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中塩 信行*; 大杉 武史; 黒澤 重信; 石川 譲二; 邉見 光; 池谷 正太郎; 横堀 智彦
JAEA-Technology 2022-016, 47 Pages, 2022/08
JAEA-Technology-2022-016.pdf:2.23MB
日本原子力研究開発機構の原子力科学研究所は、低レベル放射性固体状廃棄物の処分を視野に入れた廃棄物処理のために高減容処理施設の運用を開始した。処理対象廃棄物のうち、放射性非金属廃棄物の均一化条件を明らかにするために、焼却・溶融設備の固定炉床型プラズマ加熱式溶融炉を用いて予察試験を実施した。これまでの文献調査や小規模溶融実験装置での試験を通じて、均一化条件を左右する溶融廃棄物の流動性は、廃棄物の化学成分と溶融温度によって一義的に決まる粘性に大きく左右されることが分かっている。予察試験では、200Lドラム缶に装荷した模擬廃棄物にコールドトレーサーを添加して溶融した。廃棄物化学成分(塩基度、酸化鉄濃度)をパラメータとして、溶融固化体の化学成分の均一性を調査し、均一化条件について考察すると共に、溶湯のトレーサーの残存率を確認した。溶融廃棄物の粘度を測定し、均一性との相関を調べた。また、今後の実操業に向けて、予め押さえておくべき技術要件を検討した。
松谷 悠佑; 浜田 信行*; 谷内 淑恵*; 佐藤 志彦; 石川 正純*; 伊達 広行*; 佐藤 達彦
Cancers (Internet), 14(4), p.1045_1 - 1045_15, 2022/02
被引用回数：7 パーセンタイル：82.72(Oncology)福島原子力発電所の事故後、不溶性の放射性セシウム含有微粒子(Cs-BMP)が発見された。放射性Cs摂取後の内部被ばくのリスクに関しては、従来、可溶性Csが全身へ均一に分布した条件を想定した臓器線量から推定されてきた。一方、Cs-BMPは正常組織に長期的に付着し、慢性的な不均一被ばくを引き起こす可能性がある。本研究では、Cs-BMPによる不均一被ばく後の放射線影響の解明へ向けて、炎症応答とDNA損傷誘発との関係を調査した。炎症性シグナル経路であるNF-
B p65とCOX-2に焦点を当てた実験により、
線による均一被ばくと比較して、Cs-BMPの近位の細胞ではNF-B p65が活性化される一方、遠位の細胞ではNF-B p65と同時にCOX-2も有意に活性化する傾向を観察した。また、炎症性シグナルの阻害剤を用いた実験により、Cs-BMP近位の細胞の放射線感受性の低下と遠位の細胞の放射線感受性の増強の双方に対し、炎症性シグナルの活性が深く関与することがわかった。これらの結果は、Cs-BMPによる被ばく後の放射線影響は、従来の均一被ばくに基づく推定とは異なることを示唆している。
松谷 悠佑; 佐藤 志彦; 浜田 信行*; 伊達 広行*; 石川 正純*; 佐藤 達彦
Scientific Reports (Internet), 9(1), p.10365_1 - 10365_9, 2019/07
被引用回数：12 パーセンタイル：62.42(Multidisciplinary Sciences)不溶性放射性微粒子(Cs含有粒子)は、呼吸器系に吸引された後、長期にわたって気管に付着し、微粒子周辺の正常組織に不均一な線量分布をもたらすと考えられている。このような微粒子によってもたらされる生物影響は不明なままであるため、本研究では、均一な被ばくとの比較の中で、微粒子による局所的慢性被ばく下において蓄積される核内DNA損傷を研究した。我々は、微粒子を含むマイクロキャピラリーを、正常肺細胞を含む培養皿に配置し、24時間もしくは48時間被ばく後に核内誘発-H2AX focusの有意な変化を観察した。モンテカルロ計算と均一被ばくとの比較から、微粒子による局所被ばく下では、遠位細胞に対する細胞間シグナル誘発DNA損傷と近位細胞に対するDNA損傷誘発の低減(防御効果)の両者が誘発されることが示唆された。微粒子による臓器線量は微量であることから、従来の放射線リスク評価で十分であると思われる。本研究により、不溶性Cs含有粒子による不均一暴露下でのDNA損傷の空間分布を定量化することに初めて成功した。
工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 石川 信行; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章; 井手 章博*
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05
次世代ナトリウム冷却炉では、プラント経済性向上の観点から、使用済燃料の洗浄プロセスとして革新的な乾式洗浄プロセスを採用している。本論文は、グローブボックス内において、燃料ピンバンドルを模擬した試験体を用いた、ナトリウムを試験体の共存性、残存ナトリウム量に係る基礎試験の結果を報告するものである。
井手 章博*; 工藤 秀行*; 犬塚 泰輔*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 石川 信行; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05
次世代ナトリウム冷却炉では経済性向上のために革新的な使用済み燃料の乾式洗浄プロセスを採用しており、本稿はナトリウムループを使った燃料バンドル規模の試験の結果を報告する。
Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Kahler, A. C.*; Talou, P.*; Plompen, A. J.*; Schillebeeckx, P.*; et al.
Nuclear Data Sheets, 148, p.189 - 213, 2018/02
被引用回数：66 パーセンタイル：98.06(Physics, Nuclear)CIELO国際協力では、原子力施設の臨界性に大きな影響を与える重要核種(
U, 
U, 
Pu, 
Fe, 
O, 
H)の中性子断面積データの精度を改善し、これまで矛盾していると考えられた点を解消することを目的として研究が行われた。多くの研究機関が参加したこのパイロットプロジェクトは、IAEAの支援も受けて、OECD/NEAの評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のSubgroup 40として組織された。本CIELOプロジェクトは、新たな実験研究や理論研究を行う動機付けとなり、測定データを正確に反映し臨界性の積分テストに優れた新たな一連の評価済みライブラリとして結実した。本報告書は、これまでの研究成果と、本国際協力の次の段階の計画概要をまとめたものである。
Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Kahler, A. C.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Pigni, M.*; Dunn, M.*; Leal, L.*; et al.
EPJ Web of Conferences, 146, p.02001_1 - 02001_9, 2017/09
被引用回数：6 パーセンタイル：95.25(Nuclear Science & Technology)CIELO共同研究では中性子断面積データの改善及びこれまでの評価で見られた断面積の不一致を解決することを目的として、原子力の臨界性に大きな影響を与える5核種(O, Fe, 
U, Pu)の中性子断面積を評価している。この国際パイロットプロジェクトでは、経済協力開発機構・原子力機関・核データ評価国際協力ワーキングパーティに設置されたサブグループ40の下でIAEAからのサポートを受けて、実験並びに理論的な研究を活発に実施している。これらの研究を通じて測定データを精度よく反映し、さらに臨界性に関する積分テストで良い結果を示す新しい評価済ライブラリを開発している。
中塩 信行; 大杉 武史; 伊勢田 浩克; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 石川 譲二; 満田 幹之; 横堀 智彦; 小澤 一茂; 門馬 利行; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.139 - 145, 2016/01
被引用回数：1 パーセンタイル：10.71(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究開発機構における低レベル放射性固体状廃棄物の減容処理の一環として、放射性金属廃棄物の均一化条件を明らかにするために金属溶融設備の試運転を行なった。金属溶融設備の誘導炉を用いて、模擬放射性金属廃棄物と非放射性トレーサーを溶融した。模擬廃棄物が1,550
C以上で完全に溶融されれば、化学成分、溶融重量に関わらず、溶融固化体中のトレーサー分布はほぼ均一となることがわかった。
H, O, Fe, U, and PuChadwick, M. B.*; Dupont, E.*; Bauge, E.*; Blokhin, A.*; Bouland, O.*; Brown, D. A.*; Capote, R.*; Carlson, A. D.*; Danon, Y.*; De Saint Jean, C.*; et al.
Nuclear Data Sheets, 118, p.1 - 25, 2014/04
被引用回数：107 パーセンタイル：98.48(Physics, Nuclear)CIELO(Collaborative International Evaluated Library Organization)は核反応データの評価作業を国際協力により実施するためのワーキンググループである。CIELOでは国際的な核データコミュニティから専門家を集め、既存の評価済ライブラリや測定データ、モデル計算の間にある矛盾を明らかにし、その原因を取り除き、より信頼性の高いデータを開発することを目的としている。最初の取り組みとして、最重要核種であるH, O, Fe, U, Puを対象とする予定である。この論文ではこれらの最重要核種の評価済データ及び積分結果をレビューし、評価間の矛盾を調査する。また、この枠組みで実施する核データ評価に関する作業計画をまとめている。
伊藤 主税; 伊藤 敬輔; 石川 高史; 吉田 昌宏; 眞田 幸尚; 鳥居 建男; 納冨 昭弘*; 若林 源一郎*; 宮崎 信之*
放射線, 39(1), p.7 - 11, 2013/09
福島第一原子力発電所の事故により環境に放出された放射性物質を除去することは、環境を回復するうえでの最重要課題の一つであり、原子力機構では、宅地,農地,山林等を含む広範な地域を対象とする汚染分布調査及び除染効果確認作業において、シンチレーション光ファイバ(PSF)を用いた放射線分布計測を導入している。PSFは、放射線が入射することによってPSF内で発生する光がPSFの両端に到達する時間差を計測することにより、放射線の入射位置とその強度を測定することができ、「常陽」1次冷却系の線量率分布測定等へ適用されてきた。このPSFを用いて福島県内各地の田畑,グラウンド,森林,川底等で測定を行い、放射線分布を測定できることを確認した。さらにレートメータ式波高分析器を導入して、PSFで計数率分布を連続的に測定することにより、2次元の線量率分布測定も行えるようになった。
Bierwage, A.; 相羽 信行; 篠原 孝司; 藤堂 泰*; Deng, W.*; 石川 正男; 松永 剛; 矢木 雅敏
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/10
Energetic particle mode (EPM) dynamics are simulated using a global nonlinear hybrid code (MEGA). The scenario considered is based on JT-60U shot E039672, just before the onset of a so-called Abrupt Large Event (ALE). The simulation model is gradually extended towards a more realistic representation of the JT-60U plasma, including realistic geometry, realistic pressure, and realistic fast ion distributions. It is found that the mode structure and frequency of the EPM is very robust and can be reproduced by simple models. In contrast, accurate prediction of the growth rate, fluctuation amplitude and fast ion transport may require realistic models. The progress made - in particular, the use of realistic geometry and a realistic fast ion distribution computed by an orbit-following Monte-Carlo code - constitutes an important step forward towards predictive simulations and integrated modelling of energetic particle dynamics in burning plasmas, such as in ITER and DEMO.
Bierwage, A.; 相羽 信行; 藤堂 泰*; Deng, W.*; 石川 正男; 松永 剛; 篠原 孝司; 矢木 雅敏
Plasma and Fusion Research (Internet), 7(Sp.1), p.2403081_1 - 2403081_4, 2012/07
The global hybrid code MEGA is used to study the dynamics of energetic particle modes (EPM) in parameter regimes close to the onset of ideal magnetohydrodynamic (MHD) ballooning instability. This work is motivated by observations of energetic-particle-driven modes in the wall-stabilized regime (so called EWM) in JT-60U, the physics of which have not been fully understood yet. In this study, nonlinear simulations of energetic particle modes (EPM, high frequency, 40-60 kHz) are carried out under conditions, where EWM (low frequency, 1-3 kHz) are observed. Although, EPM are unlikely to interact with EWM directly, the energetic particle transport caused by EPM may affect the total pressure profile and, hence, the stability of kink-ballooning modes, which are thought to be the fundamental modes underlying EWM. The dynamics of EPM near ideal MHD ballooning stability boundary is examined for the first time.
相澤 康介; 近澤 佳隆; 石川 信行; 久保 重信; 岡崎 仁*; 水戸 誠*; 戸澤 克弘*; 林 真照*
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.465 - 474, 2012/06
日本において、JSFRの設計研究が進められている。JSFRは2種類の破損燃料検出系を有している。一つは、炉内の燃料破損を検出するFFDである。もう一つは、破損した燃料集合体を位置決めするFFDLである。本研究では、FFDへの要求性能を整理し、それを満足する実証炉用FFD及び実用炉用FFDを設計した。実用炉FFDは、炉上部プレナムのナトリウムをサンプリングするシステムを採用し、炉上部プレナム内の流動解析を実施して性能を確認した。実証炉用FFDは、1次系配管の外側に検出器を設置するシステムを採用し、遮へい解析等を実施して性能を確認した。FFDLについては、既往炉及び過去の研究開発の経験を整理した。セレクタバルブ法FFDLはPhenixとS-Phenixの経験を調査し、タグガス法FFDLはEBR-IIとFFTFの経験を調査した。これらの調査結果をもとに、両システムのJSFRへの適合性を評価した。
石川 信行; 近澤 佳隆; 藤田 薫; 山田 由美*; 岡崎 仁*; 鈴木 慎一*
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.483 - 489, 2012/06
JSFRの安全保護系の検討として、ロジック回路構成、安全保護系で用いる信号、設定値等の検討を進めてきた。加えて検討においては、想定される多様なパラメータを考慮した包括的な解析評価を行い、安全保護系への要求要件を満足するかの評価が必要となる。そのため、本報告では、TOP(Transient over power)型、LOF(Loss of flow)型、LOHS(Loss of heat sink)型の代表事象について安全評価を行い、炉心燃料の健全性に関する安全判断基準に照らして安全保護系の充足性を評価した結果を中心に、JSFRの安全保護系の検討状況について報告する。
石川 信行; 大久保 努
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 4 Pages, 2011/12
軽水炉サイクルから高速炉サイクルへの移行を考える場合、導入期における高速炉では軽水炉排出のプルトニウムが使われるため、炉特性を考慮した炉側からの検討も必要となる。軽水炉からのプルトニウムとしては、ウラン使用済燃料からのものに加えて、MOX使用済燃料由来のプルトニウムもあり、高速炉サイクルへの移行にあたっては、軽水炉からのMOX使用済燃料も高速炉への有効なプルトニウム供給源となる。そのため、このような観点で軽水炉でのプルトニウム有効利用について検討することも重要となる。高速炉の導入に先立っての軽水炉でのプルトニウム利用を考える場合、高転換型軽水炉は良質のプルトニウムをより多く残せるため、高速炉サイクルへの移行に適したプルトニウム利用の良好なオプションとなり得るといえる。本報では高転換型軽水炉のプルトニウム有効利用性について、高速炉サイクルへの移行を視野にいれた検討結果について報告する。
Bierwage, A.; 藤堂 泰*; 相羽 信行; 篠原 孝司; 石川 正男; 矢木 雅敏
Plasma and Fusion Research (Internet), 6, p.2403109_1 - 2403109_5, 2011/08
The nonlinear dynamics of energetic particles in tokamak plasmas and their interaction with MHD modes have previously been studied using models which include only the most essential ingredients in order to understand the fundamental processes. Work is now underway to carry out simulations with more detailed models in order to enhance our predictive capabilities with respect to the excitation of MHD modes and energetic particle transport, which is expected to play an important role in burning plasmas. The present work focuses on the role of the equilibrium geometry, comparing results obtained for circular and for realistic flux surface geometry. For this purpose, earlier studies of so-called Abrupt Large-amplitude Events (ALE) in JT-60U are revisited. The simulations are carried out with the hybrid code MEGA. For the simple geometry, results obtained with another hybrid code, HMGC, serve as a benchmark, which may show how the choice of the numerical implementation affects the results.
石川 信行*; 末吉 仁*; 鈴木 裕士; 秋田 貢一
溶接学会論文集(インターネット), 29(3), p.218 - 224, 2011/08
水素をチャージしたY溝高速溶接継ぎ手試験片を用いて低温割れ試験を行い、低温割れ限界条件を検討した。中性子回折法を用いて溶接部内部の残留応力分布測定を行った。ルート部では、き裂開口方向に1100MPa以上の高い引張残留応力が発生していることを確認した。
藤平 俊夫; 中塩 信行; 大杉 武史; 石川 譲二; 溝口 崇史; 塙 律; 染谷 計多*; 高橋 賢次*; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; et al.
JAEA-Technology 2010-008, 28 Pages, 2010/06
JAEA-Technology-2010-008.pdf:5.0MB
減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し、溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図るものである。これまでの試験運転結果を踏まえて、本設備のうち、溶融した金属から金属塊(インゴット)を作製する成型工程の改善工事を実施した。また、平成20年10月から試験運転を実施し、合理化した成型工程の検証を行った。本稿では、試験運転によって得られた合理化した成型工程での処理時間の短縮効果,ユーティリティ消費量の低減効果,保守作業の負担軽減効果等について報告する。
中野 佳洋; 深谷 裕司; 秋江 拓志; 石川 信行; 大久保 努; 内川 貞夫
JAEA-Research 2009-061, 92 Pages, 2010/03
JAEA-Research-2009-061.pdf:9.5MB
革新的水冷却炉(FLWR)を構成する二つの炉心概念、高転換型炉(HC-FLWR)と低減速軽水炉(RMWR)炉のうち、HC-FLWRについて、代表炉心設計,HC-FLWRからRMWRへの移行炉心設計,マイナーアクチニド(MA)リサイクル炉心設計,導入効果の検討を行った。代表炉心設計では、燃料棒直径1.12cm,核分裂性Pu(Puf)富化度10.75%, MOX長85.5cm,取出燃焼度52GWd/t, Puf残存比0.84の炉心を設計した。移行炉心設計では、集合体内の富化度分布調節と燃料交換パターンの工夫により、集合体内及び炉心内の出力分布を平坦化できることを明らかにした。MAリサイクル炉心設計では負のボイド反応度係数を維持しながら取出燃焼度55GWd/tが得られる炉心を設計し、MA添加がボイド反応度係数に寄与する炉物理的メカニズムを、厳密摂動論を用いて明らかにした。導入効果の検討に関しては、本研究で得られた代表炉心設計の結果を踏まえて、より一般的な枠組みで、将来の軽水炉でのプルトニウム有効利用について考察し高転換軽水炉導入のメリットとそのポテンシャルを明らかにした。
石川 信行; 大久保 努
Annals of Nuclear Energy, 36(5), p.650 - 658, 2009/05
被引用回数：7 パーセンタイル：45.28(Nuclear Science & Technology)稠密な炉心構成を有する低減速軽水炉の動的応答に関する特性を明らかにするために、TRAC-BF1コードによる時間領域解析を行った。基本的な動的応答特性を明らかにすることを目的としてステップ応答に基づく評価を行った。まず、稠密構成の燃料集合体単体に関する応答特性を把握するため、集合体の入口・出口間の差圧をステップ状に変化させた場合の集合体流量応答の評価を行った。燃料集合体の設計におけるパラメータとして入口オリフィス抵抗係数,流速条件の影響を見るために集合体流量,冷却材クオリティの影響を見るために集合体熱出力の3つを代表的なパラメータとして選択して評価を行った。次いで、核的フィードバックが作用する条件下でステップ状の反応度外乱が加えられた場合の炉出力応答特性を評価した。さらに、低減速軽水炉の自然循環条件下における流量応答特性の評価を行った。以上の評価を通して、低減速軽水炉における高ボイド率,低流量の運転条件が応答特性に与える効果を検討し応答に関する基本特性を明らかにした。
