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論文

Diffusion and sorption behavior of HTO, Cs, I and U in mortar

赤木 洋介*; 加藤 博康*; 舘 幸男; 坂本 浩幸*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.233 - 236, 2018/11

福島第一原子力発電所の廃止措置によって放射性物質によって汚染されたコンクリートが多量に発生することが想定される。廃止措置や放射性廃棄物管理(除染や処分等)のための計画を策定するうえでは、コンクリート材料中の放射能インベントリや分布を推定することが重要となる。本研究では、OPCモルタル中のHTO, Cs, I, Uの実効拡散係数(De)及び分配係数(Kd)を、透過拡散試験及びバッチ収着試験によって実測した。取得されたDeはHTO, I, Cs, Uの序列となり、陽イオン排除効果がOPCモルタルにおいて重要なメカニズムであることが確認された。バッチ試験で得られたKdは、拡散試験で得られたKdより1桁以上高い値となり、試料の粉砕が収着に対して影響を及ぼすことが確認された。OPCモルタル中の拡散・拡散メカニズム理解は、放射性核種のコンクリートへの浸透挙動の予測するうえで重要である。

論文

Present status of manufacturing and R&Ds for the JT-60SA tokamak

東島 智; 鎌田 裕; Barabaschi, P.*; 白井 浩; JT-60SAチーム

Fusion Science and Technology, 68(2), p.259 - 266, 2015/09

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

The JT-60SA superconducting tokamak is now under construction toward the first plasma in March 2019 as a joint project between the Broader Approach (BA) Satellite Tokamak Programme of Europe and Japan, and the Japanese national programme. The JT-60SA mission is to contribute to early realization of fusion energy by supporting ITER and by complementing ITER in resolving key physics and engineering issues for DEMO reactors. Before procurements of the major components, some R&Ds for key techniques were performed. By May 2014, 23 procurement arrangements (PAs) have been launched (JA: 13PAs, EU: 10PAs) covering 87% of the total cost of the BA Satellite Tokamak Programme, and the main components have entered the manufacturing stage. In addition, the JT-60SA tokamak assembly started since January 2013. This paper summarizes the recent progress of the JT-60SA project.

論文

Study of corrosion rate of carbon steel in diluted artificial seawater under simulated irradiation condition

小松 篤史; 塚田 隆; 上野 文義; 山本 正弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 4 Pages, 2015/05

希釈人工海水中における炭素鋼の腐食速度に及ぼす溶存酸素と過酸化水素の影響について調査した。酸素と過酸化水素の拡散係数と定常拡散層厚さを電気化学的方法により測定し、拡散限界電流を求めた。また、酸素と過酸化水素が存在する323Kの希釈人工海水中で炭素鋼の腐食試験も実施した。323Kにおいて過酸化水素の拡散係数は酸素の約0.8倍であり、定常拡散層厚さは同程度であった。同濃度で比較すると過酸化水素の拡散限界電流は酸素の約0.4倍と求まった。重量減測定より求めた炭素鋼の腐食速度を、酸素濃度に過酸化水素濃度の0.4倍を加えた値で整理すると良い相関関係が得られた。

論文

Influence of blistering on deuterium retention in tungsten irradiated by high flux deuterium 10-100eV plasmas

Luo, G.; 洲 亘; 西 正孝

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.957 - 962, 2006/02

 被引用回数:56 パーセンタイル:2.44(Nuclear Science & Technology)

核融合炉のプラズマ対向侯補材であるW中の重水素滞留に及ぼすブリスタリングの影響について、1$$times$$10$$^{22}$$D/m$$^{2}$$/sの入射フラックスの条件で入射エネルギーを100eVから約10eVまで変化させて調べた。滞留量の測定は昇温脱離法によって行い、5$$^{circ}$$C/sの昇温速度で実施したが、昇温脱離曲線には重水素の放出ピークが1つのみ現れ、またそのピーク温度は照射のエネルギーやフルエンスにより500$$^{circ}$$Cから850$$^{circ}$$Cまで変化する、という結果を得た。このピーク温度は水素トラップからの放出温度より高く、重水素が分子としてブリスタに存在し、 昇温中に直接放出されていると考えられる。また、あるフルエンスで急激な滞留量減少が観測されたが、この現象はブリスタの破裂によるものと考えられる。このことはSEMによる観察結果(ブリスタが2ミクロン程度までしか成長しないこと、及びブリスタの数がフルエンスの増加とともに増加すること)と一致している。

論文

Nuclear technology and potential ripple effect of superconducting magnets for fusion power plant

西村 新*; 室賀 健夫*; 竹内 孝夫*; 西谷 健夫; 森岡 篤彦

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1675 - 1681, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:71.24(Nuclear Science & Technology)

核融合炉において超伝導コイルを安定して運転するためには、NBIポート等の真空容器の貫通部から突き抜けてくるストリーミング中性子による核発熱を抑制するとともに、長期的には放射化を低減することが重要であり、中性子工学の観点から超伝導コイルの材料に関する評価が必要である。本論文は、そのような研究を要する背景を述べ、代表的な超伝導線材であるNb$$_{3}$$Snの中性子照射試験結果,低放射化超伝導線材の開発、及びストリーミング中性子による核発熱を抑制する遮へい設計の現状を報告する。さらに、高エネルギー粒子の研究に関する最近の動向と、広いエネルギー帯域の$$gamma$$線環境下で使用される加速器用超伝導コイルの設計の概要について発表する。

論文

Incident energy dependence of blistering at tungsten irradiated by low energy high flux deuterium plasma beams

Luo, G.; 洲 亘; 西 正孝

Journal of Nuclear Materials, 347(1-2), p.111 - 117, 2005/12

 被引用回数:62 パーセンタイル:2.26(Materials Science, Multidisciplinary)

鏡面仕上げした焼結材タングステン試料片にITERダイバータ周辺プラズマを模擬する重水素プラズマを照射し、そのブリスタリング挙動を調べた。今回行った照射の条件は、フラックス:1$$times$$10$$^{22}$$D/m$$^{2}$$/s,エネルギー:7$$sim$$98eV/D,フルエンス:3$$times$$10$$^{23}$$$$sim$$6$$times$$10$$^{25}$$D/m$$^{2}$$,照射温度:室温であるが、いずれのエネルギーの照射においても、ブリスタリングの発生がSEM観察により確認された。また、ブリスタリング発生のフルエンス閾値が入射エネルギーの減少とともに増加すること、特に20eV/D以下の入射エネルギーの場合には、この閾値の増加が著しいことを見いだした。本現象は、試料表面に酸化皮膜が存在し、重水素の外部への再放出と内部への侵入に影響を及ぼしていると考えることによって説明できる。さらに、ブリスタの寸法と数はフルエンスの増加とともに初期にはいずれも増加するが、直径が2$$mu$$m程度に逹すると成長が止まり、数のみが増加していく結果を得た。本結果は、ブリスタが2$$mu$$m程度に成長すると亀裂が発生して内部のガスが放出されるため、と考えられる。

論文

Measurement of energetic charged particles produced in fusion materials with 14 MeV neutron irradiation

落合 謙太郎; 近藤 恵太郎; 村田 勲*; 宮丸 広幸*; 久保田 直義; 高橋 亮人*; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.859 - 863, 2005/11

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

原研FNSではコリメーター14MeV中性子で照射された核融合炉候補材料から放出する核反応荷電粒子の測定を継続的に行っている。第1に候補材であるベリリウムの測定を行った、厚さ100$$mu$$mのベリリウムサンプルから$$^{9}$$Be(n,$$alpha$$)$$^{6}$$He, $$^{9}$$Be(n,2n)2$$alpha$$ and $$^{9}$$Be(n,t)$$^{7}$$Li核反応によるアルファー粒子,トリトンのエネルギースペクトルを高精度に測定することに成功し、その値から各核反応の2重微分断面積を求めた。評価済み核データの比較から、$$^{9}$$Be(n,2n)2$$alpha$$ and $$^{9}$$Be(n,t)$$^{7}$$Li反応の2重微分断面積は実験値と良い一致を示した。

報告書

Report of Workshop on Energy; May 13, 2004, JAERI, Tokyo, Japan

辻本 和文; 永井 泰樹

JAERI-Review 2005-004, 208 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-004.pdf:82.79MB

国際純粋・応用物理学連合(IUPAP)では、エネルギーワーキンググループ(WG)が組織され、世界における今後のエネルギー供給について課題と物理学の果たすべき役割について検討している。上記WG活動の一環として、エネルギー問題の解決のために物理学分野からの積極的な貢献を喚起し、世界及び日本における多様なエネルギー開発の現状,問題点及び今後の展望について議論することで研究開発の進展に資することを目的として、IUPAPの主催、日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究開発機構の共催で、平成16年5月13日に東京の日本原子力研究所・計算科学技術推進センターで「エネルギーに関するワークショップ」を開催した。本報告書は、同ワークショップの概要と発表要旨及び発表資料(12件)を掲載するものである。世界,中国及び日本におけるエネルギー問題の状況についての招待講演に続いて、「新エネルギーの研究開発」,「核融合エネルギーの研究開発」,「加速器駆動システム(ADS)の展望」,「水素の製造・貯蔵・輸送」について、日本における専門家による現状と展望についての発表があった。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,3; プラズマを超高温にする加熱装置

井上 多加志; 坂本 慶司

日本原子力学会誌, 47(2), p.120 - 127, 2005/02

核融合開発の現状と今後の展望を、核融合分野外の日本原子力学会会員に理解してもらうことを目的とした、原子力学会核融合工学部会企画の連載講座第3回である。トカマク型炉で核融合反応を起こし、定常運転を行うために不可欠なプラズマ加熱法として、中性粒子ビーム入射(NBI)と高周波(RF)を取り上げる。そのプラズマ加熱と定常運転・プラズマ高性能化のための電流駆動原理を概説するとともに、ITER向け加熱装置の開発の現状を紹介する。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,1; 核融合炉の概要,そもそも核融合炉とは

上田 良夫*; 井上 多加志; 栗原 研一

日本原子力学会誌, 46(12), p.845 - 852, 2004/12

核融合開発の現状と今後の展望を、核融合分野外の日本原子力学会会員に理解してもらうことを目的とした、原子力学会核融合工学部会企画の連載講座の第1回である。最も実現に近い核融合炉として、DT反応を用いたトカマク型炉を取り上げ、エネルギー発生に必要な炉心プラズマ条件を概説する。また安全性,廃棄物,トリチウム,環境負荷,必要資源,建設コストの観点から核融合炉の特徴と課題を議論するとともに、トカマク型核融合炉の構成機器を紹介する。

論文

Integral benchmark experiments of the Japanese Evaluated Nuclear Data Library (JENDL)-3.3 for the fusion reactor design

西谷 健夫; 落合 謙太郎; 前川 藤夫; 柴田 恵一; 和田 政行*; 村田 勲*

IAEA-CN-116/FT/P1-22 (CD-ROM), 8 Pages, 2004/11

JENDL-3.3は最新の実験データをもとに評価した337核種の中性子断面積であり、核融合炉の核設計で重要な非等方中性子輸送で重要となる2重微分断面積の充実,同位体ごとの断面積,共分散データの充実を特徴としている。本報告では、鉄,バナジウム,タングステン等の核融合関連の核種の核データの精度検証を目的として、それらの核種の積分実験を実施し、その結果に対し、JENDL-3.3とその旧版であるJENDL-3.2及びIAEAの核融合核データライブラリFENDL-2を用いてベンチマーク解析を実施した。実験は原研東海研究所の加速器ベースの14MeV中性子発生装置である核融合中性子源FNSにおいて実施した。14MeV中性子発生用トリチウムターゲットの前方に核融合関連材料からなる平板体系を設置して、14MeV中性子を体系に入射し、体系内及び体系外において中性子及び2次$$gamma$$線のエネルギースペクトルを測定した。試験体系としては、単一元素材料として、鉄,銅,バナジウム,タングステン,複合元素材料としてSS316L, LiAlO$$_{2}$$, SiCを使用した。積分ベンチマーク実験の結果、JENDL-3.3は旧版であるJENDL-3.2及びFENDL-2.0に比べて、精度が改善しており、核融合炉の核設計に対し十分な精度を有していることを確認した。

論文

Application of the two-dimensional Newcomb problem to compute the stability matrix of external MHD modes in a tokamak

相羽 信行*; 徳田 伸二; 石澤 朋子*; 岡本 正雄*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 46(11), p.1699 - 1721, 2004/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:92.16(Physics, Fluids & Plasmas)

ニューコム方程式の理論をトカマクにおける低-n外部モードに適用し、安定性行列を計算する方法を確立した。安定性行列によって外部モードによるプラズマポテンシャルエネルギーの変化を摂動のプラズマ表面での値で表すことができる。この方法を用いて、理想外部モードのスペクトルの性質を詳細に調べた。それには外部モードと内部モードの結合,通常シア配位と逆シア配位の安定性の違いなどが含まれる。これらの結果は抵抗性壁モードの安定性解析にも有益である。

論文

Ion species control in high flux deuterium plasma beams produced by a linear plasma generator

Luo, G.; 洲 亘; 中村 博文; 大平 茂; 西 正孝

Review of Scientific Instruments, 75(11), p.4374 - 4378, 2004/11

 被引用回数:39 パーセンタイル:11.86(Instruments & Instrumentation)

低エネルギー・高フラックスのコンパクトなプラズマ源の作る重水素イオンビーム中のイオン種の制御について研究した。このプラズマ源は核融合炉のプラズマと対向壁との相互作用の研究用に開発したものである。本研究では、プラズマ源中の重水素圧力,アーク電流,制御用磁場などの放電パラメータを変化させることにより、重水素イオン種D$$^{+}$$, D$$_{2}$$$$^{+}$$, D$$_{3}$$$$^{+}$$の割合を制御できることを見いだした。低い重水素圧力の場合ではD$$^{+}$$イオンが主になり、中間の磁場と高い重水素圧力の条件ではD$$_{2}$$$$^{+}$$が生成されやすい。また、強い磁場と大きなアーク電流がD$$_{2}$$$$^{+}$$からD$$_{3}$$$$^{+}$$への変換を容易にする。これらの放電パラメータの適切な調節により、D$$^{+}$$, D$$_{2}$$$$^{+}$$、及びD$$_{3}$$$$^{+}$$のそれぞれについて、単一成分の割合が80%を超えるビームを得る方法を確立した。また、この中でD$$_{3}$$$$^{+}$$の生成には磁場の制御が重要な役割を果たしていることを見いだした。

報告書

HIP法を用いたF82H鋼製核融合炉第一壁のモデル製作及びその冶金的・機械的特性に関する研究

古谷 一幸

JAERI-Research 2004-013, 165 Pages, 2004/09

JAERI-Research-2004-013.pdf:53.73MB

本研究の目的は、これまでのHIP接合に関する基礎研究成果をブランケットの構造体部分(第一壁)の製作に応用した場合の問題点を明らかにし、その対処法を提案することにある。主な成果は次の通り。(1)低放射化フェライト鋼F82Hによる第一壁の矩形冷却配管を、一般的な配管製造法(角ダイス引き抜き法及び角ロール成型法)により製造可能であることを実証した。(2)第一壁の部分実規模モックアップをHIP接合法により製作し、接合部の引張り特性が母材部と同等であることを明らかにするとともに、衝撃特性が大幅に劣化する問題を有していることを明らかにした。(3)靭性劣化の要因は、接合部における結晶粒の粗大化,脆性破壊、及びボイドの成長不足であることを明らかにするとともに、これらを生じさせる因子には、初期ギャップ,不適切な表面粗さ,初期ギャップに起因する元素の拡散不足、及び表面の汚れがあり、これら因子が靭性劣化に複合的に寄与していることを見いだした。(4)劣化した靭性を大幅に改善可能な再熱処理法を見いだすとともに、靭性劣化因子の排除により母材部と同等の靭性が得られることを実証した。(5)接合部の引張り特性はITERレベルの約2dpaまでは大きく劣化しないことを明らかにした。

報告書

核融合施設及び原子力施設で作業するロボットのシステムインテグレーションに関する研究

岡 潔

JAERI-Research 2004-009, 225 Pages, 2004/07

JAERI-Research-2004-009.pdf:47.47MB

現在のロボットは、アミューズメント,福祉,防災など、さまざまな分野への適用が要求されているが、実用的な環境条件下ではシステムとして成立しているロボットは少ない。それは、ロボットが単に要素技術の積み重ねで実現できるものではなく、ロボットを構成する各要素について吟味,調整,改善等の検討を通して、各要素間のバランスを保ちながらロボットシステム全体の中で最適化される必要があるためで、多数の要素から構成されるロボットのシステムインテグレーションは、実際に使用可能なロボットを実現するうえで最も重要な課題である。本報では、このシステムインテグレーションに関する課題を解決するために、核融合施設の保守や原子力施設の事故時の救済を行う代表的なロボットシステムについて、開発に必要不可欠となる手法や要素技術について述べる。特に、ロボットに与えられた環境条件や作業条件からの観点だけでなく、ロボットのシステムバランスからそのロボットに必要となる要素技術の再構築と最適化の観点をも考慮して、実用的なロボットシステムの実現に向けた手法を提案した。これらのシステムインテグレーションを考慮した手法の提案により、核融合装置の保守や原子力施設の事故時の救済に対して実環境下で作業が可能なロボットシステムの実用化の推進に貢献した。

報告書

Characteristics of a low energy and high flux compact plasma source and preliminary results in studying surface modification of tungsten irradiated by the source

Luo, G.; 洲 亘; 中村 博文; 大平 茂; 林 巧; 西 正孝

JAERI-Tech 2004-031, 27 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-031.pdf:2.88MB

トカマクのプラズマ-表面相互作用を模擬する小型プラズマ源装置を製作した。この装置は、小型(全長1m)であるにもかかわらず、ITERダイバータの周辺プラズマに相当する低エネルギー(100eV以下)・高フラックス(約10$$^{22}$$/m$$^{2}$$/s)のプラズマビームを生成できる特徴を持つ装置である。本報告では、本装置の構成と特性、具体的にはフィラメント,アーク放電,磁場,バイアスなどによるプラズマビームへの影響について説明する。また、タングステンを試料として行った予備的な照射試験の結果についても報告する。焼結後熱圧延したタングステン試料片(0.1mm厚)に重水素イオンフラックス2$$times$$10$$^{21}$$$$sim$$1$$times$$10$$^{22}$$/m$$^{2}$$/s,フルエンス4$$times$$10$$^{22}$$$$sim$$1$$times$$10$$^{26}$$/m$$^{2}$$,エネルギー100eV前後のプラズマビームを照射させ、1$$times$$10$$^{23}$$/m$$^{2}$$以上のフルエンスで試料表面にブリスタの発生を観測した。

論文

JT-60U plasma current measurement by an optical current transformer

新井 貴; 西山 友和; 柳生 純一; 河西 敏; 曽根 勇*; 阿部 充志*; 宮 直之

Fusion Science and Technology, 45(1), p.65 - 68, 2004/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.18(Nuclear Science & Technology)

将来の核融合実験装置においては長時間放電となるため、従来の積分器を利用した電磁気計測検出器ではゼロ点ドリフトが問題となる。そこで、新しい検出技術として光ファイバを利用した検出器(光CT)を考案した。光ファイバを利用した直流電流センサ(使用波長が1550nm)を試作し、JT-60Uへ適用し、安定したプラズマ電流の測定を行うことができた。また、ファイバセンサに$$gamma$$線照射試験を行い放射線の影響の無いことを確認した。これにより、定常プラズマ電流の測定に見通しを得ることができた。

報告書

核融合研究開発専門部会評価結果報告書, 平成15年度事前評価; 評価対象:炉心プラズマ研究部,核融合装置試験部

研究評価委員会

JAERI-Review 2003-031, 69 Pages, 2003/12

JAERI-Review-2003-031.pdf:8.89MB

研究評価委員会核融合研究開発専門部会は、日本原子力研究所(原研)の那珂研究所炉心プラズマ研究部及び核融合装置試験部における平成16年度からの5か年の研究開発計画を事前評価するために研究評価委員会により設置されたものであり、同委員会の定めた基本的要領に則って、平成15年5月から同7月にかけて研究評価を実施した。専門部会会合は、平成15年6月9日(月)に開催した。評価は、事前に提出された評価用資料と被評価部門からの口頭説明に対して、定められた評価項目,視点,基準に従って行われた。

論文

Accelerator R&D for JT-60U and ITER NB systems

井上 多加志; 花田 磨砂也; 伊賀 尚*; 今井 剛; 柏木 美恵子; 河合 視己人; 森下 卓俊; 谷口 正樹; 梅田 尚孝; 渡邊 和弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 66-68, p.597 - 602, 2003/09

 被引用回数:21 パーセンタイル:17.03

中性粒子ビーム(NB)入射は、トカマク型核融合装置において、最も有力なプラズマ加熱・電流駆動手段の一つである。原研ではJT-60UとITER用NB入射装置のために、大電流静電加速器の開発を進めてきた。この開発において最近、以下の進展があったので報告する; (1)JT-60U負イオンNB入射装置において、加速器内の電界の歪みによりビームの一部が偏向され、NB入射ポートにあるリミタに熱負荷を与えていた。不整電界の原因である電極下面の段差を埋めたところ熱負荷は従来の半分以下となって、2.6MWのH$$^{0}$$ ビームを355 keVで10秒間連続入射することに成功した。(2)加速器耐電圧性能の向上を目指して、3重点(FRP製絶縁管,金属フランジ,真空の接点)の電界を緩和する電界緩和リングを設計し、JT-60U負イオン源加速器とITER用R&Dで使用している1MeV加速器に取り付けた。ビーム加速無しでの耐電圧試験において、良好な耐電圧性能を確認した。

論文

リアルタイム遠隔観測機能を有するYAGレーザー溶接用複合型光ファイバシステム

岡 潔

レーザー研究, 31(9), p.612 - 617, 2003/09

原研では、配管内という狭隘な空間において、溶接・切断加工の状況や加工前後の観察を行うことを目的に、1 系統の光ファイバとレンズ光学系で溶接・切断・観察作業を可能とする複合型光ファイバシステムの開発を行ってきた。本件では、開発した複合型光ファイバシステムを使用して高出力YAGレーザを導光する試験を行い、安定したレーザ伝送性能及び画像伝送性能が得られることを確認した。これは、カップリング装置に対して、高出力レーザを複合型光ファイバに入射する際に問題となるレーザの吸収による熱の発生を考慮し、熱が拡散しやすい構造の適用や、水冷により発生した熱を強制的に除去する等の対策を講じた結果、達成可能になったものである。なお、同ファイバにおいては、さらに高出力のレーザパワーを伝送できる可能性を秘めていると考えられる。また、本ファイバシステムを医療用レーザ治療に技術を転用した。現段階では、対物レンズに伝送ロスの問題はあるが、レンズに反射防止コーティング等を行うことで改善が可能であり、低出力な医療用レーザ治療へ適用可能であることを示した。

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