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加藤 正人; 沖 拓海; 渡部 雅; 廣岡 瞬; Vauchy, R.; 小澤 隆之; 上羽 智之; 生澤 佳久; 中村 博樹; 町田 昌彦
Journal of the American Ceramic Society, 107(5), p.2998 - 3011, 2024/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Ceramics)Herein, a science-based uranium and plutonium mixed oxide (MOX) property model (Sci-M Pro) is derived for determining properties of MOX fuel and analyzing their performance as functions of Pu content, minor-actinide content, oxygen-to-metal ratio, and temperature. The property model is constructed by evaluating the effect of phonons and electronic defects on heat capacity and thermal conductivity of MOX fuels. The effect of phonons was evaluated based on experimental datasets related to lattice parameter, thermal expansion, and sound speeds. Moreover, the effect of electronic defects was determined by analyzing oxygen-potential data based on defect chemistry. Furthermore, the model evaluated the effect of the Bredig transition on the thermal properties of MOX fuel by analyzing the irradiation test results. The derived property model is applied to the performance code to analyze fast reactor fuel pins.
mixed oxidesVauchy, R.; 松本 卓; 廣岡 瞬; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*; 有馬 立身*; 稲垣 八穂広*; 出光 一哉*; 中村 博樹; 町田 昌彦; et al.
Journal of Nuclear Materials, 588, p.154786_1 - 154786_13, 2024/01
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Materials Science, Multidisciplinary)Diffusion couples made of dense polycrystalline (U,Pu,Am)O oxides were annealed in various thermodynamic conditions (temperature, oxygen partial pressure), and for different durations. The associated actinide redistribution was quantified using Electron Probe Micro-Analysis (EPMA). Average diffusion profiles were obtained from elemental U, Pu, and Am X-ray maps and the resulting interdiffusion coefficients were calculated, then analyzed at the light of our model of point defect chemistry.
加藤 正人; 町田 昌彦; 廣岡 瞬; 中道 晋哉; 生澤 佳久; 中村 博樹; 小林 恵太; 小澤 隆之; 前田 宏治; 佐々木 新治; et al.
Materials Science and Fuel Technologies of Uranium and Plutonium mixed Oxide, 171 Pages, 2022/10
プルトニウム燃料を使用した革新的で先進的な原子炉が各国で開発されている。新しい核燃料を開発するためには、照射試験が不可欠であり、核燃料の性能と安全性を実証する必要がある。照射試験を補完する技術として、照射挙動を正確にシミュレートする技術を開発できれば、核燃料の研究開発にかかるコスト,時間,労力を大幅に削減でき、核燃料の照射挙動をシミュレーションすることで、安全性と信頼性を大幅に向上させることができる。核燃料の性能を評価するためには、高温での燃料の物理的および化学的性質を知る必要がある。そして、照射中に発生するさまざまな現象を記述した行動モデルの開発が不可欠である。以前の研究開発では、モデル開発の多くの部分で、フィッティングパラメータを使用した経験的手法が使用されてきた。経験的手法では、データがない領域では非常に異なる結果が得られる可能性がある。したがって、この研究では、燃料の基本的な特性を組成と温度に外挿できる科学的記述モデルを構築し、モデルが適用される照射挙動分析コードの開発を行った。
秋吉 英治*; 門脇 正尚; 中村 東奈*; 杉田 孝史*; 廣岡 俊彦*; 原田 やよい*; 水野 亮*
Journal of Geophysical Research; Atmospheres, 123(22), p.12523 - 12542, 2018/11
被引用回数：1 パーセンタイル：2.87(Meteorology & Atmospheric Sciences)2009年11月に南米大陸南端で3週間続くオゾン全量の減少が生じた。オゾン監視装置(Ozone Monitoring Instrument)によって観測されたオゾン全量及びERA-interim再解析データの解析から、極渦崩壊時に極渦が南米大陸側へ移動したことによって、このオゾン全量の減少が生じたことが示された。極渦の移動は、西経120-150度及び南緯50-60度の対流圏から南米大陸西及び南米大陸南端上空の成層圏への波フラックスの増加と関連しており、この波活動によって下部成層圏に大規模なジオポテンシャル高度の負偏差が生じた。また、2009年11月に南米大陸西の500hPaのジオポテンシャル高度からブロッキングが診断された。これらの結果は、2009年11月のブロッキング領域からの波の伝搬を介した南半球対流圏のブロッキングと、2009年11月の南米大陸南端で見られた数週間のオゾン全量の減少との関連を示唆している。さらに、1979-2015年の各年11月の南米大陸南端の南緯50-60度と西経65-75度を対象としたオゾン全量偏差及び力学場の解析から、2009年11月のオゾン全量の負偏差は1979-2015年の37年間で最大規模の負偏差であり、下部成層圏の大規模なジオポテンシャル高度の負偏差と関連付けられた。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 中村 和幸; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
核融合原型炉の早期実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIF/EVEDA(核融合炉材料照射施設の工学実証・工学設計活動)の枠組みで開発が進められているIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(リチウム保有量約5000
(2.5トン)、最大流量3000/min(試験部: 20m/s))は、2011年2月末に初期基本性能を確認し建設を完了した。初期基本性能確認試験では、所期の基本性能を満足することを確認し、最終的には試験部であるターゲットアッセンブリに最高流速のおよそ1/4である5m/sでの流動試験を実施した。その結果、リチウム流が安定に流れることを確認した。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.
Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.418 - 422, 2012/08
被引用回数：24 パーセンタイル：84.89(Nuclear Science & Technology)核融合原型炉の早期実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIF/EVEDA(核融合炉材料照射施設の工学実証・工学設計活動)の枠組みで開発が進められているEVEDAリチウム試験ループは建設を成功裏に終え、総量2.5トンのリチウムの充填を完了した。その建設は、現地工事が2009年11月より開始され、2010年11月に関係官庁(消防)の検査に合格し、完成となった。引き続き行われたリチウムの充填では、グローブボックスを使って、空気の混入を防ぐなど雰囲気を厳密に管理した。リチウム充填中に採取したサンプルを分析したところリチウム中の窒素濃度は127wppmであった。これにより試験運転(機能確証試験)の実施が可能になった。
金村 卓治; 近藤 浩夫; 鈴木 幸子*; 帆足 英二*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 井田 瑞穂; 中村 和幸; 松下 出*; et al.
Fusion Science and Technology, 62(1), p.258 - 264, 2012/07
被引用回数：4 パーセンタイル：31.96(Nuclear Science & Technology)本論文は、核融合炉候補材料の中性子照射試験施設である国際核融合材料照射施設(IFMIF)の研究開発にかかわるものである。現在幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)プロジェクトが日欧協力で進められている。本プロジェクトの枠組みで大洗研究開発センターに製作されたEVEDA液体Li試験ループ(ELTL)は、Liターゲットの安定性評価等に供する。ELTLにおいて、Liターゲットを模擬した液体Li噴流の表面変動の計測に供する機器として、触針式液面計を開発した。本液面計は、触針と液面との接触を電圧降下として検知し、噴流の平均厚さや振幅の分布などの変動特性を取得するものである。開発の要点は、10
Paの真空下で触針を0.1mmの分解能、0.01mmの位置決め精度で動作させることである。この条件を満たすため、モーメント荷重とセンサーの自重荷重を計算し、その計算結果に基づいて、装置内外での1気圧の差圧に耐えて位置決めできるモータと摩擦を低減したボールねじを選定し、強固な構造を適用することとした。以上の結果、所定の性能を満たす設計を完了した。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 和幸; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 若井 栄一; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; et al.
Nuclear Fusion, 51(12), p.123008_1 - 123008_12, 2011/12
被引用回数：39 パーセンタイル：82.4(Physics, Fluids & Plasmas)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D
Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本論文はリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の設計についてのものである。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本論文では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について報告する。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.
Proceedings of Plasma Conference 2011 (PLASMA 2011) (CD-ROM), 2 Pages, 2011/11
ITER-BA活動の一つであるIFMIF/EVEDAの枠組みでEVEDAリチウム試験ループ(以下、ELTL)の設計,建設活動を進めてきた。ELTLは、リチウム保有量約5000l (2.5トン),最大流量3000l/min (試験部: 20m/s)であり、リチウムターゲットの安定性やリチウム純化に関する実証試験に用いられる計画である。ELTLの建設は、2009年11月より開始され、2010年11月に完成となった。引き続き行われた試運転(性能確認試験)では、所期の性能を満足することを確認し、最終的にはターゲットアッセンブリにおいて最高流速のおよそ1/4である5m/sのリチウムターゲット流を安定に流すことに成功した。
中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10
被引用回数：10 パーセンタイル：60.88(Nuclear Science & Technology)IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。
古川 智弘; 近藤 浩夫; 平川 康; 加藤 章一; 松下 出*; 井田 瑞穂; 中村 和幸
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2433 - 2436, 2011/10
被引用回数：11 パーセンタイル：64.09(Nuclear Science & Technology)IFMIFリチウムターゲット系の工学実証データを取得するために、EVEDA活動の下でIFMIF/EVEDAリチウム試験ループの設計・製作が進められている。このループでは、2.5トンのリチウムを保有するが、リチウムは消防法に基づく危険物に指定されていることから、リチウム漏えいや種々の異常事象に対する設計対応が必要不可欠である。本発表では、本ループの詳細設計プロセスのもとで検討したリチウム試験ループの安全対策・思想について報告する。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 井田 瑞穂; 八木 重郎*; 鈴木 晶大*; 深田 智*; 松下 出*; 中村 和幸
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2437 - 2441, 2011/10
被引用回数：21 パーセンタイル：82.72(Nuclear Science & Technology)幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が2007年より実施されている。リチウムターゲット施設に関しては、日本側が100%に近い寄与により、約1/3スケールで実機を模擬したIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)に関する詳細設計を完了させ、その建設を進めている所である。このリチウム試験ループでは、おもに、IFMIFの工学設計に必要とされるリチウムの自由表面流の流動とリチウム中の不純物除去に関する実証試験を行う計画である。本報告では、IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの純化系ループと純化トラップに焦点をあて、それらの設計について議論した。
渡辺 一慶; 井田 瑞穂; 近藤 浩夫; 中村 和幸; 若井 栄一
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2482 - 2486, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.29(Nuclear Science & Technology)本研究は幅広いアプローチ(BA)協定の下、実施中の国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)における液体リチウムターゲット背面壁の熱構造解析に関するものである。IFMIF実機ターゲット背面壁はF82H等の低放射化フェライト鋼を材料とし、形状については日本提案の流路一体型と欧州提案のスライド交換式バイオネットの2案が検討されている。本解析では一体型オプションのターゲットアセンブリをモデル化し、IFMIF定格運転を模擬した核発熱分布を与え、アセンブリ外壁面の一部に断熱材を設定した。計算パラメータはビームダクトとの機械的接合部の熱的境界条件とし、フランジ面の境界温度及び接触熱伝達率を変化させた。計算結果を比較すると背面壁内の温度分布の相違は小さく、熱応力に対するパラメータの影響は小さいことがわかった。最大応力はリチウム流路でもある背面壁中央部で発生しており、その値は204-218MPaで300
CでのF82H降伏強度455MPaの1/2以下となることが確認できた。また、最大変位(約0.3mm)も同位置で発生しており、変位量はリチウム流動安定性解析の重要な入力パラメータとなる。
井田 瑞穂; 近藤 浩夫; 中村 和幸; 若井 栄一
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2478 - 2481, 2011/10
被引用回数：4 パーセンタイル：32.59(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの工学設計のために、FLUENTコードを用いて2次元流体解析を実施した。この解析により、流路の背面壁部分の中心での滑らかな変形が高速自由表面Li流の流速及び圧力に与える影響を解明した。凸状の変形は噴流厚さを減少させるため、流速の上昇と圧力の低下をもたらした。凹状の変形の場合はその逆であった。IFMIFターゲットの中でのLi沸騰を防止するための背面壁変形の許容値は、凸状変形については1.0mm、凹状変形については3.0mmであった。また、沸騰が起きない限り、背面壁変形が影響を及ぼす空間的範囲は変形の近傍に限られた。
渡辺 一慶; 井田 瑞穂; 近藤 浩夫; 宮下 誠; 中村 博雄
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1299 - 1302, 2011/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)本研究は幅広いアプローチ(BA)協定の下、実施中の国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)におけるEVEDAリチウム試験ループ背面壁の熱構造解析に関するものである。EVEDAリチウム試験ループでは、SUS316L製の一体型背面壁及びF82H製のバイオネット型背面壁の2種類が製作される予定である。熱構造設計では、これらの背面壁についてABAQUS計算コードを使用した。ターゲットアセンブリ外表面への断熱材の取り付けを仮定した条件で、最大応力の計算結果は一体型は39.2MPa、バイオネット型は340MPaであった。これらの結果は、それぞれの材料の許容応力を下回っており、熱応力の低減に対する断熱材の効果が確認できた。また、バイオネット型と比較して一体型の最大応力は小さく、背面壁流路に継ぎ目のない一体型構造の利点を明らかにした。
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。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/10
IFMIF/EVEDAリチウム試験ループは原子力機構大洗研究開発センターに建設され、2011年2月末の完成を目指し現在試験運転が実施されている。本ループはリチウム保有量約5m
(2.5トン),最大流量0.05m/s(3000l/min)の大規模液体金属ループであり、リチウムターゲットの流動安定性及び不純物トラップに関する試験が実施される。本発表では、本ループ主循環系の電磁ポンプの設計に加え系統圧力損失及びキャビテーションの評価について報告する。
金村 卓治; 近藤 浩夫; 杉浦 寛和*; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 古川 智弘; 井田 瑞穂; 松下 出*; 中村 和幸
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/10
国際核融合材料照射施設IFMIFの研究開発において、IFMIFのリチウムターゲットを模擬したリチウム噴流の安定性を実証することは極めて重要であり、EVEDAリチウム試験ループにてその実証試験が計画されている。本論文では、そのリチウム噴流の安定性実証試験にて使用される計測診断法をこれまでの開発を踏まえて紹介している。実証試験において、計測の対象となるのは、噴流の厚み,噴流表面を伝搬する波の波高・波長・周波数、及びリチウムの蒸発量である。流況観察に関して、CCDカメラや高速度ビデオといった商用カメラを用いる計画である。高速度カメラは、高速で伝搬する表面波の詳細な構造を理解するために使用される。そして、高速度ビデオ画像を画像粒子計測法で用いられるパターン追跡法により解析することで波の伝搬速度を、画像内定点の輝度変化のスペクトル解析により周波数を取得する。さらに伝搬速度と周波数から波長を得る。波の振幅及び噴流の平均厚みは触針式の液位レベル計を用いて計測される。蒸発量は、薄膜測定用の水晶振動子の固有周波数変化及び液面近傍に据付けた金属板の重量変化から計測される。
近藤 浩夫; 金村 卓治*; 杉浦 寛和*; 山岡 信夫*; 井田 瑞穂; 中村 博雄; 松下 出*; 室賀 健夫*; 堀池 寛*
Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1102 - 1105, 2010/12
被引用回数：12 パーセンタイル：62.3(Nuclear Science & Technology)本報告は幅広い取組協定の下で実施中の国際核融合照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)におけるリチウム(Li)ターゲットの研究開発に関するものである。Liターゲットは流速15m/sほどの平板状のジェット流であり、その表面には微細な波が発生する。本報告では新たに開発した接触式の液面検出器とそのデータ解析手法により、その表面波の性質を実験的に明らかにした。実験はIFMIFの1/2.5スケールのLi流動試験装置を用いて、Liジェット流の平均流速をパラメータとしジェット流表面に発生する波の波高分布を計測した。得られた波高分布を無次元規格化し整理し、1から15m/sの流速範囲において、不規則な水面波の波高分布のモデルであるレイリー分布と非常に良い一致を示すことが明らかにした。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井田 瑞穂; 松下 出*; 堀池 寛*; 金村 卓治; 杉浦 寛和*; 八木 重郎*; 鈴木 晶大*; et al.
Journal of Engineering for Gas Turbines and Power, 133(5), p.052910_1 - 052910_6, 2010/12
被引用回数：7 パーセンタイル：38.81(Engineering, Mechanical)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D+Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つ施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)を実施している。リチウムターゲット施設に関しては、日本側が100%に近い寄与により、約1/3スケールで実機を模擬したIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)に関する詳細設計を完了させ、その建設を進めている所である。このリチウム試験ループでは、おもに、IFMIFの工学設計に必要とされるリチウムの自由表面流の流動とリチウム中の不純物除去に関する実証試験を行う計画である。本論文では、IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの詳細設計内容を報告するとともに、建設概況及び本試験装置を用いた工学実証の課題とその評価方法について併せて報告する。
