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報告書

SWAT4.0を用いたBWR燃料の照射後試験解析

菊地 丈夫; 多田 健一; 崎野 孝夫; 須山 賢也

JAEA-Research 2017-021, 56 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-021.pdf:2.15MB

東京電力福島第一原子力発電所事故の対策において、燃料デブリの臨界管理は最も重要な研究課題の一つである。現在の我が国の使用済燃料の臨界管理では、新燃料の組成を仮定している。この仮定を燃料デブリに適用した場合、燃料デブリ中の含水を考慮し、Gdなどの中性子吸収材を含まない体系においては、多くの条件において実効増倍率が1.0を超える可能性がある。そのため、燃焼度クレジットの適用が現在検討されている。燃焼度クレジットを燃料デブリの臨界管理に適用するためには、使用済燃料の同位体組成の計算精度と同位体組成の測定値と解析値の差異が実効増倍率に与える影響について検証する必要がある。原子力機構では使用済燃料の同位体組成の参照解を得ることを目的として燃焼計算コードSWAT4.0を開発した。SWAT4.0の計算精度を検証するため、東京電力福島第二原子力発電所2号機の8$$times$$8BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。

論文

Analysis of used BWR fuel assay data with the integrated burnup code system SWAT4.0

多田 健一; 菊地 丈夫*; 崎野 孝夫; 須山 賢也

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.138 - 150, 2018/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.54(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの臨界安全は、最も重要な研究課題の一つである。合理的な燃料デブリの臨界安全のためには、燃焼度クレジットを適用することが求められている。燃焼度クレジットを適用するためには、燃焼計算コードの妥当性検証が必要となる。そこで、日本原子力研究所が1990年代に取得した東京電力福島第二原子力発電所二号機の使用済み燃料のPIEデータを統合化燃焼計算コードシステムSWAT4.0の検証に用いた。実験値との比較結果を見ると、多くの核種で実験値とよく一致したが、$$^{235}$$U, $$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu、及びSmで実験値との差異が大きくなることが分かった。これらの差異は燃料中の初期原子数密度及びボイド率の仮定と、$$^{237}$$Npの捕獲断面積の過大評価が要因であると考えられる。これらの差異はウラン燃料かGd入り燃料かによって変化せず、またPWR燃料の場合とほぼ同程度であった。このことから、SWAT4.0はBWR使用済燃料組成を適切に評価でき、かつ燃焼度クレジットを適用するために十分な解析精度を有していることが分かった。

論文

Development of small specimen test techniques for the IFMIF test cell

若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03

Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.

論文

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて

高村 秀一*; 門 信一郎*; 藤井 隆*; 藤山 寛*; 高部 英明*; 足立 和郎*; 森宮 脩*; 藤森 直治*; 渡辺 隆行*; 林 泰明*; et al.

カラー図解,プラズマエネルギーのすべて, P. 164, 2007/03

核融合並びにプラズマに興味を持ってもらい、またその有用性,将来性を広く理解してもらうための一般向け解説書として、プラズマ・核融合学会の企画(日本実業出版社から出版予定)に共同執筆で出版するものである。読者の対象範囲は、理科に興味を持つ高校生,大学生・一般社会人,ある種のプラズマに仕事で関連している人で、他分野からのヒントを求める人など、広い層に読んでもらえることを想定している。(目次:はじめに/プラズマってなんだ?/プラズマ技術のひろがり/実験室の超先端プラズマ/核融合プラズマエネルギーとは?/プラズマエネルギーへの道/核融合プラズマエネルギー発電所を目指して/プラズマエネルギーと未来社会)

論文

High performance tokamak experiments with a ferritic steel wall on JFT-2M

都筑 和泰; 木村 晴行; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 神谷 健作; 篠原 孝司; 小川 宏明; 星野 克道; Bakhtiari, M.; 河西 敏; et al.

Nuclear Fusion, 43(10), p.1288 - 1293, 2003/10

 被引用回数:38 パーセンタイル:24.34(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2Mでは、原型炉のブランケット構造材料の候補である低放射化フェライト鋼とプラズマとの適合性を調べる実験を進めてきている。昨年度にはフェライト鋼内壁を真空容器内に全面的に設置する作業を行い、今年度より実験を開始している。プラズマ生成,制御は問題なく行われ、金属不純物の放出も検出限界以下であった。改善閉じ込め(Hモード)も実現され、そのしきいパワーもこれまでと同等であった。プラズマ安定性に関してもこれまでの所悪影響は観測されておらず、規格化$$beta$$が3を超える放電との共存性も示された。高速イオンのリップル損失に関しても顕著な低減が実証された。以上のように、フェライト鋼の悪影響は小さく、有望な結果を得ている。JFT-2Mでは、その他にも先進的、基礎的な研究を行っている。先進的粒子供給手法であるコンパクトトロイド(CT)入射実験においては、再現性よくプラズマ中へ入射が行われ、CT入射に伴う密度の急上昇が初めて明確に観測された。

論文

Swelling behavior of F82H steel irradiated by triple/dual ion beams

若井 栄一; 菊地 賢司; 山本 春也; 有賀 武夫; 安堂 正巳; 谷川 博康; 田口 富嗣; 沢井 友次; 岡 圭一郎*; 大貫 惣明*

Journal of Nuclear Materials, 318, p.267 - 273, 2003/05

 被引用回数:53 パーセンタイル:4.41(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉や核破砕材料のスエリング挙動に及ぼすガス原子の影響を調べるために、He/dpaとH/dpa比をパラメータにしてFeとHeとHまたはFeとHeイオンを同時に照射するシミュレーション実験を行った。照射は500$$^{circ}$$C$$sim$$620$$^{circ}$$Cで50dpaまで行い、試料はマルテンサイト鋼のF82Hを用いた。スエリングは530$$^{circ}$$Cまで2重同時照射に比べて3重同時照射によって増加し、水素はキャビティの成長過程に大きな影響を及ぼした。核融合炉条件では500$$^{circ}$$Cで最大3.2%になり、照射温度の上昇とともに減少した。また、50%冷間加工や90appmの炭素予注入法によってそれぞれ1.4%と0.5%に低下した。他方、核破砕条件ではキャビテイが高密度に形成し、スエリングは530$$^{circ}$$C以下で核融合条件に比べて小さく、照射温度とともに減少したが、620$$^{circ}$$Cでは高濃度に存在するHeのガス圧によって増加した。転位密度は温度上昇とともに減少したが、He/dpaとH/dpaには依存しなかった。これらのスエリング挙動はキャビティの成長速度に対するキャビティと転I位の数密度及びキャビティ内のガス圧を考慮した反応速度論によって定性的に説明できた。

論文

Effects of triple ion beams in ferritic/martensitic steel on swelling behavior

若井 栄一; 沢井 友次; 古谷 一幸; 内藤 明; 有賀 武夫; 菊地 賢司; 山下 真一郎*; 大貫 惣明*; 山本 春也; 楢本 洋; et al.

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.278 - 282, 2002/12

 被引用回数:40 パーセンタイル:7.88

F82H鋼は核融合炉構造材や核破砕ターゲット容器材の候補材料である。この鋼は耐スエリング性の高い材料として知られているが、最近、He生成を伴う中性子照射の重損傷領域においてスエリングが無視できないことがわかった。本研究ではF82H鋼のスエリング挙動に対する核変換生成物などの効果を詳細に調べるとともに、スエリング抑制方法を検討した。400から500$$^{circ}$$CまでFe,He,HイオンまたはFe,Heイオンを50dpaまで同時に照射した後、TEM観察による照射欠陥の解析によってスエリングを評価した。核融合炉を模擬したトリプル照射ではF82H鋼のスエリングが照射温度の増加とともに3.2%から0.1%に低下した。一方、水素を注入しない2重照射ではスエリングが0.08%以下となった。他方、核破砕ターゲット容器材料の模擬トリプル照射ではその量が温度とともに増加する傾向にあったが、500$$^{circ}$$Cで最大1%程度であった。また、後者の照射条件で8at%までの水素を注入した後、$$^{15}$$Nの核共鳴反応法によって水素濃度を測定したが、注入領域に残存する水素濃度は測定限界以下になっていた。これらの結果から高温でのトリプル照射によるスエリングの著しい促進作用が400$$^{circ}$$C近傍に存在することがわかった。又、照射前の焼き戻し温度と時間や冷間加工法などによってスエリングをある程度抑制できた。

報告書

照射後試験における渦電流探傷技術の開発 - 探傷技術の開発(その2 FCCI 測定技術)-

菊地 晋; 北澤 健夫; 永峯 剛; 松元 愼一郎

JNC-TN9410 2001-003, 84 Pages, 2000/07

JNC-TN9410-2001-003.pdf:2.12MB

渦電流探傷技術の照射後試験への適用を目指し、ホットセル外(以下、セル外)において性能試験を実施してきた。その結果、被覆管材料等の欠陥検査への適用性を確認でき、照射材への適用の見とおしを得た。このうち、前報では燃料-被覆管化学的相互作用(Fuel Cladding Chemical Interaction:FCCI)測定試験(減肉測定)を除いた、セル外での外面、内面、貫通孔の探傷性能について述べた。本報告では、セル外における模擬FCCI測定試験の結果について述べると共に、外面欠陥、内面欠陥、貫通孔、FCCIのそれぞれの標準欠陥ピンを用いた渦電流探傷装置のセル内導入後の校正試験の結果について報告する。模擬FCCI測定試験では試験結果を基に測定条件や模擬FCCI量と渦電流信号値の相関関係を確認し、渦電流試験によるFCCI測定の見通しについて検討した。模擬FCCI測定試験の結果、測定の最適条件はそれぞれ1)ピンの搬送速度:20mm/sec、2)試験周波数:32kHz、3)位相: 0DEG、4)利得:-10dB、5)フィルター:0であった。また、模擬FCCI量と渦電流信号値の間に相関関係があり、300$$mu$$mオーダーの肉厚量をもつ被覆管に対して、50$$mu$$m以上の減肉変化が認められる場合、FCCIを検出できる見通しを得た。また、セル内導入後の校正試験を実施した結果、セル外における性能試験とほぼ同等の性能があることを確認した。

論文

Non-dimensional transport scaling and its correlation with local transport properties in JT-60U plasmas

白井 浩; 滝塚 知典; 菊池 満; 森 雅博; 西谷 健夫; 石田 真一; 鎌田 裕; 佐藤 正泰; 伊世井 宣明; 小出 芳彦; et al.

IAEA-CN-60/A2-17, 0, p.355 - 364, 1995/00

JT-60のジュール加熱及び中性粒子入射(NBI)加熱プラズマのデータを用い、無次元変数の関数形で蓄積エネルギーの熱化成分の比例則を確立した。その結果熱輸送比例則はボーム則とジャイロボーム則の中間になった。局所熱輸送解析の結果から、Lモードプラズマにおけるイオンの熱拡散係数はプラズマ電流、吸収パワーに強く依存し、電子の熱拡散係数はこれらにはほとんど依存しなかった。高$$beta$$$$_{P}$$モードプラズマにおけるエネルギー閉じ込め時間の改善はイオン熱拡散係数の軽減によるもので、電子の熱拡散係数はLモードプラズマと同程度だった。高$$beta$$$$_{P}$$モードプラズマにおいてNBI加熱中での蓄積エネルギーの熱化成分の改善(Lモードプラズマの蓄積エネルギー比例則との比較)は、最初はプラズマ中心部で、次にプラズマ周辺部で起こる。

論文

Ripple induced fast ion loss and related effects in JT-60U

飛田 健次; 谷 啓二; 草間 義紀; 西谷 健夫; 池田 佳隆; 閨谷 譲; S.V.Konovalov*; 菊池 満; 小出 芳彦; 濱松 清隆; et al.

Nuclear Fusion, 35(12), p.1585 - 1591, 1995/00

 被引用回数:60 パーセンタイル:12.09(Physics, Fluids & Plasmas)

高速イオンのリップル輸送のモデルを検証するための実験をJT-60Uで行ってきた。リップルによって引き起こされる高速イオンの損失を中性子発生量の時間変化及び、第一壁への熱負荷から評価した。全リップル損失量、リップル捕捉・バナナドリフトによる部分損失量について実験と計測予測を比較した結果、いずれの損失量に対しても両者は一致した。この結果はリップル損失を支配する輸送が既存理論の枠内で良く説明されることを意味する。高速イオンの損失によってもたらされるプラズマ回転等の副次的効果についても述べる。

論文

Internal transport barrier on q=3 surface and poloidal plasma spin up in JT-60U high-$$beta$$$$_{p}$$ discharges

小出 芳彦; 菊池 満; 森 雅博; 辻 俊二; 石田 真一; 朝倉 伸幸; 鎌田 裕; 西谷 健夫; 河野 康則; 波多江 仰紀; et al.

Physical Review Letters, 72(23), p.3662 - 3665, 1994/06

 被引用回数:242 パーセンタイル:1.49(Physics, Multidisciplinary)

自発的な内部輸送障壁の形成が、JT-60Uの高$$beta$$$$_{p}$$領域の改善閉込に伴って観測された。輸送障壁の位置はq=3面であることが明らかとなった。速いMHD崩壊が内部輸送障壁で起り、これが表面輸送障壁形成のひきがねになった。このような改善閉込め放電では、新古典理論値を大きく上回るポロイダル回転速度が観測された。

論文

Attainment of high fusion reactivity under high bootstrap current fraction in JT-60U

西谷 健夫; 石田 真一; 菊池 満; 安積 正史; 山極 満; 藤田 隆明; 鎌田 裕; 河野 康則; 小出 芳彦; 波多江 仰紀; et al.

Nuclear Fusion, 34(8), p.1069 - 1079, 1994/00

 被引用回数:25 パーセンタイル:33.24(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uの高ポロイダルベータ実験で得た、世界最高の核融合三重積およびDD中性子発生率を、定常および非定常解析コードによって解析した。その結果、等価核融合増倍率Q$$_{DT}$$は0.61で、発生中性子の約半分は熱核融合反応によることがわかった。また、Q$$_{DT}$$/Q$$_{DD}$$比は133~155で、TFTRのスーパーショットにより小さな値となった。これは主に高いイオン温度(~38keV)のためである。さらに、この放電において、プラズマ電流の50%(1MA)がブートストラップ電流に困っており、高いブートストラップ電流比と高い核融合反応率が両立することを示した。

論文

Enhanced confinement of high bootstrap current discharges in JT-60U

石田 真一; 松岡 守; 菊池 満; 辻 俊二; 西谷 健夫; 小出 芳彦; 小関 隆久; 藤田 隆明; 中村 博雄; 細金 延幸; et al.

Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research 1992, Vol.1, p.219 - 233, 1993/00

JT-60Uにおいて、高アスペクト比の高磁場非円形ダイバータ配位を用いて、高$$beta$$$$_{p}$$実験を行った。その結果、Lモードスケーリングの3倍の閉じ込め改善度をもつ良好な閉じ込め改善領域を見い出した。炉心級の高温プラズマ(Ti~32keV)、高い核融合積(n$$_{i}$$(0)$$T$$$$_{E}$$Ti(0)~4$$times$$10$$^{20}$$m$$^{-3}$$・s・keV)が得られ、中性子発生率2$$times$$10$$^{16}$$n/sに対するDT換算の等価核融合増倍率は、Q$$_{DT}$$~0.3に達した。閉じ込め改善特性には、パワー依存性があり、電流分布のピーキングは、得られる$$E$$$$beta$$$$_{p}$$値を向上させる効果がある。また、$$beta$$$$_{p}$$ collapse現象は、閉じ込め改善モードの保持を妨げ、高$$beta$$$$_{p}$$領域の$$beta$$限界を低下させることがわかった。1.5次元輸送解析の結果は、$$beta$$$$_{p}$$~2.1の高$$beta$$$$_{p}$$放電において、約0.7MAのブートストラップ電流が流されていることを示している。

論文

Investigation of particle transport in JT-60 using a perturbation method

永島 圭介; 福田 武司; 菊池 満; 平山 俊雄; 西谷 健夫; 竹内 浩

Nuclear Fusion, 30(11), p.2367 - 2375, 1990/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:66.16(Physics, Fluids & Plasmas)

簡易な摂動法を用いて、JT-60における粒子輸送の研究を実施した。鋸歯状振動に伴う密度揺動の解析より、粒子輸送係数は、電子密度に対して反比例的に減少していくことが明らかとなった。また、ペレット入射にともなう密度揺動の解析から得られた粒子輸送係数の値は、鋸歯状振動の測定結果と一致した。さらに、鋸歯状振動の場合の熱パルス伝播と粒子パルス伝播の解析を行うことにより、熱及び粒子拡散係数の比を評価することが出来、その値はほぼ4程度であることが分かった。また、こうした実験結果を、ドリフト波理論から得られる輸送係数と比較検討した。

論文

JT-60 upgrade program

菊池 満; 安東 俊郎; 荒木 政則; 堀江 知義; 堀池 寛; 池田 佳隆; 岸本 浩; 小泉 興一; 松川 誠; 松川 達哉; et al.

Fusion Technology 1988, p.287 - 292, 1989/00

本論文は、JT-60の改造を記述する。真空容器とポロイダル磁場コイルはプラズマ性能を向上するために完全に取り換えられる。ダイバータとリミターのプラズマ電流は6MAと7MAになる。真空容器は薄いINCONEL製の薄板で作る。ポロイダル磁場コイル系は各種の平衡配位が生成可能となるように工夫を行っている。NBIは40MW、RF(LHCD)は15MWのトーラス入力を予定している。

論文

JT-60U system design

松川 誠; 安東 俊郎; 荒木 政則; 堀江 知義; 堀池 寛; 池田 佳隆; 菊池 満; 岸本 浩; 小泉 興一; 松川 達哉; et al.

Fusion Technology 1988, p.293 - 297, 1989/00

JT-60Uのポロイダルシステム設計の現状について述べる。JT-60Uでは現JT-60と同じトロイダルコイル内に、約2倍のプラズマ容積をもつプラズマを閉じ込める。しかもポロイダルコイルが設置可能な空間は、トロイダルコイルのボア内である。論文では、ポロイダルコイル系の合理化、運転シナリオ、および電源システムについて報告する。

報告書

JRR-2の臨界実験と特性測定

JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03

JAERI-1025.pdf:4.6MB

第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1$$times$$10$$^{14}$$n/cm$$^{2}$$secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。

口頭

IFMIF-EVEDA事業の工学設計の進捗

若井 栄一; 菊地 孝行; 平野 美智子; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 木村 晴行; 西谷 健夫; 山本 道好; 松本 宏; 杉本 昌義; et al.

no journal, , 

日欧協力下で進めている国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF-EVEDA)における工学設計では、加速器,リチウムターゲット,テストセル,コンベンショナル及び照射後試験施設の5つ施設に分類してIFMIFのミッション及び、トップの要求事項について、日欧の専門家によって議論を重ね、現在、その内容を定めている所である。工学実証試験や製作した機器についての製作技術や性能評価などで得られた重要な結果をある程度、反映させて工学設計を進めているが、その基幹かつ共通となる部分を日欧の専門家が評価を行い、IFMIF仕様,ミッション,トップレベル要求,コードと標準,安全,コスト評価,プラントブレークダウン構造,施設間のインターフェース及びCADについての評価項目を定めた。いずれの施設の工学設計も、これらのことを考慮して3段階のステップを踏んで2013年6月までに完了させ、十分な整合性をとった統合した中間工学設計書を作成する予定である。

口頭

BA活動の拠点国際核融合エネルギー研究センター研究施設

大平 茂; 菊地 孝行; 大島 貴幸; 粕谷 研一*; 米本 和浩*; 杉本 昌義; 西谷 健夫; 奥村 義和

no journal, , 

日欧間の共同事業である幅広いアプローチ(BA)活動のために原子力機構が青森県六ヶ所村に整備した"国際核融合エネルギー研究センター"では、原型炉開発に向けた要素的な研究開発、解析等を実施する原型炉R&D棟及び計算機・遠隔実験棟において、2011年末までに、装置・設備の据付がほとんど終了し、研究開発のための運転・運用が本格的に開始された。これらの施設の概要について述べる。

口頭

SWAT4を用いたBWR燃料の照射後試験解析

菊地 丈夫; 多田 健一; 須山 賢也

no journal, , 

原子力機構が開発している燃焼計算コードSWAT4の計算精度を検証するため、旧原研が実施したBWR燃料を対象とした照射後試験の測定結果とSWAT4の解析結果を比較した。その結果、主要な重核種であるUやPuではC/Eの平均値が1.0に近く、FP核種では平均値や標準偏差が重核種に比べてやや大きくなることを確認した。

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