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大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
collisions at 
= 200 and 62.4 GeVAdare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Armendariz, R.*; et al.
Physical Review C, 83(6), p.064903_1 - 064903_29, 2011/06
被引用回数：184 パーセンタイル：99.45(Physics, Nuclear)200GeVと62.4GeVでの陽子陽子の中心衝突からの
の横運動量分布及び収量をRHICのPHENIX実験によって測定した。それぞれエネルギーでの逆スロープパラメーター、平均横運動量及び単位rapidityあたりの収量を求め、異なるエネルギーでの他の測定結果と比較する。また
や
スケーリングのようなスケーリングについて示して陽子陽子衝突における粒子生成メカニズムについて議論する。さらに測定したスペクトルを二次の摂動QCDの計算と比較する。
小野寺 淳一; 栗原 良一; 関 泰
技術士一次試験の傾向と対策; 電気電子,情報工学,原子力・放射線部門編, p.137 - 178, 2005/08
国の資格制度である技術士において「原子力・放射線部門」が平成16年度に新設されたことに伴い、一次試験の傾向と対策を示す参考書を執筆する。特に、一次試験の「原子力・放射線部門」の専門科目において、30問の中から25問を選んで解答する五肢択一問題の解き方について解説する。
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。
栗原 良一; 安島 俊夫*; 植田 脩三; 関 泰
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(7), p.571 - 576, 2001/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原研では、核融合炉の冷却材侵入事象(ICE)予備実験結果をもとに、軽水炉で開発されたTRAC-BF1コードをICE事象用に改良して検証を行ってきた。本論文は、ITER実機の3次元モデルを、改良したTRAC-BF1で解析し、ITER工学設計(EDA)の安全解析標準コードであるMELCOR解析結果と比較した結果等を述べる。TRAC-BF1モデルの真空容器内初期温度、注入水の質量流量等をMELCOR解析と同一にして計算した結果、TRAC-BF1で求めた最大圧力はMELCORよりも約0.04MPa高くなったが、ITERの真空容器設計耐圧0.5MPaの範囲内であることを確認した。また、3次元解析から、0.6m
の破断口は周方向4分割の内1箇所に集中させて水を注入したが、周方向4箇所にセットしたRupture Discの開口時間の差は最大3msecであり、圧力上昇挙動に影響しないことがわかった。
栗原 良一; 植田 脩三; 西尾 敏; 関 泰
Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.465 - 471, 2001/04
被引用回数：10 パーセンタイル：58.96(Nuclear Science & Technology)原研で概念設計を行った将来の核融合動力炉DREAMのSiC/SiC複合材料製ブランケット第一壁を対象に有限要素解析を行った。第一壁端面で熱膨張が拘束された場合の曲げ変形と応力分布を解析した。また、第一壁表面に亀裂を想定し、予備的な破壊力学的評価を実施した。その結果、第一壁の設計では熱膨張を逃す工夫が必要であることがわかった。また、SiC/SiC複合材料では繊維ブリッジによる亀裂進展阻止効果が認められた。
西尾 敏; 牛草 健吉; 植田 脩三; Polevoi, A.*; 栗田 源一; 飛田 健次; 栗原 良一; Hu, G.; 岡田 英俊*; 村上 好樹*; et al.
JAERI-Research 2000-029, 105 Pages, 2000/10
JAERI-Research-2000-029.pdf:4.19MB
本論文は、定常トカマク核融合原型炉SSTR、コンパクトで高出力の改良型定常トカマク動力炉A-SSTR及び環境適合性を高め稼働率向上を目指した大型核融合動力炉DREAM等の設計をベースに、高い経済性、稼働率を有し環境適合性に優れた小型で大出力の高効率核融合動力炉A-SSTR2のプラズマ物理の成立性を論じたものである。JT-60で得られている実験データをもとにこれからの炉心プラズマ研究の進展を予測して、主半径6.2m、小半径1.5mでプラズマ電流が12MAの高磁場トカマクとし、規格化
値4で4GWの核融合出力とした。超伝導コイルは高温超伝導を用いた高磁場コイルとし、最大経験磁場を23Tとした。超伝導マグネット系の簡素化及び強い電磁力支持の観点から、中心ソレノイドコイル無しの設計とするとともに、分解・保守用大型水平ポートを想定して、ポロイダル磁場コイルを装置の上下に6個の設置することとした。このような著しく簡素化されたコイル系で、プラズマの平衡、形状制御性、着火、12MAまでの非誘導電流駆動立ち上げ、ダイバータを検討し、A-SSTR2概念の成立性が明らかにされている。
関 泰; 田原 隆志*; 青木 功; 植田 脩三; 西尾 敏; 栗原 良一
Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.435 - 441, 2000/09
被引用回数：1 パーセンタイル：12.08(Nuclear Science & Technology)代表的な低放射化材料であるフェライト鋼、バナジウム合金及びSiC/SiC複合材料の組成を調整することにより日本において浅地埋設できる割合を高めることを検討した。その結果、バナジウム合金はN
不純物を、SiC/SiC複合材料はN不純物を減らすことによりほとんど全ての放射性廃棄物を浅地埋設できることが示された。これに対して低放射化フェライト鋼F82Hの場合には、合金成分であるWの割合を減らさないと90%の浅地埋設割合をこれ以上増やすことはできないことがわかった。
西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 迫 淳*; 高瀬 和之; 関 泰; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; et al.
Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.271 - 279, 2000/09
被引用回数：17 パーセンタイル：71.94(Nuclear Science & Technology)将来の商用炉として環境安全性及び保守性に重点をおいたDREAM炉を過去にすでに提案した。そこでは材料開発の著しい進展が前提とされている。実験炉の次の原型炉の建設予定時期においては、材料は開発途上であることが想定され、そのことを前提として原型炉ドリームの概念構築を試みた。以下、検討の結果得られた主なパラメータを商用炉との比較をし、記述する。
植田 脩三; 西尾 敏; 山田 禮司; 関 泰; 栗原 良一; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; Dream Design Team
Fusion Engineering and Design, 48(3-4), p.521 - 526, 2000/09
被引用回数：6 パーセンタイル：42.55(Nuclear Science & Technology)核融合商用炉DREAM(核融合出力:5.5GW)と原型炉Proto-DREAM(核融合出力:1.5GW)の概念検討を行ってきた。本報はそのうちメインテナンスと材料の側面から報告したものである。炉心構造材としてSiC/SiC複合材を採用し、それと相性の良いヘリウムを冷却材とする核融合動力炉システムである。主な結論は以下の通りである。(1)低放射化材料であるSiC/SiC材料を採用したため、炉心部の線量率は10Gy/nr程度であり、保守用機器の開発が楽になる。(2)セクタ単位の引出し方式としたため、保守時間の短縮化が可能になる。(3)SiC/SiC複合材の特性は現状では、炉の要件を満たさないが、特性の改善をめざした材料開発プログラムが原研で計画された。
関 泰; 森 清治*; 西尾 敏; 植田 脩三; 栗原 良一
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.268 - 275, 2000/03
高い安全性、良好な環境影響、高い熱効率と稼働率を目指したDREAM炉概念を提案した。この炉のブランケットには極低放射性のSiC/SiC複合材を構造材として、化学反応性のないヘリウムガスを冷却材としている。非常に簡単な分解保守方式により高いプラント稼働率が得られ、出口温度900
Cのヘリウムガスにより50%近い熱効率を実現した。このように魅力的な炉概念ではあるが、口径80cmのヘリウム冷却管を通しての中性子ストリーミングが問題となる。中性子ストリーミングが冷却管に隣接する極低温超電導磁石におよぼす影響、ガスタービン管における被ばく線量に対する効果を調べた。その結果、冷却管をトーラスの内側に引き出す場合には、被ばく線量を十分に低くできないが、トーラスの外側に引き出す場合には、追加遮蔽を施すことにより被ばく線量を十分に低くできることを明らかにした。
安島 俊夫*; 栗原 良一; 関 泰
JAERI-Data/Code 99-040, 84 Pages, 1999/08
JAERI-Data-Code-99-040.pdf:2.75MB
核融合炉における真空容器内冷却材侵入事象(ICE)解析のための原子炉過渡解析コード(TRAC-BF1)の改良及び整備を行った。前報で報告した改良TRAC-BF1コードをベースに、VESSELコンポーネントの平面部構造材モデルに複数のメッシュ分割とメッシュ毎の材質指定を可能とすることで、メッシュ分割の一部に内部発熱を考慮できるようにした。また、真空に近い低圧条件で解析できるように、TRAC-BF1コードにおける蒸気表の適用範囲等を調査し、コードの改良を試みた。本報告書は、これらTRAC-BF1コードの追加改良項目の概要、ICE実験データを用いた評価結果、及び核融合炉実機データを用いた評価結果についてまとめたものである。
関 泰; 青木 功; 植田 脩三; 西尾 敏; 栗原 良一; 田原 隆志*
Fusion Technology, 34(3), p.353 - 357, 1998/11
核融合炉に使用される低放射化材料であるフェライト鋼、バナジウム合金、SiC複合材料の不純物を含めた構成元素の濃度が、どの程度以下であれば、照射後に浅地埋設できるかを明らかにする。その結果に基づいて、浅地埋設できる割合を増やすための元素組織を明らかにする。
関 泰; 栗原 良一; 西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦
Fusion Engineering and Design, 42(1-4), p.37 - 44, 1998/09
被引用回数：1 パーセンタイル：15.02(Nuclear Science & Technology)核融合炉の真空容器には、大量のトリチウムと放射化ダストが存在すると想定される。そこで、これらの放射性物質が、異常時にどの程度の割合で可動化し、真空容器外に放出され、環境中に放出されるかを評価する必要がある。異常事象として、真空容器内の冷却材浸入事象(ICE)と真空破断事象(LOVA)が想定されており、これらに関しては、ITER工学R&Dとして個別に予備試験がなされており、事象解明と評価モデルの構築を進めている。今後は、さらにICEからLOVAへの事象進展の可能性、進展した場合の影響を評価するとともに、評価モデルの妥当性を示すために、真空容器内伝熱流動安全総合試験を計画している。本報告は、真空容器内の熱流動事象の検討結果から導出された総合試験装置の概要と試験計画を紹介する。
功刀 資彰; 高瀬 和之; 栗原 良一; 関 泰; 柴田 光彦
Fusion Engineering and Design, 42, p.67 - 72, 1998/00
被引用回数：12 パーセンタイル：68.65(Nuclear Science & Technology)本論文は、国際熱核融合実験炉ITERの核融合熱流動安全性研究のうち、原研で実施されている真空容器内冷却材侵入事象(ICE:Ingress of Coolant Event)を調べるための予備試験装置を用いて最初に得られた実験結果についてその特徴をまとめたものである。実験は、容器内初期圧力が真空の場合と大気圧の空気で満たされた場合について、容器内圧力及び壁面温度の経時変化を測定し、安全性解析コードの性能・精度検査データとして提供することを目的とした。主な実験結果としては、容器内における圧力上昇は真空条件の方が初期1気圧条件に比べて格段に圧力上昇が小さいこと、及び冷却材衝突面での温度降下が極めて大きいことが明らかとなった。この原因として、容器内での比凝縮性ガスの存在、容器内へ噴出した水の蒸発形態及び容器に取り付けた各種ノズル・パイプ内での凝縮効果が指摘された。
西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 関 泰; 新谷 吉郎*; et al.
Fusion Engineering and Design, 41, p.357 - 364, 1998/00
被引用回数：51 パーセンタイル：95.4(Nuclear Science & Technology)トカマク炉は保守が困難であるとの指摘がなされており、その原因としては、以下の3つが考えられる。(1)プラズマ周辺機器に作用する電磁力。これは電磁力に耐える強固な支持機械と容易な着脱性を同時に満足することが困難なことによる。(2)保守作業中の高い放射線環境条件。このような環境下で実用に耐える材料および機器は極めて限られる。(3)トカマク装置の幾何形状の複雑さ。トカマク装置の主要機器は互いに交鎖しており、かつ機器配置が窮屈である。これを克ふくするために高アスペクトで、SiC/SiC材料を用いたトカマクを提案した。
栗原 良一; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 関 泰; 笠原 文雄*; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; 大森 順次*
Fusion Engineering and Design, 42, p.61 - 66, 1998/00
被引用回数：7 パーセンタイル：53.73(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所では、国際熱核融合実験炉ITERのR&Dタスクの一つとして冷却材侵入事象(ICE)実験をTRAC-BF1等の安全性解析コードを検証するための熱流動データを得る目的で実施している。TRAC-BF1コードは元々沸騰水型原子炉の想定過渡事象を詳細に解析するために開発されたコードなので、核融合炉真空容器内で起こるICE現象を解析できるように原研で改良を進めてきた。安全性解析コードのベンチマークテストとしてICE実験を、真空容器内圧力10または10
Pa、真空容器内温度150または250C、噴出水温度100または200C、噴出水圧力3.5MPaの条件で実施した。TRAC-BF1コードを用いてこれらの実験を解析し、実験と解析の差について考察した。論文ではTRAC-BF1コードの概要と手法、ICEベンチマーク解析の方法と結果及び今後の課題について述べる。
植田 脩三; 西尾 敏; 関 泰; 栗原 良一; 安達 潤一*; 山崎 誠一郎*; DREAM-Design-Team
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1589 - 1593, 1998/00
被引用回数：43 パーセンタイル：93.84(Materials Science, Multidisciplinary)核融合動力炉の主要な要件として、設備利用率に直結した保守性、経済性を向上させる高い熱効率の実現、環境安全性に優れていることが挙げられる。著者らは、炉内機器の構造材料としてシリコンカーバイド複合材を採用し動力炉概念を構築することを試みた。シリコンカーバイド複合材は低放射化材料でありかつ耐熱材料でもある。また、電導率が小さい。配置に関して、プラズマ設計の要件を満たしながら保守のアクセスを良くするように全体構造を工夫した。ブランケットは、モジュール構造としトリチウム増殖率が正味で1.1が得られるよう中性子増倍材、トリチウム増殖材、遮蔽体の寸法を適正化した。その結果、保守作業は炉停止後1日から開始可能なこと、保守作業はセクター引出方式により簡単化されること、正味の熱効率は47%となること、廃棄物の観点から見ても優れていることが分かった。
安島 俊夫*; 栗原 良一; 関 泰; 笠原 文雄*; 山内 通則*
JAERI-Data/Code 97-034, 77 Pages, 1997/08
JAERI-Data-Code-97-034.pdf:1.71MB
国際熱核融合実験炉(ITER)工学R&Dとして実施してきた真空容器内冷却材侵入事象(ICE)の予備実験に関連し、ICE解析用コードとしてTRAC-BF1コードの改良及び整備を行った。さらに、TRAC-BF1コードの計算結果を作図するためのグラフィックファイル形式変換プログラムと時系列プロットプログラムのワークステーションへの導入を計った。本報告書は、これら改良TRAC-BF1コードの概要、検証用データを用いた改良TRAC-BF1コードの検証結果、及びICE実験データを用いた評価結果をまとめたものである。
西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 栗原 良一; 功刀 資彰; 関 泰
Fusion Energy 1996, 3, p.693 - 699, 1997/00
トカマク型核融合炉の弱点のひとつに機器構成の複雑性及び使用材料の放射化に起因して保守・修理の困難さを伴うことが指摘されている。その困難さを大幅に軽減するために極低放射化材料を使用するとともに、トーラス体を放射状に等分割し、それぞれのセクターを組立ユニットとする新たな炉概念DREAM炉を提案した。主な特徴は、(1)SiC/SiC複合材の導入により、保守時の放射線線量率を著しく低減し、さらにディスラプション時の電磁力発生を回避した。加えて、強い耐熱性故高温ヘリウム冷却が可能となり熱効率が向上した。(2)プラズマアスペクト比を大きくしたことにより、配管系をトーラス内側に引き出すことが可能となった。さらにブートストラップ電流の比率が大きくなり所内電力比が低減された。
