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大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
栗原 モモ*; 保高 徹生*; 青野 辰雄*; 芦川 信雄*; 海老名 裕之*; 飯島 健*; 石丸 圭*; 金井 羅門*; 苅部 甚一*; 近内 弥恵*; et al.
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 322(2), p.477 - 485, 2019/11
被引用回数：2 パーセンタイル：21.58(Chemistry, Analytical)福島県の淡水に含まれる低レベル溶存態放射性セシウム濃度の測定に関する繰り返し精度と再現精度を評価した。21の実験施設が5つの異なる前濃縮法(プルシアンブルー含浸フィルターカートリッジ,リンモリブデン酸アンモニウム共沈,蒸発,固相抽出ディスク、およびイオン交換樹脂カラム)によって10L試料3検体を前濃縮し、放射性セシウム濃度を測定した。全
Cs濃度測定結果のzスコアは
2以内で、手法間の誤差は小さいことが示された。一方で、各実験施設内の相対標準偏差に比べて、施設間の相対標準偏差は大きかった。
平野 耕一郎; 浅野 博之; 石山 達也; 伊藤 崇; 大越 清紀; 小栗 英知; 近藤 恭弘; 川根 祐輔; 菊澤 信宏; 佐藤 福克; et al.
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.310 - 313, 2016/11
単位面積当たりの熱負荷を減らすため、67
のビーム入射角を有するビームスクレーパをJ-PARCリニアックのRFQとDTLの間のMEBTで使用している。67ビームスクレーパは粒子数1.47E22個のH
ビームによって照射された。レーザ顕微鏡を用いてスクレーパのビーム照射による損傷部を観察すると、高さ数百
mの突起物が無数にあった。ビームスクレーパの耐電力を調べるため、3MeVリニアックを新たに構築した。2016年末にスクレーパ照射試験を実施する予定である。今回は、J-PARCリニアックのビームスクレーパの現状、及び、ビームスクレーパの照射試験に用いる3MeVリニアックについて報告する。
adsorption 
lattice defect sites of Prussian blue filled with coordination and crystallization water molecules石崎 学*; 秋葉 沙依*; 大谷 麻子*; 星 祐二*; 小野 健太*; 松葉 茉優*; 富樫 貴成*; 金井塚 勝彦*; 坂本 政臣*; 高橋 顕*; et al.
Dalton Transactions, 42(45), p.16049 - 16055, 2013/12
被引用回数：178 パーセンタイル：99.58(Chemistry, Inorganic & Nuclear)福島第一原子力発電所の事故を受けて、プルシアンブルー(PB)をベースにした高性能セシウム(Cs)吸着剤を開発するために、PBへのCsイオンの吸着の基本メカニズムを明らかにした。Csイオン吸着能に関して2種類のPBナノ粒子を比較したところ、4Fe
と3[Fe
(CN)
]
から合成された典型的なPB-1では、市販のPB-2よりも効率的に吸着することを明らかにした。この違いが、PB上に形成される欠陥の数で決まることを突き止めることができた。
studied by photoemission and soft X-ray absorption spectroscopies内海 有希*; 佐藤 仁*; 栗原 秀直*; 間曽 寛之*; 平岡 耕一*; 小島 健一*; 飛松 浩明*; 大河内 拓雄*; 藤森 伸一; 竹田 幸治; et al.
Physical Review B, 84(11), p.115143_1 - 115143_7, 2011/09
被引用回数：11 パーセンタイル：44.66(Materials Science, Multidisciplinary)典型的な価数揺動系であるYbInCuの価電子状態を、硬X線内殻光電子分光,軟X線吸収実験、及び軟X線光電子分光の温度依存性の実験から研究した。YbInCuの価数転移について、価電子帯からYb 4
状態への電荷移動で記述した。
collisions at 
= 200 and 62.4 GeVAdare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Armendariz, R.*; et al.
Physical Review C, 83(6), p.064903_1 - 064903_29, 2011/06
被引用回数：184 パーセンタイル：99.44(Physics, Nuclear)200GeVと62.4GeVでの陽子陽子の中心衝突からの
の横運動量分布及び収量をRHICのPHENIX実験によって測定した。それぞれエネルギーでの逆スロープパラメーター、平均横運動量及び単位rapidityあたりの収量を求め、異なるエネルギーでの他の測定結果と比較する。また
や
スケーリングのようなスケーリングについて示して陽子陽子衝突における粒子生成メカニズムについて議論する。さらに測定したスペクトルを二次の摂動QCDの計算と比較する。
吉川 龍志; 大島 宏之; 浜田 広次; 栗原 成計; 内堀 昭寛
JAEA-Research 2008-055, 24 Pages, 2008/06
JAEA-Research-2008-055.pdf:3.19MB
ナトリウム-水反応の影響を解析的に評価するために、現在日本原子力研究開発機構では、開発した多成分・多相流解析コードSERAPHIMを用いてナトリウム-水反応現象の伝熱流動研究を行っている。ナトリウム-水反応現象の詳細を把握するためには、ナトリウムと水蒸気の混合過程や発生した気体のボイド率分布等、ガスジェットの挙動に関する知見を得る必要がある。特にナトリウム-水反応を正確に解析するために、水蒸気中にナトリウム液滴の界面積濃度モデルを確立する必要がある。この報告書では、ナトリウムと水蒸気の混合過程を対象としたガスジェットの挙動に関する理論的分析及び解析モデルを検討した。理論的分析では、既存のジェット流に対する臨界流量,減圧膨張過程及びエントレインメントの評価方法を検討した。17MPa、サブクール水条件下の圧縮性の影響の検討から、臨界流量公式の適用性を確認した。蒸気ジェットにエントレインされた液滴の微粒化に関する既存の理論及び実験成果に基づいて、多相流解析に適用するナトリウム液滴の界面積濃度輸送方程式を構築した。
竹田 宣典*; 入矢 桂史郎*; 人見 尚*; 小西 一寛*; 栗原 雄二*
大林組技術研究所報(CD-ROM), (72), 8 Pages, 2008/00
高レベル放射性廃棄物処分場に適用が検討されているポゾランを多く含む低アルカリセメントを用いたコンクリートの鉄筋コンクリートとしての適用性を評価することを目的として、水セメント比が30%のコンクリートについて、6年間の海洋暴露試験を行い、圧縮強度,塩化物イオンの侵入,鉄筋腐食などの経時変化を調査した。また、これらの結果に基づき、海水起源の地下水を有する環境下で、鉄筋腐食の進行及び腐食ひび割れの発生時期の予測を行った。その結果、下記のことが明らかになった。(1)6年間の海洋環境下における圧縮強度の低下はない。(2)塩化物イオンの侵入は、普通ポルトランドセメントを用いたコンクリートに比べて少ない。(3)鉄筋腐食は、塩化物イオンの侵入がなくても開始するが、暴露6年までの進行は遅い。(4)海水起源の地下水中における低アルカリセメントを用いたコンクリート中の鉄筋の腐食速度は0.30
0.55mg/(cm
・年)程度と予測され、かぶり100mm,鉄筋径22mmとした鉄筋コンクリート構造物に用いる場合、建設後50100年後に鉄筋腐食に起因したひび割れが発生すると予測される。
栗原 治; 波戸 真治; 金井 克太; 高田 千恵; 高崎 浩司; 伊藤 公雄; 池田 浩*; 大枝 幹拓*; 黒澤 直弘*; 福津 久美子*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(10), p.1337 - 1346, 2007/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)放射性核種による体内汚染時において、放射線防護の観点から内部被ばく線量評価が必要となる。この目的のために、国際放射線防護委員会(ICRP)では、種々の放射性核種の線量係数や残留/排泄率を示している。しかしながら、これらの諸量は、代表的な条件でのみ計算されたものであり、事故時において体内汚染時の詳細な状況や個人の代謝特性等を考慮して遡及的に線量評価を行わなければならない場合には必ずしも十分ではない。本研究では、このような観点から、遡及的な詳細な線量評価を行うことを目的としたソフトウエア(REIDAC)の開発を行った。本論文では、REIDACの概要について紹介するとともに、検証結果及び具体的な適用例について示した。
中山 雅; 入矢 桂史郎*; 藤島 敦; 三原 守弘; 畑中 耕一郎; 栗原 雄二*; 油井 三和
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.932, p.159 - 166, 2006/00
数千年以上の半減期の核種を含む放射性廃棄物を処分するにあたって、セメント系材料を使用することが検討されている。しかし、普通セメントを用いた場合には、処分施設周辺環境が高アルカリ性となり、バリア材料として用いられるベントナイトや周辺の岩盤が超長期的に変質する可能性がある。この変質を低減させるために、ポゾラン材料を普通セメントに多量に混合することにより、普通セメントに比べ、浸出水のpHが低いセメントを開発した。本研究では,その浸出水のpHが11程度であること、締め固め不要コンクリートや吹付けコンクリートとして構造物への適用が可能であることを示した。
入矢 桂史郎*; 栗原 雄二*; 納多 勝*
JNC TJ5400 2004-003, 45 Pages, 2005/02
JNC-TJ5400-2004-003.pdf:45.61MB
放射性廃棄物処分場は、地下深部の岩盤中にコンクリート、ベントナイトの人工バリアと岩盤による天然バリアの多重バリアシステムにより構成される。ベントナイトや岩盤はセメント浸出水が示すpH12以上の高アルカリ環境下では変質の可能性があり、セメントを改良して低アルカリ化する必要がある。本研究では、JNCで開発した低アルカリ性セメントHFSCの実用性について研究を進めてきた。本年度は、HFSCの実用上の問題とされる、コンクリート中の転勤腐食挙動とpHの低下速度について研究をおこなった。鉄筋腐食に関しては、3年間会場暴露試験の結果を分析し、普通セメントに比べてHFSCでは塩化物イオンが内部まで進行することを確認した。また、塩化物イオンの侵入量が少ないにもかかわらず、鉄筋の腐食が進行することも確認された。これはセメント浸出水がpH11.0程度を示すことによって、セメント水和物に固定される塩化物イオン量が減少し、鉄筋が腐食しやすい環境下に置かれることによるものと推定した。したがって、HFSCを鉄筋コンクリートとして耐用年数50年程度の構造体に使用する場合、HFSC424とし、低水セメント比でかつひび割れを発生させない処置が必要である。また、ひび割れを許容する場合は、ステンレス皮膜鉄筋などの耐腐食性鋼材を使用する必要がある。一方、pHの低下速度に関しては円盤状のHFSCペースト供試体を対象に、長期間浸漬した場合の浸出液のpHを確認した結果、常温下で水和が進行した場合、pHの低下速度が遅くpH11.0となるには8年程度必要となった。浸漬期間一年以降2年三ヶ月までは直線的にpHが低下する傾向が見られた。一方、シリカ溶解速度を把握する試験では、間隙水を模擬したアルカリ性溶液中に溶出するSFおよびFAに含まれるシリカ濃度の経時変化データを取得する試験を行ない、溶解度を求めた結果、SFでは高アルカリ下でかなり早くする溶出する結果となった。
栗原 雄二; 油井 三和; 棚井 憲治; 川上 進; 杉田 裕; 谷口 直樹; 平井 卓
JNC TN8400 2004-006, 59 Pages, 2004/04
JNC-TN8400-2004-006.pdf:5.97MB
第2次取りまとめに示された人工バリア設計技術を幌延の地質環境へ適用するため以下の検討を行った。1)処分場全体の設計手順の構築、2)人工バリア設計に必要な地質環境項目の抽出、3)地質環境項目を得るための地質調査・試験項目の整理、4)幌延の地質環境を条件とした空洞安定性評価
栗原 雄二; 油井 三和; 棚井 憲治; 川上 進; 杉田 裕; 谷口 直樹; 平井 卓
JNC TN8400 2004-002, 58 Pages, 2004/04
JNC-TN8400-2004-002.pdf:2.38MB
処分技術に関する現状の課題を抽出し,その課題を解決するための研究として,幌延における原位置試験が有効であると考えられる項目を抽出し,それぞれについてその概念を構築した。設定した原位置試験項目は、人工バリア試験(連成試験)、緩衝材/岩盤クリープ試験、ガス移行挙動試験、オーバーパック腐食試験、セメント影響試験、低アルカリ性コンクリート施工性確認試験、定置精度確認試験、坑道閉鎖試験である。
栗原 雄二; 藤田 朝雄; 川上 進; 神徳 敬; 油井 三和; 杉田 裕
JNC TN8400 2003-053, 32 Pages, 2004/03
JNC-TN8400-2003-053.pdf:0.41MB
処分場構成要素の内埋め戻し材,プラグ,坑道および処分孔について,これまでの検討で示されている今後の課題に関する核燃料サイクル開発機構における現在の取り組み状況および今後の計画について整理した。
松井 裕哉; 栗原 雄二; 牧野 仁史
JNC TN5400 2003-004, 50 Pages, 2004/03
JNC-TN5400-2003-004.pdf:10.12MB
本資料は幌延深地層研究計画 第2、第3段階における原位置試験等の全体計画案を記したものである
川上 進; 油井 三和; 栗原 雄二; 神徳 敬; 杉田 裕
JNC TN8400 2003-037, 26 Pages, 2004/02
JNC-TN8400-2003-037.pdf:1.33MB
国が策定する安全基準・指針等に資するために,今後の研究開発等により得られる成果がどのように反映されるかを明確とするための検討が行われ,他のサイクル機構技術資料として報告されている。その報告では,高レベル放射性廃棄物の地層処分において,処分場における長期的安全性の観点から人工バリア等の処分施設を構成する各要素の性能を保証する項目を抽出し,これらの項目について具体的にどのように性能保証するのか,今後の取り組みが必要と考えられる課題,を整理されている。本報告では,人工バリア材料であるオーバーパック,緩衝材に対して整理された各課題に関して,サイクル機構における現在の取り組みの状況について整理した。
杉田 裕; 川上 進; 油井 三和; 牧野 仁史; 澤田 淳; 三原 守弘; 栗原 雄二
原子力バックエンド研究, 10(1), p.103 - 112, 2004/00
高レベル放射性廃棄物の地層処分における処分場の閉鎖技術に関して、第2次取りまとめで示した閉鎖概念に基づき、閉鎖性能と処分場から大規模な破砕帯を伴う断層にいたる核種移行の存在との関係に着目した検討を行った。検討の結果、「連絡坑道から小規模の破砕帯を伴う断層を経由する卓越的な核種移行が存在する」というシナリオは、閉鎖要素においてその機能が発揮されること、その存在のためにはいくつもの条件を同時に満たすことが必要であるからその可能性は低く、第2次取りまとめの「母岩を経由して大規模な破砕帯を伴う断層に至る」というシナリオが妥当であることを示した。
杉田 裕; 栗原 雄二; 川上 進; 神徳 敬; 油井 三和
JNC TN8400 2003-015, 34 Pages, 2003/05
JNC-TN8400-2003-015.pdf:2.65MB
国が策定する安全基準・指針等に資するため、今後の研究開発当により得られる成果がどのように反映されるかを明確にするための検討を行った。ここでは、処分場における長期的安全性の観点から人工バリア等の処分施設を構成する各要素のうち、埋め戻し、プラグ、坑道、処分孔等、において性能を保証すべき項目(案)を抽出し、これらの項目について具体的にどのように性能保証するかの(案)を示した。さらに、これらの性能保証方法(案)について現状の取り組み状況(第2次取りまとめ)を踏まえて、今後の取り組みが必要と考えられる課題を抽出した。
杉田 裕; 川上 進; 油井 三和; 牧野 仁史; 澤田 淳; 栗原 雄二; 三原 守弘
JNC TN8400 2003-010, 44 Pages, 2003/04
高レベル放射性廃棄物の地層処分における地下施設の閉鎖技術に関して、第2次取りまとめでは人工バリアの設置環境に有意な影響を与えないように処置する技術として概念検討を行った。また、安全評価においては、評価上はそのバリア性能を無視して(機能を期待しないこととして)処分システムを評価した。第2 次取りまとめ以降、プラグや埋め戻しといった閉鎖要素の地下環境での機能に関するデータが取得されてきたことを受け、具体的な閉鎖要素の機能を考慮した処分技術と安全評価の両者の観点からの閉鎖性能の評価が必要であると考えた。そこで、閉鎖に関わる岩盤特性、閉鎖要素機能を整理し、断層破砕帯と処分パネル間の水理解析、faultツリー解析等に基づいて第1次案としての閉鎖性能シナリオを構築した。
川上 進; 杉田 裕; 栗原 雄二; 神徳 敬; 谷口 直樹; 油井 三和
JNC TN8400 2002-026, 42 Pages, 2003/03
JNC-TN8400-2002-026.pdf:12.1MB
国が策定する安全基準・指針等に資するため、今後の研究開発等により得られる成果がどのように反映されるかを明確とするための検討を行った。ここでは、処分場における長期的安全性の観点から人工バリア等の処分施設を構成する各要素、本報告ではオーバーパックと緩衝材、において性能を保証すべき項目を抽出し、これらの項目について具体的にどのように性能保証するのかを示した。さらに、これらの性能保証の方法について現状の取り組み状況(第2次取りまとめ)を踏まえて、今後の取り組みが必要と考えられる課題を抽出した。また、安全基準・指針の項目を想定し、性能保証項目との関係を整理した。この整理により、性能保証項目より抽出された今後取り 組みが必要と考えられる研究課題が、安全規制のどのようなところに反映されるかの関連性を明確とするための一つの整理ができたものと考えられる。
