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論文

東海再処理施設の廃止措置計画の概要

岡野 正紀; 秋山 和樹; 田口 克也; 永里 良彦; 大森 栄一

デコミッショニング技報, (57), p.53 - 64, 2018/03

東海再処理施設は1971年6月に建設が開始され、使用済燃料を用いたホット試験を1977年9月に開始した。電気事業者との再処理役務契約を無事完遂した。それ以来2007年5月までの約30年間にわたり約1,140トンの使用済燃料を再処理した。東海再処理施設については、2014年9月の「日本原子力研究開発機構改革報告書」において、費用対効果を勘案して廃止措置へ移行する方針を示した。これらを踏まえ、2017年6月に東海再処理施設の廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出した。本廃止措置計画では、廃止措置の進め方、リスク低減の取組み、廃止措置の実施区分等を含む廃止措置の基本方針、使用済燃料と放射性廃棄物の管理、廃止措置に要する資金、廃止措置の工程を定めている。そのうち、廃止措置工程として、約30施設の管理区域解除までの計画を取りまとめ、約70年の期間が必要となることを示している。

報告書

第2回再処理施設の定期的な評価報告書

白井 更知; 三浦 靖; 立花 郁也; 大森 悟; 和家 純一; 福田 一仁; 中野 貴文; 永里 良彦

JAEA-Technology 2016-007, 951 Pages, 2016/07

JAEA-Technology-2016-007-01.pdf:11.93MB
JAEA-Technology-2016-007-02.pdf:4.7MB

再処理施設の定期的な評価とは、保安活動の妥当性を確認し施設の安全性及び信頼性向上のための有効な追加措置を摘出・実施することにより、当該施設が安全な状態で運転を継続できる見通しを得る取り組みである。本報告書は、東海再処理施設における第2回の定期的な評価として、以下の4項目に係る評価を行った結果を取りまとめたものである。(1)保安活動の実施の状況の評価では、必要な文書、体制が整備され、保安活動が適切に展開されていることを確認した。(2)保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価では、最新の技術的知見が安全性を確保する上で適切に反映され、安全性・信頼性の向上が図られていることを確認した。(3)経年変化に関する技術的な評価では、安全上重要な施設及び海中放出管を対象に評価を行った結果、「着目すべき経年変化事象」に該当するものはなく、現状の保全を継続することにより、次回の高経年化対策までの供用を仮定した場合においても機器の安全機能が確保されることを確認した。(4)保全のために実施すべき措置に関する十年間の計画の策定では、経年変化に関する技術的な評価の結果から新たに取り込むべき追加保全策はないとの結論に至った。

報告書

再処理施設の定期的な評価報告書

福田 一仁; 富岡 健一郎*; 大森 悟; 中野 貴文; 永里 良彦

JAEA-Technology 2014-032, 566 Pages, 2014/11

JAEA-Technology-2014-032.pdf:32.45MB
JAEA-Technology-2014-032(errata).pdf:9.54MB

再処理施設の定期的な評価とは、保安活動の妥当性を確認し、施設の安全性及び信頼性向上のための有効な追加措置を摘出・実施することにより、当該施設が安全な状態で運転を継続できる見通しを得る取組であり、以下の4項目を実施した。(1)再処理施設における保安活動の実施の状況の評価では、必要な組織・体制が整理され、保安活動が適切に展開されていることを確認した。(2)再処理施設に対して実施した保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価では、最新の技術的知見が安全性を確保する上で適切に反映されていることを確認した。(3)経年変化に関する技術的な評価では、安全機能を有する機器・構築物等について、現状の保全を継続することにより、次回の高経年化対策までの供用を仮定した場合においても機器の安全機能が確保されることを確認した。(4)経年変化に関する技術的な評価に基づき再処理施設の保全のために実施すべき措置に関する十年間の計画の策定では、(3)の結果から長期保全計画に取り込むべき追加保全策はなかったが、一部の機器・構築物については、保全計画としてとりまとめ、施設・設備の安全性・信頼性の向上に活用することとした。

論文

Cabling technology of Nb$$_3$$Sn conductor for ITER central solenoid

高橋 良和; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; 宇野 康弘; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802404_1 - 4802404_4, 2014/06

 被引用回数:20 パーセンタイル:73.53(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当している。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNb$$_3$$n素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。

論文

再処理技術開発の今後の展開; 福島第一原子力発電所の事故を経て我が国の再処理技術開発はどうすすむべきか?, III.1.(2); 福島第一燃料デブリの性状、取出し方法とスケジュール

永里 良彦

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 55(11), p.661 - 662, 2013/11

日本原子力学会「次世代再処理技術」研究専門委員会にて、再処理技術開発の今後の展開と題して、福島第一原子力発電所の事故を経て我が国の再処理技術の研究開発はどう進むべきかについて議論検討した結果のうち、軽水炉破損燃料への再処理技術適用に関する検討として、福島第一原子力発電所燃料デブリの性状、取り出し方法とスケジュールについて調査検討した結果について報告する。

論文

Local strain and its influence on mechanical-electromagnetic properties of twisted and untwisted ITER Nb$$_{3}$$Sn strands

長村 光造*; 町屋 修太郎*; 土屋 佳則*; 鈴木 裕士; 菖蒲 敬久; 佐藤 真直*; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 落合 庄治郎*

Superconductor Science and Technology, 25(5), p.054010_1 - 054010_9, 2012/05

 被引用回数:15 パーセンタイル:57.94(Physics, Applied)

It is important to evaluate the local strain exerted on superconducting filaments in Nb$$_{3}$$Sn strands, because it influences both superconducting and mechanical properties, in particular for the ITER project. The local strain in the twisted and untwisted Nb$$_{3}$$Sn strands was directly measured at room temperature as well as at low temperatures by means of quantum beam techniques. The interrelation between the force-free strain and the intrinsic strain showing a maximum critical current was considered on the basis of the present experimental data as well as the recent theory. The thermal strains along both directions parallel and transverse to the strand axis were numerically evaluated. The force-free strain along the axial direction is deduced to be distributed among grains with different crystal orientation with respect to the axial direction. It is suggested that this fact affects the definition of intrinsic strain.

論文

ITERトロイダル磁場コイル用Nb$$_{3}$$Sn撚線の製作

礒野 高明; 堤 史明; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 石橋 達司*; 佐藤 豪*; 千田 敬司*; 鈴木 力男*; et al.

低温工学, 47(3), p.147 - 152, 2012/03

ITERのトロイダル磁場(TF)コイル用導体は、超伝導撚線を外径約40mm,厚さ2mmのステンレス鋼管に挿入する構成であり、その運転条件は、電流68kA,磁場11.8Tである。日本は全量の25%のTFコイル用導体の製作を分担する。超伝導撚線は、超伝導線900本と銅線522本を5段階に分けて撚合せる。実機撚線製作開始前に、ITER TFコイル用撚線の製作実現性の確認のために試作を実施し、4次撚線の外径や5次撚線の圧縮方法を決定した。その後、ツイストピッチの変更があり、その試作において3次撚線時に問題が発生し、ダイスを変更する等の対策を行った。これらの試作後、実機撚線製作を開始し、約60%の製作を完了している。

論文

Microdosimetric evaluation of the neutron field for BNCT at Kyoto University Reactor by using the PHITS code

馬場 大海*; 鬼塚 昌彦*; 中尾 稔*; 深堀 麻衣*; 佐藤 達彦; 桜井 良憲*; 田中 浩基*; 遠藤 暁*

Radiation Protection Dosimetry, 143(2-4), p.528 - 532, 2011/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:48.42(Environmental Sciences)

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)治療場における腫瘍細胞及び正常細胞内のエネルギー付与分布の評価は、その治療効果推定のために不可欠である。そこで、京都大学原子炉実験所のBNCT治療場において、腫瘍細胞及び正常細胞を模擬した2種類の組織等価比例計数管(TEPC)を用いて、その付与エネルギー分布を測定した。得られた結果と、PHITSのマイクロドジメトリ計算機能を用いて計算した微少領域内付与エネルギー分布を比較したところ、両者は、比較的よく一致することが判明した。このことから、PHITSは、BNCTの治療場設計のために極めて有用なツールであることがわかった。

論文

Study of thermal stability for tertiary pyridine ion exchange resin and anti-corrosion property of structural material toward eluents used in the advanced ORIENT cycle process

小山 真一; 小澤 正基; 黒澤 きよ子*; 蓼沼 克嘉*; 佐藤 嘉彦*; 岡田 賢*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 286(3), p.807 - 813, 2010/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:11(Chemistry, Analytical)

先進オリエント計画の一環として多機能分離プロセスを提案している。この主分離プロセスでは、塩酸及び硝酸-メタノール混合溶液を溶離液として用いる。この適用性を立証するためには2つの重要な点を解決する必要がある。ひとつは塩酸使用による腐食の問題に対処することであり、タンタルが耐食性を示し、また腐食速度が低い(0.1mm/y)ハステロイBが室温環境での使用を許容できると見られる。一方で、イオン交換樹脂と溶媒(硝酸-メタノール)による反応の安全性の解明が必要である。試験温度が220$$^{circ}$$Cに達した場合、メタノールの存在の有無や酸濃度によらず、硝酸と樹脂の反応が起こった。しかし、加熱温度が減少すると、反応は起こらないことを確かめた。

論文

The Thermal stability of tertiary pyridine resin for the application to multi-functional reprocessing process; Adv.-ORIENT cycle development

佐藤 嘉彦*; 岡田 賢*; 秋吉 美也子*; 松永 猛裕*; 鈴木 達也*; 小山 真一; 小澤 正基

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.962 - 969, 2009/09

塩酸及び硝酸とメタノール混合物の存在下において、先進オリエントサイクルにおける多機能分離剤として用いる3級ピリジン樹脂の基本的な熱的特性を評価したうえで、グラムスケールでの反応性試験を行った。3級ピリジン樹脂は、塩酸系溶液の存在下では安定していた。一方、濃硝酸存在下では熱分解ピークが認められ、発熱反応が起こることがわかった。しかしながら、この発熱反応は、加熱温度に応じて制御できることを明らかにした。

論文

「中性子場の線量評価; 測定原理から医療応用まで」議論のまとめ

谷村 嘉彦; 佐藤 達彦; 熊田 博明; 照沼 利之*; 榮 武二*; 原野 英樹*; 松本 哲郎*; 鈴木 敏和*; 松藤 成弘*

放射線, 34(2), p.135 - 139, 2008/04

中性子線の標準に関して、計量法に基づくトレーサビリティ制度(JCSS)が開始され、中性子防護計測の品質保証体系が整いつつある。また近年、医療においては、中性子捕捉療法のみならず、陽子・重粒子線治療などにおいても、中性子の線量評価の重要度が増しており、その品質保証を見据える必要がある。ところが、中性子線の標準分野と中性子に関係する医療分野との情報交換は十分とは言い難い状況である。そこで、本シンポジウムでは、さまざまな分野の講師6名により、中性子線量の測定原理から、測定器の校正技術,トレーサビリティ,計算シミュレーション,医療応用に関する最新の話題を紹介していただいた。最後に、パネルディスカッションで、現状や解決すべき課題について議論を行った。本報告では、議論の内容を(1)中性子測定器,(2)測定器の校正,(3)線量の精度・トレーサビリティ,(4)シミュレーション計算,(5)ホウ素捕捉療法における線量評価,(6)陽子線・重粒子線治療における線量評価という観点でまとめる。

論文

Microdosimetric study for secondary neutrons in phantom produced by a 290 MeV/nucleon carbon beam

遠藤 暁*; 田中 憲一*; 高田 真志*; 鬼塚 昌彦*; 宮原 信幸*; 佐藤 達彦; 石川 正義*; 前田 直子*; 早渕 直文*; 静間 清*; et al.

Medical Physics, 34(9), p.3571 - 3578, 2007/09

 被引用回数:7 パーセンタイル:27.75(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)

重粒子線治療における線量評価において、荷電粒子による被ばく線量は精度よく測定されているが、2次中性子による被ばく線量を測定した例はほとんどない。したがって、本研究では、290MeV/nの炭素ビームをアクリルファントムに照射したときの2次中性子線量分布をTEPCを用いて測定した。その結果、重粒子線治療における中性子被ばく線量の寄与はそれほど大きくないことがわかった。また、測定値を粒子輸送計算コードPHITSによるシミュレーション結果と比較したところ、比較的よい一致が得られた。

論文

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

論文

Compatibility of reduced activation ferritic steel wall with high performance plasma on JFT-2M

都筑 和泰; 神谷 健作; 篠原 孝司; Bakhtiari, M.*; 小川 宏明; 栗田 源一; 武智 学; 河西 敏; 佐藤 正泰; 川島 寿人; et al.

Nuclear Fusion, 46(11), p.966 - 971, 2006/11

 被引用回数:16 パーセンタイル:51.14(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2Mでは、発電実証炉のブランケット構造材の有力候補である低放射化フェライト鋼のプラズマへの適用性を調べる「先進材料プラズマ試験」を段階的に進めてきた。核融合原型炉では壁安定化効果を利用して規格化ベータ3.5$$sim$$5.5程度のプラズマを生成することが想定されているため、フェライト鋼のような強磁性体壁をプラズマに近づけた時のMHD安定化への影響を評価することは応用上重要である。そこで、壁とプラズマとの距離を変え、安定化効果を調べる実験を行った。まずプラズマの位置,圧力をより正確に評価するための平衡計算コードの改良を行った。改良後のコードを実験と比較し、良い一致が見られた。そのうえでプラズマを壁に近づける実験を行い、プラズマ小半径で規格化した壁との距離が1.3程度の範囲までフェライト鋼壁と高規格化ベータプラズマが共存し得ることを実証した。また、壁との距離以外の条件が共通しているデータセットを抽出し、壁に近い配位の方が(1)$$beta$$限界が上昇する、(2)コラプスに至る時定数が長くなるなど、壁安定化効果の存在を示唆するデータが得られた。

論文

Irregular loops with long time constants in CIC conductor

谷貝 剛*; 佐藤 秀成*; 津田 理*; 濱島 高太郎*; 布谷 嘉彦; 高橋 良和; 奥野 清

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.835 - 838, 2006/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:38.57(Engineering, Electrical & Electronic)

ITERに用いられるCIC型導体内には、撚りピッチの2乗に比例する規則的損失と短尺導体サンプルの実験結果から予測できない不規則的損失がある。以前のわれわれの論文により、素線がつくる不規則なループは数百秒という長い時定数を持つこと,ループをつくる2本の素線は線接触であることがわかった。より詳細に素線間の接触を研究するために、NbTi素線から構成される撚線(1m)を11mmごとに接触の状況を調査した。調査の結果、導体製作時の圧縮により元の位置から素線が移動することにより線接触をつくることが明らかになった。線接触の長さは約10mmにも達し、点接触の長さ(0.01mm)の千倍にもなるという有用な情報が得られた。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:44.28(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

論文

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

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.64(Nuclear Science & Technology)

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。

論文

Plasma diagnostics in JFT-2M

河西 敏*; 神谷 健作; 篠原 孝司; 川島 寿人; 小川 宏明; 上原 和也; 三浦 幸俊; 岡野 文範; 鈴木 貞明; 星野 克道; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.225 - 240, 2006/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.6(Nuclear Science & Technology)

約30台の計測装置から構成されているJFT-2Mの計測診断システムは、プラズマ生成,制御,平衡,安定性,閉込め,NBIやRF(LH, ICRF, ECH)による加熱,RFによる電流駆動の研究に使用されてきた。このうち、運動シュタルク効果を利用した偏光計,荷電交換反応分光器,重イオンビームプローブ,飛行時間測定法による中性粒子測定器等は、Hモード,高リサイクリング定常(HRS)Hモードの閉込め改善機構の解明や運転領域の探求に貢献した。赤外テレビカメラ,損失イオンプローブは、リップル損失粒子による壁への熱負荷,主プラズマからの損失するイオンに関する研究でそれぞれ重要な役割を果たした。この論文は、これらの計測機器についてレビューしたものである。

論文

Characteristics of plasma operation with the ferritic inside wall and its compatibility with high-performance plasmas in JFT-2M

都筑 和泰*; 木村 晴行; 草間 義紀; 佐藤 正泰; 川島 寿人; 神谷 健作; 篠原 孝司; 小川 宏明; 上原 和也; 栗田 源一; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.197 - 208, 2006/02

 被引用回数:11 パーセンタイル:63.08(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト鋼は核融合原型炉のブランケット構造材の有力候補である。しかし、強磁性体であるため、プラズマの生成,制御,閉じ込め,安定性等に悪影響を与えることが懸念されていた。また、酸素不純物の吸蔵量が大きいことから、プラズマ中に不純物を放出することも懸念された。JFT-2Mでは段階的にフェライト鋼を導入して適合性試験を進めた。その最終段階では、真空容器内壁の全面にフェライト鋼を設置して実験を行った。プラズマ生成,制御に関しては、フェライト鋼によって生成される磁場が、外部磁場の10%程度であり、トカマクプラズマが既存の制御系で生成可能であることを示した。また、高規格化ベータプラズマに対する適合性を調べる実験を行い、フェライト鋼壁の存在下でも原型炉の運転領域に相当する規格化ベータ3.5程度のプラズマが生成できることを実証した。壁に近づけると不安定性の成長速度が遅くなることを示し、フェライト鋼壁が非磁性導体壁と同様の壁安定化効果を持つことを示した。低ベータでのロックトモード,Hモード遷移等にも悪影響は観測されなかった。以上のように、フェライト鋼の原型炉への適用に対し見通しを与える結果が得られた。

論文

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high-$$beta$$ plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:48.09(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

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