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山下 晋; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 倉田 正輝; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(9), p.1029 - 1045, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)We newly developed a detailed simulation method for the oxide layer growth/recession under steam-starved conditions using computational fluid dynamics (CFD) methodologies to elaborate the understanding of failure conditions of fuel assemblies during severe accidents. The new method uses the concept of the distance function in a Cartesian grid and is implemented in the original multiphase/multicomponent CFD code named JUPITER (JAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research). A distance calculation of the normal direction from the interface is generally difficult in a Cartesian grid. However, the distance function can give a distance normal to the surface of materials by referring to the value of the function. Thus, the growth/recession calculations, which require the distance normal to the interface, become very easy. We checked the availability of JUPITER, considering these models against the verification and validation problems. As a result, we confirmed that JUPITER gives good results, which may contribute to understanding the progress of core degradation under steam-starved conditions.
青木 和弘; 田中 遊雲; 吉田 拓海; 島田 耕史; 酒井 亨*; 亀高 正男*; 瀬下 和芳
応用地質, 62(2), p.64 - 81, 2021/06
塩ノ平断層は、2011年4月11日に発生した福島県浜通りの地震(Mw6.7)によって、いわき市田人町旅人滑石から石住綱木北西に至る約14kmの区間に出現した、北北西から南南東へ延びる地表地震断層である。車断層は、塩ノ平断層の南方5kmに認められる断層であり、この地震時に地表変位は現れていない。最近活動した断層の近くに、同様の走向を持ちながらも活動しなかった断層があることから、新たな断層活動性評価手法の可能性を探るため、塩ノ平断層で2ヶ所、車断層で1ヶ所を調査地点として選定した。本稿では、それぞれの地域でこれまで実施してきた調査のうち、野外地質調査・ボーリング調査・コア観察・XRD分析・同位体分析・流体包有物分析・透水試験の結果について報告する。断層破砕帯の地質・鉱物・透水性などの特徴として取りまとめられた3地点で得られた成果は、断層の活動性を検討するための基礎的なデータとして活用される。
)小松 一樹*; 岩崎 亜美*; 村田 康輔*; 山城 秀昭*; Goh, V. S. T.*; 中山 亮*; 藤嶋 洋平*; 小野 拓実*; 木野 康志*; 清水 良央*; et al.
Reproduction in Domestic Animals, 56(3), p.484 - 497, 2021/03
被引用回数：9 パーセンタイル：86.02(Agriculture, Dairy & Animal Science)福島第一原子力発電所事故後、野生アライグマは長期的な低線量率被ばくを受けた。捕獲したオスの野生アライグマの精巣の形態的特徴と、凍結保存精子の体外受精能力を調べたところ、長期的・低線量率被ばくはアライグマの生殖特性および機能に悪影響を及ぼしていないことがわかった。
山口 敏男*; 西野 雅晃*; 吉田 亨次*; 匠 正治*; 永田 潔文*; 服部 高典
European Journal of Inorganic Chemistry, 2019(8), p.1170 - 1177, 2019/02
被引用回数：16 パーセンタイル：74.07(Chemistry, Inorganic & Nuclear)2mol dm
CaCl
重水水溶液の中性子回折測定を常温常圧および常温1GPaで行った。イオン水和と会合および水溶液を原子レベルで明らかにするためS(Q)を経験ポテンシャル構造精密化(EPSR)モデリングにより解析した。2つの圧力において、Ca
イオンはCa-O距離2.44
、Ca-D距離3.70で7つの水分子により囲まれており、陽イオンの水和に圧力は影響しないことを示している。一方でCl
イオンは圧力に対し劇的な変化を示し、加圧によりCl-O距離の3.18から3.15の減少を伴い、Clイオンへの酸素の配位数は7から14に変化した。しかしながらここで、Clイオン周りの水素の配位数は、Cl-D距離が2.22から2.18へ減少しつつも、6
6.7とあまり変わらなかった。また溶媒の水の圧力変化は大きく、O-O距離は2.79から2.85に減少し、酸素原子の配位数は4.7から10.3に増大する。一方、水素原子は、加圧によらずO-D距離1.74、配位数も1.2のままであった。これらのことは、O
D結合が加圧により大きく曲がることを示している。この水素結合の変化が、Clイオンまわりの酸素の配位数の大きな増大を引き起こしたものと思われる。
Strasser, P.*; 阿部 充志*; 青木 正治*; Choi, S.*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 勝彦*; et al.
EPJ Web of Conferences, 198, p.00003_1 - 00003_8, 2019/01
被引用回数：13 パーセンタイル：98.93(Quantum Science & Technology)High precision measurements of the ground state hyperfine structure (HFS) of muonium is a stringent tool for testing bound-state quantum electrodynamics (QED) theory, determining fundamental constants of the muon magnetic moment and mass, and searches for new physics. Muonium is the most suitable system to test QED because both theoretical and experimental values can be precisely determined. Previous measurements were performed decades ago at LAMPF with uncertainties mostly dominated by statistical errors. At the J-PARC Muon Science Facility (MUSE), the MuSEUM collaboration is planning complementary measurements of muonium HFS both at zero and high magnetic field. The new high-intensity muon beam that will soon be available at H-Line will provide an opportunity to improve the precision of these measurements by one order of magnitude. An overview of the different aspects of these new muonium HFS measurements, the current status of the preparation for high-field measurements, and the latest results at zero field are presented.
藤田 啓恵*; 湯山 健太*; Li, X.*; 波多野 雄治*; 外山 健*; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 吉田 直亮*; 近田 拓未*; 大矢 恭久*
Physica Scripta, 2016(T167), p.014068_1 - 014068_5, 2016/02
被引用回数：33 パーセンタイル：83.87(Physics, Multidisciplinary)この研究では、鉄イオン(Fe)照射W試料、核分裂反応より発生した中性子を照射したW試料、D-T核融合反応から生成した14MeV中性子照射されたW試料を用い、それらに重水素イオン(D
)を照射し、昇温脱離法(TDS)で重水素滞留挙動を評価した。さらに、シミュレーションにより、得られたTDSスペクトルからW中の重水素捕捉サイトの捕捉エネルギーを評価した。実験結果より、Fe照射試料では欠陥が表面付近の浅い領域に集中することが確認された。また照射損傷量増加に伴い原子空孔やボイドが増加し、ボイドがより安定なD捕捉サイトであることが示唆された。核分裂反応中性子照射試料は、Dは主に表面吸着または転位ループによる捕捉により試料中に滞留することがわかった。しかし低損傷量のため、原子空孔やボイドの形成は見られなかった。一方、核融合反応中性子照射試料は他の試料と比較して低損傷量にも関わらず、原子空孔及び原子空孔集合体の形成が示唆された。以上から、照射欠陥の形成及びD滞留挙動は中性子の照射エネルギーに大きく影響を受けることがわかった。
全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.
日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00
本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。
小原 義之; 長沼 政喜; 野廣 哲也*; 吉田 公一*; 牧田 彰典*; 坂手 光男*; 入沢 巧*; 村下 達也*
JAEA-Technology 2012-048, 39 Pages, 2013/03
JAEA-Technology-2012-048.pdf:5.1MB
日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、昭和50年から平成14年まで、ウラン鉱石からウランを抽出し製錬・転換・濃縮して原子炉の燃料とするための研究開発及び使用済燃料を再処理して回収したウランの、転換・再濃縮する技術開発を行ってきた。この間に発生した放射性廃棄物は、ドラム缶に密封した状態でセンターの廃棄物貯蔵庫に約15,000本保管しているが、廃棄物管理情報に統一性がなかった。平成10年頃にセンターの主要核物質取扱施設の核物質不明量(MUF)が保障措置上の課題として国際原子力機関に指摘された。このため、センターでは、平成12年にドラム缶に収納した状態でウラン量を定量することができる米国CANBERRA社製の「Q2低レベル廃棄物ドラム缶測定装置」を導入し、廃棄物ドラム缶の非破壊でのウラン量測定を行ってきた。平成13年から平成23年の間で、廃棄物貯蔵庫に保管している約15,000本の廃棄物ドラム缶について、ほぼ全数の測定を実施した。その結果、廃棄物ドラム缶中の総ウラン量は約20tonと評価された。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*; 時吉 巧*; 菊地 浩一*; Xu, Y.*; 月森 和之
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07
仮想的初期き裂が成長して管厚を貫通するときの長さを見積もるマスターカーブを提案する。改良9Cr-1Mo鋼の疲労き裂及びクリープき裂進展特性を明らかにするため、CT試験片を用いた高温き裂進展試験を実施した。これらの実験データとき裂進展解析結果に基づき、貫通時き裂長さと膜・曲げ応力比の関係を示す、いわゆるマスターカーブを提案した。ここでは、半径と板厚の比に依存する改良9Cr-1Mo鋼管のマスターカーブを提案した。
飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.
JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08
JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MBJAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB
発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m
とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。
飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.
Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07
被引用回数：139 パーセンタイル：97.7(Physics, Fluids & Plasmas)最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。
松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12
被引用回数：17 パーセンタイル：72.65(Nuclear Science & Technology)JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。
二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.
Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12
現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。
吉田 浩; Glugla, M.*; 林 巧; L
sser, R.*; Murdoch, D.*; 西 正孝; Haange, R.*
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.513 - 523, 2002/11
被引用回数：28 パーセンタイル：84.11(Nuclear Science & Technology)ITERトリチウムプラントは、トカマク燃料サイクル設備,トリチウム閉込め及び除去設備から構成される。トカマク燃料サイクル設備は、真空容器浄化ガス処理,トカマク排出ガス処理,水素同位体分離,燃料調整及び供給,外部トリチウム受入れ及び長期貯蔵等の諸工程を含み、トカマクあらゆる運転要求を満たすことができる。また、燃料サイクルの各工程は、トリチウムインベントリーを最小化し、想定されるすべての異常時,事故時の環境へのトリチウム放出を可能な限り低減化できるようにした。トリチウム閉込め設計では、トリチウムが金属材料やプラスチック材料を容易に透過し、室内空気中の水分に速やかに取り込まれて拡散しやすいことから多重閉じ込め方式を採用した。すなわち、トリチウムプロセス機器と配管を第1次障壁として設計し、プロセス機器(トリチウムインベントリーが1g以上の場合)をグローブボックス等の第2次障壁内に設置する。さらに、これらの設備を配置した室の空調換気設備には非常用隔離弁と室内空気浄化設備を備え、万一トリチウムが室内に漏洩したときでもトリチウムを環境に放出することなく速やかに浄化する。トカマク建家,トリチウム建家,ホットセル及び廃棄物建家に、このような閉込め及び除去設備を設置した。
岩井 保則; 身崎 陽之介*; 林 巧; 山西 敏彦; 小西 哲之; 西 正孝; 二宮 龍児*; 柳町 晨二*; 泉類 詩郎*; 吉田 浩
Fusion Science and Technology, 41(3), p.1126 - 1130, 2002/05
国際熱核融合実験炉(ITER)トリチウムプラントに向けたトリチウム水処理システム(WDS)の設計を行った。WDSには液相化学交換法と電解法を組み合わせた複合プロセス(CECE)を採用した。本WDS設計条件は次の通り。(1)供給されるトリチウム水(HTO)の濃度: 3.7
10
~3.710
Bq/kg,(2)供給量: 20kg/h,稼働日数: 年間300日,(3)塔頂排気ガス中のトリチウム濃度限度: HT
910
Bq/m
,HTO510Bq/m,(4)電解セル内のトリチウム濃度9.2510
Bq/kg.liq.。電解セル内のトリチウム濃度は、電解セルを解放したメインテナンスが定期的に必要であることを考慮して、その上限値を決定した。また理論段相当高(~30cm)の値及び塔内径と塔内流速の相関関係は、本方式を採用した新型転換炉ふげんの重水精製装置の設計を参考にした。
中村 博文; 林 巧; 鈴木 卓美; 吉田 浩*; 西 正孝
JAERI-Research 2000-044, 24 Pages, 2000/10
JAERI-Research-2000-044.pdf:0.97MB
通気式熱量計測型トリチウム貯蔵ベッドからのトリチウム透過を、国際熱核融合炉(ITER)で現在提案されている運転モードについて計算・評価した。評価の結果、合理化に伴って新たに提案されている運転モードでは、最もトリチウム透過が大きいと考えられる条件下での評価において従来の運転方法に比べ、積算透過率が約2倍となるとの結果を得た。しかし、透過するトリチウム量としてはITERでの計量管理制度の範囲内であることを確認した。一方、トリチウムの安全管理や通気式計量ベッドの性能維持の観点からは、熱量測定と真空断熱性能維持のために、適切なトリチウムの処理が必要であることが示唆された。さらに、構成材料をステンレス鋼から銅に変えることにより、透過量低減が図られる可能性が示唆された。
線辻村 憲雄; 吉田 忠義; 山崎 巧
no journal, ,
二種類のTLDバッジ(
・・中性子用と・用)の線に対する応答特性を汎用モンテカルロ粒子輸送計算コードMCNPによる計算によって求めた。計算値は、Cs-137などの線,実効エネルギー35180keVのX線の照射によって得られた実験値と比較された。計算値は実験値によく一致することが確認された。これによって計算モデルの妥当性を検証することができた。
森下 祐樹; 佐川 直貴; 菅 巧; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 永井 博行
no journal, ,
2011年4月にICRPは、水晶体の組織等価線量に関する線量限度を現在の年間150mSvから大幅に下回る5年間平均が20mSv、単一年度に50mSvを超えないようにすべきとの声明を発表した。これに伴い、MOX燃料製造施設においても、現行の水晶体被ばく評価方法が妥当か検証する必要がある。そこで、同施設で不均等被ばくの可能性の高いグローブボックス(GB)周辺の線及び中性子線の線量率分布測定を行った。その結果、線量率が高く不均等被ばくの可能性の高い場所(GBポート部やグレーチングなど)を特定することができた。今後、これらの場所で人体形状ファントムを用いた測定を行い、現行の頚部TLDによる評価の妥当性を検証していく。
森下 祐樹; 佐川 直貴; 菅 巧; 山崎 巧; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 永井 博行
no journal, ,
現在、眼の水晶体の線量限度には、国際放射線防護委員会(ICRP)の1990年勧告(Publication 60)に基づき、等価線量として年150mSvという値が法律上定められている。2007年勧告(Publication 103)でも、限度として同じ数字が勧告されている。2011年4月21にICRPより出された"Statement on Tissue Reactions"の声明に、水晶体の線量限度を変更(5年平均で年間20mSv、年最大で50mSv)と記載された。これに伴い、現行の水晶体被ばく(頚部TLDにより評価)の評価方法でこの線量限度が担保できるか、検証していく必要がある。MOX燃料製造施設のうち胸腹部に比べて頭頸頚部が高い被ばく線量を受ける可能性のある作業として、グローブボックス(GB)作業がある。本研究では、GB周囲に着目し、その周囲の詳細な線量分布の測定を行い、水晶体被ばくの可能性の高いポイントを抽出するとともに、水晶体及び体表面の線量分布評価が可能なシステムの構築を行った。
菅 巧; 森下 祐樹; 佐川 直貴; 山崎 巧; 辻村 憲雄; 吉田 忠義; 永井 博行
no journal, ,
2011年4月21日にICRPより出された"Statement on Tissue Reactions"の声明で、水晶体の線量限度を5年平均で年間20mSv、年最大で50mSvを超えないように変更すべきと発表された。これに伴い、MOX燃料製造施設における現行の水晶体被ばく(頚部TLDにより評価)の評価方法でこの線量限度が担保できるか、検証していく必要がある。本研究では、MOX燃料製造施設のうち胸腹部に比べて頭頸部が高い被ばく線量を受ける可能性のあるグローブボックス(GB)作業に着目し、人体形状ファントムとSi半導体検出器を用いて、現行のGB周囲での水晶体及び体表面線量分布の測定を行った。またこの結果から水晶体被ばく評価方法の妥当性を検証した。
