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河野 康則
no journal, ,
定常核融合プラズマを生成し、またその特性を解明するためには、多岐にわたるプラズマ物理量を充分に計測することが必要である。この目的で使用される計測装置は、対象とするプラズマ,プラズマ物理量、及びプラズマ閉じ込め装置に適合することが求められるため、たとえ同じ計測原理・計測手法を採用したとしてもその様式は一般にバラエティに富むものとなる。一方、ある一つの計測原理・計測手法を取り上げると、その範疇では、過去の実績に基づいて少数の有力な設計例が存在する場合がある。そのため、可能であれば過去の実績を参考にしつつ、制約条件と優先順位を照らし合わせて、最も望ましい設計を行うことが重要である。もちろん、必要に応じて、過去の設計例を破棄し新しい道を模索することも奨励される。本講演では、日本及び韓国の若手研究者を対象に、計測装置を設計する際の基本となる検討ステップについて講義を行う。このような検討ステップはごく単純なものであるが、設計過程を明確にし、計測装置の開発を円滑にする。計測装置の例としては、国際熱核融合実験炉ITERにおけるポロイダル偏光計測装置を取り上げる予定である。
永井 晴康; 小林 卓也; 都築 克紀; Kim, K.
no journal, ,
大気,海洋,波浪,陸面及び水文モデルを結合した環境予測モデルシステムの開発を行っている。本結合モデルシステムでは、多数のモデルを独立したまま並行計算し、モデルカップリングプログラム(モデルカップラー)が、各モデルの計算制御,同期及びモデル間相互作用のためのデータ交換をMPIにより行うことでモデルを一体化したのと同等な結合状態を実現することができる。現在、文部科学省の「人・自然・地球共生プロジェクト」の課題「広域水循環予測及び対策技術の高度化」の一環として、本結合モデルシステムの性能評価及び砂漠緑化対策の検討に適用する研究をサウジアラビアの紅海沿岸地域を対象として実施している。
礒野 高明; 名原 啓博; 布谷 嘉彦; 奥野 清
no journal, ,
高温のプラズマを効率よく閉じ込めることができる核融合発電炉を実現するためには、20T級の強磁場を発生することが有効である。このための超伝導材料として、高温超伝導体であるBi-2212が有力な候補材料である。その臨界電流性能は20Tの磁場中で1000A/mm
以上であり、強磁場の発生に十分な特性を持っている。しかし、製法上銀が必要であり、銀は貴金属であることと、使用後は放射性廃棄物として取り扱われることから、線材中の銀の割合を減らすことが重要である。従来、線材中の超伝導体に対する銀の比率(銀比)は3程度であり、通常2回行われるシングル線製作後のマルチ工程を1回とすることで、銀比1.3まで減らすことに成功した。この線材の超伝導体あたりの臨界電流密度は従来の70%ではあるが、銀比が少ないことから線材あたりにすると15%の向上となる。このため、この線材を用いることで超伝導導体の性能としても向上が期待できる。
Parchamy, H.*; Peterson, B. J.*; 木島 滋; 芦川 直子*
no journal, ,
JT-60Uトカマクにおいて、黒化処理した金薄膜(厚さ2.5ミクロン,有効面積9cm
7cm)を用いた準接線方向に視野を持つ赤外イメージングボロメータによる放射損失測定が開始された。赤外カメラの時間分解能は30Hzである。薄膜の不均一は今後の較正実験によって補正が可能である。また従来は8ビットの画像信号しか得られなかったが、今回14ビットのディジタル信号が取れるよう改良を行い、さらに磁気シールド及び中性子と
線に対するシールドを強化した。前回の測定ではディスラプション時に最大の主プラズマからの放射が観測できた。赤外カメラの画像から放射強度の2次元分布など放射損失の多様な側面を示す情報が得られる。発表ではプラズマからの放射によって熱せられた薄膜の黒体輻射強度分布データを既存の抵抗型ボロメータの信号と比較して紹介する。なお、この研究の一部は科研費の支援(課題番号16560729と16082207)により実施されている。
谷 正之; 鈴木 喜雄; 西田 明美; 中島 憲宏
no journal, ,
システム計算科学センター高度計算機技術開発室では、ITBLプロジェクトにおけるミドルウエア並びに原子力プラントの構造解析などのアプリケーション技術の研究開発を推進している。今回は特に、ミドルウエアとして分散環境下での可視化技術、セキュア通信基盤ソフトStarpc、アプリケーション技術として部品の挙動を考慮した原子炉全体解析技術についてパネル並びにリーフレットを使い発表する。
乙坂 重嘉
no journal, ,
1998年から2002年にかけて、日本及びロシアの排他的経済水域内で行われた海洋調査のうち、海底堆積物及び沈降粒子の分析結果を解析し、粒子状物質の輸送過程をまとめた。日本海における堆積物中のPu-239+240の存在量は、人為的な放射性物質の投棄が行われた日本海西部に比べて、南東部(対馬海盆及び大和海盆縁辺部)で大きかった。日本海における堆積物中の人工放射性核種の分布は、人為的な要因に比べて日本海が持つ物質循環過程を強く反映していることがわかった。セジメントトラップ実験によって日本海南東部で採取された沈降粒子の元素組成から、日本海南東部では、アジア大陸起源の粒子が、大気経由ばかりでなく、東シナ海から対馬暖流によって運ばれてきたことが示された。これらの現場観測は、物質の動きを計算機上でシミュレーションするためのモデル開発で貴重な情報として利用され、日本海におけるさまざまな物質の循環像を包括的に議論することが可能となる。
南 龍太郎; 春日井 敦; 高橋 幸司; 小林 則幸; 坂本 慶司
no journal, ,
ITER用RF加熱技術開発として、核融合プラズマの加熱・電流駆動のための大電力ミリ波源ジャイロトロンの開発を行っている。今回、安定な長パルス動作を妨げる問題点の対策として、モード変換器放射器内部形状を解析的に最適化し、ビーム電流生成部のヒーターの入力パワーをプレプログラミング制御によりブーストすることで、電流減少を補償する実験を行った。その結果、これまでに、0.13MW/600秒,0.2MW/550秒,パルス幅1000秒の安定な電子ビーム運転を実証している。
三輪 周平; 逢坂 正彦; 井上 賢紀; 田中 健哉
no journal, ,
アメリシウム(Am)の模擬材料としてセリウム(Ce)を用いてターゲットの作製試験を実施した。文献調査によりAm酸化物の顆粒をMgOに分散させた形態のターゲットを対象とし、その製造性に着目してターゲットの製造方法を策定した。粉末冶金法を用いたMgOを母材としたターゲットの作製方法を確立し、密度測定,XRD,SEM観察,EDS測定,熱伝導率測定により特性評価を実施した。
水谷 朋子; 檜山 佳典*; 藤井 理行*; 武石 稔
no journal, ,
MOX燃料取扱施設などの核燃料サイクル施設では、空気汚染モニタリングとして、アルファ線放出核種の監視が重要となる。排気ダストを捕集したろ紙試料からアルファ線放出核種が検出された場合、原因調査の観点から、プルトニウムとウランの核種組成確認のために捕集試料の放射化学分析を行う。MOX燃料製造施設では、通常の硝酸浸出では溶解できない焼結プルトニウムが含まれる可能性があり、灰化した捕集材をフッ化水素酸及び硝酸で完全に分解する。そのため、捕集材そのものに含まれる天然ウランのBGレベルを分析に使用する試薬類を合わせて調査し、分析上の留意点を検討した。
田中 靖人; 秋野 仁志; 吉富 寛; 西藤 文博; 半谷 英樹; 小野寺 淳一
no journal, ,
FCAにおける放射線作業の特徴は、炉心燃料装荷変更作業においてプルトニウム及びウラン燃料要素を取り扱う手作業があることや、実験準備等のため炉心近傍の比較的線量の高い場所で作業すること等が挙げられる。よって事前の作業計画において計画被ばく線量を設定することが重要となり、これまで蓄積された過去のデータを統計処理し、被ばく線量を推定することが必要である。本発表では被ばく線量を推定するために、プルトニウム燃料要素及びウラン燃料要素を取り扱う作業を対象として燃料取扱枚数及び被ばく線量の統計処理を行った。一つ目の作業として、アメリシウム-241からの低エネルギー線(59.5keV)の管理が重要となるプルトニウムを取り扱う炉心燃料装荷変更作業において、年間のプルトニウム燃料のべ取扱枚数と、それに対応する集団実効線量及び指の皮膚の集団等価線量との関係を調査した。二つ目の作業として、おもにウランの高エネルギーベータ線による皮膚の被ばくがあったウラン燃料要素再被覆作業において、ガラスバッジで測定された70マイクロメートル線量当量と指リング型TLDで測定された指の皮膚の等価線量との関係を調査した。その結果、これらの作業と被ばく線量との関係において、おおよその比例関係が見いだされ、今後の燃料要素取扱作業での計画被ばく線量の設定に活用できることがわかった。
駿河谷 直樹
no journal, ,
使用済核燃料の再処理プロセスにおいて、ウラン及びプルトニウム濃度を精確に求めることは核物質管理の観点からも重要である。本研究では、同位体希釈法で核燃料物質中ウラン・プルトニウムを定量するためのスパイク標準試料の開発を行った。安定性に乏しかった従来の調製法に替わる、セルロースのエステル化合物を利用したウラン・プルトニウム乾固物のコーティングという新しい手法により、標準物質としての長期安定性が確保された。両元素の濃度及び同位体比を値付けした認証標準物質として入手が可能である。
乙坂 重嘉; 外川 織彦; 田中 孝幸; 天野 光; 皆川 昌幸*
no journal, ,
日本海深海域における粒子状物質の生物地球化学循環を明らかにするため、西部日本海盆(WJB),東部日本海盆(EJB)及び大和海盆(YB)の3海域で得られた沈降粒子中の鉛-210(Pb-210)濃度と有機態放射性炭素(C-14)同位体比を測定結果から、粒子の輸送過程とその時間スケールについて検討した。水深1km層における沈降粒子中のデルタ14C値は、-13
22パーミルで、海域による差は見られなかった。底層(海底上200m)で得られた沈降粒子中のデルタ14C値は、YBでは水深1km層のそれと同程度であったが、WJB及びEJBでは、浅層の値に比べて55パーミル程度低かった。このことから、日本海北部(WJB and EJB)の深海域では、南東部(YB)に比べて長い時間スケールでのPOC循環を持つことが示唆された。海水柱内の鉛-210(Pb-210)の収支をWJBとEJB間で比較した結果、WJBに供給されるPb-210の60%は東部に輸送されていると見積もられた。
Al素線とケーブル・イン・コンジット導体の臨界電流に対する引張り・圧縮歪みの影響木津 要; 安藤 俊就*; 奥野 清; 小泉 徳潔; 島田 勝弘; 妹尾 和威*; 高畑 一也*; 玉井 広史; 土屋 勝彦; 西村 新*; et al.
no journal, ,
トカマク国内重点化装置トロイダル磁場コイルの候補線材であるニオブアルミ(NbAl)素線とケーブル・イン・コンジット(CIC)導体の引張り・圧縮歪みによる臨界電流(Ic)の変化を測定することを目的に、コイルばね状に成形したベリリウム銅製サンプルホルダー,ホルダーの外表面に取り付けられる超伝導サンプル、及びこれらのサンプルに低温中で連続的に異なる歪みを印加し、Ic特性を取得できる新たな実験装置を製作した。サンプルは、サンプルホルダーの外表面にNbAl素線を取り付けたもの(素線サンプル)と、NbAl素線2本,銅線1本をステンレス鋼製のコンジットに入れたCIC導体をサンプルホルダーに取り付けたもの(CICサンプル)を製作した。これより素線サンプルは-0.88%
+0.15%の、CICサンプルは-0.91%+0.26%の歪み領域のIcの測定に成功し、NbAlの歪みによるIcの減少がニオブスズより小さいことを確認した。また、素線サンプルとCICサンプルの臨界電流密度(Jc)の比較よりCICサンプルの歪みによるJcの減少は素線サンプルより緩やかであるという結果が得られた。これはCIC導体中の素線の歪みの緩和を示唆しており、導体中の素線が撚られていることに起因すると推察される。
白石 明美; 関口 真人; 橘 晴夫; 吉澤 道夫; 小室 祐二*; 根本 喜代子*; 大川 伊久子*
no journal, ,
日本原子力研究所(原研)は、昭和31年に設立され、その翌年からフィルムバッジ(FB)による個人線量の測定を開始し、昭和40年には電算機による個人被ばく管理システムが整備され被ばくデータの管理が行われてきた。核燃料サイクル開発機構との統合(平成17年10月)を機に、原研の48年間に渡る被ばく統計をまとめ、他の測定機関の統計データとの比較等を行った。過去48年の総線量及び個人平均線量の推移から、原研における主な放射線作業の推移及び被ばく低減の努力を読み取ることができる。
小林 卓也; 乙坂 重嘉; 外川 織彦
no journal, ,
海水循環モデルとランダムウォークモデルから構成される、浅海域での放射性物質の移行を計算する数値シミュレーションシステムを開発した。海水循環モデルはPrinceton Ocean Model(POM)を改良した。POMは開境界で潮位を与えることにより潮流を計算する。ランダムウォークモデルであるSEA-GEARNは海洋中の放射性物質の移行を計算する。海洋中の放射性物質は3つのフェーズ(海水に溶存,浮遊粒子に吸着,海底土に吸着)に存在するものとしてモデル化した。溶存相と固相間の吸着・脱着プロセスは力学的輸送係数を用いて確率論的な方法で解いた。浮遊粒子の堆積及び海底土の再浮遊過程も考慮した。本システムを再処理工場から実際に
Csと
Puが放出されたアイリッシュ海に適用し、長期拡散計算を実施した。開発したモデルの妥当性検証のために計算結果と観測結果を数地点で比較した。
相羽 信行; 徳田 伸二; 石澤 朋子*; 小関 隆久
no journal, ,
本研究は、線形理想MHD安定性解析コードMARG2Dの開発と、このコードを用いたJT-60Uプラズマの安定性評価を行うことを目的に進めている。今回の会議では、MARG2Dコードの上下非対称化に伴ってJT-60Uプラズマにおける理想MHDモードに関する実験解析が可能になったこと、及びその解析の例としてエッジローカライズモード(ELM)と呼ばれる現象に関係したMHDモード(ピーリング・バルーニングモード)の安定性を評価したことを報告する。この解析結果は、現段階では十分実験結果を再現しているとはいえないが、その原因の解明を含めた詳細な実験結果の解析は今後進めていく。また、MARG2Dの基づく物理モデルには漸近接続法による物理モデルの拡張が容易であるという利点がある。漸近接続法を用いると、理想MHDモデルからのずれが安定性に大きな影響を与える領域である有理面近傍(内部層)とそれ以外の領域(外部層)を、それぞれ別の方程式に従うとして取り扱うことができ、このうちの内部層に関する方程式を変えるだけで物理モデルを拡張できる。MARG2Dは同方法によるモデルの拡張を実現すべく開発を進めており、現段階では外部層を取り扱う方程式を数値的に解き、また内部層方程式を解く際に必要な境界条件(接続データ)の計算が可能である。この接続データの計算に関する詳細も上記のELMに関する結果と併せて報告する。
柴田 大受; 角田 淳弥; 塙 悟史; 多田 竜也; 沢 和弘; 石原 正博; 伊与久 達夫
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高温ガス炉の炉内黒鉛構造物の機械的特性の劣化を非破壊的に評価する技術として、微小押込み法(圧子の押込み特性)及び超音波法(超音波伝播特性)に着目して、平成16年度から技術開発を開始した。平成18年度までに小型の試験片を用いて評価モデルの開発を行い、平成19年度以降はそのモデルの大型構造物への適用性を検証する計画である。本報告は、非破壊的評価技術開発の計画及び概要について記したものである。
武田 哲明; 一宮 浩一*; 山内 大樹*
no journal, ,
伝熱面を加工せずに伝熱促進が可能な方法として、高空隙率の多孔性材料を用いた伝熱促進法について実験を行い、水蒸気改質器への適用を検討した結果、以下の知見を得た。高空隙率の多孔性材料として銅線を挿入した場合の実験結果では、同じ加熱量に対し、ポンプ動力一定の条件下で、環状流路の場合の約1.2から1.3倍の除熱能力がある。流路全体の平均ヌセルト数は、環状流路の約3倍となっており、多孔性流路の特長である高い熱伝達率が得られた。本方法は、ガス加熱型の水蒸気改質器反応管の伝熱促進法として、適用することが可能である。
佐藤 研二*; 武隈 明子*
no journal, ,
ナトリウム液滴燃焼挙動の現象論的解明に向けた研究の一環として、これまでにナトリウム静止液滴を対象に常温空気流中での着火燃焼実験を実施し、高速度カメラを用いた着火挙動の観察、着火遅れ時間、液滴温度の時間変化の測定を行ってきた。本研究では、ナトリウム静止液滴の乾燥空気中での着火燃焼実験を、まず液滴初期直径4mm,液滴初期温度300, 350, 400
Cにおいて空気流速を400cm/sまで拡張して、次に液滴初期温度350, 400C、空気流速100cm/sのもとに液滴初期直径を2.3mmから4.4mmまで変化させて行い、空気流速、液滴初期温度、液滴初期直径が着火挙動と着火遅れ時間に与える影響を調べた。
松場 賢一
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ナトリウム冷却型高速炉では、運転温度が高温で原子炉出入口温度差も大きいため、1次冷却系配管の薄肉・長尺化により熱応力緩和と熱膨張吸収を図るとともに、配管支持装置により耐震性を確保することが構造上の特徴である。このため、1次冷却系配管のひずみを測定するとともに、配管支持装置の変位や振動を測定することが構造健全性監視上重要である。高速実験炉「常陽」では、高速炉構造健全性監視への光ファイバの適用性実証を目的として、FBGセンサを用いた1次系冷却配管サポートの変位及び振動の測定を実施している。原子炉運転に伴う高放射線環境下(線吸収線量率約16Gy/h)で測定を行い、原子炉運転約180日分の積算吸収線量約710
Gyまでの照射では、FBGセンサの反射光強度の減衰による測定への影響はないことを確認した。また、変位の測定値は、当該部の温度変化幅に線熱膨張係数を乗じて求めた熱変位量とおおむね一致した。さらに、振動測定では、配管サポート部の固有振動数や冷却材の圧力脈動周波数と一致する周波数成分が検出された。これらの測定結果は、FBGセンサが変位・振動にかかわる高速炉構造健全性監視への適用性を有することを示すものである。