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-Fe鈴土 知明; 海老原 健一; 都留 智仁; 森 英喜*
Journal of Applied Physics, 135(7), p.075102_1 - 075102_7, 2024/02
体心立方(bcc)金属および合金では延性脆性遷移温度以下において脆性的破壊が起きる。この事象は、脆性破壊を起こすき裂先端の臨界応力拡大係数が塑性変形を起こす臨界応力拡大係数よりも小さく塑性変形よりも脆性破壊が優先的に選択されるという考え方によって理論的に説明されている。この考え方は巨視的には正しいが、このような脆性破壊は常にき裂先端近傍での小規模な塑性変形、すなわちき裂先端塑性変形を伴う。この論文では、最近開発された-Feの機械学習原子間ポテンシャルを用いて原子論的モデリングを行い、この塑性の発現メカニズムを解析した。その結果、高速なき裂進展によってき裂先端位置の原子群が動的に活性化され、それがき裂先端塑性の前駆体になっていることが判明した。
鈴土 知明; 海老原 健一; 都留 智仁; 森 英喜*
材料, 73(2), p.129 - 135, 2024/02
FeやWのようなBCC遷移金属は{100}面に沿ってへき開する。このメカニズムを明らかにするために、人工ニューラルネットワーク(ANN)技術によって作成された原子間ポテンシャルを用いて0KにおけるBCC鉄の曲線き裂先端の原子論的シミュレーションを行った。その結果、{110}クラック面に沿ったき裂先端では転位が放出されへき開が抑制されることを発見し、{100}面に沿ってのみへき開が観察される理由を説明できることがわかった。さらに、有限温度での{100}へき開シミュレーションでは、塑性変形を伴いより現実的な破壊が再現された。
小野 礼人; 高柳 智弘; 不破 康裕; 篠崎 信一; 植野 智晶*; 堀野 光喜*; 杉田 萌; 山本 風海; 金正 倫計; 生駒 直弥*; et al.
Proceedings of 19th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.395 - 399, 2023/01
J-PARCでは、直線型加速器の加速用高周波を増幅する真空管型高周波増幅器(クライストロン)電源の短絡保護装置(クローバー装置)に水銀整流器(イグナイトロン)を用いている。イグナイトロンは、世界的に使用が制限されている水銀を使用しており、将来的に製造中止が見込まれる。そこで、大電力半導体素子(MOSゲートサイリスタ)を用いたクライストロン短絡保護用の半導体クローバー装置を開発している。基板1枚当たり、3kV, 40kA, 50
sの動作出力を実現するオーバル型基板モジュールを製作した。120kVの高電圧を想定した各基板モジュールへの制御電源供給は、基板ごとに高圧トランスが必要となり、トランスの設置場所や部分放電(コロナ放電)を考慮する必要がある。本機器では、高圧トランスを用いず、各基板モジュール1枚に分担充電される電圧(3kV)から高圧DCDCコンバータで制御電源を作り出す自己給電方式を採用した。この基板モジュール20枚を20直列で接続し、既設機器(120kV, 40kA)の電圧に対して1/2スケール(60kV, 40kA)での動作性能を確認することができた。その出力試験結果について報告する。
鈴土 知明; 海老原 健一; 都留 智仁; 森 英喜*
Scientific Reports (Internet), 12, p.19701_1 - 19701_10, 2022/11
被引用回数：4 パーセンタイル：41.53(Multidisciplinary Sciences)体心立方(bcc)遷移金属である-FeやWは、{110}面の表面エネルギーが最も低いにもかかわらず、{100}面に沿ってへき開割れが起きる。この奇妙な現象のメカニズムを解明するため、人工ニューラルネットワークの手法で作成した原子間ポテンシャルを用いて-Feの曲線のへき開き裂先端の大規模原子シミュレーションと直線のき裂先端の応力拡大係数解析を実施した。その結果、以下の新しい知見が得られた。{110}に沿ったへき開面のき裂先端から転位放出が観測され、そのことは{100}面が実際に起こるへき開面であることを示唆した。しかしながら、単純な直線状のき裂先端解析では、同じ結論は得られなかった。よって、機械的な強度を正しく予測するためには、高精度なポテンシャルを用いて、材料固有の複雑さを十分に捉えた原子論的なモデリングが必要であることが示唆された。本研究で採用した方法は、bcc遷移金属・合金のへき開問題に一般的に適用可能である。
山本 風海; 金正 倫計; 林 直樹; Saha, P. K.; 田村 文彦; 山本 昌亘; 谷 教夫; 高柳 智弘; 神谷 潤一郎; 菖蒲田 義博; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1174 - 1205, 2022/09
被引用回数：6 パーセンタイル：84.97(Nuclear Science & Technology)J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、最大1MWの大強度ビームを25Hzという早い繰り返しで中性子実験及び下流の主リングシンクロトロンに供給することを目的に設計された。2007年の加速器調整運転開始以降、RCSではビーム試験を通じて加速器の設計性能が満たされているかの確認を進め、必要に応じてより安定に運転するための改善を行ってきた。その結果として、近年RCSは1MWのビーム出力で連続運転を行うことが可能となり、共用運転に向けた最後の課題の抽出と対策の検討が進められている。本論文ではRCSの設計方針と実際の性能、および改善点について議論する。
Mo/
Tc generator by (n, 
) method, 4藤田 善貴; 関 美沙紀; Ngo, M. C.*; Do, T. M. D.*; Hu, X.*; Yang, Y.*; 武内 伴照; 中野 寛子; 藤原 靖幸*; 吉永 尚生*; et al.
KURNS Progress Report 2021, P. 118, 2022/07
核セキュリティ等の観点から放射化法((n,)法)によるMo製造の研究開発が進められている。この方法をMo/Tcジェネレータに適応するためには、Mo吸着材として用いられるアルミナ(Al
O
)の特性改善が不可欠である。これまで、開発したAlO試料から得られるTc溶液の品質を評価してきたが、溶液中へのMo脱離が課題だった。本研究では、市販のジェネレータを模した形状のカラムにAlO試料を充填し、Mo脱離低減のためのいくつかの措置を施してTc溶液の品質を評価した。以前実施した、AlO試料をMo溶液に浸漬させる静的吸着の条件と比較した結果、Mo溶液をAlOカラムに流す動的吸着の適用、Mo溶液の高濃度化、Mo添加量の低減によりMo脱離量が大幅に改善された。したがって、吸着方法および吸着条件の最適化による品質向上の可能性が示唆された。今後、本結果に基づきカラム形状およびMo吸着条件の最適化を図る。
関 美沙紀; 藤田 善貴; 藤原 靖幸*; Zhang, J.*; 吉永 尚生*; 佐野 忠史*; 堀 順一*; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; et al.
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 29(1), p.2 - 9, 2022/06
材料試験炉(JMTR)の炉心構造材はステンレス鋼の他、アルミニウム(Al)やベリリウム(Be)が多く使用されている。廃止措置に当たって、放射性雑固体廃棄物(廃棄体)を作製するが、その埋設基準はドラム缶内に健全性を損なう物質を含まないことおよび最大放射能を超えないことが要求されている。とくに、Alはコンクリート等のアルカリ物質と反応し水素を発生することから、固化体の強度低下、内圧上昇による破損等が課題となっている。本研究では、バイヤー法を応用したAlの安定化処理技術の確立を目的とし、コールド試験にて基本的な処理工程を確立した。また、京都大学研究用原子炉(KUR)にてAl試験片を中性子照射し、本処理工程によるAl中に含まれる添加元素や不純物元素で生成する放射性核種の除去特性を調査した。結果として、本処理工程によりAlをアルミナ(AlO)に変換可能であり、通常の放射性廃棄物の処理方法と同様にセメント系充填剤によって固化できる見通しが得られた。さらに、不溶解残渣物の除去により、廃棄物の放射能量を1
2桁減らすことができることが示唆された。
大森 崇純; 大塚 薫; 遠藤 泰一; 武内 伴照; 井手 広史
JAEA-Review 2021-015, 57 Pages, 2021/11
JAEA-Review-2021-015.pdf:6.3MB
JMTR原子炉施設は、日本原子力研究開発機構が2017年4月1日に策定した施設中長期計画において、廃止施設に選別され、2019年9月18日に廃止措置計画認可申請を行い、2回の補正を経て、2021年3月17日に認可を取得した。現在、廃止措置を行うための準備を進めている。JMTR原子炉施設は、1968年3月の初臨界から50年以上経過し高経年化が進んでいるが、原子炉一次冷却系統などについては建設当時から更新されておらず、腐食等によって減肉している可能性があると考えた。そのため、JMTR原子炉施設のうち、冷却水等を取扱う設備を対象とし、配管の健全性調査をおこなった。本調査においては、原子炉一次冷却系統の主循環系統、プールカナル循環系統、CFプール循環系統等に対して、超音波厚さ測定法(UTM: Ultrasonic Thickness Measurement)を用いて配管の肉厚測定を実施した。その結果、これら系統を構成する配管等について、「試験研究用原子炉施設に関する構造等の技術基準平成15年5月30日(15科原安第13号)第3種管40条(管の形状)」に定める計算式から算出した最小肉厚値を満足していることを確認した。今後は、基礎的なデータとして本結果を活用することで、廃止措置期間中においても冷却水循環及び送水設備の配管等に健全性を損なう減肉がないことを定期的に確認していく。
関 美沙紀; 中野 寛子; 永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 武内 伴照; 井手 広史; 土谷 邦彦
デコミッショニング技報, (62), p.9 - 19, 2020/09
材料試験炉(JMTR)は、1968年に初臨界を達成して以来、発電用軽水炉を中心に、新型転換炉,高速炉,高温ガス炉,核融合炉等の燃料・材料の照射試験に広く利用されてきた。しかし、法令で定める耐震基準に適合していないため2017年4月に施設の廃止が決定され、現在廃止措置計画の審査を受けている。JMTRでは発電炉とは異なった炉心構造材であるアルミニウムやベリリウムが使用されているため、これらの処理方法を確立し、安定な廃棄体を作製する必要がある。また、蓄積された使用済イオン交換樹脂の処理方法についても検討する必要がある。本報告では、これらの検討状況について紹介する。
大塚 薫; 花川 裕規; 永田 寛; 大森 崇純; 武内 伴照; 土谷 邦彦
UTNL-R-0496, p.13_1 - 13_11, 2018/03
材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor、以後、「JMTR」と言う)は、昭和43年に初臨界を達成して以来、発電用軽水炉燃料や材料の照射試験を中心に、新型転換炉, 高速炉, 高温ガス炉, 核融合炉などの燃料・材料の照射試験に広く利用されてきた。平成29年4月に公表された「施設中長期計画」において、JMTRは廃止施設として決定し、平成30年度末までに廃止措置計画認可申請書を原子力規制庁へ申請することとなり、廃止措置の準備のための組織変更、申請書作成に必要な各種評価を開始した。本発表は、施設中長期計画が公表されて以降、平成29年度に実施した検討状況の概略について報告する。
神藤 勝啓; 和田 元*; 西田 睦聡*; 出村 康拡*; 佐々木 大地*; 津守 克嘉*; 西浦 正樹*; 金子 修*; 木崎 雅志*; 笹尾 眞實子*
AIP Conference Proceedings 1390, p.675 - 683, 2011/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.19(Physics, Atomic, Molecular & Chemical)A negative ion beam probe system has been proposed as a new tool to diagnose beam profiles of high intensity positive ion beams such as the high intensity continuous-wave (CW) D
beam for the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF). To monitor beam profile of the positive ion beam from a remote position, a negative ion beam is injected into the positive ion beam perpendicularly, and the negative-ion-beam attenuation due to the beam-beam interaction is measured at each point. In a low barycentral energy region, the additional electrons of the negative ions with the small electron affinity are easily detached by collisions with the positive ions. To validate the system capability, an experimental study with a low-energy intense He beam system has been started for the proof-of-principle (PoP) experiment. For the probe beam source, an H
ion source to produce the H beam with a rectangular shape of 70 mm 
2 mm has been designed and assembled. The long side of the rectangle can cover the entire cross section of the He beam around the focal point, while the short side should be thin not to disturb the target beam. It is installed on a small test stand to measure the beam quality of the H beam. Experimental results of the H beam extracted from the small source will be presented.
高柳 智弘; 吉本 政弘; 渡辺 真朗; Saha, P. K.; 植野 智晶; 富樫 智人; 山崎 良雄; 金正 倫計; 藤森 寛*; 入江 吉郎*
Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.3293 - 3295, 2010/05
J-PARC 3-GeV RCSの入射ラインに設置され、MLFとMRのそれぞれのペインティングエリアの変更に25Hzで対応するパルス電磁石の設計を行った。このパルス電磁石はLinacの400MeVビーム入射時に使用し、要求されたペインティング入射とビームコミッショニングに使用するセンター入射の両方に対応するため、338mradの広い範囲でビームを偏向することが要求される。
吉本 政弘; 植野 智晶; 富樫 智人; 竹田 修; 金澤 謙一郎; 渡辺 真朗; 山崎 良雄; 神谷 潤一郎; 高柳 智弘; 倉持 勝也; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 18(2), p.297 - 300, 2008/06
被引用回数：4 パーセンタイル：30.89(Engineering, Electrical & Electronic)There are seven septum magnets for the beam injection and extraction at the RCS in J-PARC. In design of the septum magnets, the most important is that the magnetic leakage field outside the septum will disappear, but it is difficult in fact. In order to reduce the leakage field from the septum magnets at the beam orbit in the ring, the silicon steel sheets are set at the outside of the septum magnets as the magnetic shields. However sufficient spaces to set the thick magnetic shields are not securable at the divergent duct areas. Therefore the vacuum chambers are made by the magnetic stainless steel and the leakage fields in the chambers can be reduced. As results of the 3D field calculations by TOSCA, the magnetic leakage field can be suppressed to a few Gauss or less.
毛利 智聡; 西原 哲夫; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 6(3), p.253 - 261, 2007/09
日本原子力研究開発機構では、電力水素併産型高温ガス炉(GTHTR300C)の研究開発を進めている。将来、高速増殖炉サイクル実現後に、GTHTR300Cが高速炉と共存していくためには、濃縮ウランの代わりにプルトニウムを使用する必要がある。混合酸化物(MOX)燃料を使用した炉心の成立性を確認するために、核熱設計を実施した。その結果、運転期間450日,平均取出し燃焼度123GWd/tonの性能を有する炉心を設計することができた。通常運転時の燃料最高温度は1400
C以下、最大出力密度は13W/cm
以下、炉停止余裕は1.0%
k/kk'以上、反応度係数は負となり、安全上の要求を満足した。
西原 哲夫; 毛利 智聡; 國富 一彦
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 5 Pages, 2007/04
JAEAでは水素電力コジェネレーション高温ガス炉システム(GTHTR300C)の設計研究を行っている。GTHTR300Cは熱出力600MWで、そのうち370MWの熱を水素製造で利用し52,000mの水素を生産する。日本の産業界の水素供給能力は2030年時点で150億mであり、燃料電池自動車の最大需要と同等である。したがって、2030年以降、水素が不足することとなり、この不足分がGTHTR300Cの潜在的な市場になる。GTHTR300Cの水素製造コストは20.5円/mと評価され、他の工業水素製造プロセスに対して価格競争力を持つ。需要不足分の1/2をGTHTR300Cで賄うとすれば、38基のGTHTR300Cが導入され、最終的な燃料電池自動車の水素需要の1/3を占めることとなる。
國富 一彦; Yan, X.; 西原 哲夫; 坂場 成昭; 毛利 智聡
Nuclear Engineering and Technology, 39(1), p.9 - 20, 2007/02
ガスタービンによる発電とISプロセス熱化学法による水素製造を目的とした水素電力コジェネレーション超高温ガス炉システム(GTHTR300C)の設計研究を実施した。GTHTR300Cは、燃料電池自動車への水素供給システムとして魅力的であり、2020年以降の導入が期待されている。原子炉熱出力は600MW、原子炉出口冷却材温度は950Cであり、最大370MWの熱が水素製造に用いられ、残りは発電に使用される。本論文では、GTHTR300Cの設計上の特徴について示すとともに、ガスタービンや中間熱交換器に関する研究開発の現状について紹介する。
武井 正信*; 小杉山 真一*; 毛利 智聡; 片西 昌司; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 5(2), p.109 - 117, 2006/06
GTHTR300では、高温ガス炉固有の安全性を生かし、安全設備を極力簡素化するとともに、発電系設計,炉心設計に独創的なアイデアを取り入れて高性能化することで、経済性の向上を図った。その結果、発電コストは約3.8円/kWhとなり、ユーザー要件である4円/kWhの目標を満足するとともに、既存の軽水炉発電プラントに対する経済的優位性の見通しを得た。
野尻 直喜; 藤本 望; 毛利 智聡; 小幡 宏幸*
JAERI-Data/Code 2004-012, 65 Pages, 2004/10
JAERI-Data-Code-2004-012.pdf:7.77MB
「DELIGHT」は、炉心計算等に必要な群定数を作成する高温ガス冷却炉用格子燃焼特性解析コードである。円環状または球状の高温ガス炉燃料を対象に衝突確率法による格子計算を行う。高温ガス炉燃料特有の被覆燃料粒子による燃料格子の二重非均質性を考慮した燃焼計算が可能なことが特徴として挙げられる。今回、従来のDELIGHTコードをより燃焼度の高い炉心の解析に対応させることを目的に、核データライブラリのJENDL-3.3への更新,燃焼チェーンを詳細化する等の改良を行った。また、可燃性毒物(BP)格子計算モデルにおいて、BP棒周辺の物質領域を多領域化し、BP格子計算の計算精度の向上を図った。本報は、改良DELIGHTコード(DELIGHT-8)の改良点と使用方法について説明するものである。
羽様 平; 毛利 智聡; 大谷 暢夫; 相原 永史; 八木 昭; 吉田 守; 有賀 正訓*
JNC TN9400 2001-044, 136 Pages, 2001/05
JNC-TN9400-2001-044.pdf:3.97MB
核燃料取扱施設の晦界安全管理技術の高度化及び設計の合理化に資するため、重水臨界実験装置(DCA)を使用して未臨界度モニターのための未臨界度測定技術の開発を実施した。本開発では、臨界安全管理上の制限が最も厳しいとされる高速炉再処理施設への未臨界度測定技術の適用を想定し、予想される困難な状況下でも利用可能な測定技術として炉雑音測定に基づく2種類の手法(ミハルゾ法及びファインマン-法)を選定し、測定性能の把握と性能の改良による適用性の向上に取り組んだ。DCAは新型転換炉の開発のために使用されてきた臨界実験装置であるが、高速炉再処理施設への模擬性が高い体系で未臨界度測定技術の開発を実施するため、炉心中央部に未臨界の試験体領域を設け、減速材に軽水を、燃料に高速炉燃料を使用できるように炉心を改造した。開発した2種類の未臨界度測定手法は、いずれも応答時間10分以内で実効増倍率O.4まで測定可能であり、体系の変動や高中性子バックグラウンドに対する適用性にも優れている。さらに複雑な幾何形状に対しても未臨界度を評価することが可能であり、高速炉再処理施設だけでなく燃料加工施設等へも適用可能な測定技術である。また、両測定手法は測定システムの大部分を共有するが、その特徴は大きく異なっており、多面的な評価による信頼性の高い測定システムを合理的に構築できる。本報告書は、DCAにおける未臨界度測定技術開発の経緯と成果についてまとめたものである。
毛利 智聡*; 竹村 守雄*
JNC TJ9450 2000-001, 96 Pages, 2000/03
JNC-TJ9450-2000-001.pdf:2.04MB
本報告書は、1986年に開始されたJASPER(Japanese-American Shielding Program for Experimental Research)計画の中で企画された計8個の一連の実験の中の最後の実験として、1992年6月末から約1ケ月間かけて、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)にて実施された新遮蔽材透過実験の測定値、実験体系の寸法・組成データ、実験状況、測定システム等の情報を一冊にまとめたものである。作成にあたっては、ORNLから発行された新遮蔽材透過実験結果報告書の内容を基本とし、それに現地派遣員より報告された情報を補足した。新遮蔽材透過実験は、高速炉の遮蔽合理化のための高性能遮蔽材料の開発に資する実験データを取得する目的で企画された。遮蔽材料として水素を含有し中性子遮蔽性能の優れた金属であるジルコニウムハイドライド(ZrH1.7)を対象とした。ORNL遮蔽実験施設TSF(Tower Shielding Facility)の実験炉TSR-II(Tower Shielding Reactor-II)のコリメータ直後に、入射させる中性子スペクトルを模擬するスペクトル・モディファイア、およびジルコニウムハイドライド模擬多重層を設置した実験体系のもと、その後方で各種検出器を用いた中性子測定が行われた。ジルコニウムハイドライド模擬多重層は、既にTSFに存在していたジルコニウムスラブと、水素を含有するポリエチレンスラブを組み合わせて構成された。同様な実験測定がポリエチレンだけの厚いスラブについても実施された。広いエネルギー範囲にわたる中性子束の測定が全8体系で、また高速中性子のエネルギースペクトルの測定も大部分の体系で行われた。なお、JASPER計画は日米両国の液体金属冷却炉(LMR)の現行設計内容の進展に資することを目的として、米国エネルギー省(USDOE)と動力炉・核燃料開発事業団(現核燃料サイクル開発機構)との協力関係の一環として行われた日米共同遮蔽実験である。
