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田中 正暁; 堂田 哲広; 横山 賢治; 森 健郎; 岡島 智史; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 大木 繁夫; 宮崎 真之; 高屋 茂
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), 5 Pages, 2022/07
原子力イノベーションにおいて民間で実施される多様な炉システムの概念検討への支援を目的とし、既往知見を最大限活用した設計最適化や安全評価を実現するAI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法「ARKADIA」の開発を開始した。その一部として、設計基準事象までを対象に開発している「ARKADIA-Design」によって実現する、炉心及び炉構造分野での設計検討、並びに保守・保全計画立案に関わる最適化プロセスの具体化検討について報告する。
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。
武内 伴照; 大塚 紀彰; 渡辺 恭志*; 田中 茂雄*; 小沢 治*; 駒野目 裕久*; 上野 俊二*; 土谷 邦彦
Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 3 Pages, 2018/11
福島第一原子力発電所事故の教訓から、過酷事故時の環境でも原子炉建屋内の監視が可能な耐放射線性カメラシステムの開発を開始した。本研究は、カメラを構成する部品の要素技術開発を行い、カメラシステムの試作・性能を評価した。まず、要素技術開発として放射線環境下において100Gy未満で使用不能となるイメージセンサの劣化主因が暗電流増加であることを明らかにし、トランジスタの数を4つから3つに減らすとともに光電変換構造としてフォトゲート型を採用することで暗電流の軽減を図った。その結果、イメージセンサの耐放射線性は200kGy以上にまで向上した。また、光学系については、石英とフッ化カルシウムを用いた耐放射線プリズムとズームレンズにすることにより、1MGy照射後においても十分な性能を有することを示した。一方、その他の電子部品については、100kGy未満で故障するものもあり、一部に遮蔽構造を採用した。これらの結果を踏まえ、開発したカメラシステムが900kGy以上の照射線量でも良好な画像を取得できることを明らかにした。
線照射効果武内 伴照; 大塚 紀彰; 土谷 邦彦; 田中 茂雄*; 小沢 治*; 駒野目 裕久*; 渡辺 恭志*; 上野 俊二*
日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.391 - 394, 2016/07
東京電力福島第一原子力発電所事故の経験や教訓を踏まえ、プラント状態の情報把握能力の向上のため、耐放射線性カメラの開発に取り組んだ。放射線環境下におけるカメラ画像劣化の主因である撮像素子内の暗電流を抑制するため、撮像素子のトランジスタ及び光電変換部について3Tr型でフィールドプレートを有する素子(3TPD)、同型でフォトゲートを有する素子(3TPG)及び4Tr型でフォトゲートを有する素子(4TPG)を設計・試作し、線照射中の暗電流と照射後の光電変換感度を測定した。その結果、3TPG型が最も耐放射線性が高く、200kGy照射後も十分なダイナミックレンジが維持された。
坂本 友和*; 朝澤 浩一郎*; Martinez, U.*; Halevi, B.*; 鈴木 敏行*; 荒井 重勇*; 松村 大樹; 西畑 保雄; Atanassov, P.*; 田中 裕久*
Journal of Power Sources, 234, p.252 - 259, 2013/07
被引用回数：68 パーセンタイル：87.04(Chemistry, Physical)Carbon supported Ni, La, and Ni
La
(0.1
0.9) catalysts were synthesized by an impregnation/freeze-drying procedure. The catalytic activity for electro-oxidation of hydrazine hydrate was evaluated using a 16-channel electrochemical electrode array. The Ni
La
/C catalyst oxidized hydrazine hydrate at a lower potential and exhibited higher mass activity in comparison with a similarly made Ni/C catalyst. Chemical insight suggests that the cause of improved performance for the NiLa/C catalyst is likely multifunctional synergism of the components. However, X-ray absorption fine structure (XAFS) and high voltage electron microscopy (HVEM) unexpectedly show some hcp LaNi
shells coating the fcc Ni catalyst particles. As a result of the screening tests, an unsupported NiLa catalyst was synthesized by spray pyrolysis and tested in a direct hydrazine hydrate fuel cell MEA (DHFC) producing 453 mW cm
.
大木 繁夫; 永沼 正行; 大久保 努; 田中 健哉
Journal of Nuclear Science and Technology, 50(1), p.59 - 71, 2013/01
被引用回数：6 パーセンタイル：44.02(Nuclear Science & Technology)As an alternative method to the homogeneous minor actinide (MA) recycling in fast breeder reactors, a heterogeneous MA loading core concept using a highly concentrated americium (Am)-containing fuel (Am target) is proposed. The Am content (with a small amount of curium) in the heavy metal is assumed to range from 10 to 20 wt% in accordance with the target development scope. A mixed oxide fuel that contains uranium, plutonium, and neptunium is chosen as the base material of the target, so that the targets can generate a level of power equivalent to that of the driver fuels. It was found that a ring-shaped arrangement of Am targets between the inner and outer core regions exhibits a favorable MA transmutation performance without any significant deterioration in the core neutronic characteristics, in comparison with those of a reference homogeneous MA loading case. It should be noted that the Am targets in this loading arrangement can contribute to the suppression of the core power distribution change along with burnup. A series of core designs, including core neutronics, thermal hydraulics, and fuel integrity evaluations, was also carried out for a representative Am target loading case. The design feasibility of the heterogeneous target loading core has been enhanced.
坂口 忍; 立花 郁也; 越野 克彦; 白水 秀知; 白井 更知; 今本 信雄; 冨田 恒夫; 飛田 祐夫; 山中 淳至; 小林 大輔; et al.
JAEA-Technology 2011-006, 24 Pages, 2011/03
JAEA-Technology-2011-006.pdf:3.07MB
2007年に発生した新潟県中越沖地震において、柏崎刈羽原子力発電所では設計基準を超える地震動が観測されたが、「止める,冷やす,閉じ込める」ための耐震重要度の高い施設,設備については、耐震設計時において発生する荷重や耐震許容に相当な耐震裕度が見込まれていたため、被害はなかった。そこで、耐震裕度とは実際にどの程度あるものなのかがわかれば、施設,設備の安全性が明確になる。このため、定量的な耐震裕度の把握を目的として、東海再処理施設の代表的な機器を一例に、一般的に地震が発生した際に地震荷重が集中しやすい据付ボルトについて、実機を模擬した供試体を用いて耐力試験を実施した。本報告では、耐力試験から得られた耐力値が、耐震許容に対してどの程度裕度があるのかについてまとめたものである。
田口 茂郎; 山本 昌彦; 駿河谷 直樹; 黒沢 明; 檜山 敏明; 田中 龍彦*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 288(2), p.435 - 441, 2011/01
被引用回数：6 パーセンタイル：44.28(Chemistry, Analytical)A flow injection (FI)-based electrochemical detection system coupled to a solid-phase extraction column was developed for the determination of trace amounts of plutonium in liquid wastes from spent nuclear-fuel reprocessing plants. The relative standard deviation of ten analyses was 1.1% for a plutonium standard solution of 25 
g L
containing 0.05 g of Pu. The detection limit calculated from three-times the standard deviation was 0.82 g L (1.64 ng of Pu).
田口 茂郎; 駿河谷 直樹; 黒沢 明; 檜山 敏明; 田中 龍彦*
分析化学, 59(11), p.1035 - 1041, 2010/11
被引用回数：1 パーセンタイル：3.7(Chemistry, Analytical)ボロンドープダイヤモンド電極を用いたストリッピングボルタンメトリーによる微量ウランの定量法を確立した。ウラン試料溶液(pH3)をキャリア溶液により、-2.5V vs. Ag/AgClを印加した電極表面に連続的に供給(流量0.10mL min)し前電解を行い、ウランを電極上に電析させた。試料溶液が電極上を完全に通過した後、キャリア溶液の送液を停止し、1.0V vs. Ag/AgClまで電位走査して溶出曲線を記録した。この溶出曲線の電流ピーク高さからウランを定量した。ウラン試料溶液を0.50mL導入した際、0ng mLから1270ng mLの範囲でウラン濃度と電流ピーク高さの間には良好な直線関係が得られ、127ng mLのウランを相対標準偏差5%程度で定量が可能であった。核燃料再処理廃液中のウランを固相抽出による分離後、本法による測定を試み、良好な結果を得た。
石山 敦士*; 植田 浩史*; 福田 光宏*; 畑中 吉治*; 宮原 信幸*; 横田 渉; 鹿島 直二*; 長屋 重夫*
電気学会研究会資料,超電導応用電力機器研究会(ASC-10-33), p.83 - 88, 2010/06
陽子線や重粒子線(炭素線)によるがん治療は、高齢者や難治がんに有効であることがその実績から明らかになっている。このため粒子線によるがん治療のさらなる普及が望まれているが、主要装置である加速器が大型で建設費や運転費が高額であることが普及の障害となっている。本発表では、小型化,省電力化が可能なことから次世代型がん治療用加速器として有望な超電導サイクロトロンの開発の概要を報告する。
田口 茂郎; 駿河谷 直樹; 黒沢 明; 檜山 敏明; 田中 龍彦*
分析化学, 58(10), p.901 - 907, 2009/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Analytical)試料を注入するだけの簡便な操作で核燃料再処理廃液中の微量ウランを迅速に定量できるオンライン固相抽出/電気化学検出システムを構築した。3M硝酸濃度に調整した試料を本システムに導入し、U/TEVA
樹脂を充填したカラムにウランを吸着捕集するとともに、共存元素を除去した。カラムに捕集したウランは、0.1M硝酸の通液により溶離し、フロー型電解セルに直接導入した。ウランの濃度は、U(VI)
U(V)の還元反応による電流値を連続的に記録し、その電流ピーク高さと濃度の関係から求めた。ウラン導入量2.5g(25g mLを0.10mL導入)に対する分析結果は2.5
0.025g(n=5)であり、両者は調製値と良好に一致した。また、バックグラウンド電流値の標準偏差の3倍から求めた検出限界は56ngであり、1試料あたりの分析時間は約5分であった。本法を核燃料再処理施設における低放射性廃液試料に適用するために、ウランの添加回収実験を実試料に対して行ったところ、その回収率は、92%
112%と良好な結果が得られた。
大木 繁夫; 小川 隆; 小林 登; 永沼 正行; 川島 克之; 丸山 修平; 水野 朋保; 田中 俊彦*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 10 Pages, 2008/09
日本の高速増殖炉サイクル実用化研究開発プロジェクト(FaCTプロジェクト)においてナトリウム冷却高速炉の炉心の概念設計検討が実施されている。代表MOX燃料炉心及び金属燃料炉心は、安全性及び信頼性,持続可能性,経済性,核不拡散性において優れた性能を有している。本論文では、それら炉心の特徴を炉物理的観点から概観し、さらに最近の設計検討の進展について述べる。最近の設計検討においては、軽水炉から高速増殖炉への移行期における燃料組成変化に着目するとともに、高増殖や核不拡散性の強化といった、より高い目標を満足する炉心の柔軟性を示している。
小島 久雄; 土尻 滋; 田中 和彦; 武田 誠一郎; 野村 茂雄
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.273 - 282, 2007/09
核燃料サイクル開発機構東海事業所から業務を引き継いで設立された核燃料サイクル工学研究所は、1959年にウラン精錬技術からの研究をもって事業を開始し、ウラン濃縮技術,軽水炉再処理,MOX燃料製造にかかわる技術開発を達成したほか、高レベル放射性廃棄物処分,高速増殖炉燃料再処理技術の研究開発を実施しており、その間適切な環境放出放射能の管理,核物質の管理を実施してきた。今後も、FBRからLWRへの過渡期の再処理技術開発,MOX燃料製造技術改良,先進的FBR燃料再処理技術開発,高レベル放射性廃棄物処分技術開発の各分野にかかわる研究開発により、核燃料サイクルの実現に貢献していく。
大木 繁夫; 佐藤 勇; 水野 朋保; 林 秀行; 田中 健哉
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.1280 - 1288, 2007/09
Recently, the development of target fuel with high americium (Am) content has been launched for the reduction of the overall fuel fabrication cost of the minor-actinide (MA) recycling. In the framework of the development, this study proposes an effective loading method of Am targets in fast reactors. As a result of parametric survey calculations, we have found the ring-shaped target loading pattern between inner and outer core regions. This loading method is satisfactory both in core characteristics and in MA transmutation property. It should be noted that the Am targets can contribute to the suppression of the core power distribution change due to burnup. The major drawback of Am target is the production of helium gas. A target design modification by increasing the cladding thickness is found to be the most feasible measure to cope with the helium production.
p diodes irradiated with gold ions大島 武; 佐藤 隆博; 及川 将一; 小野田 忍; 菱木 繁臣; 平尾 敏雄; 神谷 富裕; 横山 琢郎*; 坂本 愛理*; 田中 礼三郎*; et al.
Materials Science Forum, 556-557, p.913 - 916, 2007/00
被引用回数：4 パーセンタイル：76.81(Materials Science, Ceramics)炭化ケイ素(SiC)を耐放射線性の粒子検出器へ応用する研究の一環として、六方晶SiC(6H-SiC)npダイオード中に金(Au)イオンが入射したときの電荷収集効率(CCE)を調べた。試料には、p型エピタキシャル膜上にリン注入によりn層を作製したnpダイオードを用い、12MeV-Auイオン入射によるイオン誘起過渡電流(TIBIC)測定を行った。TIBICシグナルを時間積分することで収集電荷量を求めたところ0.10pCであった。一方、Auイオン入射により発生する電荷量を見積もったところ0.195pCと求められ、CCEが約50%であることが明らかとなった。イオン入射によりSiC中に発生する電子-正孔対の濃度を計算したところ、CCEが100%となる酸素やシリコンイオン入射の場合に比べ約二桁高濃度であることが見いだされた。このことより、Auイオン入射では非常に高濃度の電子-正孔対(プラズマ)が発生するためにプラズマ中で電子-正孔対が再結合してしまい、その結果、CCEが低下することが推測される。
p diodes irradiated with Au-ions岩本 直也; 大島 武; 佐藤 隆博; 及川 将一*; 小野田 忍; 菱木 繁臣; 平尾 敏雄; 神谷 富裕; 横山 琢郎*; 坂本 愛理*; et al.
Proceedings of 7th International Workshop on Radiation Effects on Semiconductor Devices for Space Application (RASEDA-7), p.185 - 188, 2006/10
六方晶炭化ケイ素(6H-SiC) npダイオードに12MeVの金イオンを照射し、ダイオードの電荷収集効率をイオンビーム励起過渡電流(TIBIC)によって評価した。酸素(O)及びシリコン(Si)イオンの照射では電荷収集効率(CCE)は100%であったが、金イオンでは約50%であった。イオン入射によって6H-SiC npダイオードで発生した電子-正孔対の濃度をKobetich & Katz(KK)モデルを使って評価すると、電子-正孔対の濃度は入射イオンの原子番号が大きくなると増加することが明らかとなった。したがって、金イオンを入射した6H-SiC npダイオードにおけるCCEの減少は、高濃度の電子-正孔対内での電子と正孔の再結合に起因することが示唆される。
逢坂 正彦; 芹澤 弘幸*; 加藤 正人; 井上 賢紀; 中島 邦久*; 舘 義昭; 北村 了一; 大木 繁夫; 三輪 周平; 岩井 孝*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
将来の高速炉および加速器駆動システムが組み合わされたサイクルにおけるマイナーアクチニド含有燃料/ターゲット、(Pu,Am)O
-MgO, (Pu,Np)O-MgO, (U,Pu,Np)O, (U,Pu,Np)N and (Pu,Np,Zr)Nの開発が、核燃料サイクル開発機構と日本原子力研究所の間で行われている。本論文では、各ターゲットについての製造および特性評価の現状を報告する。加えて、高速実験炉「常陽」における照射試験計画についても述べる。
長谷 純宏; 藤岡 昭三*; 吉田 茂男*; Sun, G.; 梅田 正明*; 田中 淳
Journal of Experimental Botany, 56(414), p.1263 - 1268, 2005/04
被引用回数：40 パーセンタイル：65.3(Plant Sciences)花弁がフリル状になるシロイヌナズナの
変異体について調査した。変異体はステロールメチル基転移酵素2(
)に変異を有し、それによってステロールの成分が変化していた。変異体の花弁では通常は起こらない核内倍加が起きていることがわかった。ロゼット葉においても倍数性が上昇したが、形態的には変化が見られなかった。これらの結果より、核内倍加の抑制が花弁の形態形成に重要であり、この抑制には正常なステロールの成分が必要であることが示唆された。
西谷 健夫; 落合 謙太郎; 吉田 茂生*; 田中 良平*; 脇坂 雅志*; 中尾 誠*; 佐藤 聡; 山内 通則*; 堀 順一; 和田 政行*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.58 - 61, 2004/03
核融合施設の天井から漏洩した放射線が空気と散乱して、施設周辺の地上に到達する、いわゆるスカイシャンは、核融合施設周辺の放射線安全に最も重要な項目の一つである。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャインの実験を2002年3月と2003年3月の2回にわたって実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m
1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次線の分布を測定した。2002年3月の実験ではHe-3レムカウンタを用いて線源から550mまでの中性子線量率分布と200mまでの2次線スペクトルを大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器で測定した。2003年3月の実験ではFNS建屋周辺において、NE213シンチレーション検出器を用いた中性子スペクトル測定とBGOシンチレータ検出器を用いた2次線スペクトル測定を実施した。測定された結果は、JENDL-3.3を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4C)とよく一致し、MCNPによる計算がスカイシャインによる線量を十分な精度で評価できることを確認した。
吉田 茂生*; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 金子 純一*; 堀 順一; 佐藤 聡; 山内 通則*; 田中 良平*; 中尾 誠*; 和田 政行*; et al.
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.637 - 641, 2003/09
被引用回数：9 パーセンタイル：53.35(Nuclear Science & Technology)核融合炉からのスカイシャインは炉の安全の評価上重要であるが、これまでD-T中性子に対するスカイシャインの実験的評価はほとんどなかった。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャイン実験を実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次線の分布を線源から 550mまでの範囲で測定した。中性子に対しては、He-3レムカウンタ,BF-3比例計数管,線に対しては、大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器を使用した。測定された線量は中性子がほとんどを占め、1.710
n/sの発生率に対し、線源から150m及び400mでそれぞれ0.1Sv/h,0.01Sv/hであった。またJENDL-3.2を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4B)と比較した結果、150mまでは、実験値とよく一致することがわかった。また空中に打ち上げられた中性子を線上中性子源とみなす解析モデルは非常によく実験値を再現することがわかった。2次線に関しては6MeVの高エネルギー線が主になっており、スカイシャイン中性子が地中で起こすSi(n,)反応によると考えられる。
