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北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 高木 靖彦*; 中村 智樹*; 廣井 孝弘*; 松岡 萌*; et al.
Nature Astronomy (Internet), 5(3), p.246 - 250, 2021/03
被引用回数：43 パーセンタイル：96.93(Astronomy & Astrophysics)2019年4月「はやぶさ2」ミッションは、地球に近い炭素質の小惑星(162173)リュウグウの人工衝撃実験を成功させた。これは露出した地下物質を調査し、放射加熱の潜在的な影響をテストする機会を提供した。はやぶさ2の近赤外線分光器(NIRS3)によるリュウグウの地下物質の観測結果を報告する。発掘された材料の反射スペクトルは、表面で観測されたものと比較して、わずかに強くピークがシフトした水酸基(OH)の吸収を示す。これは、宇宙風化や放射加熱が最上部の表面で微妙なスペクトル変化を引き起こしたことを示している。ただし、このOH吸収の強度と形状は、表面と同様に、地下物質が300
Cを超える加熱を経験したことを示している。一方、熱物理モデリングでは、軌道長半径が0.344AUに減少しても、推定される掘削深度1mでは放射加熱によって温度が200Cを超えて上昇しないことが示されている。これは、リュウグウ母天体が放射加熱と衝撃加熱のいずれか、もしくは両方により熱変化が発生したという仮説を裏付けている。
吉岡 研一*; 菊池 司*; 郡司 智*; 熊埜御堂 宏徳*; 三橋 偉司*; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 長家 康展; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(2), p.282 - 293, 2015/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)軽水炉臨界格子体系における修正転換比測定を用いてボイド反応度を評価する手法を開発した。各燃料棒の修正転換比から推定される"中性子無限増倍率", 
を用いて集合体ごとのボイド反応度を評価する。低減速軽水炉では負のボイド反応度評価が重要な課題であり、低減速軽水炉格子における臨界実験で修正転換比分布を測定し、を推定した。測定値は連続エネルギーモンテカルロ法で解析を行った。開発した手法は、ボイド反応度に関する核設計手法の妥当性評価に有用である。
吉岡 研一*; 菊池 司*; 郡司 智*; 熊埜御堂 宏徳*; 三橋 偉司*; 馬野 琢也*; 山岡 光明*; 岡嶋 成晃; 福島 昌宏; 長家 康展; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.606 - 614, 2013/06
被引用回数：1 パーセンタイル：10.69(Nuclear Science & Technology)ペレット内中性子束分布と転換比分布を測定する手法を開発した。ペレット内中性子束分布測定には、特別な箔を用いた箔放射化法を用いた。転換比分布測定には、特別なコリメータを用いた
線スペクトル解析法を用いた。開発した手法を用い、低減速軽水炉を対象とした臨界実験を行い、ペレット内中性子束分布と転換比分布を測定した。測定値は、決定論的手法とモンテカルロ法によって解析した。中性子束分布の測定結果と解析結果は、1-2%の範囲で一致した。転換比分布の測定結果は、解析結果と一致することを確認した。今回開発した測定手法は、燃料ペレット内の中性子の振る舞いを調べるミクロ炉物理において有用であることが確認できた。
Al strands subjected to an axial-strain for fusion DEMO reactor辺見 努; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 奥井 良夫*; 松井 邦浩; 名原 啓博; 礒野 高明; 高橋 良和; 奥野 清; 伴野 信哉*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 19(3), p.1540 - 1543, 2009/06
被引用回数：16 パーセンタイル：62.11(Engineering, Electrical & Electronic)NbAlケーブル・イン・コンジット(CIC)型導体は原型炉用超伝導マグネットの主要な候補材料として開発を行っている。CIC型導体を構成する超伝導素線の性能は電磁力及び熱処理時の熱歪によって影響される。原型炉を設計するために、急熱急冷変態法により製作されたNbAl素線の性能評価を温度,磁場及び軸方向歪をパラメータとして実施した。本論文では、NbAl素線の性能試験結果及び評価したスケーリング則を報告する。
石寺 孝充; Xia, X.*; 出光 一哉*; 菊池 芳郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 45(8), p.763 - 772, 2008/08
被引用回数：6 パーセンタイル：40.09(Nuclear Science & Technology)オーバーパック腐食生成物が圧縮ベントナイト中の放射性核種の収着挙動,拡散挙動へ及ぼす影響を調べるため、あらかじめ電解腐食させた炭素鋼を圧縮ベントナイトに接触させて鉄腐食生成物をベントナイト中へ移行させ、圧縮ベントナイト間隙中の鉄腐食生成物の存在形態を調べた。圧縮ベントナイトをスライスし、スライス片の選択溶解抽出を行い鉄腐食生成物の結晶化の程度を調べ、鉄腐食生成物の価数を調べた結果、室温で数年の範囲内では、鉄腐食生成物は非晶質のFe(OH)
及びFe(OH)として存在していることが推測された。XRD分析の結果より、鉄腐食生成物によってNa型スメクタイトのFe型化はほとんど起こっておらず、鉄腐食生成物はスメクタイト粒子間に存在していることが示唆された。また、あらかじめ大気下で生成した3価の鉄腐食生成物は、圧縮ベントナイト間隙中では容易に2価に還元されないものと考えられた。
朝倉 伸幸; 川島 寿人; 清水 勝宏; 櫻井 真治; 藤田 隆明; 竹永 秀信; 仲野 友英; 久保 博孝; 東島 智; 林 孝夫; et al.
Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 31F, 4 Pages, 2007/00
JT-60SAでは最大41MWの入射パワーで100秒間の運転を予定して設計を進めている。一方、炭素繊維材を使用した強制冷却ダイバータ板への最大熱流負荷は15MW/m
であり、現在のトカマク装置を超えた大きな熱流を低減するダイバータ設計が必要となった。さらに、重水素運転を行うため、すべてのダイバータ要素をカセットに納められるよう小型化する必要がある。本発表では、おもに、ITER相似の主プラズマ配位で実験を行うため設計された下側ダイバータの物理設計についてシミュレーション結果を中心に述べる。一般に外側ダイバータへの熱流束が大きいため、ダイバータ板の角度を垂直にするとともにドーム部の排気溝の位置を高くした「V型形状」にすることにより、ストライク点付近の中性ガス圧が増加し非接触プラズマが生成しやすい設計とした。ガスパフを行うことによりダイバータ板への最大熱負荷は8MW/m程度まで低減できる。さらに、ガスパフを増加し放射損失が増加した場合、V型形状ダイバータでは、ストライク点を高くすることにより非接触ダイバータを接触ダイバータへ戻す制御が可能であることを示した。
玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.
Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02
被引用回数：2 パーセンタイル：6.49(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Chujo, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
原型炉の経済性と環境適合性のさらなる向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉と同様に強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御を持ち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。JT-60の既存設備を最大限活用し、新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現を目指し、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という重要課題に取り組むことができるよう設計を行った。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Cho, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
被引用回数：33 パーセンタイル：69.14(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉の実現に向けて経済性と環境適合性の向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉で想定されているように、強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御をもち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。既存のJT-60設備を最大限に生かし、原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現に向けて、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という克服すべき課題に取り組むための設計を行った。
濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 遠藤 壮*; 菊地 賢一*; 久保 芳生*; 青木 伸夫*; 山田 雄一*; 大崎 治*; 佐々木 崇*; et al.
JAERI-Tech 2002-027, 23 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-027.pdf:2.94MB
国際熱核融合実験炉(ITER)の建設判断に必要な技術を実証することを目的として、1992年から工学設計活動 (EDA) が日本,欧州連合(EU),ロシア,米国の国際協力によって進められた。このEDAでは、各種の先端的機器の製作技術開発が行われ、ITERで必要とされる製作技術の実証と技術目標の達成に成功し、2001年7月に終了した。そして、現在、ITER計画は建設に向けた新たな局面へと進んでいる。ITERの超伝導コイル・システムは、トロイダル磁場(TF)コイル,中心ソレノイド(CS)コイル,ポロイダル磁場(PF)コイル,及び不整磁場補正コイルの4種類からなる。これらのコイルの内、CSコイル及びTFコイルは、これまで経験したことのない大型かつ高性能なコイルであるため、EDAにおいて、それぞれCSモデル・コイル計画及びTFモデル・コイル計画を実施し、製作技術開発及び超伝導特性の実証試験を行った。CSモデル・コイルの製作には、高性能超伝導素線製造技術,大型撚線技術,コイル化技術,熱処理技術,超伝導導体接続技術及び高耐電圧絶縁技術の開発が不可欠である。本報では日本が中心となって開発に成功したCSモデル・コイルについて、以上の製作技術を中心に紹介する。
C, 
N, and 
O induced in air by the operation of a 100MeV electron linear accelerator遠藤 章; 菊地 正光; 井沢 庄治; 池沢 芳夫
Health Physics, 68(1), p.80 - 88, 1995/01
被引用回数：6 パーセンタイル：54.93(Environmental Sciences)高エネルギー電子加速器施設では、電子と物質との相互作用の結果発生する制動放射線による光核反応で空気汚染が発生する。本研究では、100MeV電子加速器施設のターゲット室内空気中に生成されるC,N,Oの組成及びそれらの化学形を、各種フィルターによる空気捕集法、通気型電離箱及びラジオガスクロマトグラフ法を用いて調べた。C,N,Oは、いずれも98%以上がガス状で存在し、それらの化学形は、CO,N,O,NO
(NO)等であった。加速器の運転条件、室内の換気条件と生成される空気汚染核種の組成との関係、さらにそれが被ばく評価に及ぼす影響について述べる。
JRR-2管理課; 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 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.
JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08
この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。
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
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
10
n/cmsec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。
石寺 孝充; 夏 暁彬; 出光 一哉*; 菊池 芳郎*
no journal, ,
腐食させた炭素鋼を圧縮ベントナイトに接触させ、ベントナイト中へ移行した鉄腐食生成物の存在形態を調べた。その結果、炭素鋼付近では非晶質の2価の水酸化物として、炭素鋼から離れるに従って3価の水酸化物として鉄腐食生成物は存在しているものと考えられた。
Al素線の軸方向歪特性と波状変形特性名原 啓博; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 辺見 努; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 宇野 康弘*; 奥井 良夫*; 押切 雅幸; 妹尾 和威; et al.
no journal, ,
急熱急冷・変態法により製作されたNbAl超伝導素線のI
(B,T,
)特性及び波状変形特性を計測した。その結果、NbSn素線と比較して、軸方向歪に対するIの低下は小さいことがわかった。一方、波状変形に関しては、低い荷重ではNbSn素線と比較してIの低下が非常に小さいが、ある荷重を超えると急激にIの劣化が生じることがわかった。
吉岡 研一*; 山岡 光明*; 馬野 琢也*; 菊池 司*; 三橋 偉司*; 熊埜御堂 宏徳*; 長家 康展; 岡嶋 成晃; 北田 孝典*; 竹田 敏一*
no journal, ,
低減速軽水炉を対象に、ミクロ炉物理に基づきボイド反応度係数の高精度解析手法の開発を行い、東芝臨界実験装置(NCA)において実施された、低減速炉のボイド状態模擬実験を開発した手法により解析した。開発した決定論的手法では、非均質性の高い燃料集合体の核特性を精度よく解析するため、実効断面積作成にエネルギー分割法を改良することにより短時間で高精度の解が得られるマルチバンド法を採用し、体系計算に燃料セル領域内の幾何形状を忠実に取り扱うことができる2次元キャラクタリスティクス(MOC)法を採用した。実験解析では、修正転換比法により評価したボイド反応度効果及び、放射化法による燃料棒内放射化率分布について実験値と計算値の比較を行った。ボイド反応度効果に関しては、解析は測定の位置依存性の傾向をよく再現し、燃料棒内放射化率分布に関しては、解析と測定はよく一致した。マルチバンド法+MOC法は非均質性の高い炉心の核特性を精度よく解析でき、革新型炉の設計にも有効な解析手法であることがわかった。
藻垣 和彦; 花田 磨砂也; 河合 視己人; 椛澤 稔; 秋野 昇; 小又 将夫; 薄井 勝富; 大麻 和美; 菊池 勝美; 清水 達夫; et al.
no journal, ,
JT-60Uの次期装置である超電導コイル核融合装置(JT-60SA)において、既存のNBI加熱装置は再使用される。このため、同装置は解体撤去された後、長期保管される。同装置を含むJT-60U装置は平成22年度より本格的に解体撤去されるが、本体室からの物品の搬出ルートの確保を目的に、平成21年11月
平成22年1月中にかけて、搬出ルートの中央にある負イオンNBI用高電位テーブル(HVT)を撤去する。撤去対象となるHVTは負イオン源へ電力を供給する電源盤を収納するものであり、4階構造の超大型構造体である。HVTは2-4階の電源収納筐体とその筐体を大地から絶縁し支持する絶縁柱で構成されている。HVTの大きさは長さ13.1m,幅5.6m,高さ10mであり、電源を含めた総重量は約150トンである。コスト削減や工期短縮のために、ソース電源収納用筐体と絶縁柱を含む支持筐体に2分割し、撤去する。HVT内部の電源を含めた収納用筐体の重量は130トンであり、一括撤去のために筐体の構造材であるH鋼を補強するとともに、吊り金具を8か所溶接した。その後、吊り位置を自由に変えることが可能な天秤を用いて仮吊りすることによって、収納用筐体と支持筐体を分割した。分割作業期間中はHVTの転倒防止のため、分割した箇所を専用の仮受け架台で支持しながら作業を進めた。すべての連結ボルトを取り外した後、仮受け架台を外し、除染後に別の建屋に運び出し、残った1階の支持筐体を撤去する。本稿では、超大型構造体であるHVTの放射線管理区域からの搬出について報告する。
山本 風海; 長谷川 和男; 金正 倫計; 小栗 英知; 林 直樹; 山崎 良雄; 菊池 一夫; 内藤 富士雄*; 小関 忠*; 山本 昇*; et al.
no journal, ,
J-PARC加速器および実験施設は中性子や中間子、ニュートリノなど多くの種類の素粒子による科学実験を目的に建設された。加速器はリニアック、3GeVシンクロトロン(RCS)、主リング(MR)の3つからなり、RCSは物質生命科学実験施設およびMRに同時にビームを供給し、MRはハドロン実験もしくはニュートリノ実験のどちらかを選択し運転を行っている。2008年12月に中性子実験の利用が開始されて以降、実験ユーザーのための連続運転が続けられてきたが、これまで様々な事象によるビーム停止を経験してきた。特にJ-PARCのような大強度の加速器では、ターゲットに与える負荷が大きく、運転中に多量の放射線が発生するのみならず、機器の放射化も非常に大きなものとなる。このため、ほんの小さな故障からでも放射性物質の漏えいという大きな事故につながる可能性があるため、過去のどんな加速器よりも安全に注意して運転しなければ安定で持続的な運転を継続することはできない。本発表では、これまでに得られた上記のような知見を報告する。
