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久保 博孝
no journal, ,
核融合プラズマ研究では、原子分子過程に関連したプラズマのモデル化,診断,制御が必要である。本講演では、JT-60Uにおける最近の研究から原子分子過程に関連する話題を紹介し、それに関する原子力機構の原子分子データ整備活動を報告し、今後の課題について述べる。特に最近になって重要性が高まっている(1)ダイバータ板への熱負荷の低減に有効な低温ダイバータ・プラズマにおいて重要な役割を果たす分子の反応過程,(2)今後、プラズマ対向材料に用いられ、不純物として主プラズマに混入した場合、放射損失増大によるプラズマ性能の劣化が懸念されるタングステン等の高Z元素の高電離イオンのスペクトル及び反応過程に関して述べる。
原 雅人
no journal, ,
換気立坑の湧水対策として、基底礫岩部を対象としたポストグラウチング試験施工を実施し、その湧水抑制効果に関する基礎データを取得した。
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。
鬼沢 邦雄
no journal, ,
原子炉構造機器の健全性評価にあたって、各種評価パラメータの不確かさを考慮でき、合理的な評価が可能となる確率論的破壊力学解析が最近注目されている。日本原子力研究開発機構では、原子炉(圧力)容器や配管を対象として、経年劣化を考慮した確率論的破壊力学解析コードの開発を進めている。原子炉(圧力)容器については、これまで加圧熱衝撃(PTS)等の過渡事象時における健全性評価のため、PASCALコードを開発した。既に公開したPASCAL version 1を用いて、評価不要欠陥に関する解析を行った。また、当該事業において整備を進めているPASCAL version 2については、応力拡大係数の算出法,破壊靱性評価曲線の改良,供用期間中検査の効果を詳細に検討できるように改良を行い、代表的なPTS時における感度解析を実施している。配管に関しては、地震動の発生評価とその際の地震荷重評価を踏まえ、さらに経年劣化事象として応力腐食割れ(SCC)を考慮した地震時構造信頼性評価手法を開発した。この手法では、SCCに対する破損確率評価コードとして、PASCAL-SCを開発している。また、配管の減肉挙動に着目して、流動加速腐食による減肉予測と破損評価を取り込んだ減肉配管信頼性評価コードを開発した。本発表では、上記の内容について解析結果を含めて概要を説明する。
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
no journal, ,
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。
瀬古 典明; 笠井 昇; 玉田 正男; 市川 栄一*
no journal, ,
近年、アルミニウム合金の耐熱性の向上や燃料電池の電解質に有用な元素としてスカンジウムが注目されている。現在スカンジウムは、100%海外に依存しており資源の確保が求められている。そのため、低濃度で温泉中に溶存するスカンジウムを回収可能な吸着材を放射線グラフト重合法で合成し、その特性について評価した。pH0.5から3の酸性域で100ppbに調製したスカンジウム溶液中で2時間浸漬撹拌したところ、pH1から3の範囲での高い吸着特性を示し、pH2では98%の回収率であった。さらに、pH2に調製した40ppbのスカンジウム溶液を36C及び92Cに保った恒温水槽中で2時間浸漬撹拌させた際、92Cにおいては、わずか10分の接触で97%のスカンジウムが吸着可能であった。また、草津温泉にてスカンジウムの濃度がそれぞれ18, 40ppbである酸性温泉排水(pH1.8, 36C)及び源泉(pH1.4, 92C)中に浸漬させたところ、2時間の浸漬でそれぞれ吸着材1kgあたり70mg, 620mgのスカンジウムを回収することができた。
一宮 浩一*; 武田 哲明; 山内 大樹*
no journal, ,
高空隙率の多孔性材料を用いた伝熱促進法を一般の熱交換器や水蒸気改質器の伝熱促進に適用するため、アルゴンガスを使用して摂氏400度以上の高温場における環状流路の伝熱流動実験を行った。高温における物性値の変化を考慮して整理した結果、DalleDonneらの報告に見られる熱伝達特性の傾向と一致したことから、得られた試験データは水蒸気改質器の触媒管における伝熱促進のための基礎データとすることができた。
瀬古 典明; Thi Yen Ninh, N.*; 玉田 正男
no journal, ,
放射線グラフト重合技術を用いて作製したイオン交換繊維は、水中の金属イオンや大気中の有害ガスを効率的に除去できる。本発表では、イオン交換繊維の製造コストの低減化及び環境負荷の低減化を図るため、イオン交換繊維の前駆体を作製できるメタクリル酸グリシジル(GMA)を水系のエマルションでグラフト重合する際の合成条件の探索を行った。GMAとドデシル硫酸ナトリウム(SDS)の相溶性試験は、GMA濃度5%でSDS濃度を0.2%から12%に変化させて行ったところ、SDS濃度が0.5%以上で混合溶液は透明になり可溶化した。従来、GMAをグラフト反応では、電子線を200kGy照射した後、反応溶媒にDMSOなどの有機溶媒を用いて行っていたが、エマルション系では反応が促進され、3時間の反応でグラフト率(Dg: 反応前後の重量増加により算出)は150%に達し、DMSOと比較すると、約10倍の速さで進行することがわかった。
Kavakli, P. A.*; 瀬古 典明; 玉田 正男; G
ven, O.*
no journal, ,
放射線グラフト重合技術を用いて金属除去用吸着材を作製した。グラフトしたモノマーの1ユニットに2個のアミドキシム基を導入可能なイミノプロプオニトリルを反応させてアミドキシム基を導入した。得られたアミドキシム基が隣接する吸着材は、これまでのアミドキシム基が単独の吸着材より良好な吸着性能を示し、ウラン,バナジウム,鉛,銅,コバルトを30分の接触時間で各々100パーセント吸着した。また、各金属に対する選択性はV
UCuPbCoであった。
小川 修一*; 高桑 雄二*; 石塚 眞治*; 吉越 章隆; 寺岡 有殿; 水野 善之*
no journal, ,
Ti(0001)表面の超音速窒素分子ビームによる窒化反応をリアルタイム光電子分光法で解析した。窒素の吸着曲線と窒化状態の基板温度依存性を調べた。超音速窒素分子ビームの運動エネルギーは0.03eVから1.99eVとした。基板温度は27C, 200C, 400Cとした。放射光のエネルギーを668eVとした。N1s光電子スペクトルを26秒間隔で連続的に測定した。27Cと200CではN1s光電子ピークは二つの成分からなり、400Cでは三つの成分から構成されることが明らかとなった。
佐藤 和義; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 向井 悟*; 内田 正治*; 惣万 芳人*
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ITER施設の一次冷却水は、核融合反応により生じる構造物や冷却水等からの誘導放射線及び中性子の減速過程で生じる放射線によって放射線分解される。この際生じる分解生成物は配管の腐食等に寄与する恐れがあるため、この種類や量を評価し、必要に応じて生成物を除去する水処理施設を適切に選定する必要がある。このため、配管材料の健全性を評価するために核分裂軽水炉のコード(WREC)を用いて一次冷却水の放射線分解生成物の発生量や濃度の変化を求めた。その結果、配管腐食に寄与する恐れのある酸素濃度は、軽水炉(PWR)の管理値より十分に低い値を示しており、設計条件を満たす水質管理を達成することにより、水の分解生成物による配管腐食への影響は小さいと考えられる。
岡田 健治; 瀬古 典明; 玉田 正男
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放射線グラフト重合法により合成したホスホン酸-スルホン酸型二官能性繊維は、樹脂に比べ100倍以上の通液速度に対しても良好な金属吸着が可能であり、pH1付近の酸性領域においても3価の鉄イオンなどを高速で吸着可能であることが確認されている。また、リン酸基,ホスホン酸基にジルコニウムを担持させた吸着剤はフッ化物イオン,リン酸イオン,ヒ酸,亜ヒ酸イオンなどを高選択的に吸着することが知られている。本研究ではフッ化物イオン吸着剤の開発を目的として、ジルコニウムがリンのオキシ酸イオンと強く結合する特性をいかし、ホスホン酸-スルホン酸型二官能性繊維にジルコニウムを担持させた新規吸着剤のフッ化物イオン吸着挙動を検討した。その結果、10ppmのフッ素溶液からフッ素を吸着除去可能なことがわかった。
岡田 健治; 瀬古 典明; 玉田 正男
no journal, ,
放射線グラフト重合技術を用いて作製したイオン交換繊維は、水中の金属イオンや大気中の有害ガスを効率的に除去することが可能であり、従来のイオン交換樹脂と比較して、吸着容量や吸着速度が著しく向上することが知られている。本研究ではイオン交換繊維の製造コストの低減化及び環境負荷の低減化を目的として、スチレン又はクロロメチルスチレンを水系でグラフト重合を行い、その合成条件の探索を行った。その結果、線量50kGy,界面活性剤濃度3%,モノマー濃度1%においてグラフト率100%に至った。これらのより低線量でモノマー濃度を大幅に削減することが可能となった。
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。