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論文

Technology development on reactor dismantling and investigation of contamination in FUGEN

副島 吾郎; 岩井 紘基; 中村 保之; 林 宏一; 門脇 春彦; 水井 宏之; 佐野 一哉

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/07

「ふげん」では、解体撤去や汚染の除去作業に係る廃止措置を安全かつ合理的に遂行することとしており、また、廃止措置に必要な技術開発を進めてきている。(1)原子炉本体解体に向けた技術開発:「ふげん」では、原子炉本体の特徴等に鑑み、原子炉本体解体には切断速度が速く二次廃棄物の発生量が少ない特徴を有するレーザ切断工法を適用する計画としている。レーザは原子炉施設解体への適用実績がないため、レーザヘッド,発振器,ロボット等から構成されるレーザ切断システムを構築し、解体物を対象とした切断実証を行った。(2)汚染状況調査に係る技術調:「ふげん」では、従前より施設の残存放射能量を的確に把握するため施設の汚染状況調査を行ってきている。今般、既存の実機材から試料を採取し核種分析により放射能濃度を評価する調査手法に加え、非破壊環境下で簡易的に「ふげん」の主要な二次汚染の主要核種である$$^{60}$$Coを指標とした汚染状況を把握する調査手法の開発に着手した。

論文

Basic analysis of weldability and machinability of structural materials for ITER toroidal field coils

小野塚 正紀*; 清水 克祐*; 浦田 一宏*; 木村 政宏*; 門脇 宏和*; 岡本 護*; 中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 奥野 清

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1431 - 1436, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.72(Nuclear Science & Technology)

ITERトロイダル磁場コイル容器で使用される新しい構造材料である原子力機構が開発したJJ1鋼及び既存の高窒素316LN鋼の加工性及び溶接性を把握するための要素試験を実施した。JJ1の溶接時間の短縮を目指した電子ビーム溶接及び高効率TIG溶接の試験によれば、板厚40mmまでの電子ビーム溶接施工及び26g/minの溶着速度のTIG溶接施工が可能であることを確認した。また、切削加工試験の結果から、極低温用高強度ステンレス鋼の切削は304L, 316L等、従来のステンレス鋼に比べ難しく、製作精度確保のためには、切削条件の最適化を計る必要のあることがわかった。本発表では、これら要素試験の結果について発表する。

論文

Modeling of plasma current decay during disruptions caused by massive impurity injection

大脇 浩和*; 杉原 正芳; 畑山 明聖*

Plasma and Fusion Research (Internet), 1(3), p.016_1 - 016_6, 2006/03

大量不純物入射に伴うディスラプション時のプラズマ電流減衰の数値モデルを作成した。このモデルはジュール加熱と不純物による放射損失のパワーバランスから熱クエンチ後のプラズマ温度と電荷状態を決定するものである。本モデルをITERの冷却水流入事象やディスラプション緩和を模擬したJFT-2Mの大量N$$_{2}$$ガス入射実験に適用したところ実験結果をうまく説明する結果が得られた。

論文

Modeling of plasma current decay during the disruption

大脇 浩和; 杉原 正芳; 河野 康則; Lukash, V. V.*; Khayrutdinov, R. R.*; Zhogolev, V.*; 小関 隆久; 畑山 明聖*

Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 29C, 4 Pages, 2005/00

ディスラプション時のトカマク装置への電磁力負荷を評価するうえで最も重要な、プラズマ電流の減衰過程を評価する数値モデルを構築した。このモデルでは、粒子の輸送とリサイクルを考慮した密度の微分方程式によって密度を評価し、ジュール加熱パワーと不純物の混入による放射パワーとのバランス$$P_mathrm{joule}(T_e)=P_mathrm{rad}(T_e)$$によって電子温度とプラズマ抵抗を決定する。加えてプラズマ平衡・輸送・回路方程式を解くコードDINAを用いることで、プラズマ電流減衰の時間発展を矛盾無く求める。不純物混入量,粒子の閉じ込め時間,リサイクリング率は、おおよそ実験で想定される値をパラメータとして与えることで、JT-60Uのプラズマ電流波形を模擬できた。また、この3つの物理量がプラズマ電流の減衰過程に与える影響を調べた。

口頭

Accident-Tolerant Fuel R&D Program in Japan

山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 加治 芳行; 逢坂 正彦; 村上 望*; 大脇 理夫*; 佐々木 政名*; et al.

no journal, , 

日本の事故耐性燃料(ATF)研究開発プログラムは、軽水商用炉の炉心、燃料の評価及び実際の設計、研究開発の経験等を最大限に利用するために国内のプラントメーカ、燃料製造メーカ、大学などと協力し2015年より進められてきている。現在国内で検討されているATF候補材料は、潜在的にPWR及びBWRへの適用が期待できる炭化ケイ素/炭化ケイ素(SiC/SiC)複合材料、BWR向けに開発が進められている酸化物分散によって強化されたFeCrAl鋼、PWR向けCr-コーティングジルカロイ被覆管である。また、被覆管材料に加えて、SiC製のBWR用チャンネルボックスや事故耐性制御棒に関する研究開発も行われている。本講演では、ATFプログラムにおけるJAEAの役割を含めて、現在までの研究開発の進捗状況を概説する。

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