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論文

Burn-up characteristics and criticality effect of impurities in the graphite structure of a commercial-scale prismatic HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫

Nuclear Engineering and Design, 326, p.108 - 113, 2018/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

商用ブロック型高温ガス炉のための黒鉛中の不純物の燃焼特性と臨界性に関する研究を行った。高温ガス炉では、炉内が黒鉛構造で満たされるため、黒鉛中の不純物による臨界性に対する毒作用が無視できない。そこで、商用高温ガス炉であるGTHTR300は高純度黒鉛材料であるIG-110を臨界性の観点から、燃料ブロックに隣接する反射体に用いている。燃料ブロックでもIG-110が用いられるべきであるが、経済性の観点から低純度黒鉛材料であるIG-11を用いている。本研究では、高純度黒鉛材料の商用高温ガス炉に対する必要性を不純物の燃焼特性と臨界性を評価することにより再検討する。不純物の毒作用はホウ素等量であらわされるが、この値は$$^{10}$$Bの燃焼のように、指数的に減少し、初期値の1%程度のレベルで飽和する。一方で、IG-11のホウ素等量の1%に相当する0.03ppmの臨界性は燃料ブロック及び反射体ブロックに装荷した場合の両方において、0.01%$$Delta$$k/kk'以下であり無視できる。不純物は天然ホウ素で代表しても問題はない。そこで、不純物の毒作用を全炉心燃焼計算で行った。その結果、商用高温ガス炉に対しては、不純物の臨界性に対する影響は問題にならないことが分かった。なぜなら、IG-11を用いた場合でもサイクル末期までに十分に燃焼するためである。この結果により、IG-110を排除することにより、より経済的な発電が期待できる。

報告書

直流アーク放電発光分光法によるMOX粉末中の金属不純物元素の定量; 粉末試料直接定量のための標準添加法の適用

古瀬 貴広*; 田口 茂郎; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2016-028, 19 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-028.pdf:1.79MB

使用済核燃料の再処理過程を経て得られたMOX(ウラン・プルトニウム混合酸化物)粉末は、キャラクタリゼーションのために金属不純物元素の定量分析が必要となる。本分析には、粉末試料を溶解することなく直接定量が可能となる直流アーク放電発光分光法が有用とされるが、検量線を作成する際にマトリックスマッチングなどの問題を克服できる標準物質の選択が最も重要な課題であった。本報告では、試料マトリックスの影響を考慮して既知量の不純物金属を含む八酸化三ウランを標準物質として用いた標準添加法を適用することによって、比較的有意量が試料中に含まれる鉄, クロム, ニッケルの定量を試み、良好な結果が得られることを明らかにした。

論文

Tungsten impurity density in fusion plasma

仲野 友英; Shumack, A.*; Maggi, C. F.*

Journal of Physics B; Atomic, Molecular and Optical Physics, 2 Pages, 2016/01

原子力機構とユーロヒュージョン(オランダ基礎エネルギー研究所、マックスプランク物理研究所、などからなる研究組織)との共同研究により、ヨーロッパの大型トカマク装置JETの高温プラズマ中のタングステンイオン密度を決定することに成功した。改良型X線分光器で測定されたスペクトルを原子構造計算プログラムFACによって解析した。この解析により45価及び46価のタングステンイオンと32価のモリブデンイオンのスペクトル線を同定した。さらに、意図的にモリブデンをプラズマに入射することによって、モリブデンイオンのスペクトル線の同定結果を確かめた。これらのタングステンイオン及びモリブデンイオンのスペクトル線の絶対強度からそれらの絶対密度を決定した。

報告書

核鑑識研究開発成果報告書

大久保 綾子; 木村 祥紀; 篠原 伸夫; 戸田 暢史; 舟竹 良雄; 綿引 優; 桜井 聡; 久野 祐輔

JAEA-Technology 2015-001, 185 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-001.pdf:56.65MB

核鑑識とは、捜査当局によって押収、採取された放射性物質について、ウランやプルトニウムなどの核物質や関連する物質の組成、物理・化学的形態等を分析し、その物品の出所、履歴、輸送経路、目的等を分析・解析する技術的手段である。核鑑識活動には、対象物質のサンプリング、採取したサンプルの分析、分析結果とデータベースや数値シミュレーションとの比較による解析といった活動が含まれる。核鑑識技術により、不正取引及びテロ等で使用された核物質の起源を特定できるため、犯人を特定し、刑事訴追できる可能性が高まり、核テロ等に対する抑止効果が高まるとともに、核鑑識に関する国際的なネットワークを構成することにより、グローバルな核セキュリティ体制強化に貢献できる。本報告書は、日本原子力研究開発機構において平成23$$sim$$25年度に実施した核鑑識研究開発、すなわち核鑑識に必要な基本的分析技術開発の成果をまとめたものである。

論文

高温プラズマからの放射と分光測定

杉江 達夫

プラズマ診断の基礎と応用, p.116 - 131, 2006/03

プラズマからの放射は、プラズマのエネルギーを外部に放出するため、エネルギー閉じ込め性能を低下させる。また、混入した不純物イオンは、燃料である重水素イオン,三重水素イオンの全イオンに対する割合を低下させ、核融合反応効率の低下を招く。そのため、不純物イオンの制御(発生,混入の低減、及び排気)が重要な研究課題となっている。分光測定は、このような課題を研究する際の重要な診断手段の一つである。また、イオン温度,電流分布等の主要プラズマパラメータの測定にも利用されている。本節では、高温プラズマからの放射と、その分光測定について述べる。

論文

Atomic and molecular data activities for fusion research at JAERI

久保 博孝; 左高 正雄; 白井 稔三

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.7, p.352 - 355, 2006/00

核融合研究では、粒子熱制御やプラズマ診断のために、燃料である水素,核反応で生成されるヘリウム,プラズマ対向面材料から発生する不純物に関する原子分子データが必要である。ここでは、原研における核融合研究のための原子分子データ整備に関する最近の活動概要について報告する。原研では、最近、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(水素分子,炭化水素分子等)に関する反応断面積データを収集評価している。収集評価したデータから半経験式を導き、データを使いやすくした。また、米国国立標準技術研究所と協力して、核融合プラズマにおいてプラズマ対向面材料から発生する、あるいは熱制御やプラズマ診断のために入射される重不純物(Ar, Ti, V, Cr, Mn, Fe, Co, Ni, Cu, Ga, Kr, Mo, W)の高電離イオンに関するスペクトルデータを収集評価している。さらに、大学の協力を得て、低エネルギー領域における電子衝突や荷電交換に関する断面積データの取得を行っている。

論文

Radiation loss by impurities measured from the large helical device

加藤 隆子*; 村上 泉*; 後藤 基志*; 森田 繁*; 居田 克巳*; Peterson, B. J.*; 舟場 久芳*; 仲野 友英

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.7, p.1 - 4, 2006/00

真空紫外スペクトルを定量解析した。C IIIスペクトル線の強度比から求めた電子温度を用い、ネオン入射によって発生したプラズマの放射損失源を分光計測とボロメータ計測で同定した。さらに不純物の発光線強度比の時間変化から不純物による放射損失の時間変化を求めた。

論文

Overview of goals and performance of ITER and strategy for plasma-wall interaction investigation

嶋田 道也; Costley, A. E.*; Federici, G.*; 伊尾木 公裕*; Kukushkin, A. S.*; Mukhovatov, V.*; Polevoi, A. R.*; 杉原 正芳

Journal of Nuclear Materials, 337-339, p.808 - 815, 2005/03

 被引用回数:49 パーセンタイル:4.03(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERは燃焼プラズマの研究と実現を目的とした核融合実験炉である。その特徴は、加熱パワーのほとんどがアルファ加熱によって供給されるということである。ITERは現在運転中の装置からの顕著なステップであり、かつ核融合炉開発において不可欠のステップである。ITERの成功は、プラズマ壁相互作用の制御のいかんにかかっていると言っても過言ではない。ITERは熱束,粒子束及び時間スケールにおいて現在の装置を一桁ないし二桁上回るからである。ITERにおけるプラズマ壁相互作用の制御の戦略として、セミクローズ・ダイバータ,強力な燃料補給と排気,ディスラプション及びELM制御,交換可能なプラズマ対向材料、及び段階を追った運転などを計画している。

論文

高温ガス炉HTTRの冷却材中の化学的不純物特性

坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之*; 江森 恒一; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.388 - 395, 2004/12

高温ガス炉の冷却材(Hガス)中の化学的不純物を除去し、また監視することは、炉心に使用される黒鉛構造物あるいは熱交換器等に使用される高温材料の腐食防止のうえで極めて重要である。日本初の高温ガス炉HTTRでは、運転期間中に化学的不純物濃度に制限を設けるとともに、不純物挙動は常時監視される。冷却材中の不純物は、He純化設備により連続的に除去され、その濃度はHeサンプリング設備により計測される。本報では、HTTRの最初の出力上昇となる出力上昇試験期間中に実施した不純物濃度測定試験による実測値をもとに、化学的不純物挙動を評価した結果を示す。また、黒鉛構造物,高温二重管に使用される断熱材からの放出不純物量を温度別に評価した。試験を通して、異常な不純物濃度の上昇は認められず、また不純物濃度組成は炭素析出を起こさせない安定な領域にあった。本研究により、運転時におけるHe冷却材中の不純物特性を明らかにした。

論文

Short design descriptions of other systems of the HTTR

坂場 成昭; 古澤 孝之; 川本 大樹; 石井 喜樹; 太田 幸丸

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.147 - 154, 2004/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:41.76(Nuclear Science & Technology)

HTTRは、炉心構造物,原子炉圧力容器,原子炉冷却設備,計測制御設備,原子炉格納施設等により構成される。本報では、その他設備となる、ヘリウム純化設備,ヘリウムサンプリング設備及びヘリウム貯蔵供給設備のヘリウム系の補助設備、並びに燃料取扱及び貯蔵設備について、設計の概要を述べる。ヘリウム純化設備は、1次系及び2次ヘリウム系に設置され、冷却材中の化学的不純物を除去する。ヘリウムサンプリング設備は、化学的不純物の濃度を測定する。ヘリウム貯蔵供給設備は、通常運転時にヘリウム圧力を安定に保つ。燃料取扱及び貯蔵設備は、新燃料及び使用済燃料を安定かつ安全に取扱うための設備である。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

論文

周辺プラズマ研究のITERへの展開

嶋田 道也

プラズマ・核融合学会誌, 80(3), p.222 - 226, 2004/03

周辺プラズマ及びプラズマ・壁相互作用に関する研究の目的について述べるとともに、ITERのダイバータ性能の予測について議論する。また材料やトリチウム吸蔵,ELMやディスラプションのような過渡的現象に伴うプラズマ・壁相互作用に関する研究の主要な課題について議論する。さらに、ITERプラズマの予測法や制御法を確立するための研究開発の戦略について議論する。

論文

Formation of a charge-exchange target for fast ions in the plasma of large-scale toroidal devices under NBI conditions

Mironov, M. I.*; Khudoleev, A. V.*; 草間 義紀

Plasma Physics Reports, 30(2), p.164 - 168, 2004/02

 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)

高エネルギー荷電交換計測により、水素様不純物イオンによる水素イオンの中性化によって生成される高速原子の分布関数を決定することができる。分布関数を得るためには、プラズマ中でのターゲットイオンの成分と空間分布を知る必要がある。荷電交換標的粒子は、不純物原子核と加熱用中性粒子ビームとの相互作用で生成される。中性粒子ビームと計測装置との位置関係に基づき、ターゲット粒子の軌跡を計算する必要がある。実際のトカマク配位での不純物イオンのバランスを構築する原子の基礎過程を考慮するモデルが提案されている。JT-60Uプラズマへこのモデルを適用する。荷電交換原子束の形成機構を調べた。荷電交換束への異なったビーム入射装置の相対的な寄与を評価した。計算結果に基づき、固定した分析器を用いたイオン分布関数の局所的な測定の方法を提案する。

論文

Coolant chemistry characteristics during safety demonstration test using HTTR

坂場 成昭; 中川 繁昭; 古澤 孝之; 橘 幸男

Transactions of the American Nuclear Society, 91, P. 377, 2004/00

HTTRを用いた安全性実証試験における1次冷却材中の化学的不純物濃度実測値を用いて、黒鉛減速,ガス冷却炉において起こり得る炭素析出現象について評価を行った。炭素析出は、原子炉圧力容器,中間熱交換器等の約400$$^{circ}$$C程度の低温部に起きやすいが、評価の結果、安全性実証試験等における温度変化時等において、1次冷却材中の化学的不純物濃度組成は、炭素析出を起こすような組成分布に至っていないことが確認された。

報告書

Review of JT-60U experimental results in 2001 and 2002

JT-60チーム

JAERI-Review 2003-029, 197 Pages, 2003/11

JAERI-Review-2003-029.pdf:13.06MB

本報告書は、2001年及び2002年にJT-60Uにおいて行った実験の結果をまとめたものである。完全非誘導電流駆動状態での高核融合三重積($$3.1 times 10^{20} m^{-3} keV s$$)の達成,高規格化ベータ値($$sim 2.7$$)の長時間(7.4秒間)維持,高核融合エネルギー増倍率($$geq 0.8$$以上)の時間の伸長(0.55秒間),高密度(グリーンワルド密度の$$95%$$)における閉じ込め改善(ITER98(y,2)スケーリングの0.9倍)の実現,電子サイクロトロン波電流駆動を用いた新古典テアリングモードの実時間制御,中心ソレノイドコイルを用いない革新的運転シナリオの開発等、炉心プラズマの高性能化,高性能炉心プラズマの定常化に対する進展について述べる。また、電流駆動,輸送障壁,MHD不安定性,高エネルギーイオン,ディスラプション,不純物,ダイバータプラズマ,プラズマ壁相互作用等に関する物理課題の研究,計測装置,加熱装置の開発についても報告する。

論文

Spectroscopic diagnostics for ITER

杉江 達夫; Costley, A. E.*; Malaquias, A.*; Walker, C.*

プラズマ・核融合学会誌, 79(10), p.1051 - 1061, 2003/10

ITERでは、可視からX線領域の広い波長領域を、受動的及び能動的分光計測システムを駆使して測定し、プラズマの中心,周辺,スクレープオフ層、及びダイバータ領域での、不純物の種類,不純物の密度/流入束,イオン温度,プラズマ回転速度,実効電荷,安全係数等を求める。能動的分光計測の例としては、イオン温度,プラズマ回転速度,不純物密度を測定する荷電交換分光があるが、ITER用に最適化した1MeVの加熱用中性粒子ビームでは、荷電交換断面積が小さくなり測定が不可能である。そのためITERでは、最適なエネルギー100keVの計測専用中性粒子ビームが設置される。加熱用中性粒子ビームは、モーショナル・シュタルク効果偏光計での安全係数分布計測に利用される。一方、計測用ミラー,観測窓,光ファイバーなどの計測機器要素が、現存の核融合実験装置に比べて2桁以上高い放射線(中性子,$$gamma$$線等)や高エネルギー粒子にさらされ、反射率や透過率などの性能が劣化することが懸念されている。これらの計測機器要素に対する放射線及び粒子照射効果は、ITER工学R and Dの中で精力的に研究され、多くの基礎データが得られ、耐放射線性機器も開発された。分光計測システムは、それらの結果を十分に反映させて、設計が進められている。

論文

Spectroscopic measurement system for ITER divertor plasma; Divertor impurity monitor

杉江 達夫; Costley, A. E.*; Malaquias, A.*; Medvedev, A.*; Walker, C.*

Proceedings of 30th EPS Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2003/07

本システムは、ダイバータ部での不純物粒子の同定と、粒子流入束の二次元測定等を主な目的としており、プラズマ制御に欠かせない計測システムの一つである。200nmから1000nmの広い波長領域の光を分光計測する。このシステムは、目的の違う異なった三種類の分光器で構成される。(1)不純物の種類をモニターする分光器,(2)粒子束の空間分布を高速測定する分光器、それと(3)イオン温度及び粒子の運動エネルギーを測定する高分散分光器である。二次元測定はダイバータカセット内部にモリブデン製ミラーを設置し、互いに交差する視野と水平ポート及び上部ポートからの視野を使って実現させる。一方、計測用ミラー,観測窓等の計測機器要素が、現存の核融合実験装置に比べて2桁以上高い放射線(中性子,$$gamma$$線等)や高エネルギー粒子にさらされ、反射率や透過率などの性能が劣化することが懸念されている。これらの計測機器要素に対する放射線及び粒子照射効果は、ITER工学R&Dの中で精力的に研究され、多くの基礎データが得られ、耐放射線性機器も開発された。本システムの設計は、それらの結果を十分に反映させて進められている。

論文

Radiation enhancement and impurity behavior in JT-60U reversed shear discharges

久保 博孝; 櫻井 真治; 東島 智; 竹永 秀信; 伊丹 潔; 木島 滋; 仲野 友英; 小出 芳彦; 朝倉 伸幸; 清水 勝宏; et al.

Journal of Nuclear Materials, 313-316(1-3), p.1197 - 1201, 2003/03

 被引用回数:16 パーセンタイル:23.99

負磁気シア放電は、定常トカマク型核融合炉の運転シナリオに対する有力な候補である。一方、ダイバータ板への熱負荷の低減には、不純物入射による放射損失の増大が有効である。JT-60では、高閉じ込めの負磁気シア放電に、Ne及びArを入射し、放射損失を増大した。Ne入射の場合には、X点MARFEの発生により放射損失が増大し、ダイバータプラズマが非接触状態になった。この非接触ダイバータを維持しつつ、内部輸送障壁が成長し、閉じ込め改善度が1.3から1.8に増大した。この時、Ne及びCの密度分布に内部輸送障壁が観測されたが、その密度分布は電子密度分布とほぼ同じで、不純物の選択的な蓄積は観測されなかった。一方、Ar入射の場合には、放射損失は内部輸送障壁の内側で増大し、軟X線発光分布からも主プラズマ中心部でのArの蓄積が示唆された。

論文

Status of activities on the lithium target in the key element technology phase in IFMIF

中村 博雄; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; 井田 瑞穂*; 角井 日出雄*; Loginov, N.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.2), p.1675 - 1679, 2002/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.16

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末までの予定で実施中である。本報告では、KEPの結果を反映させた液体Liターゲットの最近の結果と今後の展望について述べる。連続運転に対応したLiループ構造を定めるため、Liループ配管の熱応力解析を行い、過大な熱応力が発生しない配置を定めた。また、ビーム緊急停止時の過渡解析を実施し、Li固化防止に必要な有機冷媒1次冷却系及び水の2次冷却系温度制御条件を定めた。Li純化系では、KEPの結果をもとに、材料の腐食に影響するLi中の窒素不純物制御用として、新たにCrホットトラップの検討を行うとともに、トリチウム制御用のイットリウムホットトラップの仕様を定めた。さらに、放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計を行い、基本構造を定めた。KEPに続いて、Liターゲットの長時間運転を実証するため、2003年の移行期間を経て2004年からLi試験ループを中心とした技術実証を開始する予定である。

論文

Extension of integrated high performance regimes with impurity and deuterium particle control in Japan Atomic Energy Research Institute Tokamak-60 Upgrade (JT-60U)

久保 博孝; JT-60チーム

Physics of Plasmas, 9(5), p.2127 - 2133, 2002/05

 被引用回数:17 パーセンタイル:45.58(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uでは、不純物入射,ペレット入射を用いた不純物,重水素粒子の制御によって、閉じ込め改善流域を高密度,高放射損失,高プラズマ純度に向けて拡張する研究を進めている。通常のダイバータ配位のELMy Hモードでは、Ar入射によって高密度領域(0.65n$$_{GW}$$)で高放射損失(80%),高閉じ込め(HH$$_{98(y,2)}$$=1)を得た。ELMy Hモードでは輸送障壁の内側でイオン温度分布形状が変わらないという性質が有り、Ar入射の場合には輸送障壁部のイオン温度を高く維持できるため、閉じ込め改善度を維持できると考えられる。Arと重水素のリサイクリングを増加するために外側セパラトリックスをダイバータドームの頂上においた放電では、さらに高密度(0.8n$$_{GW}$$)まで閉じ込め改善を維持できた。また、高$$beta_{p}$$ELMy Hモードでは、ペレット入射によって高閉じ込めの密度領域を0.6n$$_{GW}$$から0.7n$$_{GW}$$まで拡張できた。

論文

Fast thermal shutdown of tokamak discharges without runaway electron avalanching

Bakhtiari, M.; 芳野 隆治; 西田 靖*

Fusion Science and Technology, 41(2), p.77 - 87, 2002/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:55.93(Nuclear Science & Technology)

トカマク装置のディスラプションは、閉じ込め磁場のひとつであるプラズマ電流が急激に消滅する現象であり、電磁力と熱及び生成される高速電子によるエロージョン等により、装置に大きなダメージを与える。その一方で、装置にダメージを与えることなく、制御してプラズマを緊急停止することも必要である。本論文では、重水素あるいは重水素と不純物の混合したものを入射することにより、プラズマ温度を緊急に減少させる手法について検討した。この時、高速電子生成を避けるために、温度低下を50eV程度に制限することで一周電圧(電界)上昇を制限し、入射すべき重水素あるいは重水素と不純物の量と、その時間を計算した。実際の緊急停止では、短時間に多くの粒子をプラズマ中心まで入射する必要があるのでペレット入射などの手法を用いる必要がある。

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