島原半島北部の唐比低地における湿地堆積物の形成過程

中西 利典*; 奥野 充*; 山崎 圭二*; Hong, W.*; 藤田 奈津子; 中村 俊夫*; 堀川 義之*; 佐藤 鋭一*; 木村 治夫*; 堤 浩之*

名古屋大学年代測定研究,5, p.38 - 43, 2021/03

雲仙火山の約13km西方にある唐比低地には泥炭層や泥層からなる湿地堆積物が厚く分布しており、それらの堆積物には千々石断層や雲仙火山の活動履歴が記録されていることが期待される。それらの履歴を精度よく検知するために、複数本のボーリングコアを掘削して放射性炭素年代値を測定した。それらの結果を地中レーダ探査断面と対比して湿地堆積物の形成過程を検討した。その結果得られたすべてのC年代値は層序関係と矛盾がなく、堆積曲線は若干のずれが認められるが概ね一致する結果となった。本研究の年代測定の一部はペレトロン年代測定装置による施設供用利用で行われたものである。

Degradation prediction of a gamma-ray radiation dosimeter using InGaP solar cells in a primary containment vessel of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥野 泰希; 山口 真史*; 大久保 成彰; 今泉 充*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.457 - 462, 2020/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1691072

優れた高耐放射線性を備えたリン化インジウムガリウム(InGaP)太陽電池は、高放射線量率環境に適用可能な線量計の有力な候補材料になると予想されている。本研究では、InGaP太陽電池を用いた線量計の寿命を予測するために、照射試験及び経験的計算により、InGaP太陽電池の線量信号としての放射線誘起電流に対する少数キャリア拡散長()の影響を明らかした。照射試験では、線線量率の関数としての短絡電流密度()を測定することでInGaP太陽電池のを推定した。また、様々な線量率でInGaP太陽電池を検出器として使用した際の動作寿命を、と吸収線量の関係に基づく経験式を用いて推定した。この計算結果から、InGaP太陽電池を用いた線量計が福島第一原子力発電所の原子炉格納容器で10時間以上使用可能であり、廃炉に貢献する耐放射線性を有した線量計である可能性が高いことを明らかにした。

加速器質量分析法による九重火山群, 黒岳火砕流堆積物の放射性炭素年代

奥野 充*; 長岡 信治*; 國分 陽子; 中村 俊夫*; 小林 哲夫*

福岡大学理学集報, 48(1), p.1 - 5, 2018/03

http://id.nii.ac.jp/1316/00004368/

中部九州の九重火山群は、20座以上の溶岩ドームと小型の成層火山からなる複成火山である。黒岳溶岩ドームは、体積約1.6kmと最大であり、黒岳火砕流堆積物(Kj-Kd)と黒岳降下火山灰(Kj-KdA)を伴う。本研究では黒岳溶岩ドームの噴火年代を確認するため、Kj-Kdの炭化樹幹の放射性炭素(C)年代を日本原子力研究開発機構東濃地科学センターの加速器質量分析装置を用いて測定した。得られたC年代は150540 BP (JAT-8677、C=-23.8‰)で、暦年較正すると1310-1423cal BP (74.6%)、1430-1442cal BP (2.4%)、1456-1521cal BP (23.0%)、その中央値は1391cal BPである。この結果はKj-KdAの下位にある阿蘇N2テフラ(約1.5cal ka BP)との層位関係とも整合的であることから、より信頼できるKj-Kdの噴火年代であると考えられる。

五島列島, 福江島の鬼岳降下スコリア直下の土壌試料の放射性炭素年代

奥野 充*; 長岡 信治*; 國分 陽子

月刊地球, 37(4), p.119 - 121, 2015/04

五島列島, 福江島の鬼岳降下スコリア堆積物は、鬼岳火山群最新の降下テフラである。今回、その直下の土壌試料から19,840120BPのC年代を得た。測定試料のC/N=9.14は、土壌として分解がある程度進んでいることを示唆し、年代値が若返っている可能性がある。しかし、この年代値は、長岡・古山(2004)が同じ層準から報告した18.090100BPよりも古く、広域テフラであるATやK-Ahとの層位関係とも矛盾しない。また、このC年代を暦年代に換算すると、約24cal kBPであった。

AMS radiocarbon dating of wood trunks in the pumiceous deposits of the Kikai-Akahoya eruption in Yakushima Island, SW Japan

奥野 充*; 中村 俊夫*; 下司 信夫*; 木村 勝彦*; 國分 陽子; 小林 哲夫*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 294, p.602 - 605, 2013/01

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2012.05.015

屋久島の北側に位置する永田川,一湊川,宮之浦川に沿う軽石質堆積物から樹幹を採取し、加速器質量分析法(AMS)による放射性炭素年代測定を行った。得られたC年代は、約6500BPであり、また、軽石質堆積物の地質学的特長から、これらは鬼界カルデラのアカホヤ噴火によって埋没したことがわかった。しかし、これらは炭化されていないことから、これらの堆積物が火砕流により堆積したものではなく、津波によるものだと思われる。また、樹幹試料から14の樹種が同定できた。この結果は、破壊的な噴火前の屋久島の森林に生育していた樹木の種構成を示す初のデータである。

Analytical study of cover plate welding deformation of the radial plate of the ITER toroidal field coil

大森 順次; 小泉 徳潔; 清水 辰也; 奥野 清; 長谷川 満*

JAEA-Technology 2009-046, 60 Pages, 2009/09

JAEA-Technology-2009-046.pdf:9.67MB

ITERのトロイダル磁場(TF)コイルの巻線では、ラジアルプレート(RP)と呼ばれる構造物に、導体を埋め込む構造を採用している。RPに導体を収めた後、カバープレート(CP)をRPに溶接する。RPの大きさは、高さ15m,幅9mであるのに対して、その製作公差は平面度で2mm,面内変形で約2.5mmと極めて厳しいため、CP溶接によるRPの変形を極力小さくする必要がある。そこで、この溶接変形を予測するため、長さ1mのモックアップを製作し、溶接変形を測定し、この測定結果から固有ひずみを求め、実機の溶接変形を解析した。その結果、CPの溶接深さをコイルのインボード側で2.5mm,アウトボード側で1mmとすることで、RPの変形を許容値内にできることがわかった。加えてTFコイルと巻き線の製作性を改善し、さらに溶接変形量を低減できる代替構造を検討し、これに対し解析を実施して、溶接変形をさらに低減できることを示した。

Demonstration of JK2LB jacket fabrication for ITER central solenoid

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 河野 勝己; 高野 克敏*; 堤 史明*; 関 秀一*; 奥野 清; 藤綱 宣之*; 溝口 満*

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.787 - 790, 2006/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2006.873256

原研では、国際熱核融合実験炉(ITER)の活動の一環として、中心ソレノイド(CS)のジャケットの試作作業を進めている。ITER CSの導体は、外形51.4mm角,内径35.1mmの穴を持つ矩形ジャケットを使用する。ジャケットは、4Kで耐力1000MPa以上,破壊靭性値KIC(J)130MPa以上が要求される。ジャケット材料には、原研が開発したJK2LB鋼(0.03C-22Mn-13Cr-9Ni-1Mo-0.2N-B)を使用する。素材の製作として、3ton溶解炉及びElectroslag Remelting(ESR)工程を経て、直径170mmのJK2LB鍛造ビレットを1.6ton製作し、良好な熱間加工特性及び量産が可能であることを確認した。ジャケットは外形及び内径精度が+/-0.2mm、穴の偏芯率10%以下、ジャケット単長は最低5mを達成する必要がある。試作した鍛造ビレットから、熱間押し出し及び冷間引抜によりジャケットを試作し、寸法精度を確認した。その結果、外形及び内径の変動は0.2mm以下、偏芯率は5%以下、ジャケットの単長は7mであることを確認した。以上の結果より、ITER CSジャケットの製作に必要な技術を確立できた。

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

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.066

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。

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

https://doi.org/10.1088/0029-5515/44/2/015

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を使用して、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めている。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/mに耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材,緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

Design of the CS insert coil

杉本 誠; 寺澤 充水*; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 西 正孝; 高橋 良和; 安藤 俊就; 辻 博史; et al.

IEEE Transactions on Magnetics, 32(4), p.2328 - 2331, 1996/07

https://doi.org/10.1109/20.511339

ITER工学設計段階(EDA)において、CSモデルコイル計画が遂行されている。CSモデル・コイルは4つの部材から構成されている。内層モジュール、外層モジュール、インサート・コイル、支持構造物である。このうちインサート・コイルの設計について報告する。CSインサート・コイルの内径は1.6mであり、巻線高さは1.7mである。CSインサート・コイルは、CSモデル・コイルの内側に設置して試験される。導体はCSコイル実機とまったく同じものを用いている。試験は磁束密度/3Tで行われ、導体の性能が評価できる。