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論文

Corrosion behaviour of FeCrAl-ODS steels in nitric acid solutions with several temperatures

高畠 容子; 安倍 弘; 佐野 雄一; 竹内 正行; 小泉 健治; 坂本 寛*; 山下 真一郎

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 9 Pages, 2018/10

事故耐性軽水炉燃料の燃料被覆管として開発されているFeCrAl-ODS鋼の硝酸腐食評価を、使用済燃料再処理工程に対して燃料被覆管腐食生成物が与える影響を評価するために実施した。3mol/L硝酸における腐食試験を、60$$^{circ}$$C, 80$$^{circ}$$C,沸騰条件において実施し、浸漬試験の試験片に対してはXPS分析を行った。沸騰条件にて最も腐食が進展し、腐食速度は0.22mm/yであった。酸化被膜内のFe割合は減少しており、CrとAlの割合は増加していた。腐食試験の結果、FeCrAl-ODS鋼は高い硝酸腐食耐性を持つため、再処理工程中の溶解工程において許容可能であることを確かめた。

報告書

結晶質岩における坑道閉鎖時の地質環境モニタリング技術に関わる情報収集

細谷 真一*; 山下 正*; 岩月 輝希; 三枝 博光; 尾上 博則; 石橋 正祐紀

JAEA-Technology 2015-027, 128 Pages, 2016/01

JAEA-Technology-2015-027.pdf:33.66MB

超深地層研究所計画で研究開発を進めている三つの必須の課題のうち、坑道埋め戻し技術の開発においては、地下施設閉鎖時・後の地質環境の回復能力等の評価、地質環境条件に応じた埋め戻し技術の構築、及び長期モニタリング技術の開発を実施することとしている。坑道埋め戻し技術の研究開発に資するため、先行して坑道の埋め戻しや、それに関わるモニタリングを実施している諸外国の結晶質岩中に建設された地下施設を対象として、坑道閉鎖に関わる制約条件、坑道周辺の地質環境条件、坑道閉鎖の方法・材料・工程、モニタリング方法の情報を収集・整理した。また、ヨーロッパ諸国で行われている坑道閉鎖試験やモニタリングに関わる国際プロジェクトについても情報収集・整理を行った。加えて、地下施設閉鎖に関わる計画立案、施工管理、モニタリング、安全評価に携わった実務経験を有する専門家にインタビューを行った。これらの情報収集・整理結果に基づき、瑞浪超深地層研究所における坑道全体を閉鎖する際の計画立案や施工管理、モニタリングに関わる考え方や留意事項、さらには坑道埋め戻し技術の開発における調査研究に関わる留意事項を整理した。

報告書

掘削体積比エネルギーを用いた原位置岩盤物性評価に関する研究(共同研究)

引間 亮一*; 平野 享*; 山下 雅之*; 石山 宏二*; 丹野 剛男*; 真田 祐幸; 佐藤 稔紀

JAEA-Research 2013-040, 51 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-040.pdf:6.86MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発では、岩盤の力学特性や初期応力状態を評価して岩盤力学モデルを構築し、坑道掘削時の力学的安定性を評価するとともに、岩盤の長期的な挙動を評価することが重要な課題とされている。坑道掘削前のボーリングコアなど限られた情報からでは、割れ目を含む原位置岩盤の力学特性を精度よく評価することは困難であるため、原位置岩盤の力学特性を簡便で精度よく把握する手法として、掘削機械の掘削データから得られる掘削体積比エネルギーに基づく原位置岩盤物性評価手法に関する研究を実施した。その結果、以下の知見を得た。(1)基礎実験から得られたSEによる強度推定式より、原位置の岩盤強度を概ね正しく評価することができ、その誤差は20$$sim$$30%であった。(2)基礎実験から得られた削孔速度による強度推定式では、岩盤強度を正しく評価できないことがわかった。(3)1つの推定式からより広範囲の岩盤強度を算出できる可能性を示した。本報告書は、2010年度$$sim$$2012年度の3年間で実施した共同研究の成果をまとめたものである。

論文

瑞浪超深地層研究所における油圧式削岩機を用いた岩盤特性評価

引間 亮一*; 平野 享*; 山下 雅之*; 石山 宏二*; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 丹野 剛男

平成25年度(2013年)資源・素材学会秋季大会講演集, p.247 - 248, 2013/08

日本原子力研究開発機構では、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発の一環として、超深地層研究所計画を進めている。本報告では、瑞浪超深地層研究所の深度500m研究アクセス北坑道の掘削において、油圧式削岩機の掘削データを取得して掘削体積比エネルギーに基づく原位置岩盤評価を試みた。その結果、掘削体積比エネルギーは岩盤の状態を表す岩盤等級やRQDとおおむね同様の傾向を示し、特に一軸圧縮強度と強い相関を示すことが確認できた。さらに、日常の施工データを用いることで岩盤の連続的な性状を示すことができ、その性状は切羽観察記録とおおむね対応していることが確認できた。

論文

Mass production of Nb$$_{3}$$Sn conductors for ITER toroidal field coils in Japan

高橋 良和; 礒野 高明; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 押切 雅幸; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4801904_1 - 4801904_4, 2012/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:44.38(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER計画において、原子力機構は2010年3月からトロイダル磁場(TF)コイル用導体を調達している6極の中で、先駆けて実機導体の製作を開始した。TFコイルは高さ14m,幅9mで、7個のダブルパンケーキから構成されている。導体の単長は最大760mであり、通電電流値は11.8Tの磁場中において68kA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、900本のNb$$_{3}$$Sn素線と522本の銅素線で構成されている。2010年12月までに、約60トンのNb$$_{3}$$Sn素線を製作した。これは、日本の分担分の約55%に相当する。また、11本の実機導体を製作し、日本分担分(33本)の約30%に相当する。実機導体は、ほぼ毎月1本ずつ製作している。本発表では、760mの銅ダミー導体の製作を通して確立した導体製作技術を中心に、高品質を確保する品質管理技術などの量産技術を紹介する。この量産体制の確立は、ITER建設の推進に大きく貢献している。

論文

Spin-trapping reactions of a novel gauchetype radical trapper G-CYPMPO

岡 壽崇; 山下 真一; 翠川 匡道*; 佐伯 誠一; 室屋 裕佐*; 上林 將人*; 山下 正行*; 安西 和紀*; 勝村 庸介*

Analytical Chemistry, 83(24), p.9600 - 9604, 2011/10

 被引用回数:28 パーセンタイル:70.64(Chemistry, Analytical)

新規ラジカルトラップ剤G-CYPMPO($textit{sc}$-5-(5,5-dimethyl-2-oxo-1,3,2-dioxaphosphinan-2-yl)-5-methy-1-pyrroline 1-oxide)と活性酸素との反応を、35MeVの電子ビームを用いたパルスラジオリシス法と$$gamma$$線を用いたESR法で調べた。G-CYPMPOのOHラジカル及び水和電子に対する反応速度定数はそれぞれ(4.2$$pm$$0.1)$$times$$10$$^{9}$$と(11.8$$pm$$0.2)$$times$$10$$^{9}$$ M$$^{-1}$$s$$^{-1}$$と見積もられた。一方、ラジカルをトラップした後のOHラジカル及びOOHラジカル付加体のhalf-lifeはそれぞれ35と90分と見積もられた。放射線以外の手法をラジカル発生源としていた過去の研究との比較から、ラジカルトラップ剤を含む系の純度やラジカル発生法がラジカル付加体の安定性に影響を与えることが示唆された。

論文

原位置岩盤物性評価のための掘削体積比エネルギー利用について; 瑞浪超深地層研究所における研究計画

引間 亮一; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 丹野 剛男; 平野 享*; 山下 雅之*; 石山 宏二*

平成23年度(2011年)資源・素材学会秋季大会講演集, p.265 - 266, 2011/09

地層処分技術に関する研究開発では、坑道掘削時の力学的安定性評価を行うことに加えて、岩盤の長期的な挙動を評価することが重要となっている。さらに、坑道掘削後には掘削影響領域が生じ、地下水や物質の選択的な移行経路になることも想定される。しかし、坑道掘削前の岩芯など限られた情報からでは、力学特性や割れ目の分布などの不確実性を伴う原位置岩盤を正確に評価することは困難であり、広範囲にわたる地下施設では、すべての位置を精密な原位置調査を実施することは現実的でない。一方、岩盤性状の変化は削岩機やTBMの掘削データから推定できることが以前から知られており、掘削体積比エネルギーが岩盤性状を現す一つの指標として提案されている。本報告では、既存文献から掘削体積比エネルギーを用いて掘削影響領域を評価できる可能性を示した。掘削体積比エネルギーは、施工時の掘削機械のデータから算出できるため、トンネル線形に沿った連続したデータとして取得でき、広範囲にわたる原位置での岩盤物性や掘削影響領域を評価することができる可能性は高いと期待される。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成21年度)

金盛 正至; 白川 裕介; 山下 利之; 奥野 浩; 照沼 弘; 池田 武司; 佐藤 宗平; 寺門 直也; 長倉 智啓; 福本 雅弘; et al.

JAEA-Review 2010-037, 60 Pages, 2010/09

JAEA-Review-2010-037.pdf:3.11MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成21年度においては、日本原子力研究開発機構年度計画に基づき、おもに下記の業務を推進した。(1)国,地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動,(2)国,地方公共団体等の原子力防災関係者に対する研修・訓練,(3)原子力防災にかかわる調査・研究の実施及び情報発信,(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災にかかわる国際貢献。

論文

Design of a -1 MV dc UHV power supply for ITER NBI

渡邊 和弘; 山本 昌則; 武本 純平; 山下 泰郎*; 大楽 正幸; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 坂本 慶司; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055022_1 - 055022_5, 2009/05

 被引用回数:23 パーセンタイル:68.72(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER中性粒子入射装置には-1MVの直流電源システムが必要であり、日本とEUが分担して製作する計画である。原子力機構は、日本国内機関としてITER中性粒子入射装置電源システムのうち、-1MVの直流超高圧発生部,伝送系, -1MV絶縁変圧器,サージ抑制装置などの超高電圧の主要な機器を分担する。これまでに、これら機器の設計を行った。インバータ電源の周波数については、回路定数から150Hzが適切な値であることを示し、採用された。直流超高圧の絶縁については、長時間の電界分布の変化を考慮し、その主要な機器の設計を行った。サージ抑制機能についても、回路解析を行い、サージブロッカによるエネルギー吸収素子や抵抗素子を適用することにより、負荷である加速器への流入エネルギーを20ジュール程度以下に抑制できることを確認した。

論文

-1 MV DC UHV power supply for ITER NBI

渡邊 和弘; 山本 昌則; 武本 純平; 山下 泰郎*; 大楽 正幸; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 坂本 慶司; et al.

Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/10

ITER中性粒子入射装置の電源システムにおける日本の調達分担は、-1MV発生部,伝送部系,-1MV絶縁変圧器など超高圧の主要機器である。これらの1MV超高圧電源機器の設計開発について報告する。本NBI電源は、これまでにない超高圧に加えて負荷がイオン源加速器であるため負荷短絡が頻発するという特殊性を持つ。ビームを安定に加速するためには、まず超高圧電源の絶縁を確実に行うことが必要であり変圧器や伝送系の絶縁設計によって機器構造を決定した。さらに、負荷短絡時の加速器保護のためのサージ抑制機能についてサージブロックコアと接地側抵抗素子の併用による新たなサージ抑制方式を提案し、流入エネルギーを抑制する回路構成とした。これら、調達に向けての主要な技術課題を検討し機能仕様を作成した。

報告書

Development of the Unattended Spent Fuel Flow Monitoring Safeguards System (UFFM) for the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) (Joint research)

中川 繁昭; 梅田 政幸; Beddingfield, D. H.*; Menlove, H. O.*; 山下 清信

JAEA-Technology 2007-003, 24 Pages, 2007/02

JAEA-Technology-2007-003.pdf:3.61MB

HTTRの保障措置手法において、使用済燃料ブロックの員数勘定を実施するために非立会型の使用済燃料フローモニターを適用した。使用済燃料フローモニターは、「接近困難な」場所にある使用済燃料ブロックの移動を非立会で検認できるようにし、査察業務量を減らせるようにした。設計・製作を工夫し、燃料ブロックの移動経路に沿った狭い空間にうまく組み込んだ。使用済燃料フローモニターは、2組の検出器管,GRANDと呼ばれる電子機器及びコンピュータから構成する。1組の検出器管は2つの電離箱と1つHe-3中性子計数管を収納している。また、2組の検出器管からの信号変化の時間遅れが大きくなるように、検出器管の先端に形状に工夫を加えたタングステン製のコリメータを設置した。IAEAの受入検査を実施し、使用済燃料フローモニターが使用済燃料ブロックを検知するために十分な機能を有していること、信号変化の時間遅れが使用済燃料ブロックの移動方向を決定するために十分であることを示した。使用済燃料フローモニターについては、HTTRの使用済燃料ブロックの員数勘定を実施するために有効であることが確認され、IAEAの保障措置機器として承認された。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

論文

First test results for the ITER central solenoid model coil

加藤 崇; 辻 博史; 安藤 俊就; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸*; et al.

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:76.5(Nuclear Science & Technology)

ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。

論文

Progress of the ITER central solenoid model coil programme

辻 博史; 奥野 清*; Thome, R.*; Salpietro, E.*; Egorov, S. A.*; Martovetsky, N.*; Ricci, M.*; Zanino, R.*; Zahn, G.*; Martinez, A.*; et al.

Nuclear Fusion, 41(5), p.645 - 651, 2001/05

 被引用回数:55 パーセンタイル:84.47(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERを構成する3群の超伝導コイルでは、中心ソレノイド・コイルが最も高い磁場13Tを0.4T/s以上の速度で急速励起するパルス動作が要求される点で、最も技術的難度の高いコイルである。そこで中心ソレノイド・コイル工学設計の妥当性を確認し、併せてコイルの製作技術を開発する目的で、中心ソレノイド・モデル・コイルの開発が進められてきた。約8年をかけて完成したモデル・コイルの実験がこの程、国際共同作業として原研で実施され、技術開発目標をすべて満足する実験成果と貴重な技術データが得られた。

報告書

高温工学試験研究炉の燃料体からの$$gamma$$線測定; 方法と結果

藤本 望; 野尻 直喜; 高田 英治*; 山下 清信; 菊地 孝行; 中川 繁昭; 小嶋 崇夫; 梅田 政幸; 星野 修; 金田 誠*; et al.

JAERI-Tech 2001-002, 64 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2001-002.pdf:3.64MB

HTTRの炉心内の情報を得ることを目的として、炉心から燃料体を取り出し再装荷する過程での燃料体からの$$gamma$$線の測定を行った。測定は、燃料体が通過する床上ドアバルブに設置したGM管及びCZT半導体検出器と、スタンドパイプ室に設置したエリアモニタで行い、炉内のウラン濃縮度配分の対称性を考慮して4カラムの燃料体計20体について行った。測定の結果GM管及びCZT検出器による測定では、各カラムでの軸方向の相対分布は解析とほぼ一致したが、炉心上部では解析値が高く、炉心下部では低くなった。エリアモニタによる測定でも軸方向の分布を測定することができた。さらにカラム間の比較も行った。今後は測定結果について詳細な解析・評価を行い、炉内出力密度分布等の評価精度の向上に役立てる予定である。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験,1; 試験計画,燃料装荷及び核特性試験

山下 清信; 藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 梅田 政幸; 竹田 武司; 茂木 春義; 田中 利幸

日本原子力学会誌, 42(1), p.30 - 42, 2000/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:27.47(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料は、炉心外周部から装荷し、1999年11月10日に19カラムの環状の炉心状態で初臨界に達した。HTTRの臨界試験項目は、おもに、使用前検査及び高温ガス炉技術の基盤の確立のための試験から構成した。前者の試験では、過剰反応度が制限値以下であることを確認した。後者の試験では、将来型炉として提案されている環状炉心の試験データを取得した。また、制御棒挿入時間が約10秒と長くとも原子炉停止余裕の測定に、逆動特性及び遅れ積分計数法を適用できることを確認した。そのほか、炉心性能を把握するため、制御棒反応度価値曲線、軸方向中性子束分布等を測定した。臨界試験で計画したすべての試験は、成功裏に行われ1999年1月21日に完了した。これらの試験結果から、HTTRは出力上昇試験段階に移行できる状態にあることを確認した。

論文

Inverter type high voltage DC power supply for negative-ion-based neutral beam injectors

水野 誠; 大楽 正幸; 小原 祥裕; 尾崎 章*; 田中 茂; 上出 泰生*; 渡邊 和弘; 山下 泰郎*; 横山 堅二

IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 1, p.574 - 577, 1989/00

負イオンを用いた中性粒子入射装置(NBI)はITERやFERにおける加熱および電流駆動のための重要なシステムの1つである。必要とされるビームエネルギーは500keV~1MeVであり、入射パワーは数+MWに達する。このため、加速電源として、500kV~1MV、数十Aの直流高電圧電源が必要とされる。このような電源には、従来用いられてきた、GTOサイリスタや四極管を使用した直流スイッチ方式は適用が難しい。そこで、直流スイッチを持たない電源を採用した。本電源の直流出力は、すべて、低圧側のインバーターにより制御される。R&Dの第1段階として、高熱負荷試験装置(JEBIS)の加速電源(100kV、5A)に本方式を採用した。講演では、高電圧電源の設計およびJEBISにおけるR&Dの結果について発表する。

口頭

ITER中性粒子入射装置用-1MV電源及び負イオン加速器の開発

渡邊 和弘; 山本 昌則; 谷口 正樹; 梅田 尚孝; 小林 薫; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 大楽 正幸; 坂本 慶司; et al.

no journal, , 

原子力機構は、日本における極内機関としてITER用中性粒子入射装置電源の主要な高電圧機器の調達を分担する。これまで、直流-1MVの超高電圧機器の設計やサージ抑制機能の設計を行った。特にNBIの安定性能の実現に重要なサージ抑制機能については、回路解析による設計を行い、負荷である加速器での放電破壊による短絡の際にも、流入エネルギーがITERでの基準値である50ジュール以下を十分満足できる20ジュール程度に抑制できることを確認した。これらの結果に併せて、負イオン加速器開発の状況についても報告する。

口頭

高速増殖実証炉に向けた保守技術開発,7; ナトリウム中検査装置用電磁推進器の開発

田川 明広; 山下 卓哉; 植本 洋平*; 武石 雅之*

no journal, , 

ナトリウム中検査装置の駆動源には潤滑剤漏えいの恐れがあるモータを利用したプロペラ型推進器を用いることはできない。また、小型軽量型電磁ポンプを推進装置として利用した実績はない。そこで、ナトリウムが電磁流体であることを利用して小型電磁推進システムを開発し、必要な性能を試験により確認した。その結果、ナトリウム中で検査に必要な推力を十分達成できる電磁推進器を開発した。

口頭

掘削体積比エネルギーを用いた原位置岩盤物性評価に関する研究

引間 亮一; 丹野 剛男; 真田 祐幸; 松井 裕哉; 佐藤 稔紀; 平野 享*; 山下 雅之*; 石山 宏二*

no journal, , 

地層処分技術に関する研究開発では、坑道掘削時の力学的安定性評価を行うことに加えて、岩盤の長期的な挙動を評価することが重要となっている。しかし、坑道掘削前の岩芯など限られた情報からでは、力学特性や割れ目の分布などの不確実性を伴う原位置岩盤を正確に評価することは困難であり、広範囲に渡る地下施設では、すべての位置を精密な原位置調査を実施することは現実的でない。一方、岩盤性状の変化は削岩機やTBMの掘削データから推定できることが以前から知られており、掘削体積比エネルギーが岩盤性状を現す一つの指標として提案されている。本報告では、既存文献から掘削体積比エネルギーを用いて掘削影響領域を評価できる可能性を示した。掘削体積比エネルギーは、施工時の掘削機械のデータから算出できるため、トンネル線形に沿った連続したデータとして取得でき、広範囲に渡る原位置での岩盤物性や掘削影響領域を評価することができる可能性は高いと期待される。

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