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西田 真之*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; 山下 享介*; Gong, W.
Quantum Beam Science (Internet), 7(1), p.8_1 - 8_15, 2023/03
In this study, the thermal stress alterations generated in a tungsten fiber reinforced titanium composite (W/Ti composite) were evaluated by the neutron stress measurement method at cryogenic temperatures. The W/Ti composite thermal loads were repeated from room temperature to the cryogenic temperature (10 K), and alterations in thermal residual stress were evaluated using the neutron in situ stress measurement method. In this measurement, the stress alterations in the titanium matrix and the tungsten fibers were measured. This measurement was carried out by TAKUMI (MLF-BL19) of J-PARC, a neutron research facility in the Japan Atomic Agency. The measurement method of TAKUMI is the time-of-flight (TOF) method. Owing to this measurement method, the measurement time was significantly shortened compared to the angle-dispersion type measurement by a diffractometer. As a result of the measurement, large compressive stresses of about 1 GPa were generated in the tungsten fibers, and tensile stresses of about 100 MPa existed in the titanium matrix. The thermal stresses due to the temperature change between room temperature and cryogenic temperature is caused by the difference of thermal expansions between the tungsten fibers and the titanium matrix, and these stress values can be approximated by a simple elastic theory equation.
古賀 紀光*; 梅澤 修*; 山本 正之*; 山本 卓*; 山下 享介; 諸岡 聡; 川崎 卓郎; Harjo, S.
Metallurgical and Materials Transactions A, 52(3), p.897 - 901, 2021/03
被引用回数：3 パーセンタイル：23.95(Materials Science, Multidisciplinary)Small ball rebound hardness tests demonstrated characteristic hardening at 700 K in the ultra-low carbon and pearlitic steels. The equilibrium phase diagram of Fe-C binary alloy calculated using Thermo-Calc exhibited dissolving of cementite above 700 K. Moreover, in-situ heating neutron diffraction measurement demonstrated the increase of lattice parameter by dissolving of cementite above 700 K. Therefore, it can be concluded that the characteristic hardening above 700 K can be attributed to the solid solute carbon.
鈴木 智也; 鷹尾 康一朗*; 川崎 武志*; 原田 雅幸*; 野上 雅伸*; 池田 泰久*
Polyhedron, 96, p.102 - 106, 2015/08
被引用回数：5 パーセンタイル：41.28(Chemistry, Inorganic & Nuclear)X線単結晶解析によりUO
(NO
)(
) (: 2-imidazolidone)とUO(NO)(
) (: tetrahydro-2-pyrimidone)及びUO(NO)(
) (: 1-methyl-2-imidazolidone)の錯体構造を明らかにした。また、融点と分子間水素結合距離を評価し、その関係を評価した。
渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 後藤 一郎*; 木部 智*; et al.
JAEA-Review 2014-040, 115 Pages, 2015/01
JAEA-Review-2014-040.pdf:4.26MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」,「核燃料物質使用施設保安規定」,「放射線障害予防規程」,「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」,「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき,平成25年4月1日から平成26年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
Sn conductor for ITER central solenoid高橋 良和; 名原 啓博; 尾関 秀将; 辺見 努; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 松井 邦浩; 河野 勝己; 押切 雅幸; 宇野 康弘; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802404_1 - 4802404_4, 2014/06
被引用回数：26 パーセンタイル：74.52(Engineering, Electrical & Electronic)ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当している。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNbn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。撚線は5段階の撚線で構成され、6本の4次撚線を中心チャンネルの周りに撚り合せたものである。最近、従来の設計より短い撚りピッチの撚線の導体が短尺導体試験(サルタン試験)において繰り返し通電による超伝導性能劣化がない非常に良い特性を示した。しかし、撚りピッチが短いため、同じ外径の撚線を製作するには、より大きなコンパクションを撚線製作時に加える必要があるので、コンパクション・ローラを工夫し、超伝導素線へのダメージを小さくする必要がある。本講演では、この短い撚りピッチの撚線の製作技術及び素線へのダメージの検査方法などについて報告する。
住谷 秀一; 渡辺 均; 宮河 直人; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.
JAEA-Review 2013-041, 115 Pages, 2014/01
JAEA-Review-2013-041.pdf:19.01MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成24年4月1日から平成25年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
-ray irradiation in HNO media野上 雅伸*; 杉山 雄一*; 川崎 武志*; 原田 雅幸*; 川田 善尚*; 森田 泰治; 菊池 俊明*; 池田 泰久*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 296(1), p.423 - 427, 2013/04
被引用回数：5 パーセンタイル：38.12(Chemistry, Analytical)6価のウランに対する選択的吸着剤として利用できるポリビニルポリピロリドン(PVPP)の線照射に対する安定性を硝酸溶液中で調べた。試験の結果、吸着容量は照射により減少することはないこと、6M硝酸溶液で照射した試料ではむしろ増加することを明らかにした。これは、線照射によりPVPPのピロリドン環が開環するが、その生成物もU(VI)に対する吸着性能を有するためと考えられる。
-ray irradiation野上 雅伸*; 杉山 雄一*; 川崎 武志*; 原田 雅幸*; 川田 善尚*; 森田 泰治; 菊池 俊明*; 池田 泰久*
Science China; Chemistry, 55(9), p.1739 - 1745, 2012/09
被引用回数：4 パーセンタイル：19.57(Chemistry, Multidisciplinary)6価及び4価のアクチノイド元素に対して沈殿剤として利用できるN-アルキルピロリドン誘導体について、放射線に対する安定性を
Coの線照射により調べた。3M硝酸中での照射試験の結果、1MGyの照射で約20%のN-ブチルピロリドンが分解すること、しかしU(VI)の沈殿率は余り変化しないことを明らかにした。また、分解生成物の分析により、ピロリドン環の開環を含む分解のメカニズムを検討した。
磯部 展宏*; 川崎 信史; 安藤 勝訓; 祐川 正之*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00
一般的に、疲労もしくはクリープ疲労損傷による破損は、局所的な高ひずみ領域からのき裂発生と進展によるものであることから、構造不連続部における局所ひずみの評価は高速炉における高温構造設計で重要な技術となる。このため局所の応力とひずみを高精度で評価することを目的に応力再配分軌跡(SRL)法が提案されてきた。本研究では構造不連続部を持つ試験片による実験結果との対比を通して、このSRL法についての議論を実施した。具体的には、円弧状の切り欠き試験片に対して高温疲労試験を実施し、ひずみゲージで計測した局所のひずみとSRL法による予測ひずみを比較するとともに、試験の結果や解析検討の結果を通してその適用性について議論した。
池田 泰久*; 川崎 武志*; 原田 雅幸*; 野上 雅伸*; 川田 善尚*; Kim, S.-Y.*; 森田 泰治; 近沢 孝弘*; 染谷 浩*; 菊池 俊明*
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12
ピロリドン誘導体を用いた沈殿法による高速炉燃料の高度化再処理システムを開発の成果を総合的に発表する。U, Puや他の元素の沈殿挙動、沈殿剤の安定性等の観点から、N-n-ブチル-2-ピロリドンとN-ネオペンチル-2-ピロリドンが、U選択的分離の第一沈殿工程及びU-Pu分離の第二沈殿工程にそれぞれ最適な沈殿剤と判断した。工学的規模の装置による沈殿生成、沈殿分離の試験を実施し、プロセスの成立性を確認するとともに沈殿の直接焼成により燃料ペレットを製造できることを明らかにした。以上の結果から、本システムが将来の高速炉燃料再処理法の一つの候補となりうると評価した。
野上 雅伸*; 原田 雅幸*; 杉山 雄一*; 川崎 武志*; 川田 善尚*; 森田 泰治; 菊池 俊明*; 池田 泰久*
Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.948 - 951, 2011/09
被引用回数：3 パーセンタイル：25.83(Nuclear Science & Technology)硝酸溶液系における1,3-ジメチルイミダゾリドン(DMI)のU(VI)及びU(IV)に対する沈殿生成能力を調べた。その結果、3M硝酸においてU(VI)を沈殿させるもののPu(IV)の模擬であるU(IV)に対しては5倍当量を添加しても沈殿を生じさせないことを明らかにした。このようにDMIにはU(VI)に対する選択性が高いという特徴があるが、その化学構造の性質上加水分解が生じやすく化学的に安定でないという欠点を有する。硝酸溶液系における線照射及び加熱による安定性試験の結果、安定性は硝酸濃度に大きく影響されることが明らかとなり、硝酸が2M程度以下の濃度であれば適用の可能性があることが示唆された。
磯部 展宏*; 川崎 信史; 安藤 勝訓; 祐川 正之*
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.567 - 574, 2011/04
応力再配分軌跡法(SRL法)により構造不連続部のひずみ集中を評価する手法についてその適用性に関して試験により検証した。試験は種々のひずみ集中係数を有する316FR鋼の環状切り欠き試験片により実施し、ひずみ集中部の局所ひずみをストレインペッカーにより計測した。この結果とSRL法による局所ひずみ予測及び高温保持によるクリープ緩和特性の予測を対比しその特徴を論じた。
野上 雅伸*; 杉山 雄一*; 川崎 武志*; 原田 雅幸*; 森田 泰治; 菊池 俊明*; 池田 泰久*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 283(2), p.541 - 546, 2010/02
被引用回数：20 パーセンタイル：78.52(Chemistry, Analytical)硝酸溶液からのU(VI)分離用吸着剤開発として、ポリビニルポリピロリドン(PVPP)によるさまざまな元素の吸着性を検討した。PVPPは、広い範囲の濃度の硝酸溶液よりU(VI)を強く吸着することがわかり、強い結合にはカルボニル基の酸素とピロリドン環の窒素がともに関与していることが示唆された。核分裂生成物では、Pd(II)とTc(VII)の模擬元素であるRe(VII)以外はほとんど吸着されないこと、Pd(II)とRe(VII)は低濃度硝酸溶液からわずかに吸着されるが、Pd(II)の吸着速度はU(VI)のそれに比べ極端に遅いことがわかった。これらの結果は、PVPPによる吸着法がU(VI)の他の元素からの分離に適用できることを示す。
-ray irradiation野上 雅伸*; 杉山 雄一*; 川崎 武志*; 原田 雅幸*; 川田 善尚; 森田 泰治; 菊池 俊明*; 池田 泰久*
JAEA-Review 2009-041, JAEA Takasaki Annual Report 2008, P. 25, 2009/12
FBR燃料用高度化沈殿法再処理システム開発の一環として、U(VI)のみを選択的に沈殿させる第1沈殿工程の候補沈殿剤である
-
-ブチル-2ピロリドン(NBP)の線照射に対する耐久性を、硝酸濃度をパラメーターとして検討した。硝酸濃度3Mにおいては、照射に伴うNBPの残存率は硝酸濃度によらず線量増加とともに直線的に減少し、1MGyの照射で約20%が分解した。一方、6M硝酸水溶液においての劣化は顕著であり、0.1MGyの照射で約30%が分解することがわかった。NBPの劣化機構について検討したところ、照射によりNBPのピロリドン環に酸素原子が付加して開環し、さらなる酸素原子の付加により低分子化が生じ、複数の鎖状モノアミドやC4化合物を経てシュウ酸が生成・蓄積することが明らかとなった。
岡島 智史; 磯部 展宏*; 川崎 信史; 祐川 正之*
日本機械学会2009年度年次大会講演論文集, Vol.1, p.125 - 126, 2009/09
高速炉の炉心上部においては、燃料集合体から温度差のあるナトリウム流が合流する。炉心上部構造はこの合流によって生じる不規則な温度変化を受けることで、高サイクル疲労によるき裂が生じる、いわゆるサーマルストライピング現象が想定される。熱荷重の設定に関するガイドラインでは本現象の防止のため、
回強度を疲労限として、これに対応する判定温度差
を求め、これに基づく評価法を与えている。本研究では、上記手法を現在開発検討中の高速実用炉(JSFR)の設計に適用するため、高速実用炉に使用されうる316FR鋼及びインコネル718について、高サイクル疲労データを調査し、疲労曲線の適切な高サイクル方向への外挿方法を検討したうえで、判定温度差
T
を求めた。結果として、316FR鋼の判定温度差はSUS304とほぼ等しく、オーステナイト系ステンレス鋼で共通の判定温度差が利用できると考えられる。その一方でインコネル718は耐力が大きいため、発生しうる最大限の平均応力の効果を考えると、判定温度差が約1/3となる。現実的な設計を考えると、現実的な平均応力評価を含む評価手順が求められると考えられる。
安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 川崎 信史; 祐川 正之*; 笠原 直人*
Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/07
In Japanese elevated temperature standard, creep considering design is required for all ferrite steels applied over 375
C and all austenitic stainless steels applied over 425C regardless of the operating time. On the other hands, ASME Sec.III Subsection NH, RCC-MR and R5 provide the additional rules to determine the negligible creep range. In this paper, we recall the backgrounds of the negligible creep criterion which have already been proposed. Then the negligible creep criterion and relating property in each standard were compared. Sensitivities to the difference of criteria and material properties were discussed and concluded that negligible creep curve is strongly dependent on the combination of criteria and material properties. Some evaluations proved that the negligible creep curves in FDS are moderately conservative and practicable.
谷 正之; 中島 憲宏; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 松原 仁; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 羽間 収; 近藤 誠; 川崎 幸三
Proceedings of Joint International Topical Meeting on Mathematics & Computations and Supercomputing in Nuclear Applications (M&C+SNA 2007) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/04
The quakeproof analysis for an assembly structure such as a nuclear power plant should not be calculated as a piece of structure as existed structural analyses as do so, because of heterogeneity of each part in the functionality, which relates to the boundary condition. As well known that nuclear power plant consists of over ten million detailed parts, it takes lots of computational resources such as memory, disk space, and computational power to carry out its analysis. In order to achieve the assembly structure analysis, it is to give an efficient performance method, a treatable data handling method, and taking account the heterogeneity of each part in the functionality. The proposed method is to treat a power plant size assembly with its components. The components are handled by one by one to reduce the size of data at a operation, and to concern heterogeneity of each part.
飯垣 和彦; 七種 明雄; 澤畑 洋明; 篠崎 正幸; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 川崎 幸三; 馬場 治*
JAEA-Review 2006-010, 90 Pages, 2006/07
JAEA-Review-2006-010.pdf:5.65MB
ガス炉は、原子力の開発初期からの長い歴史を持っており、高温ガス炉(HTGR)は、安全,効率,環境面から受容できかつ経済性から21世紀の工業用熱利用と発電に向けた高温のエネルギーを作り出す最終目標として期待されている。HTGRの革新的な設計には、受動的な安全装置の配置が試みられており、これらの原子炉の安全評価等については、おもに軽水炉用に策定されている現在の安全指針等を直接的にHTGRに適用できないこと等からの特別な配慮が必要となる。本報告では、試験研究炉HTTRでの安全設計
安全評価についての変遷を調査し、軽水炉と異なる高温ガス炉の安全設計安全評価の特徴的な主な事項、これまでのHTTRの運転蓄積をもとに次期高温ガス炉の安全設計安全評価に反映すべく事項をとりまとめたものである。
茂木 利広; 飯垣 和彦; 齋藤 賢司; 澤畑 洋明; 平戸 洋次; 近藤 誠; 澁谷 英樹; 小川 悟; 篠崎 正幸; 水島 俊彦; et al.
JAEA-Technology 2006-029, 67 Pages, 2006/06
JAEA-Technology-2006-029.pdf:3.07MB
HTTRの制御系のうち、中間熱交換器ヘリウム流量制御系,1次加圧水冷却器ヘリウム流量制御系,2次ヘリウム流量制御系,原子炉入口温度制御系,原子炉出力制御系及び原子炉出口温度制御系については、系統別総合機能試験及び出力上昇試験でその性能が明らかにされてきた。これらの試験では、各制御系に外乱を与えても安定に制御できることを確認した。また、原子炉出力30%
100%までの自動運転においても、原子炉出力,温度,流量を安定に制御できることを確認した。本報告書は、これらの制御系の概要と試験結果について報告する。
Al conductor developed for JT-60SC木津 要; 三浦 友史; 土屋 勝彦; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 安藤 俊就*; 濱田 一弥; 原 英治*; 今橋 浩一*; 石田 真一; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1535 - 1538, 2004/06
被引用回数：1 パーセンタイル：11.53(Engineering, Electrical & Electronic)JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル(TFC)製作においては、NbAl導体が歪による臨界電流(
)の減少が少ないために、より低コストなコイル製作を可能とする熱処理後巻線する方法(リアクト・アンド・ワインド法:R&W法)が適用可能と考えられる。しかしながら、曲げに起因するの減少を評価するためのデータが不足しており、核発熱などによる温度上昇に対するコイルの温度裕度を見積もることが困難であった。そこで、R&W法による導体の曲げの影響を評価するために測定部がTFC実機と同じR=1.06m(曲げ歪:
0.4%)の曲率となるD型のコイルを開発し、を測定した。また曲げの寄与を明確にするために、曲げを加えていない短尺サンプルも製作した。コイル製作は、導体をR=2.13mの環状に成形した状態で熱処理を行い、その後、D型コイル形状に巻線を行った。D型コイルを温度(T)4.3-4.4K,磁場(B)7-12Tで試験し、30kA(7.3T, 4.4K)のを達成した。D型コイルと超伝導素線との比較より、導体の歪は-0.6%程度と見積もられた。これは、短尺サンプルと同程度の歪であり、0.4%の曲げはにほとんど影響を与えないことが明らかとなり、TFCをR&W法で製作した場合でも、設計基準の温度裕度を確保できることが見いだされた。
