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論文

Sodium-cooled Fast Reactors

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。

論文

Sequestration and oxidation of Cr(III) by fungal Mn oxides with Mn(II) oxidizing activity

鈴木 竜平*; 谷 幸則*; 内藤 博敬*; 宮田 直幸*; 田中 万也

Catalysts, 10(1), p.44_1 - 44_15, 2020/01

 被引用回数:10 パーセンタイル:41.25(Chemistry, Physical)

本研究では、マンガン酸化菌KR21-2株を用いて形成させたマンガン酸化物に対してpH6のCr(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$水溶液を用いて一回もしくは繰り返し処理を行った。好気条件においてはマンガン酸化物によるCr(III)のCr(VI)への酸化が認められた。この際、Mn(IV)がMn(II)に一旦還元されるものの真菌の活性のためMn(II)の再酸化により溶液中ではマンガンは検出されなかった。一方、嫌気条件においてはCr(III)の酸化は反応の初期段階で停止し、Mn(II)の再酸化が起こらないため還元されたマンガンが溶液中で検出された。

論文

Baseline design of a proton linac for BNCT at OIST

近藤 恭弘; 長谷川 和男; 東 保男*; 菅原 寛孝*; 吉岡 正和*; 熊田 博明*; 松本 浩*; 内藤 富士雄*; 黒川 真一*

Proceedings of 7th International Particle Accelerator Conference (IPAC '16) (Internet), p.906 - 909, 2016/06

沖縄科学技術大学院大学(OIST)にて、加速器を用いたホウ素中性子捕獲療法(BNCT)装置の開発が計画されている。本研究においては、いばらき中性子医療研究センターにおけるBNCT用リニアックからの知見をもとに、医療用機器としての量産型のパイロットモデルの開発を目標とする。加速器の性能は、中性子生成ターゲットでのビーム電力60kWを想定している。ビームエネルギーは、10MeV程度であり、必要な熱外中性子と、それ以外の、高速および熱中性子、$$gamma$$線との収量比を最適化するように最終的には決定される。エネルギー10MeVとすると、ビーム電流30mA、デューティー20%で40kWが実現可能である。リニアックの構成は、ECRイオン源、2ソレノイド型LEBT、4-ヴェーンRFQ、アルバレ型DTLと、これまでの開発実績のある技術を用いる。RFQおよびDTLの共振周波数は、352MHZ程度を予定している。医療用機器においては、十分な信頼性と、加速器の非専門家による容易な運転が要求され、加速器機器の中でも複雑な構成となる大強度陽子リニアックにおいて、これらを達成することも、重要な開発目標となる。本論文では、この、BNCT用陽子リニアックの基礎設計について述べる。

論文

Plasma flow measurement in high- and low-field-side SOL and influence on the divertor plasma in JT-60U

朝倉 伸幸; 櫻井 真治; 伊丹 潔; 内藤 磨; 竹永 秀信; 東島 智; 小出 芳彦; 坂本 宜照; 久保 博孝; Porter, G. D.*

Journal of Nuclear Materials, 313-316, p.820 - 827, 2003/03

 被引用回数:36 パーセンタイル:89.69(Materials Science, Multidisciplinary)

プラズマ流の方向や速度は、粒子排気や不純物制御へ影響するため、その発生機構の解明とダイバータ・プラズマへの影響の評価が求められている。本論文は、トカマク強磁場側でのプラズマ流測定を含む3か所での測定結果から、プラズマ流の方向や速度を明らかにするとともに、ドリフト運動の影響を評価した。(1)強・弱磁場側SOLにおいてダイバータへ向かう粒子束を、磁力線に沿う流れとドリフトによる流れを考慮して定量的に評価した。さらに、プライベート部におけるドリフト流による粒子束も評価し、この粒子束がダイバータでの粒子束の内外非対称性の発生に寄与することを明らかにした。(2)大量ガスパフとダイバータ排気により、主プラズマ中の不純物イオンを低減できると考えられているが、SOL流と粒子束の変化を、強・弱磁場側で評価した。特に、強磁場側の密度が増加し、ダイバータへの粒子束が増加することを明らかにした。このため、遮蔽効果が改善されると思われる。(3)新たに、ドリフト効果をSOLプラズマ・シミュレーション計算(UEDGE)に導入し、プラズマの逆流などが発生することを見いだした。

論文

Diagnostics system of JT-60U

杉江 達夫; 波多江 仰紀; 小出 芳彦; 藤田 隆明; 草間 義紀; 西谷 健夫; 諫山 明彦; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 朝倉 伸幸; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.482 - 511, 2002/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:3.03(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uの計測診断システムは、約50の計測装置から構成されている。近年、プラズマパラメータの半径方向の分布計測が精度よく行なわれるようになった結果、プラズマの内部構造が明らかになった。また、ミリ波反射計/電子サイクロトロン放射計測により、電子密度/電子温度揺動の測定が行なわれ、プラズマ閉じ込めに関する理解が進展した。さらに、電子温度,中性子発生率,放射パワー,電子温度勾配等の実時間制御実験が、関係する計測装置のデータを利用して行なわれた。これらの計測,及び実時間制御を駆使することにより、高性能プラズマを実現することができた。次期核融合実験炉用計測装置としては、炭酸ガスレーザ干渉計/偏光計,及び協同トムソン散乱計測装置を開発している。

論文

Fusion plasma performance and confinement studies on JT-60 and JT-60U

鎌田 裕; 藤田 隆明; 石田 真一; 菊池 満; 井手 俊介; 滝塚 知典; 白井 浩; 小出 芳彦; 福田 武司; 細金 延幸; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.185 - 254, 2002/09

 被引用回数:33 パーセンタイル:48.48(Nuclear Science & Technology)

JT-60及びJT-60Uは、ITER及び定常トカマク炉実現へ向けた物理基盤を構築することを目的として、炉心級プラズマにおける高総合性能の実証とその維持を目指した運転概念の最適化を行って来た。等価核融合エネルギー増倍率(=1.25)や核融合積(=1.5E21 m-3skeV)の達成に加えて、高い総合性能(高閉じ込め&高ベータ&高自発電流割合&完全非誘導電流駆動)を実証した。これらは、内部及び周辺部に輸送障壁を持つ高ポロイダルベータHモード及び負磁気シアモードで得られた。最適化の鍵は分布及び形状制御である。多様な内部輸送障壁の発見に代表されるように、JT-60/JT-60U研究はプラズマ諸量の空間分布の自由度と制限を強調して来た。各閉じ込めモードの閉じ込め研究に加えて、輸送及び安定性等によって支配されるコア部及び周辺ペデスタル部のパラメータ相関を明らかにした。これらの研究により、高閉じ込めモードのITERへの適合性を実証するとともに残された研究課題を明らかにした。

論文

Quasisteady high-confinement reversed shear plasma with large bootstrap current fraction under full noninductive current drive conditon in JT-60U

藤田 隆明; 井手 俊介; 鎌田 裕; 鈴木 隆博; 及川 聡洋; 竹治 智; 坂本 宜照; 小出 芳彦; 諫山 明彦; 波多江 仰紀; et al.

Physical Review Letters, 87(8), p.085001_1 - 085001_4, 2001/08

 被引用回数:128 パーセンタイル:4.37(Physics, Multidisciplinary)

JT-60Uトカマクにおいて、80%に及ぶ高い自発電流割合を有する準定常負磁気シアプラズマが初めて得られた。内部輸送障壁領域にピークを持つ自発電流によって負磁気シア領域の時間的縮小が抑制され、大きな半径の内部輸送障壁が維持された。Hモードによる境界輸送障壁の重畳によりHモードスケーリングの2.2倍に達する高い閉じ込め性能がエネルギー閉じ込め時間の6倍(2.7秒間)維持された。さらに、ビーム駆動電流と自発電流によって完全非誘導電流駆動が得られた。

論文

Pumping effect on the divertor plasma and detachment in the JT-60U W-shaped divertor

朝倉 伸幸; 櫻井 真治; 玉井 広史; 小出 芳彦; 坂本 宜照; 内藤 磨; 久保 博孝; 伊丹 潔; 正木 圭

Journal of Nuclear Materials, 290-293, p.825 - 828, 2001/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:52.41(Materials Science, Multidisciplinary)

スクレイプオフ層(SOL)を磁力線方向に流れるプラズマ流(SOL流)は、ダイバータにおける高密度プラズマ生成や不純物の遮蔽効果に影響し、その発生機構の解明や制御方法について研究が進められている。平成11年よりJT-60UのW型ダイバータにおいて、両側ダイバータで粒子排気を行っているが、排気によるSOL流(赤道面とダイバータ・ヌル点においてマッハ・プローブで測定)への影響を定量的にまとめた。粒子排気を行ったにもかかわらず、SOL流の速度は増加しない。この理由が、(1)おもに磁力線方向よりポロイダル方向への粒子輸送が支配的であり、また(2)粒子拡散により主プラズマ周辺部で粒子リサイクリングが発生する、ためであると思われる。高閉じ込めプラズマ(ELMyHモード)において、プラズマ周辺部でELMにより発生し、SOLに流れ出た粒子流の分布と時間変化に関する解析結果(主プラズマ赤道面では外側へ拡散し、ヌル点付近ではダイバータ方向へ輸送される)を発表する。この結果は、現在ITER設計で緊急課題となっているELMによるダイバータ板への熱負荷を理解するための貴重なデータとなる。

論文

Role of divertor geometry on detachment and core plasma performance on JT60U

朝倉 伸幸; 細金 延幸; 伊丹 潔; 逆井 章; 櫻井 真治; 嶋田 道也; 久保 博孝; 東島 智; 清水 勝宏; 竹永 秀信; et al.

Journal of Nuclear Materials, 266-269, p.182 - 188, 1999/00

 被引用回数:65 パーセンタイル:96.68(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60Uにおけるオープン型ダイバータからW型ダイバータへの形状変化によるデタッチメントの発生とエネルギー閉じ込め特性への効果について調べた。(1)ダイバータ・デタッチメント時のプラズマ測定を精度よく行い、同じ主プラズマ密度でも、ダイバータで密度が増加し、温度から5eV程度まで低下することを観測した。(2)周辺部でのプラズマ流の方向について大型トカマクでは初めて測定した。放射損失分布の内外非対称性か、プラズマ流の方向に関係することを明らかにした。(3)ダイバータ部での粒子リサイクリングはW型が大きく、主プラズマ周辺部の粒子リサイクリングは、1/2程度に低下していることを観測した。ダイバータ部からの粒子の逆流を低減できた。(4)密度増加に伴いELMy Hモードの閉じこめ改善度は依然と同様低下する。W型改造により周辺部での中性粒子密度を1/2~1/3に低下できたが、閉じこめ改善効果は少ない。今後、ダイバータ部からの逆流やバッフル部からの粒子源を減少させることが必要である。

論文

Internal transport barrier for electrons in JT-60U reversed shear discharges

藤田 隆明; 井手 俊介; 白井 浩; 菊池 満; 内藤 磨; 小出 芳彦; 竹治 智; 久保 博孝

Physical Review Letters, 78(12), p.2377 - 2380, 1997/03

 被引用回数:255 パーセンタイル:98.25(Physics, Multidisciplinary)

JT-60Uの負磁気シアー放電において新しい種類の内部輸送障壁が観測された。この内部輸送障壁は電子温度・密度分布に明瞭な急勾配を持ち、電子およびイオンの実効的熱拡散係数の著しい低減を伴う。電子の実効的熱拡散係数は輸送障壁内で急崚に低下し、5cmで20分の1となる。イオンの実効的熱拡散係数は通常の新古典理論に基づく計算値の4分の1以下である。輸送障壁の内側においてイオン温度と電子温度の比は1.5より小さい。輸送障壁は磁気シアーが負の領域に存在し、プラズマ小半径の60%を越えて広がっている。内部輸送障壁の形成により高い閉じ込め性能を有する高密度プラズマが得られた。

論文

Steady state high performance in JT-60U

鎌田 裕; 牛草 健吉; 閨谷 譲; 内藤 磨; 小関 隆久; 河野 康則; 芳野 隆治; 久保 博孝; 藤田 隆明; 石田 真一; et al.

IAEA-CN-60/A5-5, 0, p.651 - 661, 1995/00

電流分布と圧力分布の最適化によって、ELMのあるHモード(ELMy Hモード)におけるプラズマの総合性能が大きく進歩した。n$$_{D}$$$$tau$$$$_{E}$$Ti(0)=4-5$$times$$10$$^{20}$$m$$^{-3}$$skeVの高核融合積状態を最長で1.5秒維持することに成功した。また、ブートストラップ電流とNB駆動電流の和により、I$$_{P}$$=0.5MA~1MAでの完全電流駆動を達成すると同時に、規格化ベータ値~2.8-3.2、ポロイダルベータ値2.6~3及び閉じ込め改善度=2~2.5を維持することに成功した。これらの成果は、MHD安定性の向上によるものである。

論文

Improvement of confinement and remote radiative cooling of beam heated plasmas in JT-60 with ion ▽B drift towards the X-point

辻 俊二; 細金 延幸; 伊丹 潔; 久保 博孝; 西谷 健夫; 嶋田 道也; 小出 芳彦; 西野 信博*; 杉江 達夫; 永島 圭介; et al.

Nuclear Fusion, 32(8), p.1313 - 1330, 1992/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:33.15(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60のビーム加熱水素プラズマにおいて、加熱パワーと線平均電子密度が閾値を越えると、エネルギーと粒子閉じ込めの改善が観測された。ダイバータプラズマからの放射パワーは加熱パワーの50%に達した。この状態を改善ダイバータ閉じ込め(IDC)と名づけた。20%のエネルギー閉じ込めの改善とダイバータ部での遠隔放射冷却が実現した放電が、プラズマ中心部への不純物蓄積を起こすことなく準定常状態として数秒間持続した。IDCへの線平均電子密度の閾値は、加熱パワーに対して線形に増加し、安全係数に対して逆相関で減少した。閉じ込め改善はイオン磁場勾配ドリフトがX点向きの時のみ観測された。トロイダル磁場の反転で、軽元素不純物のふるまいと粒子循環の内外非対線性が変化した。これらの現象は、セパラトリクス付近での衝突的輸送がIDCの発生に関わっているとする理論モデルに矛盾しない。

報告書

Improved divertor confinement observed in JT-60

辻 俊二; 細金 延幸; 伊丹 潔; 久保 博孝; 西谷 健夫; 嶋田 道也; 小出 芳彦; 西野 信博*; 杉江 達夫; 永島 圭介; et al.

JAERI-M 91-195, 47 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-195.pdf:1.31MB

改善ダイバータ閉じ込め(IDC)と呼ぶ現象が、JT-60の下X点配位で観測された。すなわち、ダイバータ部での放射パワーが加熱入力の50%にも達する遠隔放射冷却が実現し、かつエネルギー閉じ込めが20%改善した状態が、主プラズマでの不純物の蓄積を起こすことなく数秒間持続する。IDCとなる電子密度の閾値は、加熱パワーに対してほぼ比例し、安全係数を高めると下がる。トロイダル磁場の向きにより粒子循環のトーラス内外非対称性が変化し、閉じ込めに改善があるのは、イオンVBドリフトがX点に向いているときのみである。これらの観測事実は、セパラトリクス付近での衝突効果による粒子束の変化が改善ダイバータ閉じ込めの発生に絡んでいることを示唆している。

論文

Observation of limiter H mode in the JT-60 tokamak with lower hybrid current drive

辻 俊二; 牛草 健吉; 池田 佳隆; 今井 剛; 伊丹 潔; 根本 正博; 永島 圭介; 小出 芳彦; 河野 康則; 福田 武司; et al.

Physical Review Letters, 64(9), p.1023 - 1026, 1990/02

 被引用回数:55 パーセンタイル:88.39(Physics, Multidisciplinary)

トカマクのリミタ放電において、低域混成波電流駆動によるHモードが世界で初めて実現された。1.74+2.23GHzや1.74+2.0GHzのように、2つの異なる周波数で高周波パワーを加えるのが、Hモード達成に効果的である。水素プラズマにおいて高周波パワーのしきい値は1.2MWであり、ジュール加熱パワーと同等であるくらい低い。プラズマ表面に局在化した不安定性をともなわない準定常状態が、顕著な不純物の蓄積を起こすことなく最大3.3秒間持続した。エネルギー閉じ込め時間の改善は最大30%であるが、それは粒子閉じ込め改善による電子密度上昇で大部分嫁いでいる。高周波パワーがビームイオンに吸収されるとHモードからLモードに遷移することから、低域混成波によって発生する高速電子がHモード実現に有利に働いている可能性がある。

論文

Plasma-launcher interaction during lower hybrid current drive and heating on JT-60

池田 佳隆; 今井 剛; 牛草 健吉; 内藤 磨; 関 正美; 小西 一正*; 根本 正博; 久保 博孝

Journal of Nuclear Materials, 176-177, p.306 - 310, 1990/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:31.37(Materials Science, Multidisciplinary)

JT-60のダイバータプラズマに於ける低域混成波帯用ランチャの熱負荷についての実験的研究結果を、本稿で述べる。ランチャの結合特性について、もしセパラトリックスとランチャの先端が10cm以上離れていたとしても、ランチャ先端を真空容器の第一壁より2~3mmプラズマ側へ出すことによって、反射率が15~20%という良い結合状態が得られることがわかった。距離が5cm以上離れるとランチャへの熱負荷は急激に減少し、10cmで密度が2$$times$$10$$^{13}$$cm$$^{-3}$$以下の場合に約0.4~0.6kW/cm$$^{2}$$と見積もられる。密度が3$$times$$10$$^{13}$$cm$$^{-3}$$以上の時、NBIとの複合加熱をするとランチャガード板のイオン側がより高熱負荷となった。この時、パラメトリック崩壊不安定性によると思われる高速イオンが周辺プラズマで観測された。これらの結果を用いて、高加熱プラズマへのLHランチャの応用について検討した。

論文

Lower hybrid current drive efficiency in the JT-60 tokamak

牛草 健吉; 今井 剛; 池田 佳隆; 内藤 磨; 上原 和也; 吉田 英俊; 久保 博孝; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 29(6), p.1052 - 1055, 1989/06

 被引用回数:35 パーセンタイル:81.44(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60において、ne=(0.6-1.6)$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$、I$$_{p}$$=0.5-1.5MA、B$$_{T}$$=2.7-4.5T、P$$_{LH}$$≦2.5MW,f=1.74GHz/2GHz,NB加熱有、無、リミター、ダイバーター配位、広いスペクトラムおよび狭いスペクトラム等の広いパラメーター領域で電流駆動実験を行なった。低域混成波電流駆動効率は、体積平均電子温度の上昇及び、有効電荷数の減少とともに増加する。

論文

Simultaneous heating by high power lower hybrid waves and neutral beams in the JT-60 tokamak

牛草 健吉; 今井 剛; 池田 佳隆; 坂本 慶司; F.X.Soeldner*; 高瀬 雄一*; 辻 俊二; 清水 勝宏; 内藤 磨; 上原 和也; et al.

Nuclear Fusion, 29(2), p.265 - 276, 1989/02

 被引用回数:17 パーセンタイル:58.82(Physics, Fluids & Plasmas)

線平均電子密度$$<$$3.5$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$で20HWのNB加熱プラズマに、6MWまでのLHWを加えた結果、NB加熱時と同じ加熱効率でプラズマ蓄積エネルギーの上昇が見られた。この時、電子、イオン温度の上昇に加え、NBの入射エネルギー以上の高速イオンが生成されている。同じ密度領域のLH単独加熱では著しく高速電子が発生するのに対し、複合加熱時には高速電子の発生が抑制されている。

報告書

Lower hybrid wave heating into neutral beam heated plasma in the JT-60 tokamak

牛草 健吉; 今井 剛; 池田 佳隆; 坂本 慶司; F.X.Soldner*; 高瀬 雄一*; 辻 俊二; 清水 勝宏; 内藤 磨; 上原 和也; et al.

JAERI-M 88-115, 28 Pages, 1988/06

JAERI-M-88-115.pdf:0.87MB

20MWの中性粒子ビーム(NB)で加熱された、線平均電子密度$$<$$3.5$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$のプラズマに6MWまでの低域混成波を入射した結果、NB単独時と同じインクリメンタルエネルギー閉じ込め時間でプラズマの蓄積エネルギーが増大した。この時、電子温度、イオン温度の上昇とともに低域混成波が入射されたビームイオンを加速するのが観測された。同じ密度領域での低域混成波単独加熱時には、著しい高速電子の発生があるのに対し、複合加熱時には高速電子の発生が抑制される。複合加熱時の低域混成波の加熱高率は電子密度の上昇とともに減少するが、Ray軌跡解析の結果、この依存性は近接条件によるものと推定される。ビームイオンの寄与を考慮した波の減衰の評価の結果、複合加熱時には波が電子に吸収される前にビームイオンに吸収されることが示された。

論文

Energy confinement analysis of neutral beam heated JT-60 discharges

吉田 英俊; 清水 勝宏; 白井 浩; 飛田 健次; 草間 義紀; 久保 博孝; 小出 芳彦; 逆井 章; 福田 武司; 永島 圭介; et al.

15th European Conf. on Controlled Fusion and Plasma Heating, Vol. 12, Pt. 1, p.163 - 166, 1988/00

TiCコーティングMo壁からグラファイト壁(壁温200~300$$^{circ}$$C)に変更後、JT-60は高プラズマ電流及び高密度に運転領域が拡大された。本論文はグラファイト後の中性粒子加熱時のエネルギー閉じ込め特性について論じたものである。主たる結論は1).エネルギー閉じ込めはプラズマ電流を高める事と加速電圧を高める事により改善される。2).低加速電圧(40KV以下)ではビーム成分の蓄積エネルギー低下のため閉じ込め時間が劣化すると共に密度依存性を示す、3).電子温度分布は加速電圧の影響を受け、低加速電圧ではConvection損失のためr$$<$$a/2領域の分布が平坦になるものとみられる、4).中性粒子入射時のPower deposition分布とは無関係に電子温度分布が不変(Profile eonsistency)なのは、密度の上昇と共に電子の熱伝導係数が改善されている可能性がある、等である。

口頭

JT-60SAプラズマ制御システムの設計検討

栗原 研一; 川俣 陽一; 末岡 通治; 中里 命; 坂田 信也; 清野 公広; 内藤 磨; 小関 隆久; 竹永 秀信; 鈴木 隆博; et al.

no journal, , 

国内重点化装置で、かつEUとの幅広いアプローチとして超伝導化改修されるJT-60SAの設計が開始されている。JT-60SAは、先進プラズマ実験を行い、長パルス定常運転シナリオを実証してITERへの支援を目的とする。そのため、高速大容量計算機システムや高速ネットワーク基盤により、さまざまな制御方式に対応できるプラズマ制御システムを構成することが重要である。プラズマ制御システムについては既存システムを最大限再利用した構成とし、高圧力/高自発電流割合を持つプラズマ不安定性の抑制や回避を行いながら長時間維持するため、さまざまな制御手法が適用できる実時間制御システムの大幅な機能向上を中心とした改造を図ることが検討されている。JT-60SAにおけるプラズマ制御システムの設計は、将来のITERを考慮した普遍性の高い機能を充実させることが重要であり、今後さらなる設計仕様の検討が必要である。本報告では、既存装置機器側の状況を踏まえた当面の検討課題を中心に、今回、設計開始直後でのJT-60SAにおけるプラズマ制御システムの設計検討内容を報告する。

口頭

東海再処理施設における高放射性廃液の固化安定化に向けた取組み

窪木 道克; 内藤 信一; 角 洋貴; 中山 治郎; 狩野 茂; 新妻 孝一; 小高 亮; 藤原 孝治

no journal, , 

日本原子力研究開発機構の東海再処理施設(TRP)においては、平成23年3月に発生した大地震に対する設備の健全性確認を実施するとともに、福島第一原子力発電所の事故を受けて、津波等による全交流電源喪失を想定した高放射性廃液(HAW)等に対する冷却機能や水素掃気機能の確保、施設への浸水防止対策などの緊急安全対策を実施してきた。TRPには、現在、約400m$$^{3}$$のHAWが貯蔵されており、このHAWを東海ガラス固化技術開発施設(TVF)において全量ガラス固化するためには約20年を要することから、ガラス溶融炉の更新、遠隔機器の整備等を計画的に進めていく必要がある。新規制基準適合に向けた対応と並行しHAW等の固化・安定化を計画的に進めることについては、これらの潜在的ハザードについての実態把握調査を通じて、原子力規制委員会より当面5年間の固化・安定化処理の実施が認められた。TVFにおいては来年度第3四半期からのガラス固化運転開始を目指し、これまでインセルクレーンや両腕型マニプレータ等の遠隔機器の補修・整備を行うとともに、内部溢水対策、屋外監視カメラの設置、HAWの蒸発乾固対策等の施設の安全対策の強化を進めてきている。

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