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論文

塩化カルシウムを用いた金属ナトリウムの消火/処理方法の開発

阿部 雄太; 永井 桂一; 真家 光良*; 中野 菜都子*; 川島 裕一*; 武末 尚久*; 斉藤 淳一

第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06

ナトリウム火災ではナトレックスで窒息消火させるが、消火能力の向上や純ナトリウムの安定化を目指した消火手法を考案した。もんじゅ等の高速炉やナトリウム施設の廃止では大量ナトリウム処理でのアルカリ廃液及び水素管理が課題となる。ナトリウムは電気陰性度が他の金属より小さいため高い化学的活性度である。Na$$^{+}$$を塩化カルシウムのCl$$^{-}$$とイオン結合させ、中性かつ安定な塩化ナトリウムを生成する消火/処理方法を考案した。基礎的特性(熱分析, 元素分析等)と小規模試験から、適用が期待できる結果を得た。

論文

Assembly study for JT-60SA tokamak

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:8 パーセンタイル:59.34(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.

論文

An Outcome of nuclear safety research in JAERI; Case study for LOCA

柳澤 和章; 伊東 慶四郎*; 勝木 千里*; 川島 啓*; 調 麻佐志*

Scientometrics, 84(3), p.563 - 573, 2010/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:39.28(Computer Science, Interdisciplinary Applications)

日本原子力研究開発機構の安全性研究について計量書誌学的手法によるケーススタディを実施した。(1)冷却材喪失事故(LOCA)に関しては、原子力機構安全性研究は63%の国内論文シェアがあり、寡占的状態にある。LOCAはプロジェクト型の研究に属するが共著論文で評価した社会経済的ネットワーキング(SEN)も4%台まで発達している。SENを発達させた共著論文数は東京大学-原子力機構及び原子力機構-名古屋大学で顕著であった。(2)再処理(Reprocessing)については、公的研究機関(PS)が71%の国内論文シェアを有し寡占的状態にある。SENは平均2-3%まで発達している。原子力機構論文シェアは20%であったが、NUCEFの完成によりpast(5)では25%となった。一般的にプロジェクト型研究の特徴は論文上大きな寡占状況を作り出すことにあり、基礎科学型研究のそれは大きな社会経済的ネットワーキングを作り出すことにある。(3)原子力機構安全性研究の典型的なアウトカムとして燃料研究分野を紹介し、国内及び国際協力研究の重要性を指摘した。(4)原子力機構安全性研究の成果(アウトプット)は現存する安全設計評価指針にアウトカム化して使用されていることを計量書誌学的に調べ確認した。

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。

論文

Basic concept of JT-60SA tokamak assembly

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。

報告書

An Outcome of nuclear safety research in JAERI; Predominance of research

柳澤 和章; 川島 啓*; 勝木 千里*; 伊東 慶四郎*

JAEA-Review 2009-050, 13 Pages, 2010/02

JAEA-Review-2009-050.pdf:6.63MB

研究論文を用いた計量書誌学的研究により以下の事実を見いだした。(1)日本で刊行された安全性研究関連論文数は世界的に見て米国に次いで第2位であった。我が国で刊行された安全性研究関連論文のうち日本原子力研究所(以下、原研)の論文数が占める割合は全体の約25%であった。(2)過去25年を振り返ると、97に仕分けた原子力安全研究関連分野のうち39の研究分野(すなわち全体の40%の研究分野)において、原研は研究の優位性を保持したことが他機関との論文数比較からわかった。(3)論文の動向分析から、原研では過去においては原子炉事故を基軸にした安全性研究に力点が置かれていたが、最近は核燃料サイクルの下流側に関する安全性研究に力点が移っていることが判明した。TMI-2事故が原研安全性研究に及ぼしたインパクトは特に、熱水力学,冷却材喪失事故(LOCA),シビアアクシデント及びリスク評価といった研究分野で大きかった。

報告書

An Outcome of nuclear safety research in JAERI; Case study for LOCA, FP, criticality and reprocessing

柳澤 和章; 伊東 慶四郎*; 勝木 千里*; 川島 啓*; 調 麻左志*

JAEA-Review 2009-022, 26 Pages, 2009/09

JAEA-Review-2009-022.pdf:17.62MB

原研で実施された原子力安全研究のアウトカムにつき計量書誌学的手法を用いた個別事例研究を行った。(1)Past(20)1978-1982の5年間におけるLOCA(冷却材喪失事故)研究では、原研研究員を筆頭著者とする単独論文の国内シェアは63%を占めていたが、present1998-2002の5年間ではそのシェアは40%に減少した。原研の著者を筆頭著者とする公的研究機関との共著論文は、past(20)ではほとんどゼロであったがpresentでは4%にまで増加した。(2)プロジェクト研究では単独論文の数が大きくなる傾向にあるが、基礎研究では共著論文の数が大きくなって研究ネットワーキングが進展する。(3)再処理(Reprocessing)研究では、公的研究機関の国内シェアが71%を占め原研のシェアは約20%であった。(4)原研の安全性研究から生まれた冷却材喪失事故や反応度事故(RIA)の成果は、部分的に安全審査指針に取り込まれていることはわかったが、原研の寄与率は必要な情報が十分でなく求まらなかった。

論文

Spatial structure of volume recombination in JT-60U detached divertor plasmas

藤本 加代子; 仲野 友英; 久保 博孝; 澤田 圭司*; 滝塚 知典; 川島 寿人; 清水 勝宏; 朝倉 伸幸

Plasma and Fusion Research (Internet), 4, p.025_1 - 025_7, 2009/08

体積再結合はダイバータ板への熱流速及び粒子束の減少に重要な役割を果たすため、非接触ダイバータプラズマにおける体積再結合の役割を解明することは、ITERや定常炉に向けた最重要研究課題のひとつである。本研究では、非接触ダイバータプラズマを2次元で計測することにより、電離及び再結合領域の空間構造を明らかにした。また、重水素バルマー系列線の発光強度を衝突放射モデルを用いて計算した発光強度と比較して、電子温度,電子密度及び原子密度を決定した。Lモードプラズマの非接触ダイバータプラズマを、約1cmの空間分解能で、2方向から92視線(縦60視線,横32視線)で分光計測した。分光器は350$$sim$$800nmの観測波長帯域を持ち、全バルマー系列線を同時に測定することができる。内側非接触ダイバータプラズマでは内側ストライク点上部の広い領域に再結合領域が存在し、外側ダイバータ板に沿って電離領域が存在することがわかった。また、両側非接触ダイバータプラズマでは内側ストライク点上部の狭い領域と外側ストライク点近傍に再結合領域が存在することを明らかにした。

論文

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

 被引用回数:125 パーセンタイル:98.18(Physics, Fluids & Plasmas)

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$$^{2}$$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。

論文

Design, R&D and assessment of performance of the JT-60SA upper divertor

櫻井 真治; 川島 寿人; 東島 智; 清水 勝宏; 正木 圭; 朝倉 伸幸; 芝間 祐介; 逆井 章

Journal of Nuclear Materials, 390-391, p.891 - 894, 2009/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.95(Materials Science, Multidisciplinary)

「幅広いアプローチ」におけるサテライトトカマクと国内計画の共同プロジェクトである超伝導トカマク装置JT-60SAでは、長パルスの高加熱放電に対応するためプラズマ対向機器はすべて水冷される。遠隔保守のため、カセット方式のダイバータを導入し、ダイバータターゲットはカセット上に取り付けられる。ダイバータターゲットの第一候補は炭素材(C/C材)を冷却管にロウ付けする方式であり、最新の試験体は15MW/m$$^{2}$$$$times$$10秒の繰返し熱負荷に1000回以上耐える性能を示している。非接触ダイバータプラズマ状態を制御してターゲットへの熱負荷を低減できるようにダイバータを設計した。非接触状態を得やすくするため、ITERと同様に垂直ターゲットと「V字コーナー」形状を採用した。2次元流体コード(SOLDOR)と中性粒子モンテカルロコード(NEUT2D)を用いて、ダイバータ熱負荷と排気効率を評価した。外側strike点のピーク熱流束は、「V字コーナー」形状を採用し5$$times$$10$$^{21}$$/sのガスパフを行うと「V字コーナー」なしでの熱流束11.4MW/m$$^{2}$$から5.8MW/m$$^{2}$$まで低下する。

論文

Modification of tomography technique for two-dimensional spectroscopic measurement in JT-60U divertor plasmas

藤本 加代子; 仲野 友英; 久保 博孝; 澤田 圭司*; 滝塚 知典; 清水 勝宏; 川島 寿人; 朝倉 伸幸

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.S1121_1 - S1121_4, 2007/11

ダイバータ板への熱負荷軽減に有効な非接触ダイバータでは電離・再結合プラズマが2次元分布している。本研究では非接触ダイバータプラズマのエネルギー損失過程や原子分子過程の理解に向けて、JT-60Uダイバータプラズマの2次元分光測定を行った。電離・再結合プラズマの情報は重水素のバルマー系列線を観測することで得られるため、本研究ではCCD検出器を持つ広帯域分光測定装置を用いてJT-60Uダイバータ領域を2方向から分光測定した。得られた線積分計測値から2次元発光強度分布をコンピュータ・トモグラフィー手法(最大エントロピー法)を用いて導出した。しかし、2方向データによる2次元分布の導出は計算や測定による誤差が大きく、滑らかな画像が得にくいという難点があった。本研究では計算メッシュを正方形(正方形メッシュ)から視線に沿った四角形(視線方向メッシュ)に変化させることで誤差を小さくすることを考えた。その結果、正方形メッシュより視線方向メッシュのほうが誤差が少なく、また滑らかな2次元分布を得ることができた。

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

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

論文

Development of a dc 1MV power supply technology for NB injectors

渡邊 和弘; 柏木 美恵子; 川島 秀一*; 小野 要一*; 山下 泰郎*; 山崎 長治*; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 谷口 正樹; 奥村 義和; et al.

Nuclear Fusion, 46(6), p.S332 - S339, 2006/06

 被引用回数:24 パーセンタイル:65.26(Physics, Fluids & Plasmas)

1MeV級の中性粒子入射装置用電源における重要な技術は、超高電圧の高速制御,直流1MVの電送,イオン源で放電破壊の際のサージの抑制である。超高電圧の制御については、これまでのパワー半導体の進歩を反映させ、従来のGTOインバータをIEGT素子に変えたインバータについて検討した。その結果、インバータでの損失を従来の1/3に低減でき、大きさとしてもGTO方式の6割に小型化できることを示した。さらに、1MV電送については、重要な要素である超高圧のブッシングについての試作試験で十分な耐電圧を確認した。また、サージの抑制については、高磁束密度で周波応答の良いファインメットコアを用いることで、サージの吸収が可能である。これらの技術のこれまでの進展について述べる。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:44.28(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

論文

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.64(Nuclear Science & Technology)

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

論文

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high-$$beta$$ plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:48.09(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

論文

Divertor biasing effects to reduce L/H power threshold in the JFT-2M tokamak

三浦 幸俊; 旭 芳宏*; 花田 和明*; 星野 克道; 居田 克巳*; 石毛 洋一*; 河西 敏; 河上 知秀; 川島 寿人; Maeda, M.*; et al.

Fusion Energy 1996, p.167 - 175, 1997/05

ダイバータバイアスのL/H遷移パワーに与える効果についてまとめたものである。JFT-2Mの上シングルヌルプラズマ配位において、下シングル閉ダイバータ用の外側バッフル板に正のバイアス電圧を印加するとスクレイプオフ層(SOL)に負の径電場が形成され、またバッフル板からダイバータ板へSOL電流が流れる。これらの効果により、ダイバータ部に中性粒子が圧縮されるダイバータ効果が助長される。この中性粒子のダイバータ部への圧縮がL/H遷移パワー減少に対して効果的であることを明らかにした。また、強力なガスパフも過渡的に中性粒子をダイバータ部に圧縮し同様な効果があることを示した。これらの結果は、イオン損失によるL/H遷移理論を支持している。

論文

Investigation of causality in the H-L transition on the JFT-2M tokamak

花田 和明*; 篠原 孝司*; 長谷川 真*; 白岩 俊一*; 遠山 濶志*; 山岸 健一*; 大舘 暁*; 及川 聡洋; 戸塚 裕彦*; 石山 英二*; et al.

Fusion Energy 1996, p.885 - 890, 1997/05

H-L遷移時にプラズマ周辺で起こっている現象を静電プローブにより測定し、その因果関係について調べた結果をまとめたものである。ピンを12本つけた静電プローブにより、スクレイプオフ層から主プラズマまでの領域を測定した。最前面にある3本ピンをトリプルプローブとして使用し、電子温度(T$$_{e}$$)と密度(n$$_{e}$$)を決定し、他のピンでは浮遊電位を測定した。浮遊電位と電子温度から求めた空間電子により径電場(E$$_{r}$$)を決定し揺動との関係を調べた。結果は、初めにセパラトリックス内に形成された負の径電場が減少し、次に揺動レベルの増大が起こり、電子温度が減少し、その後He光の増大が起こっていることを明らかにした。ここで、H-モード中に形成されている負の径電場は、-22kV/mであり、電子温度減少の直前で-8kV/mであった。またこの変化に要した時間は約200$$mu$$secである。

論文

ELM control and boundary plasma modification in the JFT-2M tokamak

玉井 広史; 荘司 昭朗; 三浦 幸俊; 永島 圭介; 川島 寿人; 松田 俊明; 小川 宏明; 前野 勝樹; 山内 俊彦; 上原 和也; et al.

IAEA-CN-60/A1-7, 0, p.137 - 144, 1995/00

エルゴディック磁場によって定常Hモードを制御したとき発生するELMの特徴について、不純物やダイバータへの粒子・熱束の振舞いを明らかにする。また、バイアス印加によるダイバータプラズマ制御に関して、バイアスの加え方によって粒子・熱束が広範に制御できることを示すとともに、その制御機構について考察する。

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