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論文

Design concept of conducting shell and in-vessel components suitable for plasma vertical stability and remote maintenance scheme in DEMO reactor

宇藤 裕康; 高瀬 治彦; 坂本 宜照; 飛田 健次; 森 一雄; 工藤 辰哉; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸; 星野 一生; 中村 誠; et al.

Fusion Engineering and Design, 103, p.93 - 97, 2016/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:66.89(Nuclear Science & Technology)

BA原型炉設計においてプラズマ垂直位置安定性とブランケットや保守などの炉構造との観点から導体シェルを含む炉内機器の概念設計を行った。プラズマ垂直位置安定化のための導体シェルはトリチウム生産のため増殖ブランケットモジュールの背面に設置されるが、プラズマ安定化の観点からは可能な限りプラズマ表面近傍に設置しなければならず、炉内機器設計ではこれらを合した設計検討が必須である。そこで、BA原型炉設計では3次元渦電流解析コード(EDDYCAL)を用いて、3次元の炉構造モデルにおいて数種類の導体壁構造に対して位置安定性を評価した。これらの検討により、楕円度1.65の原型炉プラズマでは、トリチウム増殖率(TBR)1.05以上が得られるブランケット領域を確保した場合(導体壁位置rw/ap=1.35)、ダブルループ型などの導体シェル構造で銅合金厚さ0.01m以上が必要であることがわかった。一方、ディスラプション時に導体シェルに誘起される渦電流によりブランケットモジュールにかかる電磁力が数倍になり、発表ではこれらの検討結果を踏まえた導体シェルと炉内機器の概念設計と課題について報告する。

論文

軸力と曲げを受けるステンレス配管の塑性崩壊強度に関する研究

松原 雅昭*; 林 達也*; 鈴木 将人*; 白石 太祐*; 坂本 賢治*; 若井 隆純

日本機械学会M&M2011材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2011/07

本研究では、原子力設備の安全性向上に寄与するため、複数欠陥がステンレス鋼管の塑性崩壊強度に及ぼす影響について調べた。複数欠陥を有する配管の塑性崩壊荷重を知ることは重要である。そこで、簡単のために、複数欠陥を単一欠陥でモデル化することを目的として、単一及び複数の欠陥を有する管に対して、引張及び曲げ荷重が重畳する実験を行った。その結果、(1)複数欠陥を単一欠陥にモデル化することにより保守的に評価可能であることがわかった、(2)いずれの荷重条件においても、並列欠陥は単一欠陥に置き換えて考えることが可能であることがわかった。

論文

Observation of ion cyclotron emission owing to DD fusion product H ions in JT-60U

佐藤 翔一*; 市村 真*; 山口 裕資*; 片野 誠*; 今井 康隆*; 村上 達也*; 三宅 勇一郎*; 横山 拓郎*; 森山 伸一; 小林 貴之; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 5, p.S2067_1 - S2067_4, 2010/12

JT-60Uで観測されるイオンサイクロトロン放射(ICE)のなかで、入射したDビームに起因するICE(D)と核反応生成(FP)イオンに起因するICEでは、トロイダル方向の波数が異なり、FPイオンによるICEは有限な波数を持つことがこれまでに観測されている。この性質を利用して、ICE(D)の2倍高調波と分離してICE(H)を同定した。ICE(H)が観測される条件を明らかにすることを目的として、実験条件の特定とEPOCコードを用いて軌道の計算をしている。

論文

Detection and activity of iodine-131 in brown algae collected in the Japanese coastal areas

森田 貴己*; 丹羽 健太郎*; 藤本 賢*; 葛西 広海*; 山田 東也*; 西内 耕*; 坂本 竜哉*; 牛堂 和一郎*; 田井野 清也*; 林 芳弘*; et al.

Science of the Total Environment, 408(16), p.3443 - 3447, 2010/06

 被引用回数:12 パーセンタイル:34.9(Environmental Sciences)

日本沿岸域で採取した褐藻からヨウ素-131($$^{131}$$I)が検出された。褐藻は高い濃縮係数によって放射性核種を体内に蓄積することから、放射性ヨウ素の生物指標として広く使われている。測定された褐藻に含まれる$$^{131}$$Iの比放射能の最大値は0.37$$pm$$0.010Bq/kg-wetであった。本研究で採取したすべての褐藻からセシウム-137($$^{137}$$Cs)も検出された。これらの海藻における$$^{131}$$Iと$$^{137}$$Csの比放射能には相関はなかった。$$^{137}$$Csの比放射能は0.0034$$pm$$0.00075から0.090$$pm$$0.014Bq/kg-wetの範囲であった。褐藻中$$^{137}$$Csの低い比放射能と変動幅の少ない濃度から、$$^{137}$$Csのソースが過去の核実験であることを示唆している。原子力発電所や核燃料再処理施設は$$^{131}$$Iの汚染源であることは知られているが、$$^{131}$$Iが検出された海域と核関連施設が立地する地域との関連はなかった。$$^{131}$$Iが検出されたほとんどの海域は多くの人口を抱える大都市近傍であった。$$^{131}$$Iは医療の放射線診断や治療にしばしば用いられる。本研究結果から、著者らは褐藻から検出された$$^{131}$$Iのソースは、原子力発電施設起因ではなく、放射線治療行為によるものであると考えている。

口頭

GAMMA10及びJT-60Uにおける非等方速度分布に起因する波動の自発励起

市村 真*; 山口 裕資*; 佐藤 翔一*; 片野 誠*; 大内 敏昭*; 室 大志*; 関原 悠介*; 村上 達也*; 森山 伸一; 小林 貴之; et al.

no journal, , 

中性粒子入射や高周波により加熱されたイオン、また、核融合反応生成イオンの存在によるプラズマ中の速度空間非等方分布に起因する自発励起波動について、詳細な解析と各種磁場閉じ込め装置において観測される波動を比較し、その物理機構を明らかとして、高エネルギーイオン閉じ込めの改善等に貢献することを目的としている。今回、新たに核融合反応プロトンによるICEを初めて同定したこと、また、詳細なトロイダル方向波数の計測から核融合反応生成ヘリウム3イオンとトリトンに起因するICEが異なる波動励起であることを実験的に明らかにしたことを報告する。また、GAMMA10装置で観測されるアルベンイオンサイクロトロン波動との共通点議論することを考え、周辺部におけるトリトンの非等方速度分布形成をEPOCコードを用いて評価した。

口頭

JT-60UにおけるD-D反応生成プロトンに起因するICEの研究

佐藤 翔一*; 市村 真*; 山口 裕資*; 片野 誠*; 今井 康隆*; 村上 達也*; 三宅 勇一郎*; 横山 拓郎*; 森山 伸一; 小林 貴之; et al.

no journal, , 

JT-60Uで観測されるイオンサイクロトロン放射(ICE)のなかで、入射したDビームに起因するICE(D)と核反応生成(FP)イオンに起因するICEでは、トロイダル方向の波数が異なり、FPイオンによるICEは有限な波数を持つことがこれまでに観測されている。この性質を利用して、ICE(D)の2倍高調波と分離してICE(H)を同定した。ICE(H)が観測される条件を明らかにすることを目的として、実験条件の特定とEPOCコードを用いて軌道の計算をしている。

口頭

${it In vitro}$ screening of target kinases of AtATR

坂本 綾子; 根本 圭一郎*; 関 原明*; 篠崎 一雄*; 澤崎 達也*

no journal, , 

ATR protein is a conserved member of phosphatidylinositol 3-kinase-related kinases involved in cell-cycle checkpoint responses. ATR is activated through DNA damage or stalled replication fork and subsequently phosphorylates downstream cell-cycle components to inhibit the progression of cell cycle. In Arabidopsis, ATR-disrupted mutant shows hypersensitive to DNA damaging treatments or replication inhibitors. However, either upstream or downstream signaling cascade of ATR largely remains unknown in plants. To identify downstream components involved in the ATR-mediated checkpoint responses, we screened Riken Arabidopsis Full-Length (RAFL) cDNA clones by using AlphaScreen luminescence system. Here, the AtATR protein with GST-FLAG tag was synthesized in wheat cell-free extract using synthesized mRNA transcribed ${it in vitro}$, which is bound to protein A-conjugated acceptor beads through anti-FLAG antibody. Similarly, biotin-tagged putative kinases derived from RAFL cDNA clones were synthesized ${it in vitro}$ and bound to streptavidin-coated donor beads. When interaction between AtATR and a putative kinase happens, 520-620 nm emission light from acceptor bead induced by a singlet oxygen from donor bead becomes measurable. After screening of 759 clones, some candidate kinases showed higher luminescence signal than background level, indicating that they have protein-protein interactions with ATR.

口頭

幅広いアプローチ活動における原型炉のプラズマ位置制御解析

高瀬 治彦; 飛田 健次; 坂本 宜照; 宇藤 裕康; 森 一雄; 工藤 辰哉

no journal, , 

幅広いアプローチ活動における原型炉の設計を進めて行く上で、プラズマ位置制御解析が重要な検討項目となってきている。特にプラズマ性能(高非円形度の限界)、ブランケット設計(増殖領域の確保)及び保守シナリオ(保守ポート設置のよるプラズマ位置制御への影響)の3つの設計項目は相互に影響し合う。そこでプラズマ平衡解析、炉内構造物の渦電流解析、プラズマ位置制御解析を組み合わせた設計コードを整備し、これら3つの設計項目の関係を詳細に検討し、設計上の課題を示し、設計例を紹介する。

口頭

Analysis of plasma position control for DEMO reactor

高瀬 治彦; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 森 一雄; 工藤 辰哉; 飛田 健次

no journal, , 

幅広いアプローチ活動で設計されている原型炉のプラズマ位置制御解析に関して、数値シミュレーションコードを開発し、原型炉特有の問題について検討した。その結果、増殖ブランケットによる安定化効果は、その渦電流の時定数が10msと短く、ほとんど安定化効果には寄与しないこと、保守シナリオにより保守用ポートの配置で安定化効果が減少する等の結果を得たので、本会議で報告する。

口頭

幌延URLにおける人工バリア性能確認試験; 高流動・低アルカリプラグコンクリートの配合検討および温度応力解析・躯体温度測定結果

本島 貴之*; 臼井 達哉*; 坂本 淳*; 丹生屋 純夫*; 石田 知子*; 三浦 律彦*; 中山 雅; 大野 宏和

no journal, , 

原子力機構は、幌延深地層研究センター地下施設の深度350mに位置する調査坑道において、実物大の模擬人工バリアを対象に人工バリア定置後の過渡期の現象に着目した熱・水・応力・化学連成現象を評価するための検証データの取得を目的とした原位置試験を実施している。本試験では、坑道の一部をベントナイトと現地ズリの混合土で埋め戻し、埋め戻し材の膨潤圧と地下水圧に耐えるためのプラグコンクリート構造物を設置している。本稿では、ぷらぐコンクリートの配合および温度応力の解析結果、更に実施工時の躯体温度の測定結果について報告する。

口頭

核融合原型炉における遠隔保守概念に適合する導体シェル構造の概念設計

宇藤 裕康; 高瀬 治彦; 坂本 宜照; 飛田 健次; 日渡 良爾; 森 一雄; 工藤 辰哉; 染谷 洋二; 朝倉 伸幸

no journal, , 

トカマク型原型炉においてバナナ型セグメントによる増殖ブランケットの保守交換を行う場合、プラズマ位置安定性に寄与する導体シェルはトロイダル方向に分割する必要があり(TFコイル本数の3倍:現設計では48分割)、単純にセグメント間に切れ目を入れた短冊構造の導体シェルでは垂直位置安定性は大きく低下する。そのため、増殖ブランケット後方に鞍型構造やループ型構造の導体シェル形状により位置安定性の改善が必要である。本研究では、位置安定性と保守交換を両立する導体シェルを含む炉内機器構造の設計指針を明らかにするため、実形状の導体シェルおよび電磁構造物を考慮した3次元モデルに制御コイル等を含めた解析により、導体シェル形状等の設計パラメータの異なる構造モデルの制御コイルパワーと外乱時の最大変位量の評価を行った。解析の結果、各導体シェル構造モデルとも制御コイルパワー10MW以下、最大変位量10cm以下となっており、導体シェル形状、電気伝導率、保守用垂直ポートの有無の違いによる差は10%程度であることが明らかになった。発表ではこれらの検討結果を踏まえた導体シェルと遠隔保守概念設計との課題について報告する。

口頭

核融合原型炉におけるプラズマ位置制御解析

高瀬 治彦; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 森 一雄; 工藤 辰哉; 日渡 良爾; 飛田 健次

no journal, , 

平衡解析, 渦電流解析, フィードバック制御解析の3つのコードからなるシミュレーションコードを使って原型炉におけるプラズマの位置制御について検討した。炉内構造物のプラズマ位置安定化効果、磁気検出器の精度・感度及び制御コイルパワーを評価し、特に原型炉に特有の増殖ブランケットモジュールを装填したことによる位置制御への影響を示した。

口頭

鉄リン酸塩ガラスの特性と構造に及ぼすZrO$$_{2}$$の添加効果

野村 輝*; 北村 直登*; 斎藤 全*; 阪本 辰顕*; 武部 博倫*; 小林 秀和; 天本 一平; 中村 洋貴*; 三田村 直樹*; 都築 達也*

no journal, , 

鉄リン酸塩ガラスは、耐水性に優れ高濃度に金属酸化物を含有可能であるため、放射性廃棄物の固化媒体候補の一つとして考えられている。本研究では、高レベル放射性廃液の鉄リン酸塩ガラス固化に関する基礎検討として、廃液に比較的多く含まれるZrO$$_{2}$$がガラスの耐水性及び構造に及ぼす影響を調べた。その結果、ZrO$$_{2}$$添加量増加に伴い耐水性が向上する傾向が認められた。ラマン分光測定に基づくガラス構造解析から、ZrO$$_{2}$$添加に伴いリン酸塩ネットワークのQ2構造の割合が減少し、Q1構造の割合が増加することで、P原子周りの酸素原子の分極性が均質になり、高分極性の水分子との相互作用が弱くなったと考えられる。

口頭

改良ステンレス鋼燃料被覆管のBWR装荷に向けた研究開発,3-6; PRW法を用いた端栓接合試験

丹野 敬嗣; 矢野 康英; 塚田 竜也*; 坂本 寛*; 山下 真一郎

no journal, , 

軽水炉の事故耐性燃料用として、FeCrAl-酸化物分散強化型(ODS)鋼被覆管の開発が行われている。ODS鋼被覆管の端栓接合に溶融を伴う一般的な溶接方法を用いると、微細な酸化物粒子が粗大化するなどして十分な強度を担保できなくなる可能性がある。本研究ではFeCrAl-ODS鋼被覆管について、原子力機構が高速炉用ODS鋼燃料被覆管向けに開発した、溶融を伴わない固相接合である加圧抵抗溶接(PRW)法での接合試験を実施した。その結果、条件を調整することで外観および断面形状が良好な接合を行うことができた。細径厚肉の被覆管については金相観察でも欠陥が確認されず、引張試験でも接合部近傍で破断しなかった。一方、太径薄肉の被覆管では欠陥を生じない接合条件を見出すには至らず、引張試験では接合部近傍の被覆管で破断した。引き続き、再現性の確認や接合条件の最適化が必要である。本件は、経済産業省資源エネルギー庁の平成29年度原子力の安全性向上に資する共通基盤整備のための技術開発事業(安全性向上に資する新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた技術基盤整備)の成果である。

口頭

改良ステンレス鋼燃料被覆管のBWR装荷に向けた研究開発,3-6; PRW法を用いた端栓接合試験

丹野 敬嗣; 矢野 康英; 塚田 竜也*; 坂本 寛*; 山下 真一郎

no journal, , 

軽水炉の事故耐性燃料用として、耐水蒸気酸化性を高めるためにAlを添加したFeCrAl-酸化物分散強化型(ODS)鋼被覆管の開発が行われている。ODS鋼の強度は微細に分散した酸化物粒子によるものであり、端栓接合に溶融を伴う一般的な溶接方法を用いると、微細な酸化物粒子が粗大化するなどして十分な強度を担保できなくなる可能性がある。原子力機構では高速炉用ODS鋼燃料被覆管向けに、溶融を伴わない固相接合である加圧抵抗溶接(PRW)法を開発した。本研究ではFeCrAl-ODS鋼被覆管についてPRW法を適用した接合試験を実施した。

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