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工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 大高 雅彦; 井手 章博*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.408 - 420, 2020/04
被引用回数：1 パーセンタイル：8.85(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の使用済燃料を模擬した燃料バンドル試験体を用いて、残留ナトリウムの洗浄試験を行ったもの。
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。
加藤 篤志; 永井 桂一; 荒 邦章; 大高 雅彦; 岡 伸樹*; 田中 昌子*; 大谷 雄一*; 井手 章博*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
高速炉の燃料取扱においては、使用済燃料集合体にナトリウムが付着しているため、冷却材に水を用いる使用済燃料プール(SFP)に移送される前に、残留ナトリウムの洗浄システムが備えられるが、SFPの水浄化能力等の観点からの設計負荷低減のため、残留ナトリウムの局限化が必要である。もんじゅで採用されたような湿式洗浄プロセスでは洗浄後にナトリウムがほとんど残留しない利点を有するものの、放射性液体廃棄物の発生や設備規模の観点から難点がある。一方、日本の次世代ナトリウム冷却高速炉開発では、高温のArガスと湿分を有するArガスによるナトリウム洗浄と残留ナトリウムの不活性化によりSFPに直接装荷可能な先進乾式洗浄システムを採用する計画である。本報では、本乾式洗浄システムに関する洗浄能力高度化や燃料取扱システムの適正化に係る研究開発の現状を報告する。
古川 智弘; 平川 康; 加藤 章一; 飯島 稔; 大高 雅彦; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 若井 栄一
Fusion Engineering and Design, 89(12), p.2902 - 2909, 2014/12
被引用回数：11 パーセンタイル：61.21(Nuclear Science & Technology)核融合炉-DEMOで適用が計画されている候補材料の照射試験のために、幅広いアプローチ活動の下で、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学設計・工学実証活動(EVEDA)が進められている。IFMIFターゲット施設の日本側の主要な活動は、世界最大級のリチウムループである「EVEDAリチウム試験ループ(ELTL)」を用いた工学実証である。このELTLの設計・制作と並行して、リチウム安全取扱いに関する技術確立に向けた研究が、IFMIF-EVEDAの下で関連技術の一つとして2008年より開始された。この研究では、リチウムの化学反応に関する実験、リチウム燃焼に関する実験、リチウム中不純物の化学分析技術の確立及び先進型リチウム漏えい検出器の開発を行った。本報告では、これら研究成果の現状について述べる。
大高 雅彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鵜澤 将行*; 井手 章博*; 金子 文彰*; 原 裕之*
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.607 - 615, 2014/04
東京電力福島原子力発電所事故を受けたJSFR燃料取扱設備の冷却機能強化のための設計研究として、設計拡張状態(DEC)における冷却機能維持のため、設計基準事故対処設備に対して独立性や多重性を有する代替冷却設備を検討するとともに、その有効性を評価した。
rays橋本 周; 大高 雅彦; 荒 邦章; 神野 郁夫; 今邨 亮*; 三上 研太*; 野宮 聖一郎*; 尾鍋 秀明*
Journal of Nuclear Science and Technology, 46(1), p.76 - 82, 2009/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)X線のエネルギー分布を測定する光子検出器について、先に報告したが、ここでは、その検出器を用いた、診療X線と
Csと
Coの混合線源の測定に用いるアンフォウルディング手法について論じる。さまざまな診療X線に対する応答関数は相互の区別がほとんどつかず、誤差低減法によるアンフォウルディング手法は十分に機能しない。この場合、スペクトルサーベイ手法が有効である。しかしながら、混合線の測定では誤差低減法は適用可能である。両ケースにおいて、ニューラルネットワーク手法の適用が期待できることも示された。
小川 数馬*; 向 高弘*; 荒野 泰*; 大高 章*; 上田 真史*; 上原 知也*; 間賀田 泰寛*; 橋本 和幸; 佐治 英郎*
Nuclear Medicine and Biology, 33(4), p.513 - 520, 2006/05
被引用回数：57 パーセンタイル：80.65(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)患者のQOL(生活の質)の向上を目指した癌性骨転移の疼痛緩和薬剤の開発を目指して、二官能性放射性薬剤の概念に基づき、安定な
Re化合物であるRe-MAMA(モノアミンモノアミドジチオール)を骨への集積能を有するビスホスホネート骨格を持つ化合物に導入した新規薬剤を合成し、その特性を調べた。ビスホスホネートの中央炭素に水酸基を有したRe-MAMA-HBPと、水酸基を持たないRe-MAMA-BPを合成し、骨の主成分であるハイドロキシアパタイトへの結合親和性及びマウス体内分布を比較検討した。レニウム-186標識MAMA結合ビスホスホネートは、レニウムの還元剤として塩化スズを用い、クエン酸中でReO
とMAMA結合ビスホスホネートを反応させ、逆相HPLCによる精製後、95%以上の放射化学的純度で得られた。Re-MAMA-HBPは、Re-MAMA-BPと比べ、インビトロにおいて、より高いハイドロキシアパタイトへの結合親和性を示し、インビボにおいて、より高い大腿骨への放射能集積を示した。したがって、Re標識ビスホスホネートへの水酸基の導入は、骨集積増加に効果的であると考えられる。これらの結果は、骨指向性放射性治療薬剤のドラッグデザインに有用な指針を示すものである。
-ray emission大高 雅彦; 平林 勝; 荒 邦章
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), P. (50439), 2005/05
None
平林 勝; 大高 雅彦; 林田 均; 荒 邦章
JNC TN9400 2003-016, 35 Pages, 2003/04
JNC-TN9400-2003-016.pdf:1.45MB
液体金属Na冷却炉の一次系ききシステム、炉内構造物および冷却材バウンダリの健全性を確認するために、放射化されたNaから放出されるガンマ線を利用した監視・検査技術を提案した。計測手法は、特定方向から放出される複数の光子数に関する情報を基に、コンピュータトモグラフィによってガンマ線源の画像を再構成するものである。 この計測手法について、適用性および開発課題を検討した。以下に、得られた主要な結果を示す。 (1)代表的な一次系主配管の冷却材から放出されるガンマ線の減衰をシミュレーションし、計測手法の適用性を解析的に検討した結果、ガンマ線源の画像が再構成できることを確認した。 (2)検出器の効率を20%とし、1mm程度の分解能を得るための計測時間を検討した。一次系主配管では、検出器一千個を用いて約4分/断面、代表的な蒸気発生器では、検出器一万個を用いて約2日/断面の計測時間である。 (3)本システムを実現するためには、試験研究による計測原理の検証および検出器システムの構築が考えられる。検出器システムの主要な構成要素としては、入射するガンマ線の方向を制限するコリメータ、ガンマ線検出器、スキャナ、信号処理装置および画像処理装置が上げられる。コリメータは、分解能を決定する重要な要素であるため、試験研究と解析的評価を組み合わせて最適な設計を行う必要がある。
池田 真輝典; 前田 太志; 谷山 定美; 荒 邦章; 大高 雅彦
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), (3), 1659 Pages, 1995/00
高速増殖原型炉もんじゅの1次主冷却系機器のISI(供用期間中検査)について、その概要及び検査装置について紹介する。もんじゅは冷却材にナトリウムを使用し軽水炉とは異なった特徴を有するため、その特徴を考慮したISI方法が採用される。具体的には漏洩監視、肉眼検査、体積検査によってISIを実施する。漏洩監視は原子力炉運転中、SID、DPD2種類の漏洩検出器を用いてナトリウム漏洩の有無を監視する。原子停止中の定検時には、定期的に肉眼検査及び体積検査を実施する。肉眼検査は1次主冷却系室に設置された軌道上を遠隔操作で動くITVカメラを用いて実施する。体積検査はホットレグエルボ部について超音波探傷試験を実施し、無軌道遠隔操作で動く専用の検査装置を用いて検査を行う。
林道 寛; 荒 邦章; 横山 邦彦; 三田部 稔秋; 秋山 貴由輝; 爲平 浩一; 大高 雅彦
PNC TN9410 92-218, 103 Pages, 1992/04
平成3年度から4年度にかけて,「もんじゅ」実プラントの併用前検査(PSI),及びその後の必要な改良を経て,併用機関中検査(ISI)へ流用することを目標に,平成2年度から,核種の併用機関中検査装置の開発を進めている。本報告は平成3年7月に開催した「もんじゅ」併用機関中検査装置開発(中間報告)において発表した際に用いたOHP現行を取りまとめ,若干の修正を加えたものである。設置許可申請,安全審査,AVE委員会の答申及び研究開発の現状までを体系化,包括化した資料は本報告書が初めてである。
林道 寛; 三田部 稔秋; 荒 邦章; 永井 桂一; 大高 雅彦
The Second International Conference on Nuclear Engneering(ICON-2), ,
高速炉の原子炉容器廻りの検査装置について,メカトロ棟にて実施した研究内容を報告する。ここでは,検査の条件,システム構成,検査方法,および予備試験の結果について報告する。 英文要旨を別途に示す。
大高 雅彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 井手 章博*; 金子 文彰*; 原 裕之*; 鵜澤 将行*
no journal, ,
JSFR燃料取扱設備の炉外燃料貯蔵槽および使用済燃料貯蔵プールに関し、Generation-IVインターナショナルフォーラムで検討されている第4世代ナトリウム冷却高速炉のための安全設計クライテリアに適合しうる設計拡張状態対策設備の検討を実施した。
神野 郁夫*; 上坂 彰郎*; 大高 雅彦; 橋本 周; 荒 邦章; 野宮 聖一郎*; 尾鍋 秀明*
no journal, ,
X線のエネルギーを測定し、エネルギー差分情報に基づいたCT画像を作ることで、被検体の大きさやX線管電圧に依存しない、すなわちビームハードニングに無関係な画像を得ることが示された。しかし、一般のエネルギー測定は処理時間の制約があるため、CTに必要な短時間測定が困難である。この問題を解決するために、X線を電流として測定し、かつ、X線の大まかなエネルギースペクトルが得られる電流モード検出器を考案した。本報告では、シミュレーションにより電流モード検出器の可能性を検討する。電流モード検出器では、複数の検出素子をX線の進行方向に並べ、各検出素子から電流読み出しを行う検出器である。低エネルギー光子は手前の検出器で吸収され、高エネルギー光子は後方の素子まで到達するので、あらかじめ求めた応答関数によりおよそのX線スペクトルがわかる。特定のX線スペクトルに対しEGS4で求めた応答関数で各検出素子からの電流値を計算した。電流値に基づく元のX線スペクトルの推定として、前発表のF1/F2を、応答行列を解いた場合と、SAND IIによりスペクトルを求めた場合で比較する。さらに改良の余地はあるが、ヨウ素厚さに比例した変化が見える。
平林 勝; 大高 雅彦; 荒 邦章; 榎本 光広*; 小舞 正文*; 大田 裕之*
no journal, ,
高速炉の炉内Na中で長期間使用できる新型電磁流量計の開発を行っている。新型電磁流量計は、低流速時には電磁力の影響で部分的に流速分布に歪が生じる可能性がある。電磁力が流速分布に与える影響を詳細に評価するには、この流速分布を計測する必要がある。そこで、流速分布の計測手法として電磁場の影響を受けない超音波伝搬時間差方式を検討し、Na実流による試験の前に、水流動試験により性能を評価した。その結果、Na実流試験での計測範囲において、十分な直線性を有していること、及び分解能の目標値(
0.1m/s以下)を満足できることを確認した。
大高 雅彦; 永井 桂一; 荒 邦章
no journal, ,
レーザーを用いた雰囲気中のNaエアロゾルの計測系を開発している。本手法は原理上、対象元素を高感度で選択的に検出可能である。漏えいで生じたNa元素を組成とするエアロゾルのみに応答するため、高い信頼性の検知手法の実現可能性を有する。本報告では、本手法に固有の検出特性を示すとともに、Na冷却高速炉の微少漏えい検知器としての適用検討について報告する。
橋本 周; 三上 研太*; 上坂 彰朗*; 神野 郁夫; 大高 雅彦; 荒 邦章; 野宮 聖一郎*; 尾鍋 秀明*
no journal, ,
エネルギー差分法によるCT画像取得のために、短時間でのX線エネルギースペクトル測定が必要である。そこで、X線検出器を電流モードで使用しつつ大まかなX線エネルギースペクトルが得ることができる、電流モード検出器について検討している。検出器アレイを電流モード検出器として使用し、検出器出力からエネルギースペクトルを求めるアンフォウルディングを試みた。さらに、最適な検出器アレイ構成について検討する。
線を用いたNa中透視手法の研究,3; 冷却系機器内可視化手法の検討大高 雅彦; 平林 勝; 荒 邦章; 久保 重信
no journal, ,
Na冷却高速炉の一次冷却系の放射化Naが放出する線を用いたNa中透視手法の研究を実施している。本研究では、運転中の冷却系機器の状態監視技術(構造の変形や変位の可視化)への適用のための冷却系機器内構造物の可視化手法について検討し適用可能性を確認した。
工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 石川 信行; 荒 邦章; 井手 章博*
no journal, ,
高速炉プラントでは、使用済燃料に残留したNaをArガスブローにより除去(乾式洗浄)することによって、廃棄物量及び設備容量の低減を図る計画である。本研究ではNaループを用いた試験を行い、実機燃料集合体での燃料ピンバンドル部のNa残留量の予測評価手法を構築した。
