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核融合装置試験部; 炉心プラズマ研究部
JAERI-Review 2005-037, 348 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-037.pdf:39.28MB
本レビューは、臨界プラズマ試験装置JT-60の装置完成から今日に至るまで過去20年間にわたる技術開発について、その内容をコンパクトに総括した報告書である。JT-60完成後20年を経過し、第3段階核融合研究開発基本計画の中核装置である実験炉ITERの建設サイトが決定されたこの時期に、これまでの先進的技術開発を総括し、今後のさらなる発展の礎とすることを意図して本報告書が執筆された。これまで行われた技術開発は夥しい数であり、それらは各項目ごとに単行の報告書を構成できる分量である。本レビューにあたっては、比較的大きな項目に整理統合してキーワードと要点を中心にコンパクト化を図った。同時に、開発の各担当者が原則として執筆を行うことで技術開発の本質を適確に記述した結果、JT-60の技術開発ハンドブックとも言うべき高い水準のレビュー報告となっている。
栗原 研一; JT-60チーム
Proceedings of 21st IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/09
トカマク型磁気核融合研究は、国際プロジェクトITERに向けて一歩踏み出そうとしているこの時期に、JT-60などの既存のトカマク装置に対しては、より先進的な運転シナリオを探究する役割が期待されている。このために、JT-60では、2003年には電源及び加熱装置の制御系を改造することにより、放電,NBI/RF加熱時間をそれぞれ65秒,30秒/60秒に延伸し、(a)自発電流割合75%の負の磁気シアプラズマを7.4秒持続。(b)規格化ベータ値3.0をECCDによるNTM不安定性を抑制し6.2秒間準定常的持続、などの成果が得られた。さらなる高性能プラズマ実現に向けて、トロイダルリップル損失を最小限にするフェライト板を第一壁に装着したり、プラズマ電流分布の実時間再構築法の開発などが進行している。シンポジウムでは、JT-60におけるプラズマ実験研究の現状について、装置改造の最新情報を交えて紹介する。
加藤 智子; 藤島 敦; 上野 健一; 佐々木 康雄; 能登屋 信; 園部 一志
JNC TN8450 2001-003, 205 Pages, 2001/01
JNC-TN8450-2001-003.pdf:77.1MB
地層処分基盤研究施設(ENTRY)、地層処分放射化学研究施設(QUALITY)の見学における来訪者の理解の促進を図るため、東海事業所環境保全・研究開発センター処分研究部では、平成10年度から平成12年度にかけて、パンフレット等作成ワーキンググループを編成し、ENTRY、QUALITY並びに処分研究部の業務の紹介用パンフレット、試験設備等の紹介用展示パネルなど一連の情報普及素材を作成した。特に展示パネルについては、ENTRY、QUALITYに設置されている主要な設備毎に仕様等の情報を一元的にデータベースとしてまとめた。これにより、今後は設備改造などにより設備側の情報に修正が生じた場合、対応するデータベース上で該当情報を容易に修正することが可能となり、展示パネルの修正にも効率よく対応できるものと期待される。本報告書は、ワーキンググループにおいて作成した素材のうち、パンフレット及び展示パネルの原型となった主要な試験設備等のデータベースについて掲載したものである。
小松 征彦*; 和田本 章*; 浅尾 真人*
JNC TJ8420 2000-003, 99 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-003.pdf:5.47MB
高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)には、ハル等の廃棄物を収納した容器が投棄貯蔵されている。HASWSには、投棄された廃棄物を再度取り出す設備が設置されていないため、将来的に廃棄物を取り出す際には、設備を設置する必要がある。本報告では、原子力関連施設に限定せず、国内外で実績のある類似施設および広く工業的に用いられている技術で適用可能と考えられる装置を調査した。その結果を基にHASWSの取出装置に要求される技術要件と比較し、その適用性を検討した。この結果、国内外でHASWSに類似した施設及び全ての技術要件を満たす装置は見つからなかった。HASWSに取出装置を設置するためには、既存技術の改良あるいは建家の改造が必要であることがわかった。また、HASWSの取出装置に要求される既存技術適用のための開発課題及び建家の改造項目を抽出した。
玉井 広史; 木島 滋; 細金 延幸; 朝倉 伸幸; 坂田 信也; 齋藤 直之; 秋葉 賢一*; 赤坂 博美; 川俣 陽一; 栗原 研一
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.163 - 167, 1998/00
被引用回数：9 パーセンタイル：60.39(Nuclear Science & Technology)ダイバータ部のボロメータ信号を用いてダイバータ領域に注入するガスパフ量のフィードバック制御を行い、放射冷却ダイバータを定常に維持した。このとき、全加熱入力の40%に当たる6MWのダイバータ放射損失が、約3秒間ほぼ一定値に保たれた。一方、放射損失を加熱入力の50%以上にすると、MARFEが発生して急激に増加し、帰還制御が困難となった。放射損失量の制御領域を広げるためには、パフするガスの種類や入力に用いるボロメータ信号の選択など、各種のパラメータの最適化を行う必要がある。来年度予定されている改造ダイバータでは、ガスの補給だけでなく排気も組み合わせた広範な圧力領域での運転制御が可能になると考えられる。
土屋 勝彦; 福田 武司; 鎌田 裕; 竹永 秀信; 滝塚 知典; 森 雅博; 藤田 隆明; JT-60チーム
Plasma Physics and Controlled Fusion, 40(5), p.713 - 716, 1998/00
被引用回数：8 パーセンタイル：29.08(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uでは本年度より、ダイバータ板への熱や粒子の低減と高性能のメインプラズマとの両立を目的として、ダイバータの改造を行い実験を始めている。このダイバータは、中性粒子の制御を局所的に行えるように設計されている。境界部プラズマの中性粒子がHモード遷移しきい値に影響を及ぼすことは、ダイバータの改造前より明らかになっている。このことから、ダイバータ部の粒子を制御できるようになった改造ダイバータのもとでは、Hモード遷移条件が何らかの影響を、改造前と比較して受けるであろうことが考えられる。本ワークショップでは、ダイバータ改造前後のHモード遷移条件について比較し、中性粒子制御の観点から検討した結果を発表する。
細金 延幸
プラズマ・核融合学会誌, 73(6), p.564 - 569, 1997/06
JT-60Uのダイバータ及び関連システムの改造が1997年2月から5月にかけて行われた。新しいダイバータは傾斜したターゲットとドームから構成されるW型のセミ・クローズ型ダイバータであり、ダイバータ排気のためにクライオポンプを装備している。パワー制御と主プラズマ性能を同時に両立するために、新しいダイバータにおいて改善される点について、特に、部分的非接触ダイバータ運転に焦点をあてて、議論する。
小川 竜一郎; 森下 喜嗣; 根本 正信
PNC TN9420 97-001, 82 Pages, 1996/10
核燃料サイクル施設等のデコミッショニング・廃棄物処理に用いる測定技術の開発並びに測定技術のデータベースの整備に資することを目的に,国内外の40件の測定技術に関する文献や製品パンフレット等について調査した。
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,中性子線の測定技術について,測定名称,適用放射線,測定方法,測定原理,測定条件等の制限,検出限界,適用実績,既存製品の有無,開発状況等を調査票にまとめた。また,放射性廃棄物の放射線測定を目的に開発された装置や新しい測定手法を用いた気泡検出器,LRAD法,カメラ等についても調査を行った。
大音 明洋*; 唐沢 博一*; 青木 俊夫*; 渡部 一郎*; 塩田 達也*; 秋田 晴夫*
PNC TJ9164 96-023, 1167 Pages, 1996/07
蒸気発生器(SG)伝熱管の設計基準水リーク(DBL:Design Basis Leak)評価手法の整備とその妥当性を,水リーク時のナトリウム┼水反応事象を模擬した総合的な試験により確認するため,既説のSWAT-3の改造内容に関し,詳細設計を行い,以下の結果を得た。(1)試験内容・条件の確認平成6年度に設定した試験項目,内容,計装等の試験計画を確認するとともに,試験条件・試験方法の見直しを行った。また,SWAT-3試験装置の構造健全性を確認するために,圧力と温度に着目したNa┼水反応準定常圧解析を実施し,構造健全性上問題ないことを確認した。また,改造SWAT-3を用いた多本数破断試験(BDBL)時の許容注水量及びその時の試験条件を確認した。(2)試験ループの確認主循環系(Na配管),純化系等の対象とする角配管系の設計条件,材質及び寸法設定の根拠を明確にするとともにSWAT-3全体系統図の作成を行った。試験ループの検討では,DBLの妥当性確認試験,接液型ラプチャ試験及び今後のBDBL試験を考慮した試験ループの考え方をまとめ,さらに注水管及び隣接管の注水方法,注水ノズル方向及び伝熱管配列の項目に対する試験方法の見直し検討を実施した。制御特性解析については,放出系の弁開閉に伴う圧力制御特性解析及び水注入系の弁開度,圧力設定条件をパラメータとして注水管・隣接管流量制御特性解析を実施し,良好な制御特性が得られることを確認した。また,音響検出系の検討では,パッシブ法及びアクティブ法の開発にあたって必要となるそれぞれの評価項目に対してSWAT-3試験において実施すべき内容をまとめ,音響検出計試験ケースの検討を実施した。また,パッシブ法及びアクティブ法のデータ採取に対する検出器の具体的設置について検討を実施した。さらに,計測システム構成の検討の結果,システムへの要求事項を満足させる高速ディジタル信号処理システムを採用することが非常に有効であることがわかった。(3)機器等の設計反応容器,配管等について構造解析条件及び耐震解析条件の検討を行い,それに基づき,応力解析及び耐震解析を実施し,構造健全性上問題ないことを確認した。反応容器,水加熱器等の機器について,計装品取付計画,組立手順計画,輸送治具計画及び据付手順計画等の検討を実施した。また,これらの機器・配管の製作に係わる試験検査項目を
長広 義彦; 廣部 岩男; 山田 多圭士; 内藤 栄一; 小幡 宏幸; 浜野 知治; 皆藤 泰昭; 今村 弘章; 甲高 義則; 井関 淳; et al.
PNC TN2410 96-005, 339 Pages, 1996/03
「もんじゅ」の燃料取扱貯蔵設備は、平成3年4月に据付を完了した後、5月から総合機能試験を開始し平成4年8月に終了した。平成4年12月に設備移管を受け性能試験に入った。燃料装荷試験においては炉心燃料198体の炉内への移送、炉心への装荷を燃料取扱設備により行った。この間大きなトラブルもなく、円滑に運転が行われ平成6年4月5日168体で初臨界を達成した。燃料装荷以降も出力分布試験、模擬体洗浄処理運転を実施しており、平成4年から毎年設備点検を実施して設備の健全維持に努めている。本報告書は総合機能試験完了以降の燃料取扱設備の運転及び保守についてまとめたもので、この間に経験したトピックスを記載するとともに設備の信頼性向上に向けた今後の検討事項についても述べたものである。
小川 竜一郎
PNC TN9420 96-003, 160 Pages, 1996/01
核燃料サイクル施設等の改造や解体撤去を行う場合の効率的解体システム,遠隔解体技術及び解体に用いる要素技術の開発に資することを目的に,遠隔解体技術,解体要素技術及び解体プロジェクト情報について国内外の文献等を調査し整理を行った。調査文献数は195件である。各解体技術について作業範囲,性能,処理能力,ユーティリティー,実績,一般事項等についてまとめると共に,各解体方法及び文献毎に調査票として整理した。
傍島 眞; 村松 健
原子力工業, 42(9,10), p.7 - 13, 1996/00
PSAについては最近、国際的に手法開発・利用の面でめざましい発展がある。'95年11月にソウルで開催された国際会議はその動向を映したものであったが、そこで見られた各分野をトピックスとして採り上げ、その状況について解説する。個別プラント評価やプラント改造に関しては、米国NRCが設置者に要請した評価結果の提出とそのレビューの進捗が上げられ、外的事象評価も含めたプラント改造への反映がわが国との対比で解説される。リビングPSAについては、その利用の現状と利用において期待される利点及び普及のための課題が解説される。
固体廃棄物キャスクの設計堂本 一成; 高橋 三郎*; 荻谷 昇司*; 加藤 美都雄*; 今井 英之*
PNC TJ9365 95-001, 110 Pages, 1995/12
動力炉・核燃料開発事業団では、大洗工学センターにおける新型動力炉開発に係わる照射試験等の試験、研究業務で発生する固体廃棄物を日本原子力研究所大洗研究所の固体処理棟に運搬し、貯蔵のために気密容器に封入後、日本原子力研究所大洗研究所の高レベル固体貯蔵施設に貯蔵している。本高レベル固体廃棄物キャスクは、日本原子力研究所大洗研究所の高レベル固体貯蔵施設に貯蔵中の廃棄物をさらに減容処理するための運搬及び各施設で発生する固体廃棄物の運搬を目的にした構内運搬キャスクである。設計では、高レベル固体廃棄物キャスクの構造の検討、各取扱施設でのキャスク取扱方法の検討等を行った。また、既存キャスクの収納物吊上げ能力アップのための検討を行うと共に本検討結果を新規キャスクの詳細な構造に反映した。
吉田 守; 戸部 賢治; 菖蒲 信博; 相原 永史; 森下 正樹
PNC TN9700 95-001, 804 Pages, 1995/08
重水臨界実験装置(以下、DCAという。)は、平成4年4月に末臨界度測定実験施設としての機能の追加を行ったが、本設置変更許可申請(その13)では、その実験範囲の拡大を目的としたものである。試験体用燃料棒を追加するとともに、試験体の構成においては、燃料棒配列ピッチを固定値から2CM以上と自由度を待たせたため、色々な核特性を有した試験体を製作することが可能となる。同試験体を末臨界度測定試験施設に装荷した場合、重水臨界水位が非常に低い場合から高い場合まで様々な事例があり得るので、新たに各種制限値として重水臨界水位40CM以上と0.8$に相当する重水水位1CM以上を追加した。また、試験体に試験体減速材を供給すると原子炉の反応度が低下する低反応度試験体の装荷が可能となったため、試験体容器にオリフィス板及び試験体ダンプ管閉止弁を追加し、急激な試験体減速材の流出を防止する構造とした。第1次審査においては、臨界にする手順について多くの質問が出され、特に低反応度試験体の臨界近接手順ととそうでない試験体の臨界近手順の違いに起因する誤操作の可能性についての審議がなされ、誤操作の恐れのないことが確認された。第2次審査においては、重水臨界水位が40CMになり得ることの安全性について疑問が出されたが、従来の各種制限値は変更しておらず、今回新たに各種制限を追加するので安全性は確保される旨の説明を行い了承された。また、本申請の審査の過程で今回の申請範囲からは逸脱するものの、DCAの地震に対する挙動が爼上に登り、安全に原子炉を停止できることを説明している。
有金 賢次; 高橋 秀武
KURRI-TR-392, 0, p.25 - 33, 1994/06
1989年12月、それまで100例以上の医療照射を実施してきた武蔵工大炉が故障のため停止したため、原研JRR-2の熱中性子柱を改造して医療照射場を設置し、これまで21回の医療照射を実施した。発表では、JRR-2医療照射設備(医療照射場、照射室、施療室)の設計、設置について述べる。また、医療照射の実施についても述べる。
菅谷 敏克; 宮崎 仁; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一
PNC TN9420 94-010, 103 Pages, 1994/04
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内で発生する汚染大型廃棄物は、WDFにて解体した後、規定のサイズの缶に収められ、「中央廃棄物処理場」に払いだされる。近年廃棄物発生量がWDFの処理能力を超え、このままでは施設の運転に支障をきたすことが予想されており、センター内廃棄物管理を効率的に行うため、固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設を計画している。本計画の推進にあたっては、WDFの大型固体廃棄物処理機能をLEDF計画の中で有効利用することの是非は重要な課題であり内部検討の他、外部委託を含む検討を実施した。この結果、LEDFをWDFに併設してWDFの処理機能を活用するためには、WDFの改造を施したとしても処理能力不足、処理停止期間、廃棄物発生量等課題も多く対応も困難であることこから、LEDF計画の中でWDFを活用していくことは得策ではないとの結論に達した。また、本結論については、平成6年3月の第8回廃棄物問題調整委員会で報告された。
山本 多平; 堂野前 寧; 会川 英昭; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一
PNC TN9420 94-011, 154 Pages, 1994/03
「常陽」廃棄物処理建家は、更新廃棄物処理施設の完成に伴い、平成6年10月頃に運転の切替えを行う予定である。運転切替え後、廃棄物処理建家は運転を停止することになるため、長期に渡る安全な維持管理を行う必要がある。その為、廃棄物処理建家の塔槽類及び配管の系統除染を行い、可能な限り線量当量率の低減を図ることが望ましい。本調査は、廃棄物処理建家の塔槽類及び配管の系統除染を、限られた期間に効果に実施するため、系統ごとの除染方法等について具体的に提示したものである。調査の主な結果を以下に示す。(1)除染すべき除染対象物が特定できた。(2)系統除染の具体的な配管取合いが、設定できた。(3)現在の廃液処理機能を有効に利用できる除染方法(高圧ジェット、水循環及びエアブロー、希硝酸除染)が選定できた。(4)これらの除染を行うことにより、廃棄物処理建家の設計基準値(80
SV/H) 以下に低減できる見通しが得られた。
森 建二*; 大音 明洋*; 井上 正明*; 青木 俊夫*; 中村 武則*; 小*; 塩田 達也*
PNC TJ9164 94-006, 133 Pages, 1994/03
本研究は、実証炉蒸気発生器の設計基準水リーク率(DBL:DESIGN BASIS LEAK)の妥当性を確認するため、既設の蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT-3)の適用性及び改造内容に関し、予備的検討を行ったものである。以下に成果を示す。1) 基本仕様の検討 破損箇所(管束上部、管束下部)及び水側流動状態(定格状態、30%部分負荷状態、ブローダウン状態、起動時)が高温ラプチャに及ぼす影響について、実証炉SG条件を模擬した隣接伝熱管壁温度評価を行い、次の結果を得た。a.破損箇所については、水側条件が過熱域である管束上部が厳しくなる。b.水側流動状態の影響として、管壁温度は水側条件に依存し、定格状態、部分負荷、ブローグウンの順で厳しくなる。c.上記結果より、水リーク率約1KG/S, 管束上部破損、部分負荷30%条件を模擬した試験を基準ケースとして設定した。また、破損箇所(管束下部破損)、運転条件、注水継続時間、水リーク率及び接液型ラプチャディスクの有無等をパラメータとした試験ケース(計10ケース)を設定した。2) 改造に伴う系統・機器設計 a.系統・機器設計仕様の設定に当たり、試験時の注水管及び隣接管の計11本がギロチン破断した場合の大リーク解析(水噴出率解析、準定常圧解析)を実施した。水噴出率解析の結果、1本当たりの最大噴出率は7.2KG/S, その後3.1KG/Sとなる。また、前記水噴出率を用いた準定常圧解析の結果、最大圧力は注水点近傍で9.7KG/CM2A 、配管部で18.1KG-2- であり、現状のSWAT-3の設計条件の範囲内であることを確認した。 b.改造に伴う系統構成を検討し、系統図を作成するとともに、リスト類(配管リスト、弁リスト、計装品リスト)を作成した。 c.準定常圧解析結果に基づき、改造に伴い新規製作が必要となる、反応容器、水加熱器(注水管用、隣接管用)及びダンプタンクに関する、設計仕様を明確にするとともに、構造図を作成した。 d.反応容器は実証炉SGの1/3スケール(胴内径10--、全高7000MM)、ナトリウム入口ノズルは2系統設け、1試験体で2回の注水試験が可能な構造とした。伝熱管は、実証炉伝熱管寸法及び材質を模擬するとともに、本数は注水管2本、隣接伝熱管20本及び窒素ガス封入管38本から構成されている。また、改造範囲内の配管についても、
熊坂 勝行*; 岡部 綾夫*; 石井 孝信*; 藤又 和博*
PNC TJ9124 94-009, 164 Pages, 1994/03
次期大型炉蒸気発生器(SG)伝熱管の合理的設計基準水リーク率(DBL)の選定にあたって、高温ラプチャによる破損伝播の可能性を定量的に評価する必要がある。本予備設計では、高温ラプラャを含む破損伝播挙動を適切に評価し、合理的なDBLを選定するために必要となるa)高温ラプチャモデル(構造/破壊力学的モデル)、b)非定常熱伝導解析モデル、c)ブローダウン解析モデル、d)反応領域温度分布解析モデル等に関する全体の開発計画の設計を行った。また、ブローダウン解析モデルに対しては、高温ラプチャを評価するために必要となる解析モデルの設計を行うとともに、このモデルの設計を基に、開発に必要なコードの構成要素、要素間のつながり等に関するコードの設計を行った。なお、コードの設計にあたっては、将来的にLEAPへのカップリングが容易に行えるよう十分に配慮した設計とした。
not registered
PNC TN1700 93-005, 139 Pages, 1993/01
2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由再処理施設において発生する低放射性の固体廃棄物の貯蔵能力を増すために第二低放射性固体廃棄物貯蔵場を増設する。再処理施設において発生する高放射性の廃液の貯蔵能力を増すために高放射性廃液貯蔵場を,脱硝施設の運転裕度を増すためにウラン脱硝施設を,さらに電源設備能力を増すために第二中間開閉所をそれぞれ新設する。4. 工事計画当該変更に係る工事計画は,別紙-3のとおりである。
