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明午 伸一郎; 中野 敬太; 岩元 大樹
プラズマ・核融合学会誌, 98(5), p.216 - 221, 2022/05
加速器駆動核変換システム(ADS)の実現やJ-PARCで建設を進めているADSターゲット試験施設(TEF-T)の建設には、陽子ビーム取扱い技術の開発やGeV領域の陽子に対するニュートロニクス(中性子工学)の詳細な検討が必要となる。このためJ-PARCの核変換ディビジョンでは、J-PARC加速器施設などで研究を進めてきた。本稿ではこれらの内容に関して紹介する。
中野 敬太; 岩元 大樹; 西原 健司; 明午 伸一郎; 菅原 隆徳; 岩元 洋介; 竹下 隼人*; 前川 藤夫
JAEA-Research 2021-018, 41 Pages, 2022/03
JAEA-Research-2021-018.pdf:2.93MB
加速器駆動核変換システム(ADS: Accelerator-Driven System)の構成要素の一つであるビーム窓の核特性を粒子・重イオン輸送計算コードPHITS及び誘導放射能解析コードDCHAIN-PHITSを用いて評価した。本研究では日本原子力研究開発機構が提案するADSの運転時にビーム窓内部に生成される水素やヘリウム等の量、高エネルギー粒子により引き起こされるビーム窓材の原子弾き出し数、ビーム窓内部の発熱量及び分布を導出した。また、中性子源標的及び冷却材として用いられる鉛ビスマス共晶合金(LBE)中の生成核種、発熱密度及び放射能分布を求めた。ビーム窓解析の結果、300日間のADSの運転によりビーム窓中に最大で約12500appmのH及び1800appmのHeの生成と62.1DPAの損傷が発生することが判明した。一方で、ビーム窓内の最大発熱量は374W/cm
であった。LBEの解析では、
Biや
Poが崩壊熱及び放射能の支配的な核種であることが判明した。さらに、陽子ビームによるLBE中の発熱はビーム窓下流5cm付近が最大であり、945W/cmであることがわかった。
青柳 和平; 櫻井 彰孝; 宮良 信勝; 杉田 裕
JAEA-Research 2020-004, 68 Pages, 2020/06
JAEA-Research-2020-004.pdf:6.4MB
JAEA-Research-2020-004-appendix1(DVD-ROM).zip:636.84MBJAEA-Research-2020-004-appendix2(DVD-ROM).zip:457.72MBJAEA-Research-2020-004-appendix3(DVD-ROM).zip:595.19MB
本報告書では、数km
数kmにわたる広大な範囲で施工される高レベル放射性廃棄物の地層処分場の建設の視点で、数十年にわたり長期的かつ効率的に坑道安定性をモニタリングする技術の検証を目的として、幌延深地層研究センターに設置した支保工応力計および岩盤応力計のデータを分析した。具体的には、幌延深地層研究センターの水平坑道および立坑掘削時の力学的安定性のモニタリングのために設置した光ファイバー式および従来型の電気式の計測器のデータ取得可能期間(耐久性)を分析し、長期的な岩盤および支保工のモニタリングに適した手法について検討した。結果として、幌延のような坑道掘削による変形は大きいが湧水は少ない環境においては、岩盤変位の計測には光ファイバー式の変位計の設置が適しており、コンクリート中に埋設されるコンクリート応力計や鋼製支保工応力計といった計測器については、従来型の電気式のものでも長期的な耐久性が見込めることを示した。さらに、断層部を対象とした計測では、350m東周回坑道の計測断面において、吹付けコンクリートおよび鋼製支保工応力が、ひび割れ等の発生により耐久性が損なわれる状態に相当する使用限界と定義された基準値を超過していた。しかしながら、現時点ではクラック発生等の変状は認められなかったことから、定期的な目視点検等を実施すべきであると提案した。それ以外の計測断面については、断層部付近において一部注意を要する値を逸脱する計測値はあったものの、施工時に壁面の崩落が著しかった領域や、立坑と水平坑道の取り付け部付近では、坑道は安定した構造を保っていると判断した。
青木 智幸*; 谷 卓也*; 坂井 一雄*; 古賀 快尚*; 青柳 和平; 石井 英一
JAEA-Research 2020-002, 83 Pages, 2020/06
JAEA-Research-2020-002.pdf:8.25MBJAEA-Research-2020-002-appendix(CD-ROM).zip:6.63MB
日本原子力研究開発機構は、新第三紀堆積軟岩を対象とした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を目的として、北海道天塩郡幌延町において幌延深地層研究計画を進めている。幌延深地層研究所周辺の地質は、珪藻質泥岩の声問層や珪質泥岩の稚内層で構成され、どちらも珪藻化石を多量に含んでいる。これらの岩石は高い空隙率と低い透水性を示すことから、多孔質弾性論に基づく岩盤挙動の検討が重要であると考えられる。しかしながら、幌延深地層研究所周辺に特徴的な珪藻質泥岩や硬質頁岩については、低透水性であるという岩石の特徴や試験時の制御が容易ではないこと等を要因に、多孔質弾性パラメータの測定実績は多いと言えない状況である。そこで、珪質泥岩(稚内層)を対象として、多孔質弾性パラメータの測定実績を蓄積し、既往の研究で示唆されている拘束圧に対する依存性を確認することを目的として、多孔質弾性パラメータを取得するための岩石三軸試験を実施した。その結果、多孔質弾性パラメータのうち、排水体積弾性係数は拘束圧の増加に伴い大きくなる関係性が確認された。一方、Biot-Wills係数およびSkemptonの間隙水圧係数は、拘束圧の増加に伴い小さくなる傾向が確認された。また、岩石供試体の葉理方向によって拘束圧依存の程度が若干異なることが示唆された。
Lukash, V.*; 杉原 正芳; Gribov, Y.*; 藤枝 浩文*
Plasma Physics and Controlled Fusion, 47(12), p.2077 - 2086, 2005/12
被引用回数：9 パーセンタイル：31.24(Physics, Fluids & Plasmas)ITERのディスラプション時における垂直移動の方向を、幅広い条件のもとでDINAコードにより調べた。(1)電流減衰率,(2)熱クエンチに伴う内部インダクタンスの変化量,(3)初期の垂直位置の三つの要因が、移動方向を決定する主要因であることを示し、移動方向を規定するパラメータ領域を明らかにした。これにより装置中心から55cm上方に設定された現在の標準配位においては、電流減衰率が200kA/msより大きく、内部インダクタンスの変化量が0.2より小さい場合には上方に移動することがわかった。
中平 昌隆
JAERI-Research 2005-030, 182 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-030.pdf:12.57MB
ITERの真空容器は供用中非破壊検査が困難なため、全く新しい安全確保の考え方を構築する必要がある。また、二重壁構造の閉止溶接の裏側へのアクセスが不可能であるため、従来の構造技術基準では対応できない。さらに高さ10m以上の大型構造体であるが
5mm以下の高精度で製作する必要があり、複雑形状で大型なため合理的な溶接変形予測手法を構築する必要がある。本研究では、微小な水リークによる核融合反応停止という性質に着目し、トカマク型の核融合装置が反応停止にかかわる固有の安全性を有することを証明した。これにより、安全性を損なわず供用中非破壊検査が不要とする大幅な合理化の提案ができた。また、二重壁構造を合理的に構築する部分溶込みT字溶接継手を提案し、継手強度並びにすきま腐食感受性を定量的に把握し受容性を確認した。さらに、合理的な溶接変形予測手法を提案するとともに、実大での溶接試験結果と比較してその有効性を確認し、大型の複雑形状を持つ溶接構造物の溶接変形を簡易的に、かつ十分な精度で評価できる手法を提案した。
光武 徹*; 勝山 幸三*; 三澤 丈治; 永峯 剛*; 呉田 昌俊*; 松元 愼一郎*; 秋本 肇
JAERI-Tech 2005-034, 55 Pages, 2005/06
JAERI-Tech-2005-034.pdf:7.76MB
燃料棒と燃料棒の間隙が1mm程度の稠密格子体系では、わずかなロッド位置変位により伝熱特性に影響を及ぼす恐れがある。また、熱的限界出力を評価するサブチャンネル解析において、模擬燃料棒が設計位置からズレた場合の影響を定量的に確認しておくことは、実験解析の予測誤差原因を検討するうえで重要である。本研究では、低減速炉炉心模擬燃料集合体(7本バンドル)に対して、断面内の模擬燃料棒配置を実測し、その結果に基づいて各模擬燃料棒中心位置の変位と伝熱特性との関係について実験的に検討するとともに、サブチャンネル解析結果に及ぼすロッド位置変位の影響を評価した。X線CT装置による断面の可視化画像より、模擬燃料棒位置は設計位置から大きく変位していないことが確認できた。模擬燃料棒位置の変位は、最大0.5mm,平均は0.2mmであった。伝熱実験の結果、BT発生位置・時刻の観点から模擬燃料棒位置の変位の影響は小さかった。X線CT測定結果に基づく限界出力計算値(サブチャンネル解析)は、模擬燃料棒が設計位置にある結果よりも5%程度小さくなったが、過大評価の程度は約25%と依然大きかった。このことから、解析結果と実験結果との差異は、模擬燃料棒の変位(入力データの問題)だけでは説明はつかず、解析モデルの影響の大きいことがわかった。
光武 徹*; 秋本 肇; 三澤 丈治; 呉田 昌俊*; 勝山 幸三*; 永峯 剛*; 松元 愼一郎*
Proceedings of 4th World Congress on Industrial Process Tomography, Vol.1, p.348 - 353, 2005/00
稠密格子模擬7本バンドル伝熱試験体の内部構造を高エネルギーX線CTで撮像し、ヒータロッドの配列を定量的に測定した。その結果、ヒータロッド中心位置の変位は最大0.5mmであった。その結果に基づいて、ヒータロッド周りの流路形状を計算し、サブチャンネル解析コードに入力して除熱限界出力を予測した。その結果、ヒータロッド位置の及ぼす限界出力計算値への影響は小さく、限界出力の予測誤差はほとんど減少しなかった。
中平 昌隆; 渋井 正直*
日本機械学会第9回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集,No.04-2, p.267 - 272, 2004/06
ITER真空容器はトリチウムと放射化ダストを内包する放射性安全上の物理障壁である。貫通き裂から水リークが発生し、生じた電磁力に対して真空容器が不安定破壊を起こさなければ、構造安全性が確保され、固有の安全性を証明できる。まず貫通き裂と水リークの解析モデルを構築し、実験的に検証した。本モデルによりITERの核融合反応を停止させる貫通き裂長さは、約2mmと算出し、不安定破壊を起こすき裂長さは約400mmと評価した。したがってプラズマ停止を起こす貫通き裂により真空容器が不安定破壊することはないと結論づけられ、核融合の固有の安全性を証明した。
中平 昌隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(2), p.226 - 234, 2004/02
被引用回数：1 パーセンタイル：10.03(Nuclear Science & Technology)トカマク型核融合装置は、プラズマ停止に関し固有の安全性があるとされる。水リークにより、プラズマが安全停止することもあるが、プラズマディスラプションが生じる可能性もあり、この時真空容器に電磁力が作用する。真空容器はトリチウムと放射化ダストを内包する放射性安全上の物理障壁である。貫通き裂から水リークが発生し、生じた電磁力に対して真空容器が不安定破壊を起こさなければ、構造安全性が確保され、固有の安全性を証明できる。よって構造安全性を確保する系統的手法の開発を行った。まず貫通き裂と水リークの解析モデルを構築し、実験的に検証した。本モデルによりプラズマを停止させる貫通き裂長さは、約2mmと算出し、不安定破壊を起こすき裂長さは約400mmと評価した。したがってプラズマ停止を起こす貫通き裂により真空容器が不安定破壊することはないと結論づけられ、固有の安全性を証明した。
住田 泰史*; 今泉 充*; 松田 純夫*; 大島 武; 大井 暁彦; 神谷 富裕
Proceedings of 3rd World Conference on Photovoltaic Energy Conversion (WCPEC-3) (CD-ROM), 4 Pages, 2004/01
宇宙用太陽電池は宇宙放射線への暴露によって劣化するため、初期の変換効率だけでなく寿命末期での性能も重要である。今回は劣化予測法が確立していない3接合型宇宙用太陽電池について地上でのプロトン照射を行い、放射線照射試験に基づく従来の2種類の劣化予測法、すなわち相対損傷ドーズ法とはじき出し損傷ドーズ法の適用妥当性を検討した。3接合型太陽電池では、それぞれInGaP, GaAs, Geによる3つの接合層が直列に接続されている。相対損傷ドーズ法を適用した場合、プロトンの進入深さと電池の層構造を考慮に入れることで各層の電圧劣化から電池全体の開放電圧劣化挙動を説明できる一方で、短絡電流値と電力値については、予測値が大きな誤差を含むことが問題となった。分光感度の解析により各層の電流発生値を見積もった結果、劣化に伴って全体の電流を制限する接合層が初期のInGaP層からGaAs層に移る現象を明らかにし、単純なセル構造に対して開発された相対損傷ドーズ法は精密な電流値劣化予測には不向きであることを示した。はじき出し損傷ドーズ法による評価も、複雑な電流劣化挙動のため劣化予測値のばらつきが大きく、短絡電流値及び電力値の劣化には不適当であり、3接合型太陽電池に特化した劣化予測法の開発が必要であるとの結論を得た。
中平 昌隆
JAERI-Tech 2003-087, 28 Pages, 2003/12
JAERI-Tech-2003-087.pdf:1.74MB
トカマク型核融合装置は、プラズマの自動消滅という固有の安全性を有している。わずか0.1g/s以下の水リークによりプラズマが消滅するが、この際ディスラプションを起こすことがある。このプラズマディスラプションは、真空容器及びプラズマ対向機器に電磁力を発生させる。真空容器は、トリチウムや放射性ダスト等の物理障壁であり、もし貫通き裂からのリークによって発生する電磁力に対し、不安定破壊することがなければ、構造安全性は確保され、固有の安全性を実証することになる。本報告では、上記のような破断前漏洩(Leak Before Break, LBB)概念の真空容器への適用性を評価するため、解析モデルを構築し、クラック状の貫通き裂を模した真空リーク試験によりその妥当性を検証した。本解析により、プラズマを消滅されるための限界き裂長さは約2mmと見積もられ、一方真空容器を不安定破壊させる限界き裂長さは約400mmと見積もられた。したがって真空容器は貫通き裂からのリークによって発生する電磁力に対し、不安定破壊することは無いと結論づけられ、構造安全性を確保するとともに固有の安全性を実証した。
塙 悟史; 小嶋 崇夫; 角田 淳弥; 橘 幸男
JAERI-Tech 2002-024, 46 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-024.pdf:3.29MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度が950
であり、1次系の機器配管系は非常に高温になる。そのため、これら機器配管系の熱変位挙動を確認することは健全性確認の観点からも重要である。さらに、機器配管系の支持方法には、3次元の浮動支持方式を採用しているため、その熱変位挙動・特性を把握することは、3次元浮動支持方式の熱変位特性を知るうえでも重要である。HTTRの出力上昇試験(2)では、1次系高温配管の熱変形測定試験を実施した。本報は、その試験結果及び解析評価結果を示したものである。本試験により、支持構造物の抵抗力が効きの熱変位挙動に影響を与えることが明らかとなり、またその抵抗力を最適化することで実測熱変位挙動を再現できることを確認するとともに、定格運転時における機器健全性を確認した。
高田 弘; 明午 伸一郎; 仁井田 浩二*
Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications, p.949 - 954, 2001/00
原研とKEKによる統合計画の大強度加速器施設の核設計に用いるため、核子・中間子輸送コードNMTC/JAMについて、高エネルギー核反応計算モデルの導入に関連して、発生するすべての中間子、バリオン、レプトンの輸送を取り扱う拡張を加えたほか、核子-原子核散乱断面積及び弾性散乱角度分布をより正確に扱えるように系統式を修正した。また、ビーム照射による損傷評価のためはじき出し損傷断面積評価計算機能を評価した。改良したNMTC/JAMを用いて、中性子の遮蔽体透過実験解析や厚いターゲットにおける反応率分布測定の解析を行った。前者について、NMTC/JAMによる計算結果は透過成分及び周辺への散乱成分ともに実験値とよく一致した。またGeV領域に陽子入射に関して、中性子生成量が従来よりも増加し、反応率分布について実験値との一致度が向上した。
塙 悟史; 石原 正博; 橘 幸男; 小池上 一*
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.9 - 0, 2000/00
原子炉プラントにおける高温機器及び配管に対しては、機器の健全性確保の観点からも、発生する熱膨張を吸収する構造が重要である。高温工学試験研究炉(HTTR)は、1次冷却材温度が出口で最高950、原子炉入口でも395と高温であるため、主冷却機器の支持構造物にはコンスタントハンガ及びオイルスナバ等による浮動支持方式が採用されている。HTTRの出力上昇に先立ち、この浮動支持方式による高温機器の熱変位特性を調べるため、非核熱による実機を用いた特性試験を実施した。同時に解析的評価を実施し、試験結果との比較検討を行った。本報告では、特性試験の結果及び解析結果、並びに浮動支持方式を採用した冷却機器の熱変位特性について述べる。
Cu
O
岩瀬 彰宏; 石川 法人; 知見 康弘; 若菜 裕紀*; 道上 修*; 神原 正*; 鶴 浩二*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 146(1-4), p.557 - 564, 1998/00
被引用回数：20 パーセンタイル：80.42(Instruments & Instrumentation)原研VdG、タンデム、及び理研リングサイクロトロンの各加速器を用いて得られた、酸化物超伝導体EuBaCuOの高エネルギーイオン照射効果に関する最近の成果をレヴューし、照射効果のメカニズムについて議論する。
真木 紘一*; 佐藤 聡; 川崎 弘光*
JAERI-Data/Code 97-002, 76 Pages, 1997/02
JAERI-Data-Code-97-002.pdf:2.15MB
照射損傷の代表的指標である弾き出し損傷評価に必要な弾き出し断面積セットを、反応のカイネマティクスを用いて算出した。弾き出し断面積セットに内蔵した核種とエネルギー群構造を核融合炉核計算用群定数セットFUSION-J3と同一とし、それぞれ、40核種、125群と42群の二つのセットを作成した。そのセットを用いて、国際熱核融合実験炉ITERを対象に第一壁中性子フルエンス1MWa/m
に対して、SS316と銅の弾き出し損傷を算出した結果、それぞれ10dpa、13dpaが得られ、過去に特定材料として評価された結果とほぼ一致している。以上より、運転中の中性子束の計算結果をベースに、弾き出し損傷まで通して評価できる核融合核計算システムを構築した。
芳野 隆治; 近藤 貴; 閨谷 譲; 伊丹 潔; 河野 康則; 伊世井 宣明
Plasma Physics and Controlled Fusion, 39(2), p.313 - 332, 1997/02
被引用回数：99 パーセンタイル：93.13(Physics, Fluids & Plasmas)キラーペレットは、不純物ペレットのことであり、トカマク装置に損傷を与えずに放電を急速に停止することを目的として、プラズマ中に入射される。JT-60Uでは、ネオンの氷ペレットをプラズマに入射し、(1)垂直位置移動現象の回避、(2)ダイバータ板への熱負荷の低減、(3)逃走電子の発生回避の3つを同時に達成しつつ、高速のプラズマ停止を得ることに成功した。・垂直位置移動現象は、プラズマ電流中心の初期値を中立平衡点の近傍に置くことで回避できた。・ダイバータ板への熱負荷の低減は、熱流束パルスの高さと時間幅を小さくすることで実現した。・逃走電子の発生は、磁場揺動の高い条件を得ることにより回避できた。以上の結果は、キラーペレットの入射が、安全な高速のプラズマ停止を得る有効な手段であることを示している。
阿部 弘亨; 楢本 洋; 木下 智見*
Mater. Res. Soc. Symp. Proc., Vol. 373, 0, p.383 - 388, 1995/00
高崎研イオン照射研究施設内の加速器結合型電子顕微鏡を用いた、グラファイトの照射誘起非晶質化過程に関する研究。電子照射誘起非晶質化の臨界線量の温度依存性、電子線束密度依存性に関する実験より、非晶質化が原子のはじき出しによる空孔の蓄積に因ることが判った。さらに臨界線量の電子エネルギー依存性から室温での原子のはじき出ししきいエネルギーを27eVと評価した。また100
Cでのしきいエネルギーは28eVであった。イオン照射誘起非晶質化に必要な損傷量を、200~600keVのHe
、Ar、Ar
イオンについてさらに求めた。本実験範囲内では損傷量は約0.2dpaであり、照射条件には依存しなかった。これよりエネルギー密度10
~10
eV/atomの範囲内では、カスケード損傷内部での熱スパイク効果が非晶質化に影響しないことが判った。
永井 良治; 小林 秀樹*; 佐々木 茂美; 沢村 勝; 杉本 昌義; 加藤 龍好; 菊澤 信宏; 大久保 牧夫; 峰原 英介; 池畑 隆*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 358, p.403 - 406, 1995/00
被引用回数：13 パーセンタイル：76.19(Instruments & Instrumentation)原研自由電子レーザー計画のために平板型ハイブリットアンジュレーターを開発した。このアンジュレータの終端処理にはディスプレースメント・フリー終端を採用した。この終端処理は電子の軌道のずれを最小にすることを目的として行った。このアンジュレータの性能について報告する。
