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論文

Fusion plasma performance and confinement studies on JT-60 and JT-60U

鎌田 裕; 藤田 隆明; 石田 真一; 菊池 満; 井手 俊介; 滝塚 知典; 白井 浩; 小出 芳彦; 福田 武司; 細金 延幸; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.185 - 254, 2002/09

 被引用回数:27 パーセンタイル:51.52(Nuclear Science & Technology)

JT-60及びJT-60Uは、ITER及び定常トカマク炉実現へ向けた物理基盤を構築することを目的として、炉心級プラズマにおける高総合性能の実証とその維持を目指した運転概念の最適化を行って来た。等価核融合エネルギー増倍率(=1.25)や核融合積(=1.5E21 m-3skeV)の達成に加えて、高い総合性能(高閉じ込め&高ベータ&高自発電流割合&完全非誘導電流駆動)を実証した。これらは、内部及び周辺部に輸送障壁を持つ高ポロイダルベータHモード及び負磁気シアモードで得られた。最適化の鍵は分布及び形状制御である。多様な内部輸送障壁の発見に代表されるように、JT-60/JT-60U研究はプラズマ諸量の空間分布の自由度と制限を強調して来た。各閉じ込めモードの閉じ込め研究に加えて、輸送及び安定性等によって支配されるコア部及び周辺ペデスタル部のパラメータ相関を明らかにした。これらの研究により、高閉じ込めモードのITERへの適合性を実証するとともに残された研究課題を明らかにした。

報告書

圧縮ベントナイトにおける重水の実効拡散係数の活性化エネルギー -透過試験と分子動力学シミュレーションの比較-

鈴木 覚; 佐藤 治夫; 石寺 孝充; 藤井 直樹*; 河村 雄行*

JNC-TN8400 2001-031, 44 Pages, 2002/05

JNC-TN8400-2001-031.pdf:1.58MB

圧縮ベントナイト中における重水の実効拡散係数の活性化エネルギーを取得するために、温度298-333Kの条件下で透過拡散試験を行った。クニピアFベントナイトを圧縮成型(乾燥密度0.9および1.35Mg/m3)すると、スメクタイト粒子が圧縮方向に垂直に選択的配向性を示す。そこで、配向方向に平行な方向と垂直な方向のそれぞれの拡散方向について拡散試験を行った。重水の実効拡散係数は異方的であり、その乾燥密度に対する変化はトリチウム水の結果と調和的であった。また、実効拡散係数の活性化エネルギーは、19-25kJ/mol程度であり、バルク水中の重水の拡散の活性化エネルギー(18kJ/mol)よりもやや大きな値であった。スメクタイト-水混合物の分子動力学シミュレーションにより、水分子の活性化エネルギーの間隙水中における空間分布を計算したところ、スメクタイト表面近傍(2nm以内)の水の活性化エネルギー(18-23kJ/mol)は、沖合のそれ(16kJ/mol)に比べ大きかった。拡散経路の乾燥密度に対する変化を考慮すると、シミュレーションの結果は、乾燥密度とともに活性化エネルギーが増加することを示しており、拡散試験の結果をよく再現していた。

報告書

TRACY実験におけるフィードバック反応度の空間分布効果; 第1出力ピーク特性の評価

小原 徹*; 中島 健; 三好 慶典; 関本 博*

JAERI-Research 2001-037, 60 Pages, 2001/06

JAERI-Research-2001-037.pdf:2.7MB

TRACY実験におけるフィードバック反応度の空間分布効果を検討するために、一点炉近似モデル及び空間依存動特性コードを用いて、第1出力ピーク特性の評価を行った。平垣出力分布を有する炉心の解析では、温度フィードバック反応度に重み1.5をかけることにより、温度分布の空間依存性を考慮した結果と同じ結果が得られた。核計算による温度分布の空間効果の評価及び空間依存動特性解析の結果、出力ピーク時には、温度フィードバックの空間効果が、フィードバックの無い状態の出力分布によって支配されており、この結果、温度フィードバック反応度の重みが1.5となることがわかった。

報告書

JCO臨界事故に係る環境モニタリング結果(1999年9月30日$$sim$$11月2日)

篠原 邦彦; 片桐 裕実; 宮河 直人; 渡辺 均; 清水 武彦; 叶野 豊; 今泉 謙二

JNC-TN8440 2001-004, 62 Pages, 2001/02

JNC-TN8440-2001-004.pdf:4.17MB

平成11年9月30日10:35頃に発生した、株式会社ジェー・シー・オー(JCO)東海事業所の臨界事故対応については、サイクル機構では同日12:35頃に本社と東海事業所の合同で「サイクル機構対策本部」を設置し、同年10月12日に本部業務「JCO臨界事故対策・調査支援会議」及び通常のライン業務に移行するまでの間、各事業所の協力のもと国・関係自治体・JCOに対し人的・物的・技術的な支援を行った。本報告は、JCO臨界事故対応として国及び自治体等からの要請に基づき、平成11年9月30日$$sim$$11月2日にサイクル機構が実施した、環境モニタリング結果について取りまとめたものである。

報告書

大強度陽子加速器計画におけるNME施設内3GeVビーム陽子ラインに関する検討

明午 伸一郎

JAERI-Tech 2000-088, 32 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2000-088.pdf:2.3MB

大強度陽子加速器計画の生命・物質科学実験施設を構成する短寿命核種実験施設(E),中間子実験施設(M),中性子散乱実験値施設(N)(合わせてNME施設と呼ぶ)における3GeV陽子ビーム輸送ラインのビームオプティクス,ビーム形状及びビームスピルについて検討を行った。ビームオプティクス及びビームスピルの計算は、TRANSPORT及びDECAY-TURTLEコードを用いて行った。TRANSPORTコードを用いた計算の結果,ビームラインは前長86mとなり、概念検討の施設の案に収まることがわかった。DECAY-TURTLEを用いたビーム形状及びビームスピルの計算の結果,ビームスピルは目標とする15%以下にできることがわかった。また、中性子ターゲットにおけるビーム形状も目標とする横13cm,縦5cmの一様にできることがわかった。以上の検討結果は、今後のNME施設内の詳細配置の基本設計として用いられる。

論文

原研タンデム入射ライン用のビーム診断装置の基本設計と新しい静電光学エレメントの提案

花島 進

JAERI-Conf 2000-019, P. 109, 2001/02

原研タンデム加速器の負イオン入射ラインで入射ビームの位相空間分布を測定する装置の基本設計を行った。この装置は、ビームの光軸に垂直な2つの方向の位置と傾き、計4つの次元の空間での密度分布を測定する。装置は上流から2つの偏向器、コリメータ、粒子検出器を配置し、2つの偏向器でビームの1区画をコリメータの軸上に移し、粒子検出器でその流量を測る。その場所を適互走査して、ビームの位相空間での分布を測る。偏向器は、ワイヤー電極と分圧抵抗によるシュラウド型偏向器を考案した。これは1つの偏向器で、2つの平行平板偏向器を合わせた役を果たせるため、装置空間を節約できる。シュラウド型偏向器の原理は、静電4重極レンズなどにも応用が効く。

報告書

炉心槽内流速分布測定への超音波流速計の適用性評価 ‐ 粒子画像流速計測を含めた水試験への適用 ‐

木村 暢之; 田中 正暁; 林田 均; 小林 順; 上出 英樹; アキラ トーマス トクヒロ; 菱田 公一

JNC-TN9400 2000-057, 60 Pages, 2000/05

JNC-TN9400-2000-057.pdf:2.11MB

高速炉の実用化を目指した研究において、著しい進歩を遂げた数値解析手法を用いた熱流動現象の解明や設計が可能となってきている。熱流動に関する実験研究ではモックアップ試験装置による実証試験から要素を取り出した小規模試験による現象解明、解析手法の検証に重点が移りつつある。このような要求を満たす上で、実験データの質の向上が不可欠である。とくに流速場の測定においては速度の空間分布が時間経過とともに変化する過程を明らかにすることにより、これまで得られなかった情報を抽出し、現象の解明や解析手法の検証に大きく貢献できると考えられる。本報告では、流速の瞬時の空間分布が得られる手法として超音波を用いた流速分布測定法(UDV)と粒子画像流速測定法(PIV)の2つを取り上げた。これらを水流動試験に適用し、計測手法としての適用性を評価した。UDVでは配管体系、平板状噴流体系、さらに高速炉の熱流動現象の要素を取り出した燃料集合体間の隙間流れ(炉心槽内の流れ)に関する水試験に適用した。既存のレーザー流速計やPIVとの比較を行った結果、妥当な測定結果を与えることを確認するとともに、その課題をナトリウム体系への適用を含めて明らかにした。PIVでは炉心槽内の流れに適用し、その課題を明らかにした。炉心槽のような複雑形状流路へ適用する上では、トレーサー粒子以外の画像ノイズを除去する手法を開発することで測定精度の向上を図ることができた。

報告書

Numerical Investigation on Thermal Stratification and Striping Phenomena in Various Coolants

Yang Zumao*; 村松 壽晴

JNC-TN9400 2000-009, 81 Pages, 2000/02

JNC-TN9400-2000-009.pdf:47.3MB

原子炉構造物に熱疲労を与える温度成層化現象およびサーマルストライピング現象について、その熱流動上の特徴を把握することは、原子炉設計の観点から重要である。本研究では、核燃料サイクル開発機構で開発された多次元熱流動解析コードAQUAを用い、水,ナトリウム,鉛および炭酸ガスを冷却材として用いた場合の熱流動上の特徴を数値解析により抽出する。温度成層化現象については、リチャードソン数Riをパラメータとして合計8ケースを解析し、以下の結果を得た。(1)流体物性および計算初期条件は、同現象を支配する浮力、熱拡散などの効果に大きな影響を与える。(2)炭酸ガスを用いた場合の熱流動上の特徴は、この他の流体を用いた場合のそれらと大きな違いを示し、特に温度成層界面近傍における運動量および熱量の交換特性に関する差異が顕著である。サーマルストライピング現象については、同現象を特徴づける熱流動上の特徴の内、温度ゆらぎ振幅の空間分布特性についての評価を行い、以下の結果を得た。(1)高乱流条件である今回のサーマルストライピング解析結果は、前記の温度成層化現象で抽出された特徴と比較して、違いが認められた。(2)今後の温度ゆらぎ周波数の検討では、炭酸ガスを冷却材に用いた場合に低流速領域での特徴把握に、その他の冷却材を用いた場合に剪断流領域での特徴把握に注意を払う必要がある。

報告書

高速炉配管合流部におけるサーマルストライピング条件の解析的検討(IV); 配管合流部下流領域における乱流2次モーメントに関する検討

村松 壽晴

JNC-TN9400 2000-008, 323 Pages, 2000/02

JNC-TN9400-2000-008.pdf:25.2MB

高速炉の炉心出口近傍では、炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量、集合体流量)の違いから、炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ、それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が炉心上部機構各部(整流筒、制御棒上部案内管、炉心出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過すると、冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播し、その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に、冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速炉では、大きな熱伝導率を持つナトリウムの性質から、この熱疲労に対する配慮が必要となる。本研究では、上流側に90$$^{circ}$$エルボを持つ主配管と枝管から構成される配管合流部でのサーマルストライピング現象について、直接シミュレーションコードDINUS-3による解析的検討を行った。本研究で着目したパラメータは、当該合流部における(a)口径比、(b)流速比、(c)主配管エルボ-枝管間相対角度および(d)レイノルズ数であり、これらパラメータが配管合流部下流領域での乱流2次モーメントの空間分布特性に与える影響を評価した。得られた結果は、次の通りである。(1)流速比($$beta$$)を1.0に固定した条件においては、口径比($$alpha$$)が小さいほど乱流2次モーメントの主配管内流れ方向の空間分布範囲は広がる。(2)口径比($$alpha$$)を1.0に固定し、流速比($$beta$$)を主配管内流速の増減により模擬した条件においては、流速比が大きいほど乱流2次モーメントの主配管内流れ方向の空間分布範囲は広がる。一方、流速比を枝管内流速の増減により模擬した条件(口径比を3.0に固定)においては、流速比が小さほど乱流2次モーメントの主配管内流れ方向の空間分布範囲は広がる。(3)主配管角($$gamma$$)を変化した場合、乱流2次モーメントの主配管内流れ方向の空間分布は大きく変化しない。しかしながら、それらピーク値は、主配管角が180$$^{circ}$$である場合が最も大きくなる。(4)レイノルズ数(Re)が大きいほど、乱流2次モーメントの主配管内流れ方向の空間分布範囲は広がる。

論文

Mathematical modeling of groundwater flow and radionuclide transport in heterogeneous aquifer

宗像 雅広; 木村 英雄

Groundwater Updates, p.411 - 416, 2000/01

カナダTwin Lakeサイトで行われたトレーサー試験に対し地質統計モデルを用いてトレーサー移行のシミュレーションを行った。シミュレーションは、まず、サイトで測定された透水係数の地質統計的情報をもとに、透水係数の不均質な空間分布を再現した。次に、得られた透水係数場を使って3次元地下水流解析、3次元核種移行解析を行った。地下水流解析には3D-SEEPコード、核種移行解析にはランダムウォークモデルを用いて実施した。トレーサーの空間分布の経時変化を再現した結果、おおむね良好な結果を得ることができた。また、パラメータの空間的不均質性には相関長が重要であるのがわかった。これらにより不均質な流れの場での核種移行評価には、本研究で示した地質統計学的モデルを用いた手法が有効であることがわかった。

報告書

我が国の岩盤における亀裂特性について

井尻 裕二; 澤田 淳; 赤堀 邦晃

JNC-TN8400 99-091, 69 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-091.pdf:2.83MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分における天然バリアの性能評価研究においては、岩盤中の支配的な核種移行経路となる亀裂の特性を把握しておく必要がある。本書は、既往の文献調査および釜石鉱山や日本全国の露頭や鉱山坑道壁面で実施した亀裂調査結果をもとに、我が国における地下岩盤の亀裂特性(亀裂の方向性、形状、頻度、空間分布、透水量係数、開口幅、亀裂内充填鉱物、亀裂周辺変質部、流路面積[開口部面積]およびこれらの相関関係)に関してまとめたものである。その結果、典型的な亀裂性岩盤である花崗岩中の亀裂特性に関しては、既往の文献も多いのに加え諸外国の性能評価研究や釜石鉱山での調査などデータが豊富であることから、ある程度定性的・定量的な評価が可能であることが示された。一方、花崗岩以外の岩種における亀裂特性に関しては、花崗岩と比較してデータも少なく定性的・定量的な評価は難しいことが示された。

報告書

高速実験炉「常陽」における放射性腐食生成物の付着分布(第11回定期検査時の測定と評価)

青山 卓史; 升井 智彦*; 住野 公造; 佐井川 拓也*

PNC-TN9410 98-004, 74 Pages, 1997/12

PNC-TN9410-98-004.pdf:2.36MB

高速炉プラントの保守・補修作業時の主要な被ばく源となる放射性腐食生成物(CP)の挙動解明と解析手法の整備に資するため、高速実験炉「常陽」において、第11回定期検査中の平成7年10月$$sim$$11月(積算原子炉熱出力:約14.3万MWd)に、1次冷却系の配管および主要機器を対象に、CPの付着密度と$$gamma$$線量率を測定した。今回は、新放射線計測技術として近年実用化が進んでいるプラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を$$gamma$$線量率分布測定に適用し、CP挙動測定の高精度化と迅速化を図った。本研究の主要な成果は以下のとおりである。(1)1次冷却系における主要なCP核種は、54Mnと60Coであり、これらの付着分布には以下の特徴がみられ、過去の測定結果と概ね同じ傾向であった。1)1次主冷却系配管(Aループ)のCP付着密度は、原子炉容器出口から主中間熱交換器までのホットレグ、主中間熱交換器から主循環ポンプまでのコールドレグ(1)、主循環ポンプから原子炉容器入口までのコールドレグ(2)について、それぞれ、54Mnが約15kBq/cm2乗、約33kBq/cm2乗、約46kBq/cm2乗であり、60Coが約8kBq/cm2乗、約5kBq/cm2乗、約7kBq/cm2乗であった。54Mnの付着密度は、60Coに比べて、ホットレグで約2倍、コールドレグで約7倍であり、54Mnの方が$$gamma$$線量率に占める割合が大きい。2)1次主冷却系配管表面の$$gamma$$線量率は、ホットレグで約0.3mSv/h、コールドレグ(1)で約0.2mSv/hおよびコールドレグ(2)で約0.4mSv/hであった。(2)今回の測定では、前回測定した第10回定期検査以降の原子炉運転時間が少なかったCPの生成量よりも減衰量が上回り、付着密度が減少した。また、原子炉停止後の冷却期間が長かったため、主に54Mnの減衰により$$gamma$$線量率も低下した。(3)PSFにより、10mまでの範囲で位置分解能の高い連続的な空間分布が数分間で得られた。また、狭隘で人のアクセスが容易でない保守作業エリアにおける$$gamma$$線量率分布が詳細に測定でき、空間線量率のデータを大幅に拡充できた。

報告書

DCA未臨界度測定試験体系の炉心基本特性

羽様 平

PNC-TN9410 97-088, 139 Pages, 1997/10

PNC-TN9410-97-088.pdf:3.01MB

重水臨界実験装置(DCA)の未臨界度測定試験体系の臨界特性(重水臨界水位、水位反応度、安全棒(制御棒)反応度価値、中性子束分布)を測定し、Sn法及びモンテカルロ法による計算結果と比較評価した。未臨界度測定試験体系は体系内にボイド領域を含むため、新型転換炉(ATR)の炉心核特性評価に用いられてきた拡散コードを適用することができない。ここではボイド領域を含む体系に適用できる輸送計算コードによる計算を行い、計算精度等の適用性を評価した。輸送コードとしては、2次元SN法によるTWODANTコードと、従来原子炉の計算にはあまり適用されていない多群モンテカルロ計算コードKENOを使用した。ATR等の原子炉炉心と比較して複雑な形状の未臨界度測定試験体系の炉心核特性を評価した結果、重水臨界水位等の臨界特性については、多群モンテカルロコードKENOの評価精度が0.5%$$Delta$$k/k以内であることが確認され、中性子束の炉心内空間分布については、2次元SNコードTWODANTによって正しく評価できることが明らかとなった。特にモンテカルロコードは、炉心構造の違いによる微少な反応度変化を正確に再現しており、複雑な原子炉炉心の評価に極めて有効であることが確認された。

報告書

表層地下水流動機構の把握のための観測システムの設計

山井 忠世*; 若松 尚則*; 小林 公一*; 中島 誠*

PNC-TJ7361 97-001, 271 Pages, 1997/01

PNC-TJ7361-97-001.pdf:9.39MB

東濃鉱山周辺の表層水理観測システムを検討した。表層水理観測の目的を涵養量の時間空間分布の把握と位置づけ、そのためのフルスペックのシステム構成の検討と流域の選定を行った。システムは、降水量・蒸発散量・流出量・地下水貯留量を得るための気象・流量・地下水頭・土壌水分の各観測システムから構成される。対象流域は、観測目的によって、大流域(ある程度の広がりをもった領域での平均的な水収支の把握を目的とする)、モデル小流域(涵養メカニズムの把握を目的とした詳細な観測を行う)、その他の小流域(特定の地形・地質条件の流域での涵養特性を把握することを目的とする)の3タイプを考え、それぞれ6流域、2流域、4流域を選定した。

報告書

モンテカルロ法を用いた充填模擬法による3次元剛体球空間分布計算コード: MCRDF

村田 勲*; 森 貴正; 中川 正幸; 白井 浩史*

JAERI-Data/Code 96-016, 79 Pages, 1996/03

JAERI-Data-Code-96-016.pdf:2.81MB

HTGRで用いられている燃料体は、通常、燃料要素としてUO$$_{2}$$の燃料核をセラミックで被覆した球状燃料体を用いている。従って、この原子炉の設計では、多数の球状燃料体が不規則に配列している体系を取り扱うことになるため、現状では、衝突確率法等の近似を用いて作成した実効断面積を用いるなどして核設計を実施している。本報は、このような球状燃料体を多数含む体系を正確に取り扱うことができるモンテカルロ法に基づく計算に必要な、不規則に配列した球の空間分布を計算するコードについて、その使用方法等をまとめた。このコードにより、多数の球が不規則に配列した体系はもちろん面心立方格子、体心立方格子等の規則配列体系について、体系の統計量、すなわち径方向分布関数(Radial distribution function)、最近接粒子分布(Nearest neighbor distirbution)、2次元径方向分布関数(2-dimensional radial distribution function)、球入射角度分布、隣接球分布等を評価することができる。

論文

Helium transport and behavior of ELMy H-mode plasmas on JT-60U

逆井 章; 久保 博孝; 細金 延幸; 小出 芳彦; 東島 智*; 杉江 達夫; 清水 勝宏; 嶋田 道也; 辻 俊二

Journal of Nuclear Materials, 220-222, p.405 - 409, 1995/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:24.21(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER等の将来のトカマク型核融合炉では、D-T反応で生じるヘリウム灰の制御及び連続的な排出が重要課題となる。ITERでは、閉じ込め改善領域で設計が進められており、ELMのあるHモードはヘリウム灰の効果的な排出が期待でき、自己点火達成と長時間燃焼の観点から注目されている。そこで、JT-60Uにおいて閉じ込め改善度1.5-2.0のELMのあるHモードでヘリウムの輸送、振舞を調べた。ヘリウムビーム入射による中心補給及びヘリウムガスパフによる周辺補給の2通りの方法で、ELMのあるHモードとLモードの比較を行った。空間8chの荷電交換再結合分光法(CXRS)によりヘリウム密度の空間分布とその時間変化を実測し、ヘリウムの輸送係数を決定した。更に、ダイバータ部の分光計測からヘリウム粒子束と重水素粒子束を測定し、Hモード及びLモードにおけるこれらの粒子束とプラズマ中心のヘリウム濃度との関係を解明した。

報告書

放射線の空間分布計測手法に関する研究(2)

not registered

PNC-TJ1607 94-002, 60 Pages, 1994/03

PNC-TJ1607-94-002.pdf:2.52MB

大強度加速器放射線場におけるドシメトリーで重要となる広域かつ挟あい・複雑空間における線量率分布測定に対して、プラスチックシンチレーションファイバーを用いた新しい放射線空間分布センシング手法の開発と適用性を評価した。特に、中性子空間線量率分布の測定性能とノーマルファイバーを接続した長距離測定仕様における位置検出特性について実験的評価を行い、基本的な技術の確立と性能確認を行うとともに、従来の中性子やガンマ線サーベイメータで空間線量率マッピングを行うこととほとんど遜色のない結果が、極めて効率的に得られることを実証した。また、本手法を加速器ビーム損失モニターとしても活かすため、対になって測定されるべき加速器ビーム特性のモニター法についても検討を加えた。特に、我々のグループが開発している電子線形加速器用のビームモニタリング手法の中で、非破壊型かつ簡便であるという観点から、空気中または真空中で使用する多線式ビームプロファイルモニター及び同軸ケーブル用コネクターを用いたビームバンチ・ポジションモニターの有用性を示した。

論文

重イオンビームのマイクロドシメトリー

南波 秀樹; 青木 康; 古川 勝敏; 大野 新一; 古牧 睦英

第4回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.131 - 134, 1991/07

東海研究所のタンデム加速器を用いて、気体アルゴンに高エネルギー重イオンビームを照射し、生成する電荷量(W値)を測定するとともに、小型の可動式電離箱を用い、イオンビームの径方向でのイオン化の空間分布を測定した。

論文

Thomson scattering apparatus for simultaneous six-position measurements in the JFT-2 tokamak

山内 俊彦; 佐野 和夫*; 川島 寿人; 熊谷 勝昭; 的場 徹

Japanese Journal of Applied Physics, 21(2), p.347 - 351, 1982/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:44.34(Physics, Applied)

JFT-2プラズマの電子温度、密度の空間分布を測定するために6点同時測定トムソン散乱測定装置を開発した。プラズマ半径が28cmであるため測定点数は約5cm間隔で6点である。分光器はLittrow型を使用し、分光された光は57-250$AA$の波長幅からなる48個の成分に分けられる。受光系は48本のホトマルを使用している。本装置は分光器にフィールドレンズを入れることにより、小型に、ファイバーの取扱いが易しくなっている。既に、JFT-2プラズマでTe=0.05~1.5keV,ne=10$$^{1}$$$$^{3}$$~10$$^{1}$$$$^{4}$$cm$$^{-}$$$$^{3}$$のデータが測定されている。

口頭

大気拡散シミュレーションの改良と放出源・拡散過程の再構築

永井 晴康; 寺田 宏明; 都築 克紀; 堅田 元喜; 太田 雅和; 古野 朗子; 門脇 正尚; 朱里 秀作*

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の事故時に放出された放射性物質による住民の被ばく線量について、現時点では実測に基づく評価が困難な事故初期段階における被ばく線量を詳細に評価するために、計算シミュレーションにより放射性物質の時間空間分布を再構築する。まず、既存の放出源推定結果を調査した結果、JAEAの最新の放出源再推定結果がサイト周辺のモニタリング結果を良好に再現し有効と考えられたため、この放出源情報のさらなる精緻化を進めることとした。大気拡散シミュレーションについては、最新の気象モデルWRF及び高度なデータ同化手法を導入するとともに、大気拡散モデルに精緻な沈着過程を導入し、放射性物質の大気拡散及び沈着状況の再現性向上のための改良を行った。次に、大気拡散シミュレーションを実行し、積算地表沈着量の観測値との比較により再現性の評価を行った。また、データベースの計算手法及び解析手法を試作し、放射性物質大気濃度・沈着量の時間空間分布データベースの基本版を構築した。今後、放出源情報及び拡散計算を最適化し、データベースを完成する予定である。

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