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and O in a reaction cell in triple quadrupole inductively coupled plasma mass spectrometry風間 裕行; 小無 健司*; 鈴木 達也*; 小山 真一; 前田 宏治; 関尾 佳弘; 大西 貴士; 阿部 千景*; 鹿籠 康行*; 永井 康介*
Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 38(8), p.1676 - 1681, 2023/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Chemistry, Analytical)Ultratrace analysis is crucial for understanding fuel debris in a nuclear reactor core after severe accidents. Triple quadrupole inductively coupled plasma mass spectrometry measured the ion-molecule reactions of actinides (
Np, 
Am, and 
Cm) in a reaction cell. These nuclides were included in the fuel debris. A gas-phase ion-molecule reaction model has been developed to simulate the gas-phase reactions in the reaction cell. The model simulation results correlate well with the flow rate dependence of experimental data accurately. Reaction constants derived from the model were compared with those reported values by Fourier transform ion-cyclotron resonance mass spectrometry to evaluate the performance of the model. The similarity between the two reaction constants was found.
山下 拓哉; 本多 剛*; 溝上 暢人*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*
Nuclear Technology, 209(6), p.902 - 927, 2023/06
被引用回数：2 パーセンタイル：90.12(Nuclear Science & Technology)The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment, is difficult and limited. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, a comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). Herein, 1F Unit 3 was addressed as the subject to produce an estimated diagram of the fuel debris distribution from data obtained about the RPV and PCV based on the comprehensive evaluation of various measurement data and information obtained from the accident progression analysis, which were released to the public in November 2022.
粉川 広行; 二川 正敏; 羽賀 勝洋; 都築 峰幸*; 村井 哲郎*
JAEA-Technology 2022-023, 128 Pages, 2022/11
JAEA-Technology-2022-023.pdf:9.0MB
大強度陽子加速器施設(J-PARC)の物質・生命科学実験施設では、ステンレス製の水銀標的容器内で流動する水銀にパルス陽子ビームを繰り返し入射し、核破砕反応により生成する中性子を最先端科学実験に供する。パルス陽子ビーム入射に伴い、水銀中には圧力波が発生し、圧力波の伝播と容器変形の相互干渉に起因するキャビテーション損傷、特に陽子ビーム入射部の損傷が標的容器の寿命を支配する。圧力波及び損傷の低減対策として、ヘリウムの微小気泡を水銀中に注入する方法を開発し、圧力波及び損傷の低減を実証した。所期の1MWの大強度陽子ビーム下における水銀標的容器の耐久性を向上させるには損傷をさらに低減する必要がある。微小気泡による圧力波低減効果の向上には、水銀中での直径が150
m以下である気泡の体積含有率を高めることが求められる。気泡生成器から注入した気泡は浮力による上昇や流動過程での合泡などを起こし、水銀内を流動中に気泡の体積含有率は低下する。気泡生成器の設置位置を損傷が激しいビーム入射部に近づければ、ビーム入射部近傍の気泡体積含有率の低下を防ぐことが可能である。しかし、ビーム入射部に近づくほど、気泡生成器の設置空間が狭く流動抵抗が大きくなるため、冷却に十分な水銀流量の確保が困難になることや、水銀流速の低下により生成気泡径が大きくなる等の弊害が生じる。そこで、標的容器のビーム入射部近傍でより小さな気泡を高い密度で分布できるように、標的容器内部における気泡生成器の形状や設置位置、さらに水銀流動案内羽根の形状に関して機械学習による設計の最適化を試みた。気泡分布を考慮した水銀標的構造の設計では、多数の設計変数を考慮する必要があることから、ラテン超方格法に基づき約1000ケースの設計変数について数値解析を実施し、その結果を学習データとしてビーム入射部近傍での気泡分布(サイズや数密度)が最適になる設計を決定した。水銀の流量は標的容器の温度に、気泡生成器の形状は製作性や生成気泡径に影響を及ぼすことから、これらを制約条件とした。その結果、ビーム入射部近傍で半径が150m以下の気泡の密度を約20%増大できる解を見出した。
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。
小野 綾子; 山下 晋; 坂下 弘人*; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
原子力機構ではVOF法に基づいた詳細熱流動解析手法を開発している。詳細解析において壁面からの沸騰を再現するには、ミクロスケールの気液挙動を考慮するがあり、膨大計算コストを必要とする。そこで、本研究では、計算コストを削減した簡易的な沸騰モデルを開発し、開発したモデルを用いてJUPITERで沸騰の再現解析を行い、実験から取得した気液挙動のデータと比較した結果を示す。
小野 綾子; 山下 晋; 坂下 弘人*; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/07
原子力機構では、原子炉心部の二相流挙動に対して界面追跡法に基づく機構論的熱流動解析手法であるJUPITERやTPFITを適用する試みを行っている。より詳細な炉内熱流動を把握する計算手法を得ることで、安全評価の適正化や新型燃料の最適設計に資するため、開発が望まれている。しかしながら、界面追跡を用いた解析手法において、伝熱面から沸騰させるためには極めて微小な解析格子を設定する必要があり、原子炉燃料集合体などの大規模な計算体系への適用は不可能であることが大きな課題であった。そこで本研究では、大規模計算体系に対して計算コストを削減した、新しい簡易的な沸騰モデルを開発して、強制流動沸騰について熱流束および流速を変えた再現解析を実施した結果について報告する。
Al
and Nd
Pd
Ge
目時 直人; 柴田 薫; 松浦 直人*; 北澤 英明*; 鈴木 博之*; 山内 宏樹; 萩原 雅人; Frontzek, M. D.*; 松田 雅昌*
Journal of the Physical Society of Japan, 91(5), p.054710_1 - 054710_6, 2022/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Physics, Multidisciplinary)NdPdAlにおけるNdの超微細相互作用分裂を高分解能の中性子非弾性散乱によって研究した。Nd核の核スピン(
=7/2)と、
の軌道が主成分の
基底状態を示す4
電子との間の超微細相互作用によって、磁気秩序相において生じた超微細相互作用分裂に起因する中性子非弾性散乱ピークを、
= 
3eVのエネルギーに観察した。低温では、Nd核スピンの低エネルギー状態の占拠確率が増加することによりNd核スピンが偏極し、反強磁性散乱ピーク強度に寄与するが、その際、中性子の非スピン反転過程の寄与が最も大きい。この現象の応用として反強磁性散乱ピーク強度の温度変化から、NdPdGeのNd磁気モーメント及び超微細相互作用分裂の大きさを見積もることに成功した。
新井 陽介*; 黒田 健太*; 野本 拓也*; Tin, Z. H.*; 櫻木 俊輔*; Bareille, C.*; 明比 俊太朗*; 黒川 輝風*; 木下 雄斗*; Zhang, W.-L.*; et al.
Nature Materials, 21(4), p.410 - 415, 2022/04
被引用回数：7 パーセンタイル：77.62(Chemistry, Physical)Low-energy electronic structures of CeSb which shows multiple phase transitions known as devil's staircase were examined by combination of laser angle-resolved photoemission, Raman and neutron scattering spectroscopies. A new type of electron-boson coupling between the mobile electrons and quadrupole CEF-excitations of the 4f orbitals was found. The coupling is exceedingly strong and exhibits anomalous step-like enhancement during the devil's staircase transition, unveiling a new type of quasiparticle, named multipole polaron.
小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
原子力機構では、軽水炉燃料の安全性評価において必須である限界熱流束の評価において、新型燃料設計にかかわる大型モックアップ試験によるコストの削減や、想定外事象に対応するためにモックアップ試験の試験範囲よりも幅広い範囲において、限界熱流束を機構論に基づき評価する研究に着手している。本研究では、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて、スワールベーンおよびスプリットベーン付きの燃料集合体内の国際ベンチマーク問題を対象とした単相流解析および同体系における二相流解析を実施し、各種ベーンによる流動場および気泡挙動に与える効果、解析における課題の抽出を行った結果を報告する。
級大型タンクの残留ナトリウム低減技術早川 雅人; 下山 一仁; 宮越 博幸; 鈴木 重哲*
JAEA-Technology 2021-027, 33 Pages, 2022/01
JAEA-Technology-2021-027.pdf:3.64MB
日本原子力研究開発機構大洗研究所では、これまでに高速実験炉「常陽」や高速増殖原型炉もんじゅなどのナトリウム冷却型高速炉の研究開発に関わる多種多様なナトリウム環境下での試験研究が実施されてきた。これまでに所期の目的を達成したナトリウム試験施設及び機器類の解体撤去が順次進められ、豊富な経験や技術が蓄積されてきた。一方、試験研究に用いられてきた大量の金属ナトリウムは新しい試験施設での再利用が図られ、その後、再利用された金属ナトリウムを内包してきた大型ナトリウムタンク類の解体が進められている。これらの解体を安全かつ効率的に進めるためには、解体前にタンク内部(特に底部)に残留するナトリウムを極力低減することが重要である。このため、複数の100m級大型ナトリウムタンクについて、底部に残留するナトリウム量の低減を図ってきた。本報告ではこれまでに実施してきた残留ナトリウム低減に関わる技術や経験について述べる。
朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一; 宮越 博幸; 高松 操; 坂本 直樹; 磯崎 涼佑; 大西 貴士; et al.
JAEA-Review 2021-020, 42 Pages, 2021/10
JAEA-Review-2021-020.pdf:2.95MB
原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手している。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和2年度の検討結果を取りまとめたものである。
Chiera, N. M.*; 佐藤 哲也; Eichler, R.*; 富塚 知博; 浅井 雅人; 安達 サディア*; Dressler, R.*; 廣瀬 健太郎; 井上 浩樹*; 伊藤 由太; et al.
Angewandte Chemie; International Edition, 60(33), p.17871 - 17874, 2021/08
被引用回数：2 パーセンタイル：14.88(Chemistry, Multidisciplinary)等温ガスクロマトグラフ法を用いて、105番元素ドブニウム(Db)の単一原子を対象として、揮発性オキシ塩化物を合成し、化学的性質を調べた。同一条件下で同族元素ニオブおよびタンタルの揮発性と比較したところ、NbOCl
TaOCl
DbOClの関係が得られた。これはDb分子中の共有結合性が周期表からの予想よりも強くなっているためと考えられる。本成果により、超アクチノイド元素の化学的性質に関する理論計算に対する信頼できる実験データを与えることができた。
佐藤 智徳; 端 邦樹; 加治 芳行; 上野 文義; 井上 博之*; 田口 光正*; 清藤 一*; 多田 英司*; 阿部 博志*; 秋山 英二*; et al.
JAEA-Review 2021-001, 123 Pages, 2021/06
JAEA-Review-2021-001.pdf:10.33MB
福島第一原子力発電所(以下、1Fという)の廃止措置の着実な推進を考えた場合、様々な課題が存在するが、とりわけ40年にわたり廃止措置を安全かつ継続的に進めるためには、経年的に劣化が進む構造材料の腐食を抑制することが重要である。しかしながら、腐食反応を律速する環境要因に関しては、現状十分にデータが得られている訳ではなく、また、作業の進展に伴い時々刻々と変化し得る。そこで、本研究では、放射線環境下での腐食トラブルの発生可能性、対策等を議論するうえで有用な情報である、ラジオリシスおよび放射線照射下での腐食試験データを、データベースとしてまとめた。さらに、公開されているラジオリシスデータおよび、腐食データに含まれない、1Fの廃止措置で必要となることが想定されるラジオリシスデータと構造材料の腐食データを取得した。
S郷 慎太郎*; 井手口 栄治*; 横山 輪*; 青井 考*; Azaiez, F.*; 古高 和禎; 初川 雄一; 木村 敦; 木佐森 慶一*; 小林 幹*; et al.
Physical Review C, 103(3), p.034327_1 - 034327_8, 2021/03
被引用回数：4 パーセンタイル：57.13(Physics, Nuclear)Excited states in S were investigated by in-beam 
-ray spectroscopy using the 
Mg(
O, 2
1
) fusion-evaporation reaction. The de-exciting -rays were measured with germanium detector arrays along with the measurement of evaporated charged particles in a 
segmented Si detector array. The level scheme was extended up to 12470 keV. The obtained level structure is compared with the large-scale shell-model calculations. The possibility of isoscalar-pair excited states is discussed for 
states with comparison between the experimental and theoretical results.
小川 裕輔*; 鈴木 覚*; 谷口 直樹; 川崎 学*; 鈴木 宏幸*; 高橋 里栄子*
Materials and Corrosion, 72(1-2), p.52 - 66, 2021/01
被引用回数：2 パーセンタイル：12.73(Materials Science, Multidisciplinary)鋳鋼は、炭素鋼オーバーパックのレファレンス材料とされている鍛鋼の代替材料のひとつである。本研究では実規模の鋳鋼オーバーパックを試作するとともに、鋳造欠陥の検査を行った。また、このオーバーパックから切り出した試験片を用いて腐食速度と応力腐食割れ感受性に関する腐食試験を行い、鍛鋼との比較を行った。ふたつの腐食試験より、鋳鋼の耐食性は鍛鋼と同等であることがわかった。
小嵐 淳; 安藤 麻里子; 永野 博彦*; Sugiharto, U.*; Saengkorakot, C.*; 鈴木 崇史; 國分 陽子; 藤田 奈津子; 木下 尚喜; 永井 晴康; et al.
JAEA-Technology 2020-012, 53 Pages, 2020/10
JAEA-Technology-2020-012.pdf:3.71MB
近年急速に進行する温暖化をはじめとした地球環境の変化は、陸域生態系(とりわけ森林生態系)における炭素循環に変化をもたらし、その結果、温暖化や環境変化の進行に拍車をかける悪循環が懸念されている。しかしながら、その影響の予測には大きな不確実性が伴っており、その主たる要因は、土壌に貯留する有機炭素の動態とその環境変化に対する応答についての定量的な理解の不足にある。放射性炭素(
C)や安定炭素(
C)同位体の陸域生態系における動きを追跡することは、土壌有機炭素の動態を解明するうえで有力な研究手段となりうる。本ガイドは、同位体を利用した土壌炭素循環に関する研究を、特にアジア地域において促進させることを目的としたものである。本ガイドは、土壌の採取、土壌試料の処理、土壌有機炭素の分画、Cの同位体比質量分析法による測定及びその試料調製、ならびに Cの加速器質量分析法による測定及びその試料調製に関する実践的手法を網羅している。本ガイドでは、炭素循環研究において広く用いられる C分析結果の報告方法についても簡単に紹介する。さらに、同位体を利用した研究手法の実際的応用として、日本の森林生態系において実施した事例研究の結果についても報告する。本ガイドによって、同位体を利用した炭素循環研究に興味を持って参画する研究者が増加し、地球環境の変化の仕組みについての理解が大きく進展することを期待する。
山下 拓哉; 佐藤 一憲; 本多 剛*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*; 溝上 伸也*
Nuclear Technology, 206(10), p.1517 - 1537, 2020/10
被引用回数：13 パーセンタイル：86.19(Nuclear Science & Technology)The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, the comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). Herein, 1F Unit 2 was addressed as the subject to produce an estimated map of the fuel debris distribution from data obtained about the RPV and PCV based on the comprehensive evaluation of various measurement data and information obtained from the accident progression analysis, which were released to the public in June 2018.
鈴木 貴行*; 吉田 啓之; 堀口 直樹; 山村 聡太*; 阿部 豊*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
In the severe accident (SA) of nuclear reactors, fuel and components melt, and melted materials fall to a lower part of a reactor vessel. In the lower part of a reactor vessel, in some sections of the SAs, it is considered that there is a water pool. Then, the melted core materials fall into a water pool in the lower plenum as a jet. The molten material jet is broken up, and heat transfer between molten material and coolant may occur. This process is called a fuel-coolant interaction (FCI). FCI is one of the important phenomena to consider the coolability and distribution of core materials. In this study, the numerical simulation of jet breakup phenomena with a shallow pool was performed by using the developed method (TPFIT). We try to understand the hydrodynamic interaction under various, such as penetration, reach to the bottom, spread, accumulation of the molten material jet. Also, we evaluated a detailed jet spread behavior and examined the influence of lattice resolution and the contact angle. Furthermore, the diameters of atomized droplets were evaluated by using numerical simulation data.
糸井 弘行*; Ninomiya, Takeru*; 長谷川 英之*; Maki, Shintaro*; Sakakibara, Akihiro*; 鈴木 隆太郎*; 笠井 湧斗*; 岩田 博之*; 松村 大樹; 大和田 真生*; et al.
Journal of Physical Chemistry C, 124(28), p.15205 - 15215, 2020/07
被引用回数：8 パーセンタイル：40.15(Chemistry, Physical)We demonstrate reversible charge/discharge in ruthenocene, RuCp (Cp = 
-C
H), using activated carbon (AC) as a support. Upon subsequent electrochemical oxidation using an aqueous HSO
electrolyte, the clusters are disassembled and the RuCp molecules are finely dispersed in the micropores. The resulting RuCp has a large contact area with conductive carbon surfaces, thereby realizing rapid charge transfer at the contact interface. Consequently, rapid charge storage occurs via the reversible redox reaction of the supported RuCp in aqueous HSO without dimerization or disproportionation reactions, which is confirmed by X-ray absorption spectroscopy. Since hybridization can produce different properties of the host and guest materials, their infinite combinations would have the possibility to yield properties far surpassing those of existing materials.
4 simulated bundle小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00583_1 - 19-00583_12, 2020/06
原子力機構では、過渡事象における詳細な炉内出力分布の予測を行うことにより燃料設計最適化や安全性向上を図ることを目的とし、3次元詳細核熱カップリングコードの開発に着手している。その中で、熱流動評価を行うコードの候補の一つとしてVOF法に基づいた詳細熱流動解析コードJUPITERを炉内二相流挙動解析のために適用することを検討している。本研究では、軽水炉燃料集合体を模した44バンドル体系において、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて二相流動の解析を実施し、既存に報告されているバンドル内気液二相流の可視化研究やボイド率計測結果をもとに、解析手法の妥当性の検討、および課題の抽出を行った。
