119- Pages, 2004/00

サイクル機構技報第23号に、平成15年度第4四半期の「業務概況」として以下の事項を報告する。・高速増殖炉燃料の研究開発の現状・高速増殖炉燃料再処理技術の研究開発の現状・環境保全技術開発の現状

論文

Test results of 60-kA HTS current lead for fusion application

礒野 高明; 河野 勝己; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 布谷 嘉彦; 原 英治*; 加藤 崇; 安藤 俊就*; 奥野 清; 坊野 敬昭*; et al.

Physica C, 392-396(Part2), p.1219 - 1224, 2003/10

核融合応用を目的として、4.2Kへの熱浸入の少ない60kA高温超伝導(HTS)電流リードの開発及び試験を行った。本HTS電流リードは、低熱浸入量だけではなく、事故時の安全性も考慮した設計となっている。HTS電流リードは、強制冷凍の銅リード部と伝導冷却のHTSリード部から構成される。HTSリード部は、288本の銀合金シース型Bi-2223テープをステンレスのチューブ上に円筒状に配置しており、自己磁場のテープに対して垂直な成分を減少させることにより、HTSの臨界電流の低下を抑える工夫を行っている。さらに銀合金として、熱伝導を減少させるため10%の金を含んだ銀を使用している。HTS部の直径は146mm,長さは300mmである。試験の結果、世界最高記録である60kA通電に成功した。この時の銅リード部の冷媒条件は入口温度20Kで冷媒流量3.2g/s,4.2Kへの熱浸入量は5.5Wであり、冷凍機電力としては従来の電流リードと比較して1/3まで減らすことができた。この結果により、核融合用大型HTS電流リードの技術が確立できた。

論文

ITER TFインサート・コイルの流体特性; 流体特性に対する電磁力の影響

濱田 一弥; 河野 勝己; 松井 邦浩; 加藤 崇; 杉本 誠; 原 英治*; 奥野 清; Egorov, S. A.*; Rodin, I.*; Sytnikov, V. E.*; et al.

低温工学, 37(10), p.531 - 538, 2002/10

国際熱核融合実験炉(ITER)の工学設計活動において、トロイダル磁場(TF)コイル用超伝導導体の製作性や性能を実証することを目的として、TF実寸導体を使用したTFインサート・コイルを開発し性能試験を行った。流体特性として、圧力損失特性が電磁力や通電履歴に依存する特性を示すか否かを検証した。過去の研究では、撚線は電磁力によって変形し、ジャケットと撚線との隙間に新たな流路が形成され、圧力損失が変化すると考えられる。また電磁力が繰り返し加わることによって撚線断面が塑性変形し、圧力損失の永久的な変化が起きると考えられるが、過去のモデル・コイル実験では、永久的な圧力損失の変化は明確には観測されていない。測定の結果、コイルを通電すると圧力損失は低下し、電磁力の影響を観測した。また、通電を積み重ねることによって、永久的な圧力損失の変化が生じることを観測した。圧力損失の変化を説明する撚線の変形量を計算した結果、13T,46kAで撚線は電磁力により1.4mm変形したと考えられる。

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