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高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰
Journal of Fusion Energy, 16(1-2), p.189 - 194, 1997/00
核融合炉の真空境界が破断した場合、圧力差による空気置換が行われた後、破断口部には容器内外の温度差に起因する置換流が形成される。この置換流によって、放射化ダストの微粒子は炉外に持ち出されるため安全上問題である。そこで、核融合炉真空容器を模擬した縮小簡略モデルを使って、真空境界破断時に発生する置換流挙動について実験的に調べ、次の成果を得た。(1)置換流量は、容器設置面から破断口までの鉛直方向距離に大きく依存する。(2)容器上部に1個の破断口がある場合の置換流は対向流になる。また、容器側部に1個の破断口がある場合の置換流は成層流になる。(3)破断口が2個の場合には、一方が流入口、他方が流出口となるため、破断口が1個の場合よりも置換流挙動は急激に進行する。(4)置換流量と経過時間の関係から、置換流挙動は、置換流発生直後の不安定領域、その後の遷移領域、最終的に十分置換が進行した安定領域の3つの領域に大きく分けられる。(5)不安定領域と安定領域に対して、置換流評価のためのフルード数の実験式を導出した。
佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 山田 光文*; 森 清治*; 飯田 浩正; R.Santoro*
Journal of Fusion Energy, 16(3), p.211 - 218, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)放射化されたトロイダルコイルを、それのみをトーラスから引き抜いた場合と、放射化された真空容器もあわせて引き抜いた場合の、両者に対して、ITER敷地内のガンマ線公衆被曝線量を、2次元S
スカイシャイン解析により評価した。ITER建家から1kmを敷地境界とした場合、前者の場合は1.1
Sv/year、後者の場合は84Sv/yearとなった。前者の場合は、100Sv/yearとした場合の制限値を十分満足している。後者の場合は、一桁の裕度を考慮すると、天井のコンクリートを約14cm(現設計では15cm)厚くする必要がある。
関 泰; 青木 功; 山野 直樹*; 田原 隆志*
Journal of Fusion Energy, 16(3), p.205 - 210, 1997/00
被引用回数：8 パーセンタイル：56.36(Nuclear Science & Technology)5種類の構造材料を用いた核融合炉と代表的な軽水炉の寿命中に発生する主要な放射性廃棄物を算定し、その処分コストを概算して比較した。まず放射化計算により、核融合炉において発生する放射性廃棄物量と放射化レベルを評価した。次にわが国におけるこれら廃棄物の処分方法を検討し、一定の仮定の下に処分コストを概算した。軽水炉の放射性廃棄物量と放射化レベルに関しては文献より調査し、その処分コストを核融合炉と同等の仮定の下に概算し、両者の比較を行った。その結果、中レベル廃棄物に対する中間貯蔵費および核分裂炉における高レベル廃棄物処分費に比較結果が強く依存することが明らかになった。
栗原 良一; 関 泰; 植田 脩三; 青木 功; 西尾 敏; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; et al.
Journal of Fusion Energy, 16(3), p.225 - 230, 1997/00
被引用回数：3 パーセンタイル：30.37(Nuclear Science & Technology)VDE事象や逃走電子のようなプラズマ異常は、真空容器内冷却管の多数損傷に至る可能性がある。冷却管が損傷すると冷却水が真空容器内で蒸発し、加圧を引き起こす。このような事象を冷却材侵入事象(ICE)と呼ぶ。また、ICE等による真空容器内圧上昇が起因となって、真空境界が破断する真空破断事象(LOVA)が想定される。現在までに実施してきたICE予備試験とLOVA予備試験では、これら事象の基本的メカニズムに着目した実験を行い、基礎データを得て評価コードの開発を行ってきた。総合試験では、ITERの安全審査に備え、これら評価コードの検証を行うとともに、ICEからLOVAに至る現象を総合的に試験する計画である。本論文では、現在、概念設計を進めている総合試験装置の概要及び試験の計画について紹介する。
関 泰; 斉藤 正樹*; 青木 功; 岡崎 隆司*; 佐藤 聡; 高津 英幸
Journal of Fusion Energy, 12(1-2), p.11 - 19, 1993/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉を一般公衆及び作業員にとって十分に安全で且つ環境的にも受容できるものとするためには、かなりのR&Dが必要となる。核融合実験炉を建設するためには核融合炉の安全許認可手続きが確立されなければならない。安全許認可手続きの確立と並行して、現行の核融合実験炉であるITER/FERの安全解析の不確かさを減らすためのR&Dを実施する必要がある。本文では安全で環境にやさしい核融合実験炉を開発するために必要なR&Dを紹介するものである。
小川 益郎; 功刀 資彰; 関 泰
Journal of Fusion Energy, 12(1-2), p.77 - 81, 1993/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉において、真空容器の破損によって真空破断事象(LOVE)が生じると、真空容器内外の圧力が均圧した後に、黒鉛酸化のような化学反応や置換流れが起きる。この黒鉛酸化によって、黒鉛中のトリチウムや可燃性の一酸化炭素が放出される。破断口を通して置換流れがこれらの物質を真空容器外へ運び出す。安全評価・解析を行う上で、このような置換流れや黒鉛酸化の基礎的な現象を把握しておくことは重要である。そこで、置換流量を調べるための置換流れの実験及び一酸化炭素の燃焼速度を調べるための黒鉛酸化実験を行なった。これらの実験結果は、既存の式で予測できなかった。また、本実験結果は、現在製作中の真空破断実験装置に反映される。さらに、LOVEの次の実験装置も計画中である。
林 巧; 奥野 健二
Journal of Fusion Energy, 12(1-2), p.21 - 25, 1993/00
被引用回数：3 パーセンタイル：38.1(Nuclear Science & Technology)原研・トリチウムプロセス研究棟は、核融合炉のためのトリチウムプロセス技術開発及びトリチウム安全取扱技術開発を行うためにグラムレベルのトリチウムが使用できる日本唯一の施設である。現在のトリチウムインベントリーは13g。使用許可量は最高60gである。1988年よりグラムレベルのトリチウム使用実験を開始し、この5年間、全取扱い量(循環使用)は約1kgオーダー。スタックからのトリチウム放出量は1Ci以下に制御してきた。このようにトリチウムプロセス研究棟における安全設備は十分有効に機能してきたが、実際のDT核融合炉に向けてより完全なトリチウム安全工学の確立のため、当研究室では主な安全技術開発課題を(1)コンパクトトリチウム格納除去設備,(2)信頼性の高いトリチウム計量管理,(3)新しいトリチウム廃棄物処理技術,(4)トリチウムの室内放出挙動等の関連研究にしぼって進めている。
近藤 達男; 大野 英雄; 水本 元治; 小寺 正俊*
Journal of Fusion Energy, 8(3-4), p.229 - 235, 1989/00
被引用回数：20 パーセンタイル：86.8(Nuclear Science & Technology)将来の原子力用新材料の開発には中性子環境での機能と特性に焦点を合わせた材料科学的なアプローチによる材料設計と評価が必要であることから、中性子照射手段として、発生する中性子のエネルギーが研究の目的によって自在に選べ、かつスペクトルが狭いエネルギー範囲に限定されることを特徴とした強力中性子源について提案している。この中性子源には将来の核融合への応用を強く意識した材料の研究開発を中心に据えながらも、あくまで材料開発基盤の強化を主たるねらいとした一般的な材料照射実験手段としての基本的性能を与えることとし、従来存在しなかった新しい実験施設としてその存在意識、仕様、利用範囲、実現可能性、核融合開発との関係などについて戦略的ならびに技術的の両面から論じた。
関 昌弘; 山崎 誠一郎*; 湊 章男; 堀江 知義; 田中 義久*; 東稔 達三
Journal of Fusion Energy, 5(3), p.181 - 189, 1986/03
プラズマディスラプション時に予想されるような非定常高熱負荷を受ける固体壁の挙動を調べるため実験を行った。高熱負荷用熱源として電子ビームを用いた。ビームの焦点をぼかし、試験片表面での熱流量を一様とした。試験体は直径5mmの304SS,Al、Zn製で、熱流束10-110MW/m
、加熱時間90-180msの範囲で実験を行った。溶融、蒸発解析コードDAT-Kを開発し、実験値と比較した。溶融量については、実験と解析とは良く一致したが、蒸発量についてはさほど良くなかった。
関 泰; 山内 勇*; 山田 光文*; 川崎 弘光*
Journal of Fusion Energy, 3(4), p.241 - 251, 1984/00
D-T核融合炉の超電導トロイダル磁場コイルの構造材としての5種類の候補綱材の放射化の比較研究を行なった。その結果SUS-316の代りに高マンガン綱を用いるヘリウム容器の位置における線量率が、炉停止1日後で約1/3になり、炉停止10年後にはほぼ1/100になることが示された。この減少はSUS-316には0.28W/O含まれているが高マンガン綱には含まれないCo含有量の差に主に起因している。綱材の組成変化に伴う線量率変化の原因を同定するには、新たに定義した構成元素の線量率感度が役立つことを示した。この感度を用いることによりSUS-316を他の類似組成の綱材で置き換えたときの線量率を推定できる。
住田 健二; 関 泰
Journal of Fusion Energy, 3(5-6), p.421 - 424, 1983/00
我国における中性子工学とブランケット設計の研究の現状をとりまとめたものである。中性子工学としては原研におけるFNS、大阪大学におけるOKTAVIANの二つの14MeV中性子源を用いた積分実験の現状及び原研、大学で行われた核計算コードの現状を紹介した。ブランケット設計としては最も検討が進んでいる核融合実験炉(FER)のものを紹介した。
