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論文

Isotope and plasma size scaling in ion temperature gradient driven turbulence

井戸村 泰宏

Physics of Plasmas, 26(12), p.120703_1 - 120703_5, 2019/12

本論文では大域的full-fジャイロ運動論シミュレーションを用いてイオン温度勾配駆動(ITG)乱流が支配的な水素(H)および重水素(D)のLモードプラズマにおける水素同位体と規格化ジャイロ半径$$rho^*$$の影響を示す。断熱応答電子を用いたイオン加熱数値実験では、エネルギー閉じ込め時間はBohm的な$$rho^*$$スケーリングで決まり、水素同位体質量依存性は見られない。運動論的電子を用いた電子加熱数値実験は電子からイオンへの衝突性エネルギー移行に対する同位体効果に起因する明確な同位体質量依存性を示し、約1.4倍の加熱パワー比でH, Dプラズマは同様のイオン,電子温度分布を示す。H, Dプラズマの規格化無衝突イオンジャイロ運動論方程式は$$rho^*$$が同じ場合に等価となり、ITG乱流に対する衝突効果も弱い。このため、水素同位体質量依存性は主に$$rho^*$$スケーリングと加熱源によって決まる。

論文

Spectrochemistry of technetium by liquid electrode plasma optical emission spectrometry and its applicability of quantification for highly active liquid waste

山本 昌彦; Do, V. K.; 田口 茂郎; 久野 剛彦; 高村 禅*

Spectrochimica Acta, Part B, 155, p.134 - 140, 2019/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Spectroscopy)

本研究では、発光分光分析装置の小型化に有効な液体電極プラズマに着目し、これに基づく発光分光分析法(LEP-OES)によりテクネチウム(Tc)の発光スペクトルについて調査した。その結果、200-500nmの波長範囲において合計52本のピークを確認し、全てTcの中性原子線とイオン線に帰属された。最も発光強度の高いピークは、254.3nm, 261.0nm, 264.7nmで確認された。模擬試料を用いて、高放射性廃液中に共存する成分による分光干渉の影響を評価した結果、264.7nmのピークでは干渉なく測定できることがわかった。そこで、264.7nmのピークを用いて分析性能を評価した結果、検出限界値は1.9mg/L、Tc標準試料(12.0mg/L)の繰り返し測定時の相対標準偏差は3.8%(N=5, 1$$sigma$$)であった。

論文

CeO$$_{2}$$を母材とするCsI含有模擬燃料の作製と性状評価

高松 佑気*; 石井 大翔*; 大石 佑治*; 牟田 浩明*; 山中 伸介*; 鈴木 恵理子; 中島 邦久; 三輪 周平; 逢坂 正彦; 黒崎 健*

日本原子力学会和文論文誌, 17(3/4), p.106 - 110, 2018/12

揮発性核分裂生成物(FP)であるセシウム(Cs)の燃料中の物理化学状態や燃料からの放出挙動を評価するために必要なCs含有模擬燃料の調製技術を確立することを目的として、放電プラズマ焼結(SPS)法を用いてウランの模擬物質であるセリウム化合物(CeO$$_{2}$$)にヨウ化セシウム(CsI)を含有させた模擬燃料の作製試験を実施した。SPSの条件を最適化することで、CsIが直径数マイクロメートルの球状析出物としてCeO$$_{2}$$母相内に分散する焼結体が得られ、Cs及びIを含有する模擬燃料の調製に成功した。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

論文

Quantitative determination of total cesium in highly active liquid waste by using liquid electrode plasma optical emission spectrometry

Do, V. K.; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 高村 禅*; 駿河谷 直樹; 久野 剛彦

Talanta, 183, p.283 - 289, 2018/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:58.68(Chemistry, Analytical)

本件では、新規の分析法である液体電極プラズマ発光分光分析法による、高レベル放射性廃液中のCs元素濃度の分析技術を開発した。その結果、検出限界値及び定量下限値はそれぞれ0.005mg/L、0.02mg/Lであり、東海再処理施設から採取した高レベル放射性廃液の分析に適用し良好な結果が得られた。

論文

Charmonium ground and excited states at finite temperature from complex Borel sum rules

荒木 賢志*; 鈴木 渓*; Gubler, P.; 岡 眞

Physics Letters B, 780, p.48 - 53, 2018/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:63.43(Astronomy & Astrophysics)

本論文ではcクォークとc反クォークからなるチャーモニウムの基底状態と励起状態の有限温度における振る舞いを調べる。そのためには以前我々の研究グループによって開発された複素Borel和則を最大エントロピーと組み合わせた解析を行う。その結果、チャーモニウムの基底状態と励起状態の融解温度の算出に成功した。QCDによるチャーモニウムの励起状態の算出はこの論文では初めて成功した結果である。

論文

Finite temperature sum rules in the vector channel at finite momentum

Gubler, P.; 佐藤 大輔*

Physical Review D, 96(11), p.114028_1 - 114028_20, 2017/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.13(Astronomy & Astrophysics)

本論文ではベクター・チャンネルのlongitudinalとtransverse成分に関する厳密な和則を初めて導出する。和則は真空成分を差し引かれた有限温度のスペクトル関数について導出され、以前調べたゼロ運動量の場合の一般化である。論文の後半では導出した和則はいかにして格子QCDデータを使ったスペクトル関数の特定に用いることができるかを示す。

報告書

AWJによる模擬燃料集合体加熱試験体の切断作業

阿部 雄太; 中桐 俊男; 綿谷 聡*; 丸山 信一郎*

JAEA-Technology 2017-023, 46 Pages, 2017/10

JAEA-Technology-2017-023.pdf:8.01MB

本件は、廃炉国際共同研究センター(Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science: CLADS)燃料溶融挙動解析グループにて平成27年度に実施した「プラズマトーチによる模擬燃料集合体加熱試験(Phase II)」で用いた試験体について実施したAbrasive Water Jet (AWJ)切断作業に関する報告である。模擬燃料集合体は、外周のるつぼ及び模擬燃料にジルコニア、制御ブレード及びステンレス、そして被覆管及びャンネルボックスにジルカロイ(Zr)を利用している。したがって、プラズマトーチを用いて高温に加熱し物質移行した模擬燃料集合体に対して、材料分析を実施するためには、硬度及び靭性の異なる材料を一度に切断する必要がある。加えて、本試験体は、大型かつ、溶融物を保持するためエポキシ樹脂が充填されている。これらの影響を鑑みて、AWJ切断を選定した。以下の点を工夫することで、本試験体をAWJで切断することができた。ホウ化物の溶融部分のように1回(ワンパス)で切断できない場合は、アップカットとダウンカットを繰り返す往復運動により切断を行った。切断が困難な箇所には、Abrasive Injection Jet(従来工法AIJ)方式より切断能力が高いAbrasive Suspension Jet(ASJ)方式を用いた。本作業を通じて、プラズマトーチを用いた模擬燃料集合体加熱試験における切断方法が確立できた。なお、切断作業では、AWJの先端で切断能力を失うと送り方向と反対に噴流が逃げる際に生じる湾曲した切断面が試験体中央部で確認できた。その結果を元に、切断面の荒さや切断時間の短縮のための課題の抽出を行った。

論文

Inductively coupled plasma-mass spectrometry

江坂 文孝

Analytical Sciences, 33(10), p.1097 - 1098, 2017/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.92(Chemistry, Analytical)

誘導結合プラズマ質量分析(ICP-MS)法は環境科学、地質学、臨床分野などで幅広く用いられている。本報告では、ICP-MS法を用いて行われている最新の文献を紹介するとともに、今後の展開について述べる。

論文

AWJによる燃料集合体溶融模擬材の切断実証および評価

丸山 信一郎*; 綿谷 聡*

三井住友建設技術研究開発報告, (15), p.107 - 112, 2017/10

福島第一原子力発電所(以下、1Fと称す)の廃止措置において、安全で確実な燃料デブリの取出しを行うためには、燃料デブリの形態や特性を推定することが不可欠となる。その推定のため、事故時の燃料集合体の溶融移行挙動調査が行われている。調査にあたり、燃料集合体溶融模擬材の切断が必要となり、切断にはジルコニウム合金とステンレスの溶融混合材料やセラミックの切断実績のあるアブレイシブウォータージェット(以下、AWJと称す)工法を適用することとした。結果、燃料集合体溶融模擬材を切断でき、切断可能な条件のデータを取得できた。今後、そのデータは、燃料デブリの取出しの検討に役立てることができる。

論文

Summary of 21st joint EU-US Transport Task Force Workshop (Leysin, September 5-8, 2016)

Mantica, P.*; Bourdelle, C.*; Camenen, Y.*; Dejarnac, R.*; Evans, T. E.*; G$"o$rler, T.*; Hillecheim, J.*; 井戸村 泰宏; Jakubowski, M.*; Ricci, P.*; et al.

Nuclear Fusion, 57(8), p.087001_1 - 087001_19, 2017/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.55(Physics, Fluids & Plasmas)

本会議報告は2016年9月5日$$sim$$8日にスイス、レザンにて開催されたthe 21st Joint EU-US Transport Task Force Workshopにおける報告と議論をまとめたものである。ワークショップは以下の8つのトピックから構成された: full-F運動論的乱流シミュレーションの進展; 高Z、低Z不純物の輸送、制御、および、プラズマ閉じ込めへの影響; 炉心、周辺輸送への3次元効果(MHD、外部磁場、ステラレータを含む); 予測性の高いプラズマ設計; 電子熱輸送とマルチスケール統合; Scrape-Off Layer(SOL)におけるパワー減衰長の理解; L-H遷移におけるSOLの役割; 乱流計測に対する乱流基礎特性の実証研究。

論文

Toroidal angular momentum balance during rotation changes induced by electron heating modulation in tokamak plasmas

井戸村 泰宏

Physics of Plasmas, 24(8), p.080701_1 - 080701_5, 2017/08

AA2017-0264.pdf:1.52MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:55.89(Physics, Fluids & Plasmas)

大域的full-fジャイロ運動論モデルに基づく電子加熱変調数値実験から、電子加熱によるイオン温度勾配駆動(ITG)乱流から捕捉電子モード(TEM)乱流への遷移が密度勾配の急峻化とプラズマ回転の変化をもたらすことを示した。回転変化時のトロイダル角運動量バランスをトロイダル角運動量保存則の直接観測によって明らかにし、イオン系の乱流応力に加え、イオン系の新古典応力、径方向電流、イオン系と電子系のトロイダル電場応力が重要となることを示した。ITGフェーズとTEMフェーズにおけるトロイダルトルクの反転はイオン系方向電流の反転によるものであり、これは粒子輸送と運動量輸送の相互作用であることを明らかにした。イオン系と電子系の径方向電流は両極性条件を満たすようにバランスし、電子系の径方向電流は電子系のトロイダル電場応力によって打ち消される。これは電子系のトロイダル電場応力が間接的にトロイダルトルクに影響していることを示す。

論文

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm $$times$$ 10 cm $$times$$ 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm $$times$$ 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

論文

レーザアブレーション現象の理解にもとづく水中レーザ誘起ブレークダウン分光法の定量性向上

松本 歩

レーザ加工学会誌, 23(3), p.222 - 231, 2016/10

本論文は、著者の博士論文の内容をまとめた総合論文である。本研究では、水中レーザ誘起ブレークダウン分光法(LIBS)の定量性向上を目的として、レーザアブレーション現象の解明に取り組んだ。主な成果として、水中微小プラズマに対して発光スペクトルの空間分解測定を行い、ターゲット由来の元素と溶液由来の元素の空間分布を明らかにした。この結果をもとに、検出位置を最適化すれば、共鳴線の自己吸収を十分に抑制できること、検出器の時間ゲートなしで先鋭な発光線が得られることを示した。次に、溶液由来の元素は、その濃度比を維持したままプラズマに移行することを見出し、アブレーション初期過程における液体の蒸発メカニズムと溶存種の内部標準としての可能性を示した。また、電解析出とLIBSを組み合わせることで、水中重金属イオンの高感度定量分析に成功した。このとき、ロングパルス照射による電極表面の熱伝導と構成原子の蒸発速度を考慮したモデルを構築し、析出物の組成比とプラズマ中の原子密度比の違いを補正した。これらの結果は、水中レーザプラズマの生成メカニズムに新たな知見を与えるとともに、水中LIBSの精度向上のための指針となり得る。

論文

Preparation for a new experimental program addressing core-material-relocation behavior during severe accident with BWR design conditions; Conduction of preparatory tests applying non-transfer-type plasma heating technology

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 石見 明洋; 中桐 俊男; 永江 勇二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するため、我々は小規模試験体(107mm$$times$$107mm$$times$$222mmh)を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用可能性が確認できた。また我々は、2016年に中規模の予備実験(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR自体に関する試験を実施予定である。

論文

Computational and experimental examination of simulated core damage and relocation dynamics of a BWR fuel assembly

Hanus, G.*; 佐藤 一憲; 岩間 辰也*

Proceedings of International Waste Management Symposia 2016 (WM 2016) (Internet), 12 Pages, 2016/03

原子力機構ではBWRの炉心損傷と炉心物質の移動挙動を模擬するために、燃料棒チャンネル・ボックス、制御ブレードアセンブリならびに炉心下部支持構造からなる大規模な試験を計画している。その目的は、既存実験データベースが極めて少ないBWR条件での過酷事故時の炉心物質移動挙動の理解にある。原子力機構は将来に計画している大規模試験に先立ち、予備調査として試験体を非移行型プラズマ加熱システムによって調べることとした。本試験の目的は対象とする試験体がプラズマ加熱によって、約2900Kの目標温度まで昇温できることを確認するとともに、高温物質の移動挙動データを収集できることを確かめることにある。燃料集合体の簡易的な予備計算の結果は、150kWの非移行型Arプラズマ・ジェットによって効果的に試験体を加熱できることを示した。解析評価を基礎として用いると共に、プラズマトーチを用いる実験計画を記述する。

報告書

炉内構造物及び燃料デブリの切断技術開発; プラズマジェット切断技術の適用性試験

庄司 次男; 福井 康太; 上田 多生豊

JAEA-Technology 2015-035, 70 Pages, 2016/01

JAEA-Technology-2015-035.pdf:8.07MB

大洗研究開発センターでは、これまでに原子力施設のデコミッショニングに適用する切断技術として、空気中で金属の切断、耐火物の切断及び破砕が可能なプラズマジェット切断技術(最大出力電流250A)の開発を実施してきた。このプラズマジェット切断技術が1Fの燃料デブリや炉内構造物の取り出しに適用できると考え、炉内の厚手の構造物に適用できるよう最大出力電流600Aでかつ水中で使用可能なプラズマジェットに係るトーチを開発し、燃料デブリ及び溶融した炉内構造物等の取出しへの適用性を確認する切断・破砕試験を進めてきた。

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。

論文

Impacts of friction stir processing on irradiation effects in vacuum-plasma-spray coated tungsten

小沢 和巳; 谷川 博康; 森貞 好昭*; 藤井 英俊*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2054 - 2057, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.34(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト鋼(F82H)は先進核融合炉の構造材料候補である。第一壁ならびにダイバータではプラズマスパッタ抑制のため、タングステン被膜が必須とされている。F82H鋼に、真空プラズマ溶射法でタングステン(W)を皮膜し、その後摩擦攪拌処理(FSP)にて強化した試料に対しイオン照射実験を実施し、WとF82Hの各要素のイオン照射後の硬さと微細組織に及ぼす細粒化の影響を調べた。これまでの結果からは、800$$^{circ}$$C、5.4dpaでイオン照射したFSP-W皮膜の顕著な照射硬化は認められていない。

論文

Using LiF crystals for high-performance neutron imaging with micron-scale resolution

Faenov, A.*; 松林 政仁; Pikuz, T.*; 福田 祐仁; 神門 正城; 安田 良; 飯倉 寛; 野島 健大; 酒井 卓郎; 塩澤 方浩*; et al.

High Power Laser Science and Engineering, 3, p.e27_1 - e27_9, 2015/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:49.51(Optics)

This paper describes an overview of our recent discovery - clear demonstration that LiF crystals can be efficiently used as a high-performance neutron imaging detector based on optically stimulated luminescence of color centers generated by neutron irradiation. It is shown that the neutron images we have obtained are almost free from granular noise, have a spatial resolution of 5.4 $$mu$$m and a linear response with a dynamic range of at least 10$$^{3}$$. The high contrast and good sensitivity of LiF crystals allow us to distinguish two holes with less than 2% transmittance difference. We propose to use such detectors in areas where high spatial resolution with high image gradation resolution is needed, including diagnostics of different plasma sources such as laser and z-pinch produced plasmas.

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