環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。影響が多くの項目で見られた。環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。影響が多くの項目でみられた。環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。影響が多くの項目でみられた。環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。)の影響が多くの項目でみられた。影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。Films)高エネルギー粒子加速器や核融合装置における真空装置の特徴の一つはそれらが放射線環境下におかれるということである。これまで低放射化材料として、アルミ合金、純チタン材等が用いられてきた。それらは低放射化材料であるとともに真空特性も良好である。両者とも機械強度は一般のステンレス鋼に対して劣る。そのためより機械強度の高い材料について低放射化真空材料としての可能性を調査することは有意義である。我々は低放射化真空材料としてチタン合金Ti-6Al-4Vを調査することとした。Ti-6Al-4Vはすぐれた機械強度をもつ材料であり、純チタンの利点であった低放射能や低ガス放出率が期待できる。RCSの真空装置に適用することを想定していることから、中間エネルギー(400MeV)の陽子ビームを照射しその残留線量を測定した。結果、Ti-6Al-4Vは純チタンにと同等な低放射化特性を示していることが分かった。放出ガス速度も十分低く、真空材料としても適していることが分かった。本発表においてはそれらの結果をまとめて報告する。Plasmas)ITERの典型的な運転シナリオにおいて、テスト・ブランケット・モジュール(TBM)およびトロイダル磁場リップルの誤差磁場中でのアルファ粒子およびNBI生成高速イオンの損失に及ぼす径電場効果について、軌道追跡モンテカルロコードと1次元輸送コードを繰り返して用いる手法を適用して評価した。高速イオンに対する径電場効果は、運転シナリオと誤差磁場に強く依存する。径電場は、ITERの比較的高い安全係数分布の9MA運転シナリオ中においてTBM由来誤差磁場に対して重要である。トロイダル磁場リップル中ではいずれの運転シナリオでも径電場効果は小さい。径電場は高速イオンのトロイダル・プリセッション角を変化させ、誤差磁場との共鳴条件を変化させる。このことがITERのTBM誤差磁場中で高速イオンに対する径電場効果の原因と考えられる。燃料デブリの位置や状況の把握に適用可能な検査技術として、ファイバスコープによる観察技術とレーザー分光による元素分析技術を組み合わせた光ファイバプローブを開発している。線照射試験により放射線の影響による伝送損失の測定とイメージファイバによる可視光線及び赤外線観察を行った。その結果、光ファイバの耐放射線性能を確認でき、100万Gyまで観察及びLIBS分光が行える見通しを得た。2013/05https://doi.org/10.3131/jvsj2.56.167高エネルギー粒子加速器や核融合装置における真空装置の特徴の一つはそれらが放射線環境下におかれるということである。これまで低放射化材料として、アルミ合金,純チタン材等が用いられてきた。それらは低放射材料であるとともに真空特性も良好である。両者とも機械強度は一般のステンレス鋼に対して劣る。そのためより機械強度の高い材料について低放射化真空材料としての可能性を調査することは有意義である。われわれは低放射化真空材料としてチタン合金Ti-6Al-4Vを調査することとした。Ti-6Al-4Vは優れた機械強度を持つ材料であり、純チタンの利点であった低放射能や低ガス放出率が期待できる。RCSの真空装置に適用することを想定していることから、中間エネルギー陽子ビームを照射しその残留線量を測定した。結果、Ti-6Al-4Vは純チタンと同等な放射化特性を示していることがわかった。しての可能性について述べる。日本で最初に建設された高速炉である。信頼性を示すことができた。1982年には照射試験用のMK-II炉心に改造され、さらに2003年には照射能力を向上させるため、より高性能なMK-III炉心への改造が行われ、MA含有MOX燃料,ODS鋼被覆管燃料等の高速増殖炉の燃料・材料開発のための高速中性子照射場として利用されてきた。これらの技術的知見・データ保存の一環でMK-II炉心の炉心・燃料管理に関する諸データを炉心特性データベースとして公開し、OECD/NEAにも登録した。今後も高速増殖炉開発に貢献するべく、多くのデータを公開する予定である。プラント技術の実証の場として貢献していく予定である。2009/09https://doi.org/10.1541/ieejfms.129.569低アスペクト比トカマク炉のリップル損失をモンテカルロコードで解析を行った。リップル損失はアスペクト比(A)に強く依存し、Aが2.5以上の領域ではAの8.8乗に比例することがわかった。このことは低アスペクト比トカマク炉においてはトロイダルコイルの個数を少なくできる可能性を有しており保守を容易にできることを意味する。2009/04https://doi.org/10.1585/pfr.4.008トカマクのリップル磁場中におけるアルファ粒子について、軌道追跡モンテカルロコードを用いて拡散係数のエネルギー依存性を調べた。拡散係数はリップル共鳴エネルギーから少し離れた高エネルギー及び低エネルギー側で増長され、ちょうど共鳴エネルギーと重なるところでは極小値を持つ、いわばM字型の依存性を持つことが明らかになった。リップル共鳴はバナナ粒子の歳差運動とリップルの位置が同じ位相で重なるために生ずるもので、粒子軌道のトロイダル角とポロイダル角の位相空間上に生ずるアイランド構造がこのような拡散係数のM字型の依存性を引き起こしている。このようなリップル共鳴拡散は核融合反応で生成したアルファ粒子の減速過程において顕著になると考えられる。Plasmas)軌道追跡モンテカルロコードを用いてトカマク核融合炉におけるアルファ粒子電流駆動が検討された。粒子の有限バナナ幅効果により粒子捕捉が非対象になり、トランジット粒子の不均衡で電流が駆動される。トランジット粒子の電流(トランジット電流)は、有限バナナ幅効果とソースの非均一分布により増大する。ピッチ角散乱もトランジット電流に重要である。定常核融合炉において、核融合反応アルファ粒子は、ブートストラップ電流を補佐する電流を駆動しうる。Rf反応により104番元素ラザホージウム(Rf)を生成し、陰イオンフッ化物錯体の形成を陰イオン交換法を用いて調べた。形成することを初めて明らかにした。Hfの錯形成定数より少なくとも一桁小さいことを明らかにした。Technology)燃焼プラズマの制御性を明らかにするために、JT-60Uにおいて自己加熱模擬用と外部加熱模擬用の2つのNBグループを用いた燃焼制御模擬実験を行った。自己加熱模擬用では、中性子発生率に比例して加熱パワーを入射した。外部加熱模擬用では、蓄積エネルギー帰還制御を適用した。Hモード及び負磁気シアプラズマとも、自己加熱模擬用NBパワーが増加した場合には、外部加熱模擬用NBパワーが減少することにより蓄積エネルギーは一定に維持された。Hモードプラズマと比べて外部加熱模擬用NBパワーの変動は大きく、制御裕度を大きくとる必要がある。両プラズマでの違いの原因を明らかにするために、非定常輸送解析コードTOPICSに燃焼制御模擬ロジックを組み込んだ。実験データから評価された実効的な粒子拡散係数と熱拡散係数を用いて計算を行った結果、負磁気シアプラズマで外部加熱模擬用NBパワーの振動が大きくなることは再現できなかった。熱拡散係数が温度依存性を持つと仮定した場合でも、外部加熱模擬用NBパワーの振動が大きくなることは観測されなかった。拡散係数の違い及びその温度依存性では両プラズマでの実験結果の違いを説明できないと考えられる。主概念に開発資源を集中的に投資し、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)としてその実用化を目指す。「もんじゅ」では、ナトリウム漏えい対策等の工事が順調に進められており、運転再開に向けた準備が行われている。性能試験を含め「もんじゅ」で得られる研究開発成果は、FBRの実用化に反映されていく。「常陽」は初臨界後、7万時間を超える運転を行い、FBRのための燃料・材料開発を行ってきている。外部利用の拡大等についても取り組んでいる。INPROなどの多国間協力,米仏等との研究協力を進めている。2005/11https://doi.org/10.1541/ieejfms.125.938低アスペクト比トカマク炉VECTORにおけるアルファのリップル損失を軌道追跡モンテカルロコードを用いて検討した。リップル損失は、アスペクト比は小さくになるにしたがって急激に減少する。このため、VERCTORではアルファ粒子は非常によく閉じ込められる。低アスペクト炉における良好なアルファ粒子閉じ込めにより、プラズマ外側端近傍の真空容器に冷却機構を設け、トロイダル磁場コイル内径を30%程度大きくすることで、トロイダル磁場コイル数を6程度まで削減できることがわかった。