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論文

Public acceptance as a driver for repository design

McKinley, I. G.*; 増田 純男*; Hardie, S. M. L.*; 梅木 博之*; 内藤 守正; 高瀬 博康*

Journal of Energy, 2018, p.7546158_1 - 7546158_8, 2018/07

我が国の放射性廃棄物の地層処分計画において、処分場立地については公募方式を基本としており、特に非専門家のステークホルダによるパブリックアクセプタンスに重点が置かれる。このことは、地元コミュニティとの協力に基づくプロジェクトとしての処分場デザインの概念構築の必要性を意味しており、そのため、処分場のサイト選定や、その後の施設建設、操業、閉鎖といった計画の各段階での意思決定において、ステークホルダの関心や要望を取り入れ合意を得ていくことが重要となる。しかしながら、これまで処分場デザインの概念構築においては、処分場閉鎖後のセーフティケース構築をいかに行うかについて専門家による視点のみに焦点があてられてきた。本件では、放射性廃棄物地層処分の処分場について、非専門家のステークホルダがどのような点に関心を持ち、何を求めているかのニーズを把握することに加え、操業時や閉鎖後のシステムの安全性に有意な影響を与えることなく、そのニーズを満足することが可能な処分場デザインの見直し方法についての試みを行った。

論文

シンポジウム「核燃料サイクル・バックエンドの科学; その研究教育の在り方」と故安俊弘教授の足跡

中山 真一; 奥村 雅彦*; 長崎 晋也*; 榎田 洋一*; 梅木 博之*; 高瀬 博康*; 川崎 大介*; 長谷川 秀一*; 古田 一雄*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(2), p.131 - 148, 2016/12

平成28年6月25日に東京大学にて、核燃料サイクル・バックエンドに関する研究を支えるためのシンポジウム「核燃料サイクル・バックエンドの科学 -その研究教育の在り方-」が開催された。限られた参加者による限られた時間内のシンポジウムであったが、この分野に身を置いてきた参加者による闊達な意見交換がなされ、今後の議論につながる意見を共有できた。このシンポジウムの内容を報告するとともに、本シンポジウムの企画者のひとりであり、シンポジウム直前に亡くなられたカリフォルニア大学バークレー校の安俊弘(Joonhong Ahn)教授に対する追悼の意を表し、本紙面を借りてその功績を紹介する。

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:6 パーセンタイル:17.95(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

Effects of $$alpha$$-radiation on a direct disposal system for spent nuclear fuel, 1 Review of research into the effects of $$alpha$$-radiation on the spent nuclear fuel, canisters and outside canisters

北村 暁; 高瀬 博康*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.1 - 18, 2016/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.58(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料の再処理を経て生成するガラス固化体の地層処分だけでなく、使用済燃料そのものを深地層中に処分(直接処分)する可能性について、日本の地層処分計画において検討される可能性が出てきている。使用済燃料の直接処分においては、廃棄体中の放射濃度が高く、放射線による影響も高くなる。放射線による影響の可能性の具体例としては、キャニスターの腐食量が増える、放射線によって地下水が変質することで酸化性化学種が生成し還元型地下水が酸化される、使用済燃料の溶解速度が上昇するといったことが挙げられる。安全評価における$$alpha$$線による影響に特に注目し、本研究では使用済燃料、キャニスターおよびキャニスター外部における$$alpha$$線の影響に関する研究をレビューした。

論文

Effects of $$alpha$$-radiation on a direct disposal system for spent nuclear fuel, 2; Review of research into safety assessments of direct disposal of spent nuclear fuel in Europe and North America

北村 暁; 高瀬 博康*; Metcalfe, R.*; Penfold, J.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.19 - 33, 2016/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.58(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料の再処理を経て生成するガラス固化体の地層処分だけでなく、使用済燃料そのものを深地層中に処分(直接処分)する可能性について、日本の地層処分計画において検討される可能性が出てきている。使用済燃料の直接処分においては、廃棄体中の放射濃度が高く、放射線による影響も高くなる。放射線による影響の可能性の具体例としては、キャニスターの腐食量が増える、放射線によって地下水が変質することで酸化性化学種が生成し還元型地下水が酸化される、使用済燃料の溶解速度が上昇するといったことが挙げられる。このことから、ガラス固化体の地層処分では問題とならないと思われる放射線による影響について、使用済燃料の直接処分の安全評価では考慮することが必要となる。安全評価における$$alpha$$線照射影響に特に注目して、本研究では直接処分を計画している日本以外の国々の安全評価をレビューした。本レビューは、日本における直接処分の安全評価に適切な論点を明確にした。

論文

Development of performance assessment models for glass dissolution

後藤 考裕*; 三ツ井 誠一郎; 高瀬 博康*; 黒澤 進*; 稲垣 学*; 柴田 雅博; 石黒 勝彦*

MRS Advances (Internet), 1(63-64), p.4239 - 4245, 2016/00

原子力発電環境整備機構と原子力機構は、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマを対象に2011年度から共同研究を進めている。我々は、この共同研究の一環として、鉄オーバーパックの腐食に伴うFeケイ酸塩の生成やオーバーパックの亀裂内の腐食生成物を通じたSiの移行など、様々なプロセスを考慮したガラス溶解モデルを開発している。モデル開発の目的は、ガラス溶解に関連するプロセスの相対的重要度の評価及び説得力のあるセーフティケースの作成に向けた更なる研究開発課題の特定である。感度解析では、1千年から1千万年を超える範囲のガラス固化体寿命が見積もられた。これはFeケイ酸塩の生成やガラス変質層内の物質移行特性など、主要なプロセスに関する現時点での理解に不確かさによるものである。

論文

Study of safety features and accident scenarios in a fusion DEMO reactor

中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:25.95(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。

論文

Key aspects of the safety study of a water-cooled fusion DEMO reactor

中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10

水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。

論文

セメント系材料由来のアルカリ性条件における緩衝材の鉱物学的変遷シナリオに基づく化学反応・物質移動連成解析

小田 治恵; 本田 明; 高瀬 博康*; 小曽根 健嗣*; 佐々木 良一*; 山口 耕平*; 佐藤 努*

粘土科学, 51(2), p.34 - 49, 2013/02

TRU廃棄物の地層処分では、核種の物質移動を抑制するための人工バリア要素として、低透水性のベントナイトを用いた緩衝材が考えられている。セメント由来の高アルカリ性環境では、ベントナイト緩衝材の化学的・鉱物学的変化が生じ、その結果として物質移動特性が変化する可能性がある。本研究では、生起し得る変遷経路とその過程で生じる二次鉱物を抽出し、緩衝材の鉱物学的変遷シナリオを構築した。そして、シナリオに沿った解析ケースを設定し、人工バリア領域の化学反応・物質移動解析を実施した。この結果、準安定相が生成し、安定相が生成しないケースでは、他ケースに比べて、ベントナイトの主要構成鉱物であるスメクタイトの変質が最も進行することがわかった。一方、本解析結果から求められた緩衝材の拡散係数及び透水係数は、すべてのケースにおいて、セメント系材料との界面のごく近傍を除けば、10万年程度の間初期と同等か、拡散係数では若干の低下、透水係数では数倍以内の上昇が見られた。

論文

亀裂性媒体におけるセメント系グラウト材料による地下水・岩盤への影響評価手法の開発

笹本 広; 油井 三和; 高瀬 博康*

日本原子力学会和文論文誌, 11(3), p.233 - 246, 2012/09

地下坑道の掘削,施工段階での湧水対策としてセメント系材料によるグラウトが用いられた場合、高レベル放射性廃棄物地層処分の観点では、岩盤の長期的な変質劣化やそれに伴う天然バリア性能への影響等が懸念される。セメント系材料による岩盤等への影響は、地層処分の性能評価において、核種の移行挙動に影響を与えるため、長期的な岩盤変質影響を評価する手法を開発した。また、セメント系材料としては、土木分野で幅広く用いられ実績も多い普通ポルトランドセメント(OPC)以外に、岩盤等への影響を最小限に抑制するためセメント浸出液のpHを11よりも低く抑えた低アルカリ性セメント(LoAC)の利用が想定されている。そこで、地層処分システムでのセメント系グラウト材料の利用を想定し、本研究で開発した長期的な岩盤変質影響評価手法をもとに、OPCとLoACの場合での変質影響を比較し、セメント系材料の適用性評価にかかわる手法や考え方の例を提案した。

論文

Conceptual study of vertical sector transport maintenance for DEMO fusion reactor

宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 高瀬 治彦

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1409 - 1413, 2012/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:32.85(Nuclear Science & Technology)

BA原型炉設計活動において、DEMO原型炉に向けたさまざまな保守方式の検討が進められている。原型炉における保守方式は、原型炉全体の設計に影響し、炉の稼働率に直結するため、非常に重要な検討項目の一つとして位置付けられている。原子力機構での原型炉設計例SlimCSでは、稼働率を考慮してセクター水平一括引き抜き方式を採用してきた。原型炉の最も有効な保守方式を決定するためには、さまざまな保守方式を検討し、評価する必要がある。そのため、本研究ではセクター垂直一括引き抜き方式について概念検討を行った。セクター方式は、炉内機器の電磁力支持が容易であり、保守時間に直結する配管の切断・再溶接箇所を最小限に抑えることが可能である。本セクター垂直一括引き抜き方式では、ブランケット及び高温遮蔽体を含むセクターをトロイダル方向に10度ずつに分割し、1つ置きに設けられた上部メンテナンスポートより搬入・搬出する。水平一括引き抜き方式に比べ、TFコイルの転倒力支持として十分なinter-coil structureを設けることができるなど、炉本体設計への利点が明らかになった。

論文

Nuclear analysis of DEMO water-cooled blanket based on sub-critical water condition

Liu, C.; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 高瀬 治彦; 朝倉 伸幸

Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2839 - 2842, 2011/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:39.29(Nuclear Science & Technology)

For the water-cooled solid blanket of DEMO, the nuclear analysis was performed based on present cooling piping system. Especially, the neutron load and temperature distribution was calculated. Further more, the local TBR was optimized by changing the material proportion for each $$P$$$$_{rm n}$$ level. It was confirmed the size of cooling loop and cooling pipe at relevant inlet velocity. The pipe pitches would vary with $$P$$$$_{rm n}$$ level which is related to the blanket structure design. Nuclear heat distribution is the base to decide the distribution of cooling pipe positions. It was found the local TBR of blanket would be dropped down along with the $$P$$$$_{rm n}$$ level rising which was mainly depended on the thickness of beryllium variation. Finally, the layout of cooling pipes for each level was obtained.

論文

Simplification of blanket system for SlimCS fusion DEMO reactor

染谷 洋二; 高瀬 治彦; 宇藤 裕康; 飛田 健次; Liu, C.; 朝倉 伸幸

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2269 - 2272, 2011/11

 被引用回数:19 パーセンタイル:11.1(Nuclear Science & Technology)

核融合出力2.95GWのSlimCSはセンターソレノイドコイルを小型化したアスペクト比が2.6で主半径が5.5mの原型炉概念である。プラズマのMHD安定性を確保するための導体シェルを備える必要があるが、その導体シェルを設置するためにブランケットを2分割し、交換型(プラズマ対向領域),固定型(遮蔽用)に分けている。特に交換型ブランケットは、なるべく径方向の厚さが薄いブランケットが要求され、他方高いトリチウム増殖比(TBR)を確保するためにF82Hで覆ったBe板を配置する構造となっている。しかしながらこれは構造が複雑であることから簡素化されたブランケット構造が要求されていた。そこで固体中性子増倍材と固体トリチウム増殖材の混合したペブルを充填しただけのブランケット構造を考案し、核熱解析を行った。解析の結果、目標のTBR($$geq$$1.05)を確保しつつ、最もブランケット厚さを薄くできるのは、トリチウム増殖材がLi$$_{2}$$Oの場合で、この時のブランケット厚さが48cm以内で設計が可能であり、また混合ブランケットはプラズマ対向領域に溶接個所を必要としないことから、原型炉において有効なブランケット構造といえる。

論文

Development of a two-dimensional nuclear-thermal-coupled analysis code for conceptual blanket design of fusion reactors

宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 佐藤 聡; 関 洋治; 高瀬 治彦

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2378 - 2381, 2011/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:34.47(Nuclear Science & Technology)

原型炉のブランケット設計用として、2次元の核計算及び熱計算を連続して行う核熱連成コードDOHEATを開発した。DOHEATは、Sn法に基づく2次元輸送計算コードDOT3.5及びJENDL-3.1をもとにした群定数ライブラリーFUSION-40を用いて輸送計算を行い、得られた中性子及び$$gamma$$線スペクトルから2次元化したAPLLE-3を介して、核発熱率やTBR等の物理量を計算する。また、得られた核発熱率及び材料物性データを用いて伝熱解析を行い定常状態における温度分布を算出することが可能である。DOHEATを用いることにより、2次元的に配置された内部構造を正確に模擬できるようになり、これまでの1次元解析から解析精度が向上した。また、描画形式の入力インターフェイスを整備することにより、さまざまなブランケット概念の構築が容易に行えるようになった。従来までの1次元コードと併用することにより、非常に多くの計算回数を要する増殖材及び増倍材等の量の最適化など第一次案の検討及び詳細検討を効率よく行い、より幅広い原型炉ブランケットの概念設計検討を進められると考えられる。

論文

Maintenance concept for the SlimCS DEMO reactor

飛田 健次; 宇藤 裕康; 角舘 聡; 高瀬 治彦; 朝倉 伸幸; 染谷 洋二; Liu, C.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2730 - 2734, 2011/10

 被引用回数:12 パーセンタイル:21.87(Nuclear Science & Technology)

原型炉の稼働率を改善するため、セクター一括水平引き抜き概念の設計検討を行った。730トンに達するセクターの搬送は多数の車輪/軸受けから構成される台車をセクター下部に挿入して行う。台車挿入後、その上面に設置したジャッキを利用して台車への荷重の移行を行う。カウンターバランスを使わずにセクターをキャスク内に引き込むために、クライオスタット側面を支点としてナット回転ボールネジを駆動する方式を採用した。セクター搬入後は、エアーキャスターを利用してクライオスタットからホットセルまでキャスクを搬送する。このほか、ロープ支持構造体とシャフトによるトロイダルコイル転倒力の伝達,コンクリート床及びクライオスタットによる転倒力支持など、保守に関連する新しい要素技術を提案した。この保守方式によって全セクターの交換に要する期間は35.5-67.5日と見積もられ、目標(3か月未満)を満たす見通しを得た。

論文

Geological disposal:KM challenges and solutions

梅木 博之; 高瀬 博康*; McKinley, I. G.*

Knowledge Management Research & Practice, 9(3), p.236 - 244, 2011/09

Geological disposal of radioactive waste epitomises many of the greatest challenges in Knowledge Management (KM): collating and synthesising knowledge from a host of diverse disciplines with exponentially expanding information bases, developing and preserving tacit knowledge in a project implemented over more than a century, rigorously assuring quality and ensuring informed dialogue between all stakeholders. It has become increasingly obvious that conventional KM approaches cannot cope and hence a major project was initiated in Japan five years ago, with the aim of establishing a truly 21st century Knowledge Management System (KMS). Emphasis has been very much on transfer of ideas and technology that have been shown to work elsewhere and learning from the successes and, in particular, the failures from similar KM projects. Although still under development, a web-based platform is now functional, providing user-friendly access to knowledge bases, knowledge engineering (KE) tools and communication interfaces at levels tailored to key stakeholder groups.

論文

Blanket concept of water-cooled lithium lead with beryllium for the SlimCS fusion DEMO reactor

宇藤 裕康; 飛田 健次; 染谷 洋二; 高瀬 治彦; 朝倉 伸幸

Plasma and Fusion Research (Internet), 6, p.2405053_1 - 2405053_4, 2011/08

原型炉SlimCSの先進ブランケットの概念案の一つとして、リチウム鉛(LiPb)-水冷却ブランケットの概念設計を行った。LiPbに代表される液体増殖材は、現在日本で検討が進んでいる固体増殖材と比較して、リチウム燃焼によるTBR低下がなく、再利用により大幅に放射性廃棄棄物を低減できる利点を持つ。本研究では、SlimCSのようなコンパクトな炉の限られたブランケット領域でも十分なTBRを確保するため、付加的な中性子増倍材としてベリリウム(Be)ペブルを使用した概念を提案する。Beの使用上限温度を満たすため、管内にBeペブルと冷却管配置した二重管構造を採用した。LiPbはトリチウム回収のために、非常にゆっくりと循環させ、SiC/SiC管で覆われた冷却管によって冷却される。本概念では、中性子壁負荷5MW/m$$^{2}$$の条件で固体増殖-水冷却ブランケットに近いTBRが得られた。本発表では、液体増殖ブランケット概念の詳細と工学的な課題について示す。

論文

Comparison of coolant conditions in the blanket for a water-cooled DEMO reactor SlimCS

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 高瀬 治彦; Liu, C.; 朝倉 伸幸

Plasma and Fusion Research (Internet), 6, p.2405108_1 - 2405108_4, 2011/08

原型炉SlimCSのために、新たなブランケット概念として、トリチウム増殖材(Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$ or Li$$_{2}$$O)と中性子増倍材(Be$$_{12}$$Ti)を混合させた概念を提案している。この概念の冷却材条件は亜臨界条件(23MPa)を採用しており、ブランケットでの冷却材入口及び出口温度は290$$^{circ}$$Cと360$$^{circ}$$Cである。1次元コードANIHEATを用いて解析した結果、Li$$_{2}$$O及びBe$$_{12}$$Tiとの混合ブランケットにおいて、ブランケット厚さが0.48mのときに目標の正味トリチウム生成率($$geq$$1.05)を確保できることがわかった。しかしながら、亜臨界条件での冷却材と構造材であるF82Hとの共存性に懸念がある。そこで、われわれは軽水炉(PWR)において実績豊富な加圧水条件(15.5MPa)を採用し、ブランケット設計を行った。冷却材の入口及び出口温度は290$$^{circ}$$Cと330$$^{circ}$$Cとした。加圧水条件にすることによりブランケットでの冷却材温度差は亜臨界条件よりも30$$^{circ}$$C低下することからブランケット内部の冷却配管距離を短くする必要がある。本研究では、加圧水条件での混合増殖材ブランケットを提案するとともに亜臨界条件の場合と比較検討を行う。

論文

A Vision of next generation performance assessment models

牧野 仁史; 梅木 博之; 高瀬 博康*; McKinley, I. G.*

Proceedings of 2011 International High-Level Radioactive Waste Management Conference (IHLRWMC 2011) (CD-ROM), p.25 - 31, 2011/04

性能評価は、異なるサイトや設計オプションの適用性や優劣の評価で重要な役割を果たすことが期待される。本論文では、その役割を果たすための、次世代性能評価への要求と関連する研究開発課題について論じる。

論文

安全性の論証構造を用いた関係者間コミュニケーションの共有プラットフォーム

大澤 英昭; 日置 一雅; 牧野 仁史; 仙波 毅; 梅木 博之; 高瀬 博康*

研究・技術計画学会第25回年次学術大会及び総会講演要旨集(CD-ROM), p.55 - 60, 2010/10

日本原子力研究開発機構では、地層処分の安全性を説明するうえで必要となる多様かつ大量な情報をユーザーの要望に応じて知識として提供し、信頼性を高めるために必要となる新たな知識の創造や関係者のコミュニケーションのための共有プラットフォームとするとともに、次世代への知識継承などを支援する知識マネジメントシステム(KMS)の開発を進めている。本稿では、地層処分の安全性の説明のための論証構造等に基づく新たなコミュニケーションの共有プラットフォームの基本的コンセプトとそれに基づくKMSの開発状況を紹介する。

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