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浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113738_1 - 113738_12, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の安全性強化のため、浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)による自然循環崩壊熱除去システムの開発を進めている。D-DHXを用いた場合、炉心と炉上部プレナム間の相互作用(炉心-プレナム相互作用)が生じるため、炉容器全体を一括して取り扱う多次元熱流動評価手法(RV-CFD)の構築が必要となる。本研究では、実炉解析に向けて、集合体のモデル化に着目し、解析精度を確保しながら、計算負荷低減が可能なサブチャンネルを複数個合わせた疎メッシュサブチャンネルCFDモデルを開発し、RV-CFDの炉心部に適用した。PLANDTL-1試験解析の結果、自然循環時における炉心-プレナム相互作用を精度よく評価できることを確認した。
浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09
ナトリウム冷却高速炉の設計において、浸漬型直接炉内冷却器を用いた自然循環崩壊熱除去時に生じる炉心-プレナム相互作用現象を評価するため、炉心部の熱流動解析の計算負荷を合理的に低減した原子炉容器内熱流動解析評価手法(RV-CFD)を整備している。本研究では、集合体内燃料ピンの熱容量を考慮した非熱平衡モデルを整備し、原子炉スクラムによる出力低下を模擬した過渡試験解析を実施して、RV-CFDの過渡解析への適用性を確認した。
浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 今井 康友*
Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NTHOS-14) (Internet), 12 Pages, 2024/08
ナトリウム冷却高速炉の設計において、浸漬型直接炉内冷却器を用いた自然循環崩壊熱除去時に生じる炉心-プレナム相互作用現象を評価するため、炉心部の熱流動解析の計算負荷を合理的に低減した炉容器内熱流動解析評価手法を整備している。本研究では、集合体間ギャップ部(IWG)に着目し、計算負荷を軽減した実用的なIWGモデル整備を目的として、IWGのメッシュ分割と圧力損失相関式を用いたモデルの組合せが炉心内温度分布の再現性に与える影響についてナトリウム試験解析により確認した。
Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 長住 達; 小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 澤畑 洋明; 後藤 実; Simanullang, I. L.*; 藤本 望*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 417, p.112795_1 - 112795_6, 2024/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)External sources of neutron provide stable and sufficient neutron for initial startup of a nuclear reactor. They also provide signals for neutron detectors to monitor the safety of reactor during shutdown. In the high temperature engineering test reactor, 
Cf is used as the external neutron source. However, the Cf sources must be renewed every approximately 7 years because of its relatively short half-life of 2.6 years. The renewal of Cf sources requires a high cost and a very complicated procedure. This study investigated the feasibility of using BeO rods as the secondary neutron sources to avoid renewing the Cf neutron sources periodically. The BeO rods could exist in the reactor for a long time so that if the reactor operates long enough, the neutron flux at the wide-range monitoring detectors remains significant even if the reactor is shutdown for as long as 5 years. The results of this study indicated that using BeO rods as the secondary neutron sources would be an attractive option for the future HTGR design with a long-life fuel cycle.
小山 真一; 池内 宏知; 三次 岳志; 前田 宏治; 佐々木 新治; 大西 貴士; Tsai, T.-H.; 高野 公秀; 深谷 洋行; 中村 聡志; et al.
廃炉・汚染水・処理水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 216 Pages, 2023/11
令和3年度及び4年度に原子力機構が補助事業者となって実施した令和3年度開始「廃炉・汚染水対策事業費補助金に係る補助事業(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度向上、熱挙動の推定及び簡易分析のための技術開発))」の成果概要を最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水・処理水対策事業事務局ウェブサイトにて公開される。
浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
日本機械学会2023年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
ナトリウム冷却高速炉では、自然循環を利用した浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)による崩壊熱除去が検討されている。D-DHXにより冷却されたナトリウムは、炉上部プレナムへ供給され、炉心に潜り込み集合体を冷却する。設計検討において本現象を評価するため、計算負荷を抑えつつも設計検討に必要な精度を有する炉容器内熱流動解析評価手法(RV-CFD)が必要となる。そこで、メッシュ数合理化により計算負荷を軽減した実用的なRV-CFDの整備を目的として、集合体間ギャップ部のメッシュ分割とモデルの組合せが解析結果に与える影響をナトリウム試験解析により確認した。
川崎 浩平; 小野 高徳; 柴沼 公和; 後藤 健太; 會田 貴洋; 岡本 成利; 品田 健太; 市毛 秀和; 高瀬 龍弥; 逢坂 悠樹; et al.
JAEA-Technology 2022-031, 91 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-031.pdf:6.57MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が平成30年12月に公表したバックエンドロードマップにおいては、核燃料サイクル工学研究所内の施設の廃止措置に伴い、核燃料物質をプルトニウム燃料第三開発室(以下「Pu-3」)に集約し、長期的に安定・安全に貯蔵する計画である。核燃料物質の集約化の一環として、Pu-3において非密封のプルトニウム・ウラン混合酸化物(Mixed Oxide、以下「MOX」)粉末を熱処理ペレット化し、封入棒へ充填、密封し、集合体形状に組立て、集合体・保管体貯蔵設備に保管する「保管体化」を計画し、新規制基準を踏まえた保管体化に係る核燃料物質使用変更許可を取得した。この保管体化に当たっては、施設のリスク低減のため、ペレット製造工程内で取り扱うことができるプルトニウム量(熱処理ペレット以外の性状で蓋付きの粉末搬送容器に収納されていない状態の量)を50kgPu以下に制限することから、保管体化の処理の起点となる粉末の秤量及び均一化混合の工程を担う設備を小バッチサイズに対応させた「粉末秤量・均一化混合設備」を開発・設置し、下流の各工程設備での取扱量を小さくすることとした。粉末秤量・均一化混合設備の開発に当たっては、これまでのMOX燃料製造設備の運転・保守経験に基づく故障データを設計に反映し、信頼性・保守性をより向上させた。粉末秤量・均一化混合設備は、令和4年2月よりMOX粉末を使用した運転を開始し、約半年間の運転実績において故障データを反映した設計の妥当性が確認されている。本報告書は、粉末秤量・均一化混合設備の開発を通じて得られた知見と約半年間の運転実績を踏まえた設計の評価及び今後の設備開発における課題をまとめたものである。
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：7 パーセンタイル：75.64(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。
Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 長住 達; 小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 後藤 実; Simanullang, I. L.*; 藤本 望*; 飯垣 和彦
Nuclear Engineering and Design, 396, p.111913_1 - 111913_9, 2022/09
被引用回数：1 パーセンタイル：15.53(Nuclear Science & Technology)Estimation of decay gamma distribution in a reactor core is essential for safely conducting various works after reactor shutdown such as periodic maintenance, shuffling fuel, removing spent fuel at the end of cycle, etc. Because of the dependency on the complex operating history of the reactor, attempting to calculate the decay gamma rays distribution in the core remains a challenge. This study showed a method to calculate the shutdown gamma distribution in the HTTR core by coupling a Monte-Carlo transport calculation code MCNP6 and an activation code ORIGEN2 to take advantage of spatial dependence and transportation abilities of MCNP6 and the detailed fission products tracking during burnup and cooling of ORIGEN2. As result, the three-dimensional shutdown gamma distribution in the HTTR core for different cooling times and spatial locations could be obtained accurately.
浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化のため、浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)による自然循環崩壊熱除去システムの開発を進めている。D-DHXを稼働した場合、炉心と炉上部プレナム間の相互作用が生じるため、炉心部を含む炉容器全体を一括して取り扱う炉容器内多次元熱流動評価手法(RV-CFD)の構築が必要となる。これまで、集合体のモデル化に着目し、サブチャンネル解析の考え方を参考としたサブチャンネルCFDモデルを開発してきた。本研究では、実規模解析に向けて、解析精度を確保しながら、更なる計算負荷低減のため、サブチャンネルを複数個合わせた疎メッシュサブチャンネルCFDモデル(CMSC)を開発し、RV-CFDの炉心部に適用した。PLANDTL-1試験解析の結果、自然循環時における径方向熱移行を精度よく評価できることを確認した。
浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
Mechanical Engineering Journal (Internet), 9(4), p.21-00438_1 - 21-00438_15, 2022/08
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化のため、自然循環崩壊熱除去システムにおいて浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)の採用が検討されている。D-DHX稼働時には炉心-プレナム相互作用が生じ、炉容器内熱流動挙動は複雑化するため、プレナム内温度成層化や炉心部の熱流動現象が再現可能な炉容器内多次元熱流動解析評価手法(RV-CFD)の構築が必要となる。本研究では、RV-CFDを設計検討に用いる観点から、低計算負荷の集合体モデルをRV-CFDモデルの炉心部に採用し、ナトリウム試験装置PLANDTL-1を対象に試験解析を実施した。その結果、集合体内温度分布の傾向が再現され、本モデルの炉心-プレナム相互作用に対する適用性を確認した。
社本 真一*; 赤津 光洋*; 松浦 直人*; 河村 聖子; 針井 一哉*; 小野 正雄*; Chang, L.-J.*; 伊藤 孝; 根本 祐一*; 家田 淳一
Physical Review Research (Internet), 4(1), p.013245_1 - 013245_7, 2022/03
イットリウム鉄ガーネットの磁気ブラッグピークに対する超音波注入効果を、準弾性中性子散乱によって研究した。磁気ブラッグピークは、温度の低下とともに大幅に強化さる。エネルギー幅は、超音波注入によって引き起こされる試料温度上昇の平方根に比例して増加した。磁気ブラッグピークは格子振動によって増強されることから、この増強はスピン-格子結合と密接に関連していると予想される。縦波モードで100Kを超えると観測された急激な散乱信号の低下は、スピン-格子結合の劣化を示唆している。これは、温度が100Kを超えるとスピンゼーベック効果が低下することと一致しており、スピン-格子結合による劣化メカニズムに証明を与えている。
小野 正人; 清水 厚志; 大橋 弘史; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 徳原 一実*; 野本 恭信*; 島崎 洋祐; 飯垣 和彦; 篠崎 正幸
Nuclear Engineering and Design, 386, p.111585_1 - 111585_9, 2022/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)HTTRの耐震重要度分類は、1980年代後半の設計段階で策定された。当時、高温ガス炉の安全上の特長を充分理解するためのHTTRの技術的知見及び運転実績の蓄積が不足していたため、実用発電用原子炉の耐震重要度分類を準用した。しかしながら、その後に得られた運転実績及び試験結果から、実用発電用原子炉の耐震重要度分類は過度に保守的な設定であることが分かってきた。そこで、HTTRで実施した運転・試験等の経験から、耐震重要度分類の見直しに資する知見を考察し、新たな耐震重要度分類を策定した。その結果、実用発電用原子炉と比べてSクラス施設は限定された。さらに、新しい耐震重要度分類の妥当性を確認した。原子力規制委員会は、2020年6月に、耐震重要度分類の結果が設置許可基準規則に適合していることを確認した。
濱本 真平; 大橋 弘史; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 小野 正人; 清水 厚志; 石塚 悦男
Proceedings of 2021 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2021) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2021/10
HTGRは、炉心内に大量の黒鉛材料を有しているため、原子炉圧力バウンダリが損傷した際は、炉心内に空気が流入して黒鉛が酸化する事故を想定する必要がある。本事故時、酸化反応の熱によって燃料温度が上昇し、事故が進展しないことを確認することは重要である。そこで本研究では、黒鉛材料の不燃性を評価する方法として、材料の発熱量と放熱量を比較する方法を提案した。発熱量の計算には高温ガス炉HTTRの構造材料をリファレンスにした。構造材料と接触する空気の量は、煙突効果から決定される値とした。放熱量は、煙突効果を生む空気の加熱分と、材料外表面の対流と輻射の合計値とした。発熱量と放熱量を比較した結果、放熱量は発熱量よりも大きいことがわかった。この結果から、黒鉛材料は空気浸入事故時に事故条件に依存せず、温度が低下に向かうため、燃焼しないことが分かった。HTGRのシビアアクシデントへの対処法を決定する際には、黒鉛材料の不燃性を明確に説明することが重要である。本提案のようにシンプルな理論に基づく評価法は、黒鉛材料全体に適用できるため、有用と考えられる。
栃尾 大輔; 長住 達; 猪井 宏幸; 濱本 真平; 小野 正人; 小林 正一; 上坂 貴洋; 渡辺 周二; 齋藤 賢司
JAEA-Technology 2021-014, 80 Pages, 2021/09
JAEA-Technology-2021-014.pdf:5.87MB
2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所事故を受けて制定された新規制基準対応としてHTTRの内部溢水に係る対策及び影響評価を実施した。影響評価にあたっては、高温ガス炉の特徴を考慮し、機器・配管の想定破損による溢水、火災の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水及び地震に伴う機器・配管の破損による溢水を想定し、それぞれに対して没水、被水、蒸気による溢水の影響評価を行った。また、放射性物質を含む液体の管理区域外への溢水についても影響評価を行った。この結果、HTTRで発生した溢水は、対策をとることによって原子炉施設の安全機能に影響を及ぼさないことを確認した。
放射能濃度分析のための脱塩処理方法の確立(受託研究)小池 優子; 山田 椋平; 永岡 美佳; 中野 政尚; 小野 洋輔; 水津 祐一
JAEA-Technology 2021-011, 39 Pages, 2021/08
JAEA-Technology-2021-011.pdf:1.56MB
日本原燃株式会社のMOX燃料工場の分析済液処理設備では、その処理過程において全放射能濃度分析を妨害する塩が発生するおそれがある。そこで、日本原燃株式会社では固相抽出クロマトグラフィーを用いた脱塩処理方法を考案した。日本原子力研究開発機構は、日本原燃株式会社が考案した同方法を用いて処理液中の脱塩が可能であるかを確認する「全放射能濃度分析前処理操作確立に向けた試験研究」を同社から受託し、同試験を実施した。本試験では、「ステップ1 最適固相抽出剤選定試験」、「ステップ2 最適固相抽出剤ばらつき評価試験」及び「ステップ3 実廃液模擬試験」の3つのステップで実施した。ステップ1の結果により選定した、固相抽出剤(InertSepME-2)及び最適条件(マニホールドによる吸引方式(約5-10mL/min)、溶離液は3M硝酸、最適pHは5、価数調整操作は実施しない)により、ステップ2及びステップ3の試験を行った結果、日本原燃株式会社MOX燃料工場における分析済液処理工程の実廃液を模擬した試料において、7割以上の回収率が得られ、分析法の妥当性が確認できた。
小山 真一; 中桐 俊男; 逢坂 正彦; 吉田 啓之; 倉田 正輝; 池内 宏知; 前田 宏治; 佐々木 新治; 大西 貴士; 高野 公秀; et al.
廃炉・汚染水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 144 Pages, 2021/08
令和2年度に原子力機構が補助事業者となって実施した「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発))」の成果概要を、最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水対策事業事務局ウェブサイトにて公開される。
浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 今井 康友*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 10 Pages, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化のため、自然循環崩壊熱除去システムにおいて浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)の採用が検討されている。D-DHXを稼働した場合、炉心と炉上部プレナム間の相互作用が生じるため、炉容器全体を一括して取り扱う炉容器内多次元熱流動解析評価手法(RV-CFDモデル)の構築が必要となる。本研究では、計算負荷低減のため、集合体のモデル化に着目し、既存のサブチャンネル解析手法を参考にした解析手法をRV-CFDモデルの炉心部に採用した。本モデルの適用性を確認するため、ナトリウム試験装置PLANDTL-1を対象に試験解析を実施した。その結果、D-DHXからの低温ナトリウムが炉心部に潜り込む際の炉容器内流況をとらえるとともに、集合体内温度分布の傾向を再現でき、本モデルの適用性を確認した。
Jiang, N.*; 新居 陽一*; 有沢 洋希*; 齊藤 英治; 大江 純一郎*; 小野瀬 佳文*
Physical Review Letters, 126(17), p.177205_1 - 177205_5, 2021/04
被引用回数：7 パーセンタイル：50.69(Physics, Multidisciplinary)Chirality in a helimagnetic structure is determined by the sense of magnetic moment rotation. We found that the chiral information did not disappear even after the phase transition to the high-temperature ferromagnetic phase in a helimagnet MnP. The 2nd harmonic resistivity 
, which reflects the breaking down of mirror symmetry, was found to be almost unchanged after heating the sample above the ferromagnetic transition temperature and cooling it back to the helimagnetic state. The application of a magnetic field along the easy axis in the ferromagnetic state quenched the chirality-induced . This indicates that the chirality memory effect originated from the ferromagnetic domain walls.
)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：13 パーセンタイル：83.69(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。
