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佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*
Nuclear Engineering and Design, 422, p.113088_1 - 113088_24, 2024/06
The accident progression of the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 was analyzed using the MAAP code. Although there is a large uncertainty in the initial stage of accident progression behavior in Unit 1 with little measurement data, it is presumed to have similarities to that of Unit 3. As a result, in Unit 1, since there was almost no alternative water injection during the in-vessel phase, cooling of the debris transferred to the lower plenum was small. It was likely that a large molten pool of metals had formed, and that the steam supply to the high-temperature core materials was suppressed and metal oxidation was relatively small. The analysis results for Unit 1 were compared with those for Units 2 and 3, and differences between units such as the thermal conditions of the debris that relocated to the pedestal and the degree of metal oxidation were shown.
Sr in highly radioactive aqueous samples via conversion to a kinetically stable 1,4,7,10-tetraazacyclododecane-1,4,7,10-tetraacetic acid complex followed by concentration-separation-fractionation based on capillary electrophoresis-liquid scintillation大内 和希; 原賀 智子; 廣瀬 和生*; 黒澤 結香*; 佐藤 義行; 渋川 雅美*; 齋藤 伸吾*
Analytica Chimica Acta, 1298, p.342399_1 - 342399_7, 2024/04
従来の高線量試料分析法では被ばくリスクが高く、大量の二次放射性廃棄物が発生することから、放射線放出量を低減できる迅速な分析法が強く望まれている。このニーズに取り組むため、我々は液体シンチレーションカウンティングと2点検出によるキャピラリー過渡的等速電気泳動(ctITP)を組み合わせたSr定量法を開発した。これは、1,4,7,10-テトラアザシクロドデカン-1,4,7,10-テトラ酢酸(DOTA)-Sr錯体を1回の操作で分離・分画する方法である。高線量の放射性試料をマイクロリットルレベルで取り扱うことができ、従来のイオン交換法よりも大幅に高速であるこの方法により、実高線量廃棄物中のSrを選択的に定量した。ctITPにおける濃縮・分離の成功は、Sr-DOTA錯体が解離不活性であることに起因する。
佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*
Nuclear Engineering and Design, 414, p.112574_1 - 112574_20, 2023/12
Based on the updated knowledge from plant-internal investigations, experiments and computer-model simulations until now, the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was analyzed using the MAAP code. In Unit 3, it is considered that ca. 40 percent of UO
fuel was molten when core materials relocated to the lower plenum of the reactor pressure vessel. Initially relocated molten materials would have been fragmented by mixing with liquid water, while solid materials would have relocated later on. With this two-step relocation, debris in the lower plenum seems to have been permeable for coolant, thus debris seems to have been once cooled down effectively. Although the present MAAP analysis seems to slightly underestimate core-material oxidation during the relocation period, this probable underestimation was compensated for by an existing study that was considered more reliable, so that more realistic debris conditions in the lower plenum could be obtained. Probable debris reheat-up behavior was evaluated based on interpretation of the pressure data. This evaluation predicted that the fuel debris in the lower plenum was basically in solid-phase at the time when it relocated to the pedestal. With this study, basic validity of the former prediction of the Unit 3 accident progression behavior was confirmed, and detailed boundary conditions for future studies addressing the later phases were provided.
states in the electronic structure of the intermediate-valence superconductor CeIr
藤森 伸一; 川崎 郁斗; 竹田 幸治; 山上 浩志; 雀部 矩正*; 佐藤 芳樹*; 清水 悠晴*; 仲村 愛*; Maruya, A.*; 本間 佳哉*; et al.
Electronic Structure (Internet), 5(4), p.045009_1 - 045009_7, 2023/11
The electronic structure of the 
-based superconductor 
was studied by photoelectron spectroscopy. The energy distribution of the 
state was revealed by the 
resonant photoelectron spectroscopy. The state was mostly distributed in the vicinity of the Fermi energy, suggesting the itinerant character of the state. The contribution of the state to the density of states (DOS) at the Fermi energy was estimated to be nearly half of that of the
states, implying that the state has aconsiderable contribution to the DOS at the Fermi energy. The 
core-level and X-ray absorption spectra were analyzed based on a single-impurity Anderson model. The number of the state in the ground state was estimated to be 0.8-0.9, which is much larger than the values obtained in the previous studies (i.e., 0-0.4).
Pb and 
Bi in proton-induced reactions near 100 MeV岩元 大樹; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 八島 浩*; 西尾 勝久; 杉原 健太*; 
elik, Y.*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 544, p.165107_1 - 165107_15, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Instruments & Instrumentation)入射陽子エネルギー200MeV以下の中性子生成に関する二重微分断面積(DDX)データの不足は、加速器駆動核破砕システム(ADS)の研究開発などの技術応用における核破砕モデルの検証を妨げている。本研究では、このエネルギー領域におけるADS核破砕ターゲット材料のDDX実験データを取得し、解析予測との比較を通じて核破砕モデルに関する課題を明らかにすることを目的とした。実験は、京都大学のFFAG加速器を用いて行った。100MeV領域のPbとBiの陽子入射核反応に対するDDXを飛行時間法を用いて30
から150の角度範囲で測定した。得られたDDXをモンテカルロ法に基づく種々の核破砕モデル及び評価済み核データライブラリによる計算結果と比較した。DDXの測定値と核破砕モデル及び評価済み核データライブラリに基づく解析値を比較した結果、CEM03.03モデルが実験値に最も近い一致を示した。さらに、100MeV領域における陽子入射中性子生成DDXの再現性向上のために対処すべき複数の課題を明らかにした。
佐々木 道也*; 古川 恭治*; 佐藤 大樹; 嶋田 和真; 工藤 伸一*; 高木 俊治*; 高原 省五; 甲斐 倫明*
Journal of Radiation Protection and Research, 48(2), p.90 - 99, 2023/06
本論文では、日本保健物理学会で設立した「放射線被ばくに伴うがんリスク推定コードの開発専門研究会(2020-2021年度)」の活動成果である計算コードについて報告する。当該専門研究会では、放射線被ばくに伴うがんリスク推定研究の促進を目的に、計算に使用したアルゴリズムやパラメータを含めてソースコードを明らかにし、コードの改変や再配布を許可するライセンスのもと公開することとした。計算コードはSUMRAYと名付けられ、2種類のコンピュータ言語(RおよびPython)でコーディングされた。本コードは、モンテカルロ法を用いて積算過剰リスクを95%信頼区間とともに計算できる。計算条件を合わせて、SUMRAYの結果とソースコード非公開の既存コードの結果とを比較したところ、信頼区間の範囲内で合理的に一致することを確認した。オープン・ソース・ソフトウェアであるSUMRAYは、放射線被ばくに伴うがんリスク推定研究の共通基盤として利用されることが期待される。
山下 拓哉; 本多 剛*; 溝上 暢人*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*
Nuclear Technology, 209(6), p.902 - 927, 2023/06
被引用回数：2 パーセンタイル：90.12(Nuclear Science & Technology)The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment, is difficult and limited. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, a comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). Herein, 1F Unit 3 was addressed as the subject to produce an estimated diagram of the fuel debris distribution from data obtained about the RPV and PCV based on the comprehensive evaluation of various measurement data and information obtained from the accident progression analysis, which were released to the public in November 2022.
岩元 大樹; 中野 敬太; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; 杉原 健太*; 西尾 勝久; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 栗山 靖敏*; et al.
EPJ Web of Conferences, 284, p.01023_1 - 01023_4, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.21(Nuclear Science & Technology)加速器駆動システム(ADS)の核特性予測精度の向上と京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)におけるADS炉物理実験で用いる中性子源情報の取得を目的として、京都大学の固定磁場強集束(FFAG)加速器を用いた核データ測定実験プログラムを開始した。このプログラムの一環として、鉄,鉛及びビスマスに対する陽子入射二重微分中性子収量(TTNY)及び断面積(DDX)を測定した。測定では、真空チェンバ内に設置された標的試料に107MeVの陽子ビームを照射し、核反応によって標的から発生した粒子の信号を、小型の中性子検出器を用いて検出した。検出信号とFFAGキッカー電磁石の信号の時間差から飛行時間(TOF)を求め、ガンマ線の事象を波形弁別法によって除去して中性子事象をカウントすることで中性子のTOFスペクトルを求めた。得られた中性子のTOFスペクトルから、相対論的運動学によりTTNY及びDDXを求めた。実験で得られたTTNY及びDDXを、モンテカルロ輸送計算コードPHITSによる計算と比較し、PHITSに組み込まれた核反応モデル及び評価済み核データライブラリJENDL-4.0/HEの妥当性を検証するとともに、PHITSによる計算の予測精度を評価した。
岩元 大樹; 中野 敬太; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; 杉原 健太; 西尾 勝久; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 栗山 靖敏*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.435 - 449, 2023/04
被引用回数：3 パーセンタイル：68.71(Nuclear Science & Technology)加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発及び京都大学臨界実験装置(KUCA)におけるADS未臨界炉物理の基礎研究を目的として、固定磁場強収束(FFAG)加速器を用いて107MeV陽子による鉄、鉛及びビスマス標的に対する二重微分中性子収量(TTNY)を測定した。TTNYは8個の中性子検出器(各検出器は小型のNE213液体有機シンチレータと光電子増倍管より構成される)からなる中性子検出器システムを用いて飛行時間法により得られたものである。測定で得られたTTNYを、粒子・重イオン輸送コードシステム(PHITS)に組み込まれたモンテカルロ法に基づく核破砕反応モデル(INCL4.6/GEM, Bertini/GEM, JQMD/GEM, JQMD/SMM/GEM)及び評価済み高エネルギー核データライブラリ(JENDL-4.0/HE)による計算結果と比較した。JENDL-4.0/HEを含む比較対象のモデルは、検出器角度5度における高エネルギーピークを再現しないなどの特徴的な不一致が見られた。測定で得られたTTNYとPHITSによって評価した20MeV以下のエネルギー及び角度積分中性子収率を比較した結果、INCL4.6/GEMがKUCAにおけるADS炉物理実験のモンテカルロ輸送シミュレーションに適していることが示された。
佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; Cibula, M.*; 溝上 伸也*
Nuclear Engineering and Design, 404, p.112205_1 - 112205_21, 2023/04
被引用回数：2 パーセンタイル：90.12(Nuclear Science & Technology)これまでのプラント内部調査、実験、コンピュータモデルシミュレーションから得られた最新の知見に基づき、福島第一原子力発電所2号機の原子炉圧力炉容器内フェーズに対するMAAP解析を実施した。2号機では、炉心物質が圧力容器の下部プレナムに移動し、そこで冷却材によって冷却されて固化したときのエンタルピーが比較的低かったと考えられる。MAAPコードは、炉心物質リロケーション期間中の炉心物質の酸化の程度を過小評価する傾向があるが、酸化に係るより信頼性の高い既存研究を活用することによって補正を行うことで、下部プレナム内の燃料デブリ状態の、より現実的な評価を行った。この評価により、2号機事故進展挙動に係る既往予測の基本的妥当性が確認され、今後の後続過程研究を進めるための詳細な境界条件を提供した。下部ヘッドの破損とペデスタルへのデブリ移行に至るデブリ再昇温プロセスに対処する将来研究に、本研究で得た境界条件を反映する必要がある。
間所 寛; 山下 拓哉; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*
Nuclear Technology, 209(2), p.144 - 168, 2023/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Since the reactor pressure vessel (RPV) lower head failure determines the subsequent ex-vessel accident progression, it is a key issue to understand the accident progression of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The RPV failure is largely affected by thermal loads on the vessel wall and thus it is inevitable to understand thermal behavior of molten metallic pool with co- existence of solid oxide fuel debris. In the past decades, numerous experiments have been conducted to investigate a homogeneous molten pool behavior. Few experiments, however, addresses the melting and heat transfer process of debris bed consisted of materials with different melting temperatures. LIVE-J2 experiment aimed to provide the experimental data on a solid-liquid mixture pool in a simulated RPV lower head under various conditions. The extensive measurements of the melt temperature indicate the heat transfer regimes in a solid-liquid mixture pool. The test results showed that the conductive heat transfer was dominant during the steady state along the vessel wall boundary and that convective heat transfer takes place inside the mixture pool. Besides the experimental performance, the test case was numerically simulated by using ANSYS Fluent. The simulation results generally agree with the measured experimental data. The flow regime and transient melt evolution were able to be estimated by the calculated velocity field and the crust thickness, respectively.
岩元 大樹; 中野 敬太; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 栗山 靖敏*; 八島 浩*; 西尾 勝久; et al.
JAEA-Conf 2022-001, p.129 - 133, 2022/11
加速器駆動システム(ADS)の核特性予測精度の向上と京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)におけるADS炉物理実験で用いる中性子源情報の取得を目的として、京都大学の固定磁場強集束(FFAG)加速器を用いた核データ測定実験プログラムを開始した。このプログラムの一環として、鉄に対する陽子入射二重微分中性子収量(TTNY)及び断面積(DDX)を測定した。測定では、真空チェンバ内に設置された鉄標的に107MeVの陽子ビームを照射し、核反応によって標的から発生した粒子の信号を、小型の中性子検出器を用いて検出した。検出信号とFFAGキッカー電磁石の信号の時間差から飛行時間(TOF)を求め、ガンマ線の事象を波形弁別法によって除去して中性子事象をカウントすることで中性子のTOFスペクトルを求めた。得られた中性子のTOFスペクトルから、相対論的運動学により鉄標的に対するTTNY及びDDXを求めた。
山本 風海; 金正 倫計; 林 直樹; Saha, P. K.; 田村 文彦; 山本 昌亘; 谷 教夫; 高柳 智弘; 神谷 潤一郎; 菖蒲田 義博; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1174 - 1205, 2022/09
被引用回数：6 パーセンタイル：84.97(Nuclear Science & Technology)J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、最大1MWの大強度ビームを25Hzという早い繰り返しで中性子実験及び下流の主リングシンクロトロンに供給することを目的に設計された。2007年の加速器調整運転開始以降、RCSではビーム試験を通じて加速器の設計性能が満たされているかの確認を進め、必要に応じてより安定に運転するための改善を行ってきた。その結果として、近年RCSは1MWのビーム出力で連続運転を行うことが可能となり、共用運転に向けた最後の課題の抽出と対策の検討が進められている。本論文ではRCSの設計方針と実際の性能、および改善点について議論する。
間所 寛; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; St
ngle, R.*; Wenz, T.*; Vervoortz, M.*; 溝上 伸也
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
Debris and molten pool behavior in the reactor pressure vessel (RPV) lower plenum is a key factor to determine its failure mode, which affects the initial condition of ex-vessel accident progression and the debris characteristics. These are necessary information to accomplish safe decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. After dryout of the solidified debris in the lower plenum, metallic debris is expected to melt prior to the oxide debris due to its lower melting temperature. The lower head failure is likely be originated by the local thermal load attack of a melting debris bed. Numerous experiments have been conducted in the past decades to investigate the homogeneous molten pool behavior with external cooling. However, few experiments address the transient heat transfer of solid-liquid mixture without external cooling. In order to enrich the experimental database of melting and heat transfer process of debris bed consisted of materials with different melting temperatures, LIVE-J1 experiment was conducted using ceramic and nitrate particles as high melting and low melting temperature simulant materials, respectively. The test results showed that debris height decreased gradually as the nitrate particles melt, and molten zone and thermal load on vessel wall were shifted from bottom upwards. Both conductive and convective heat transfer could take place in a solid-liquid mixture pool. These results can support the information from the internal investigations of the primary containment vessel and deepen the understanding of the accident progression.
古田 裕繁*; 佐藤 薫; 西出 朱美*; 工藤 伸一*; 三枝 新*
Health Physics, 121(5), p.471 - 483, 2021/11
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Environmental Sciences)従来、国内の放射線業務従事者の低線量放射線被ばくによる発がん等の健康影響は、個人線量計の指示値(個人線量当量: Hp(10))と疾病情報を用いた疫学的解析によって推定されていた(J-EPISODE: the Japanese Epidemiological Study on Low-Dose Radiation Effects)。一方、放射線被ばくによる発がんは臓器線量に依存するため、放射線防護の目的で使用されるHp(10)を用いて発がん率等を推定することは適切でなかった。そこで本研究では、放射線業務従事者のHp(10)から臓器線量を推定する手法を新たに構築した。構築した推定手法では、着用個人線量計の応答特性、被ばくジオメトリ・エネルギー、体格等のパラメーターを考慮することで、国内の放射線業務従事者を対象とした疫学的解析を可能にした。今後、構築した臓器線量推定方法を用いて、放射線影響協会の放射線従事者中央登録センターにより管理・保存されている被ばく線量データを解析することにより、国内の放射線業務従事者における低線量放射線被ばくによる健康影響の推定に利用する予定である。
森下 一喜; 佐藤 匠; 大西 貴士; 関 崇行*; 関根 伸一*; 興津 裕一*
JAEA-Technology 2021-024, 27 Pages, 2021/10
JAEA-Technology-2021-024.pdf:2.41MB
有機物を含有したプルトニウムを含む核燃料物質(以下「有機物を含有した核燃料物質」という。)の場合、主にプルトニウムから放出される
線が有機物を分解して水素ガス等を発生させることが知られている。このため、有機物を含有した核燃料物質を長期間、安全に保管するためには、有機物を除去しておく必要がある。また、炭化物及び窒化物燃料(以下「炭化物燃料等」という。)の場合は、空気中の酸素や水分と反応して発熱する可能性があることから、これらを保管する場合には安定な化学形である酸化物に転換する必要がある。有機物を除去するための処理条件に関して文献調査を行った結果、空気雰囲気中で950C(1223.15K)以上に加熱することで熱分解され、除去できることを確認した。また、炭化物燃料等の酸化物への転換について熱力学的検討を行った結果、950C以上での炭化物燃料等の酸化反応における平衡酸素分圧が空気中の酸素分圧2.1
10
Pa(0.21atm)よりも低くなり、酸化反応が進行することを確認した。このことから有機物を含有した核燃料物質の安定化処理として、空気雰囲気中で950Cに加熱することにより、有機物を除去するとともに炭化物燃料等を酸化物に転換することとした。有機物の除去にあたっては、事前に有機物を模したエポキシ樹脂の薄板を空気雰囲気で加熱するモックアップ試験を実施し、加熱前後の外観の変化や重量の変化から、有機物が除去できることを確認した。その後実際の有機物を含有した核燃料物質等についても同様に安定化処理を実施した。
奥津 賢一*; 山下 琢磨*; 木野 康志*; 中島 良太*; 宮下 湖南*; 安田 和弘*; 岡田 信二*; 佐藤 元泰*; 岡 壽崇; 河村 成肇*; et al.
Fusion Engineering and Design, 170, p.112712_1 - 112712_4, 2021/09
被引用回数：3 パーセンタイル：45.99(Nuclear Science & Technology)水素同位体を利用したミュオン触媒核融合(
CF)では、核融合によって2.2sの寿命を持つミュオンが再放出され、それが次の標的と新たな核融合を引き起こす。我々は、水素・重水素混合固体から放出されたミュオンを収集して輸送する同軸輸送管を新たに開発し、輸送のための加速電圧などについて検討したので報告する。
山下 琢磨*; 奥津 賢一*; 木野 康志*; 中島 良太*; 宮下 湖南*; 安田 和弘*; 岡田 信二*; 佐藤 元泰*; 岡 壽崇; 河村 成肇*; et al.
Fusion Engineering and Design, 169, p.112580_1 - 112580_5, 2021/08
被引用回数：3 パーセンタイル：45.99(Nuclear Science & Technology)重水素・三重水素混合固体標的に負ミュオン()を入射し、ミュオン触媒核融合反応(CF)の時間発展をルンゲクッタ法によって計算した。核融合によって生成する中性子の強度や、固体標的から真空中に放出されるミュオン量を最大化する三重水素含有率を明らかにした。
岩元 洋介; 吉田 誠*; 松田 洋樹; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 薮内 敦*; 嶋 達志*
Materials Science Forum, 1024, p.95 - 101, 2021/03
核破砕中性子源,加速器駆動システム等における材料の照射損傷の基礎研究、マクロな材料特性研究、機器設計等をまとめた書籍の中で、われわれが主導してきた照射損傷量の指標である原子あたりのはじき出し数(DPA)に関する最新の研究を提示する。本研究では、タングステンのDPAの計算値を検証するため、ギフォード・マクマフォン冷凍機を用いてタングステン線を冷却し、389MeVの陽子照射による、極低温(10K)下の照射欠陥に伴う電気抵抗増加の測定値からはじき出し断面積を導出した。はじき出し断面積の実験値と計算値を比較した結果、これまでの発表者らが銅を用いた実験による検証結果と同様に、従来の照射損傷モデルによる計算値に比べて、最新の非熱的な欠陥再結合補正を考慮した計算値が実験値を良く再現することを明らかにした。また、アニールに伴う照射後の欠陥回復の測定により、60Kでは約20%の欠陥が回復し、原子炉の中性子照射環境と同様の結果となる他、銅の測定結果と比べた場合、タングステンにおける欠陥の回復量が少ないこと等を示した。
武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.
High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02
本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。
