Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
大島 宏之; 浅山 泰; 古川 智弘; 田中 正暁; 内堀 昭寛; 高田 孝; 関 暁之; 江沼 康弘
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.025001_1 - 025001_12, 2023/04
本論文は、安全性や経済性に関する要求、カーボンフリーエネルギー源としての要求に適合する革新的原子炉の設計を創出するためのARKADIAについて、概要及び開発計画をまとめたものである。ARKADIAは、安全設備を含めたプラント設計及び運転を最適化するための、人工知能(AI)を活用した数値解析を実現する。最先端の数値解析技術と、過去の研究開発プロジェクトで得たデータや知見を格納した知識ベースを、AIと融合させるシステムである。開発の第一フェーズでは、ナトリウム冷却高速炉を対象としてARKADIA-DesignとARKADIA-Safetyを個別に開発する。続く第二フェーズでは、既存の軽水炉に加え、コンセプト,冷却材,構造,出力の異なる多様な革新炉に適用可能な一つのシステムに統合する計画である。
山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 11 Pages, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(B
C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、BC-SS共晶溶融実験,共晶溶融の熱物性計測,共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2019年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、SSプール中にBCペレットを置いたBC-SS共晶溶融実験の数値解析を通じて、CDA解析コードSIMMER-IIIにおける共晶反応を記述する物理モデルの妥当性を確認したことである。
大道 博行*; 山田 知典; 古河 裕之*; 伊藤 主税; 宮部 昌文; 柴田 卓弥; 長谷川 秀一*
Journal of Laser Applications, 33(1), p.012001_1 - 012001_16, 2021/02
被引用回数：2 パーセンタイル：24.82(Materials Science, Multidisciplinary)In order to preserve a safe working environment, in particular for nuclear decommissioning like the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, special care should be taken to confine and retrieve such particles during laser processing. In the experiments, particle production from the vapor, as well as the molten phase layer in the targeted material were observed with a high speed camera with fine particles collected and analyzed using an electron microscope. The observed results were qualitatively interpreted with the help of a simplified one-dimensional hydrodynamic code coupled with a stress computation code. Characterization and classification of the results are expected to provide a useful database which will contribute to the decommissioning of nuclear facilities as well as other industrial applications.
山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、BC-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2018年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したBC-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。
玉熊 佑紀*; 山田 椋平; 岩岡 和輝*; 細田 正洋*; 黒木 智広*; 水野 裕元*; 山田 宏治*; 古川 雅英*; 床次 眞司*
Perspectives in Science (Internet), 12, p.100414_1 - 100414_4, 2019/09
緊急時において放射性プルーム(例えば、
I, 
Cs及び
Cs)を検知するために、シリコンフォトダイオードを用いた可搬型の放射性プルームモニタを開発した。バックグラウンド計数率は周辺線量当量率に比例し、ISO11929に従って算出した周辺線量当量率20
Sv h
下におけるモニタの検出限界は187Bq m
であった。これらの結果は、最適な厚さを有する鉛遮蔽体によってシステムの検出限界を効果的に低減することができることを示唆している。
山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.418 - 427, 2019/09
制御棒材の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つである。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、BC-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び平成29年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したBC-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10
本論文では、プロジェクト概要を述べたうえで、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対するマージン評価手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルター目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、フィルター破損までの猶予時間をマージンと定義した。降灰継続時間より猶予時間が短いときだけマージンを検討する必要がある。機器別のマージン評価では、各機器の吸い込み風量とフィルタ破損限界を使って計算された。シーケンス別のマージン評価では、機器別のマージン評価とイベントツリーに基づき評価された。マージンを大きくするアクシデントマネジメント対策として、例えば、強制循環運転の手動トリップ、空気冷却器3系統の順次運転、及びプレフィルターによるカバーを提案した。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 10 Pages, 2016/06
本論文では、プロジェクト概要を述べたうえで、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルター目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、火山ハザードは火山灰粒径、層厚及び継続時間の組み合わせで評価できるとした。また、各機器の機能喪失確率はフィルタ破損限界までの猶予時間を使って得られるフィルタ交換失敗確率で表されるとした。イベントツリーに基づいて、炉心損傷頻度は離散的なハザード確率と条件付崩壊熱除去失敗確率を掛け合わせることで求められ、約3
10
/年の結果を得た。支配的なシーケンスは、非常用原電喪失後に、フィルタ目詰まりによる崩壊熱除去系の機能喪失であった。また、支配的な火山ハザードは、大気中濃度10
kg/m
、粒径0.1mm、層厚50-75cm、継続時間1-10hrであった。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.454 - 465, 2015/05
本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に強風PRA手法開発について述べる。強風PRA手法を開発するにあたって、まず、我が国で記録された気象データに基づき、ワイブル分布及びグンベル分布を用いてハザード曲線を推定した。得られたハザード曲線は、イベントツリー定量化のために5つのカテゴリに離散化した。次に、崩壊熱除去に関連した設備に対する破損確率を求めるために、2つの確率の積で表すことにした。すなわち、飛来物が崩壊熱除去系の空気吸気口と排気口に入る確率と飛来物衝突による破損確率の積である。イベントツリーに基づき最終的に得られた炉心損傷頻度は、グンベル分布で求められたハザード発生頻度の離散化した確率に条件付除熱失敗確率を乗ずることによって、約610
と推定された。支配的なシーケンスは、飛来物衝突による燃料タンク火災を従業員が消火できず、崩壊熱除去喪失に至ることであると導かれた。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05
本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に積雪マージン評価手法開発について述べる。積雪マージン評価には降雪速度と継続時間の組み合わせが指標となる。降雪中は除雪が期待できるから、除雪速度が降雪速度を下回ったときに除熱失敗と定義すると、その除熱失敗に至るまでの降雪継続時間がマージンとみなされるという積雪マージン評価手法を開発した。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
本論文は、主に積雪確率リスク評価(PRA)手法開発とプロジェクト概要を記す。積雪ハザード分類では、崩壊熱除去破損の分類にわけたイベントツリーを用いた事故影響を評価する。除雪と空気冷却ダンパの手動操作をアクシデントマネージメントとしてイベントツリーに導入した。積雪PRAの炉心損傷確率は10/年以下の確率と表された。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; 高田 孝*
Proceedings of 12th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2014/06
本論文は積雪に対する予備的なリスク評価について主として報告するとともに、関連するプロジェクト概要についても報告する。積雪ハザードの指標とは年最大積雪量と年最大日降雪量である。日本における典型的なナトリウム冷却高速炉のサイトにおける50年分の気象データを使い2つの指標についてハザード曲線を構築した。本論文では、積雪リスク評価は炉心損傷頻度が10以下となることを示した。支配的な降雪ハザードカテゴリは1-2m/日の降雪速度と0.75-1.0日の降雪継続期間の組み合わせであった。感度分析では、除雪速度や除雪の必要性の認知等の重要な人的行動を示した。
佐々木 明; 西原 功修*; 砂原 淳*; 古河 裕之*; 西川 亘*; 小池 文博*
Plasma and Fusion Research (Internet), 6(Sp.1), p.2401145_1 - 2401145_4, 2011/12
多電子,多価電離イオンの原子過程,輻射輸送過程は、核融合装置においてはプラズマ壁相互作用や不純物輸送の観点で興味を持たれているが、波長13.5nmのEUV領域での発光は、次世代半導体リソグラフィ技術でも注目されている。Snイオンの4p-4d+4d-4f遷移で強い発光が得られ、その特性の理論的,実験的な最適化が行われているほか、GdやTbイオンを用い、波長6.5nmでも効率的な光源の実現可能性が理論的に示されている。プラズマからの放射強度、スペクトルの正確な評価のために必要な、原子物理コード、衝突輻射モデルの今後の研究課題についても述べる。
井田 瑞穂; 深田 智*; 古川 智弘; 平川 康; 堀池 寛*; 金村 卓治*; 近藤 浩夫; 宮下 誠; 中村 博雄; 杉浦 寛和*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1294 - 1298, 2011/10
被引用回数：4 パーセンタイル：26.02(Materials Science, Multidisciplinary)本報告は、現在、幅広い取組協定に基づき国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)で実施中のターゲット系に関する日本の活動についてまとめたものである。IFMIFの流動条件及び不純物条件を模擬するEVEDAリチウム試験ループの設計及び製作準備を実施中である。この試験ループでは、F82H(低放射化フェライト鋼)及び316L(ステンレス鋼)製の2種類のターゲットアセンブリ及び交換型背面壁の熱構造の実証試験が行われる。EVEDAループでの最終的な実証に向け、高速自由表面リチウム流に適用できる計測系及びリチウム中の窒素と水素を抑制するホットトラップを試験中である。ターゲットアセンブリの遠隔操作に関しては、レーザーによる316L-316L間のリップ溶接及びF82H-316L間の異材溶接を検討中である。IFMIFターゲット系の工学設計としては、水実験,流動解析,背面壁熱構造解析,遠隔操作の検討等を実施中である。
佐々木 明; 西原 功修*; 砂原 淳*; 古河 裕之*; 西川 亘*; 小池 文博*
Applied Physics Letters, 97(23), p.231501_1 - 231501_3, 2010/12
被引用回数：15 パーセンタイル：52.65(Physics, Applied)レーザー生成Tbプラズマの発光スペクトルやEUV変換効率を数値計算による原子データをもとに解析した。計算は波長6.5nmの4
-4
遷移の発光ピークの構造を再現した。等温膨張プラズマを仮定した簡単なモデルで解析を行い、照射レーザー光強度を高めることによりSnプラズマの同程度のEUV変換効率が得られる可能性があることを示した。
佐々木 明; 砂原 淳*; 古河 裕之*; 西原 功修*; 藤岡 慎介*; 西川 亘*; 小池 文博*; 大橋 隼人*; 田沼 肇*
Journal of Applied Physics, 107(11), p.113303_1 - 113303_11, 2010/06
被引用回数：45 パーセンタイル：82.26(Physics, Applied)半導体露光技術用のEUV光源のためのSnプラズマの原子過程の研究を行った。Snの原子モデルをHULLACコードによって計算した原子データをもとに構築した。EUV発光に寄与するSnイオンの共鳴線,サテライト線を同定した。5価から13価までのイオンの4-4, 4
-4遷移の波長を、電荷交換分光法との比較,EUV光源の発光スペクトルや、オパシティ計測の結果との比較により検証した。開発したモデルは、典型的なEUV光源の発光スペクトルをよく再現することを確認した。発光に寄与するイオン種とその励起状態をすべて取り入れた衝突輻射モデルを構築し、輻射流体シミュレーションで用いる、プラズマの輻射放出・吸収係数の計算を行った。
坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.
Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05
日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。
武井 早憲; 西原 健司; 辻本 和文; 古川 和朗*; 矢野 喜治*; 小川 雄二郎*; 大井川 宏之
JAEA-Research 2009-023, 114 Pages, 2009/09
JAEA-Research-2009-023.pdf:8.86MB
大強度陽子ビームなどを加速する加速器では、経験的にビームトリップ事象が頻繁に発生することが知られており、加速器駆動未臨界システム(ADS)の構造物に熱疲労損傷を生じる可能性がある。このビームトリップ事象がADS未臨界炉部に与える影響を調べるため、熱過渡解析を実施した。その結果、許容ビームトリップ頻度はビームトリップ時間に依存し、年間
回となった。次に、ADS用大強度加速器で生じるビームトリップ頻度を減らす方法を検討するため、許容ビームトリップ頻度と現状の加速器運転データから推定されるビームトリップ頻度を比較した。その結果、現状の加速器の技術レベルにおいても、既に停止時間が10秒以下のビームトリップ頻度は許容値を満足していた。また、停止時間が5分を超えるビームトリップ頻度は、熱応力条件を満足するために、30分の1程度に減少させれば良いことがわかった。
佐々木 明; 砂原 淳*; 古河 裕之*; 西原 功修*; 西川 亘*; 小池 文博*; 田沼 肇*
High Energy Density Physics, 5(3), p.147 - 151, 2009/09
被引用回数：11 パーセンタイル：39.85(Physics, Fluids & Plasmas)EUV光源を次世代半導体リソグラフィ技術に応用することを目的とし、その高出力,高効率化を実現するために、媒質プラズマの輻射特性の研究を行っている。Hullacコードによって理論的に求められた原子データをもとに原子モデルの構築を行った。そして、モデルを実験的な発光,吸収スペクトルと比較して検証した。発光線波長を正確に求めることと、サテライト線の寄与の考慮を通じ、モデルの改良を行った。輻射流体シミュレーションを行った結果、発光線波長の原子番号依存性より、Snが以前考えられていたXeよりも優れた媒質であることを明らかにした。またCO
レーザーを励起源として用いると、プラズマが低密度化し、発光線の線幅が狭まる結果、高効率が得られることを示した。
武井 早憲; 西原 健司; 辻本 和文; 古川 和朗*; 矢野 喜治*; 小川 雄二郎*; 大井川 宏之
Proceedings of International Topical Meeting on Nuclear Research Applications and Utilization of Accelerators (CD-ROM), 9 Pages, 2009/05
現存する大出力陽子加速器では経験上頻繁にビームトリップ事象が発生するため、加速器駆動核変換システム(ADS)の未臨界炉を構成する機器に対して熱疲労損傷を生じる可能性がある。このビームトリップがADSの未臨界炉を構成する4か所の部位(ビーム窓,燃料被覆管,内筒,原子炉容器)に与える影響を調べるため熱過渡解析を実施した。熱過渡解析では、燃料被覆管での許容ビームトリップ頻度の算出、プラントの稼働率の考察などに基づき、従来の解析結果に修正を加えた。その結果、許容ビームトリップ頻度はビームトリップ時間に依存して、年間
回となった。この許容ビームトリップ頻度を現状の加速器の運転データから推測されるADS用陽子加速器のビームトリップ頻度と比較したところ、既にビームトリップ時間が10秒以下のビームトリップ頻度は許容値を満足していた。一方、ビームトリップ時間が5分を超えるビームトリップ頻度については、許容値を満足するためには約35分の1に減少させる必要があることがわかった。
