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横村 亮太*; 後藤 雅貴*; 吉田 健人*; 割澤 伸一*; 羽成 敏秀; 川端 邦明; 福井 類*
IEEE Robotics and Automation Letters (Internet), 9(4), p.3275 - 3282, 2024/04
廃炉作業におけるロボットの遠隔操作のエラーを低減するため、作業環境を常時観察できるRail DRAGONを開発した。Rail DRAGONは、原子炉格納容器(PCV)内に長尺の軌道構造体(レールモジュール)を組み立てて押し込み、そのレール上に複数台のモニタリングロボットを繰り返し配置することで構築され、高放射線環境下での常時監視を可能にしたものである。特に、Rail DRAGONの構成要素である屈曲可能なレールモジュール、直線状のレールモジュール、基部ユニット、モニタリングロボットを開発した。具体的には、可搬性・作業性に優れた超長尺多関節構造物の実現手法を提案・実証している。また、処分を考慮しつつ、容易に展開・交換が可能な観測機器の展開手法を提案し、その実現可能性を検証する。
西尾 和久; 松岡 稔幸; 見掛 信一郎; 鶴田 忠彦; 天野 健治; 大山 卓也; 竹内 竜史; 三枝 博光; 濱 克宏; 吉田 治生*; et al.
JAEA-Review 2009-001, 110 Pages, 2009/03
JAEA-Review-2009-001.pdf:49.84MB
独立行政法人日本原子力研究開発機構(原子力機構)東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる約20年の計画であり、現在は、第2段階である「研究坑道の掘削を伴う研究段階」を進めている。本報告書は、2002年2月に改訂した「超深地層研究所基本計画」に基づき、超深地層研究所計画の第2段階「研究坑道の掘削を伴う研究段階」における2006年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。
西尾 和久; 松岡 稔幸; 見掛 信一郎; 鶴田 忠彦; 天野 健治; 大山 卓也; 竹内 竜史; 三枝 博光; 濱 克宏; 吉田 治生*; et al.
JAEA-Review 2008-073, 99 Pages, 2009/03
JAEA-Review-2008-073-1.pdf:37.33MBJAEA-Review-2008-073-2.pdf:37.16MB
独立行政法人日本原子力研究開発機構(原子力機構)東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、第1段階「地表からの調査予測研究段階」,第2段階「研究坑道の掘削を伴う研究段階」,第3段階「研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる約20年の計画であり、現在は、第2段階である「研究坑道の掘削を伴う研究段階」を進めている。本報告書は、2002年2月に改訂した「超深地層研究所基本計画」に基づき、超深地層研究所計画の第2段階「研究坑道の掘削を伴う研究段階」における2005年度に実施した(1)調査研究,(2)施設建設,(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。
吉田 浩; Glugla, M.*; 林 巧; L
sser, R.*; Murdoch, D.*; 西 正孝; Haange, R.*
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.513 - 523, 2002/11
被引用回数：28 パーセンタイル：84.16(Nuclear Science & Technology)ITERトリチウムプラントは、トカマク燃料サイクル設備,トリチウム閉込め及び除去設備から構成される。トカマク燃料サイクル設備は、真空容器浄化ガス処理,トカマク排出ガス処理,水素同位体分離,燃料調整及び供給,外部トリチウム受入れ及び長期貯蔵等の諸工程を含み、トカマクあらゆる運転要求を満たすことができる。また、燃料サイクルの各工程は、トリチウムインベントリーを最小化し、想定されるすべての異常時,事故時の環境へのトリチウム放出を可能な限り低減化できるようにした。トリチウム閉込め設計では、トリチウムが金属材料やプラスチック材料を容易に透過し、室内空気中の水分に速やかに取り込まれて拡散しやすいことから多重閉じ込め方式を採用した。すなわち、トリチウムプロセス機器と配管を第1次障壁として設計し、プロセス機器(トリチウムインベントリーが1g以上の場合)をグローブボックス等の第2次障壁内に設置する。さらに、これらの設備を配置した室の空調換気設備には非常用隔離弁と室内空気浄化設備を備え、万一トリチウムが室内に漏洩したときでもトリチウムを環境に放出することなく速やかに浄化する。トカマク建家,トリチウム建家,ホットセル及び廃棄物建家に、このような閉込め及び除去設備を設置した。
岩井 保則; 身崎 陽之介*; 林 巧; 山西 敏彦; 小西 哲之; 西 正孝; 二宮 龍児*; 柳町 晨二*; 泉類 詩郎*; 吉田 浩
Fusion Science and Technology, 41(3), p.1126 - 1130, 2002/05
国際熱核融合実験炉(ITER)トリチウムプラントに向けたトリチウム水処理システム(WDS)の設計を行った。WDSには液相化学交換法と電解法を組み合わせた複合プロセス(CECE)を採用した。本WDS設計条件は次の通り。(1)供給されるトリチウム水(HTO)の濃度: 3.7
10
~3.710
Bq/kg,(2)供給量: 20kg/h,稼働日数: 年間300日,(3)塔頂排気ガス中のトリチウム濃度限度: HT
910
Bq/m
,HTO510Bq/m,(4)電解セル内のトリチウム濃度9.2510
Bq/kg.liq.。電解セル内のトリチウム濃度は、電解セルを解放したメインテナンスが定期的に必要であることを考慮して、その上限値を決定した。また理論段相当高(~30cm)の値及び塔内径と塔内流速の相関関係は、本方式を採用した新型転換炉ふげんの重水精製装置の設計を参考にした。
岩井 保則; 吉田 浩; 山西 敏彦; 泉類 詩郎*; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.847 - 853, 2000/11
被引用回数：15 パーセンタイル：68.65(Nuclear Science & Technology)低コスト化ITERでは主冷却系に透過するトリチウムが極めて小さい(10
g/日)ため、トリチウム廃液発生量は
5kg/日に低下した。このため、我が国の重水炉(ふげん)で採用されているCECEプロセスと呼ばれる廃液処理法の適用が可能となった。本研究では、低コスト化ITERで想定される廃液(流量,トリチウム濃度)を国内法規制に従って処理できるCECEプラントの予備設計を行い、合わせて、廃液から回収したトリチウムを濃縮する同位体分離カスケードプラントの検討を行った。本研究により、ITER-FDR用に設計した廃液処理プラントの高性能化,小型化の見通しを得、コストの大幅低減化を目指した詳細設計のベースを固めた。我が国で実積のあるプラント技術を応用した設計例として発表し、海外専門家の技術コメントを広く集めることにより、今後の設計をより確実なものとしたい。
Zhidkov, A. G.; 佐々木 明; 内海 隆行*; 福本 一郎; 田島 俊樹; 斉藤 文一*; 弘中 陽一郎*; 中村 一隆*; 近藤 健一*; 吉田 正典*
Physical Review E, 62(5), p.7232 - 7240, 2000/11
被引用回数：51 パーセンタイル：85.94(Physics, Fluids & Plasmas)超短パルスレーザー照射固体ターゲットから放出されるkeV領域のX線の特性を解析した。実験では強度10
W/cm
,パルス幅42fsのレーザー光で照射されたCuターゲットから放出される、2~10keVのK
線を含む領域と、10~40keV領域の制動放射のスペクトルを測定した。シミュレーションはASEプリパルスによるプラズマ生成を流体コードで、プラズマと高強度レーザーの相互作用をPICコードで、X線放射をモンテカルロコードで計算することで行った。計算は実験のスペクトルをよく再現し、高強度レーザー照射で高速電子が発生するが、照射時間が緩和時間より短いのでエネルギー分布の高エネルギー側(~30keV)にカットオフが生じることが初めて明らかになった。またより高強度域での吸収や高速電子生成機構について議論した。
中村 博文; 林 巧; 鈴木 卓美; 吉田 浩*; 西 正孝
JAERI-Research 2000-044, 24 Pages, 2000/10
JAERI-Research-2000-044.pdf:0.97MB
通気式熱量計測型トリチウム貯蔵ベッドからのトリチウム透過を、国際熱核融合炉(ITER)で現在提案されている運転モードについて計算・評価した。評価の結果、合理化に伴って新たに提案されている運転モードでは、最もトリチウム透過が大きいと考えられる条件下での評価において従来の運転方法に比べ、積算透過率が約2倍となるとの結果を得た。しかし、透過するトリチウム量としてはITERでの計量管理制度の範囲内であることを確認した。一方、トリチウムの安全管理や通気式計量ベッドの性能維持の観点からは、熱量測定と真空断熱性能維持のために、適切なトリチウムの処理が必要であることが示唆された。さらに、構成材料をステンレス鋼から銅に変えることにより、透過量低減が図られる可能性が示唆された。
Sn超電導線の高性能化及び大型化礒野 高明; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 杉本 誠; 吉田 清; 西 正孝; 高橋 良和; 安藤 俊就; 辻 博史; 島本 進*
電気学会論文誌,B, 119(11), p.1263 - 1269, 1999/00
ITERの工学設計活動で行った高性能のNbSn素線開発とその大型導体化について紹介する。特に、高性能NbSn素線開発では、従来に比べ、臨界電流密度では1.5倍、ヒステリシス損失では1/5といった大幅な性能向上を果たし、ITER仕様であるJc 550A/mm以上(12T,4.2K)、ヒステリシス損失200mJ/cm以下(
3T)を満たす素線を量産することに成功した。ここでは主として素線開発方法について紹介する。
山西 敏彦; 岩井 保則; 西 正孝; 吉田 浩
Fusion Technology, 34(3), p.531 - 535, 1998/11
ITERの同位体分離システムは、5本の深冷蒸留塔より構成される。この5本の塔により、プラズマからの排ガス,NBIからの排ガス,水処理系からの軽水素ガスを処理するが、組成・流量がかなり変動することが予測されているプラズマ排ガスを受け入れる第1塔の制御手法を、シミュレーションにより検討した。第1塔は、プラズマ排ガスを受け入れ、塔中央部よりD-T50%の流れを、塔底からトリチウム90%の流れを製品として抜き出す。塔に供給されるトリチウム量を測定し、塔中央部からの抜き出し量をフィードフォワード制御する。また塔底温度を測定し、塔底からの抜き出し量をフィードバック制御する。この制御手法は、プラズマ排ガスの流量・組成の大きな変化に対しても、塔中央部及び塔底からの製品流組成を一定に保つことができる。
Sn素線の開発礒野 高明; 西 正孝; 布谷 嘉彦; 吉田 清; 辻 博史
低温工学, 32(4), p.150 - 157, 1997/00
ITER用NbSn超電導素線の開発量産を各極で進めているが、日本における開発ステップ及び開発結果などを報告する。NbSn素線は、3社で2種類(ブロンズ法・内部拡散法)の製法で開発・量産が行われ、結果としてITER仕様を満足する素線が開発でき、合計11.1トン(2,400m)の量産を行った。この開発により量産技術が向上し、ITER実機用の製造体制が整えられた。
Sn量産素線の開発江川 邦彦*; 久保 芳生*; 永井 貴之*; 若田 光延*; 田口 修*; 若本 勝嘉*; 守田 正夫*; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 吉田 清; et al.
低温工学, 32(4), p.173 - 180, 1997/00
ITER・CSモデルコイルに使用するNbSn超電導素線を内部拡散法により開発を行った。内部拡散法は高電磁密度が図れるが、低交流損失化が問題であった。これを、Snコア径、フィラメント間隔、フィラメント径を最適化することにより改良し、Ca/Taバリアを使用することにより量産性を向上した。この結果、ITER仕様を満足する素線を600km製造し、量産技術を確立した。
Sn素線の開発と量産菊地 賢一*; 清藤 雅宏*; 森合 英純*; 岩城 源三*; 酒井 修二*; 西 正孝; 吉田 清; 礒野 高明; 辻 博史
低温工学, 32(4), p.167 - 172, 1997/00
ITER・CSモデルコイルに使用するNbSn超電導素線をブロンズ法を用いて開発した。高電流密度化として、ブロンズの高Sn濃度化、低ヒステリシス損失化としてフィラメント径の最適化、量産性の向上として加工中の断線原因の究明と対策を行った。この結果、ITER仕様を満足する高性能素線を高効率で量産できる技術を確立した。
Sn素線の開発と量産遠藤 壮*; 井上 至*; 池田 長*; 清水 仁司*; 目黒 信一郎*; 坂本 久樹*; 田中 靖三*; 西 正孝; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; et al.
低温工学, 32(4), p.158 - 166, 1997/00
ブロンズ法により、ITER・CSモデルコイルに使用する高性能NbSn素線の開発・量産を行った。1次ビレットの単芯化により、フィラメント間隔の均一化が図れ、安定した製造が行えた。ITER仕様を満足する素線を、この製法で1280km量産し、ITER建設に向けた素線製作技術が確立できた。
吉田 清; 西 正孝; 辻 博史; 佐々木 崇*; 保川 幸雄*; 塚本 英雄*; 田戸 茂*; 重中 顕*; 住吉 幸博*; 長谷川 満*
日本原子力学会誌, 37(10), p.938 - 947, 1995/00
被引用回数：2 パーセンタイル：28.12(Nuclear Science & Technology)国際核融合実験炉(ITER)の中心ソレノイドCSコイルにはパンケーキ巻線方式とレヤー巻線のいずれの製作法を採用すべきかの議論があった。コイルの電磁力支持法は、CSコイルを中心支柱としてTFコイルの向心力を支持するバッキング支持法を前提とした場合、レヤー巻は巻線内の機械的均一性に優れるが、製作法に未解決な問題点が多い。一方、パンケーキ巻は製作性には優れるが、導体接続場所がコイルの外周側になるため、TFコイルの向心力支持のための機械的問題がある。本紙では、いくつかの新たな技術を採用して、パンケーキ巻線をバッキング支持方式に適用できないかを検討した結果を報告する。
杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 高橋 良和; 西 正孝; 奥野 清; 吉田 清; 中嶋 秀夫; 安藤 俊就; 細野 史一*; et al.
IEEE Transactions on Magnetics, 30(4), p.2042 - 2045, 1994/07
被引用回数：1 パーセンタイル：24.71(Engineering, Electrical & Electronic)原研では、これまで次期核融合装置のトロイダル・コイル用の導体開発を1988年より行ってきた。これらの導体のうち、ホロー型導体とディスク型導体でフェニックス用サンプルを製作し、その実験を1992年秋に行った。フェニックス試験装置は米国ローレンス・リバモア研究所が所有する、大型超電導導体の特性試験のための装置である。この装置を用いて上記のサンプルの臨界電流、分流開始温度、安定性を高磁場(12T)で測定した。これらの結果について報告する。
Sn demo poloidal coil(DPC-EX)安藤 俊就; 中嶋 秀夫; 佐々木 知之*; 檜山 忠雄; 高橋 良和; 西 正孝; 吉田 清; 奥野 清; 加藤 崇; 杉本 誠; et al.
Advances in Cryogenic Engineering, Vol.39, 0, p.335 - 341, 1994/00
超電導ポロイダル・コイルの開発の一環として製作されたニオブ・スズ導体を用いた実証ポロイダル・コイル(DPC-EX)の第2回目の実験が行われた。その結果、掃引速度試験、サイクリック試験で多くの貴重なデータが得られたので紹介する。
Sn superconducting coils in JAERI Demo Poloidal Coil Project奥野 清; 高橋 良和; 辻 博史; 安藤 俊就; 西 正孝; 吉田 清; 杉本 誠; 小泉 徳潔; 細野 史一*; 島田 守*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 3(1), p.602 - 605, 1993/03
被引用回数：5 パーセンタイル：50.21(Engineering, Electrical & Electronic)原研では昭和60年度から実証ポロイダル・コイル計画を遂行しているが、この計画ではこれまでに4個の大型ニオブスズ導体で製作されたコイルを実験・評価してきた。これらのコイルは設計上、それぞれ固有の特徴を有し、それ由、ACロスの特性も大きく異なっている。この観点から実験データを解析し、核融合炉用超電導マグネットの設計へ役立てる。
高橋 良和; 小泉 徳潔; 和田山 芳英*; 奥野 清; 西 正孝; 礒野 高明; 吉田 清; 杉本 誠; 加藤 崇; 佐々木 知之*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 3(1), p.610 - 613, 1993/03
被引用回数：12 パーセンタイル：69.71(Engineering, Electrical & Electronic)30kA NbTi実証ポロイダル・コイル(DPC-U)は、13kA近傍において、不安定性を示す。この不安定性の原因を解明するために、安定性及び電流分布の実験を行った。その結果、導体を構成している486本の素線の電流分布の不均一性により安定性が設計値(電流分布が均一)より低下したことが原因であることが、示された。これを解決するために、素線の表面をフォルマールからクロムに変更した。これにより電流の均一化をはかると同時に、交流損失を増大しないことが期待できる。
細野 史一*; 杉本 誠; 塚本 英雄*; 押切 雅幸*; 塙 博美*; 関 秀一*; 佐々木 知之*; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 高橋 良和; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 3(1), p.535 - 538, 1993/03
被引用回数：1 パーセンタイル：23.77(Engineering, Electrical & Electronic)TMPは、ITER/FER用トロイダル磁場コイルへの適用を目指して開発が進められた。トロイダル磁場コイルは、CSコイルと同様にプラズマディスラプションの観点からACロスを低減することが重要な課題となる。TMPは、ホロー型強制冷凍導体が用いられ、素線は、フィラメント径4
mのブロンズ泡NbSmを用いた。これは、ヒステリシス損失を低減することを目的としている。また、安定化材は、渦電流損失を低減するために、12分割した。ただし、この導体の場合、カップリングロスは大きいことが予想されるので、十分な調査が必要となる。TMPのACロス測定及び解析の結果、有効フィラメント径4m(フィラメント径と等しい値)及び損失時定数~1secであることが分った。この損失時定数は、バンドル導体のものと比較して大きな値である。
