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Sheikh, M. A. R.*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 鈴木 徹*; 神山 健司
Energies (Internet), 13(19), p.5018_1 - 5018_15, 2020/10
In the safety analysis of sodium-cooled fast reactors, numerical simulations of various thermal-hydraulic phenomena with multicomponent and multiphase flows in core disruptive accidents (CDAs) are regarded as particularly difficult. In the material relocation phase of CDAs, core debris settle down on a core support structure and/or an in-vessel retention device and form a debris bed. The bed's shape is crucial for the subsequent relocation of the molten core and heat removal capability as well as re-criticality. In this study, a hybrid numerical simulation method, coupling the multi-fluid model of the three-dimensional fast reactor safety analysis code SIMMER-IV with the discrete element method (DEM), was applied to analyze the sedimentation and bed formation behaviors of core debris. Three-dimensional simulations were performed and compared with results obtained in a series of particle sedimentation experiments. The present simulation predicts the sedimentation behavior of mixed particles with different properties as well as homogeneous particles. The simulation results on bed shapes and particle distribution in the bed agree well with experimental measurements. They demonstrate the practicality of the present hybrid method to solid particle sedimentation and bed formation behaviors of mixed as well as homogeneous particles.
高橋 治*; 渋井 洋平*; 徐 平光; Harjo, S.; 鈴木 徹也*; 友田 陽*
Quantum Beam Science (Internet), 4(1), p.16_1 - 16_15, 2020/03
The characteristics of texture and microstructure of lean duplex stainless steels with low Ni content produced through hot rolling followed by annealing were investigated locally with electron backscatter diffraction and globally with neutron diffraction. Then, the ductile-brittle transition (DBT) behavior was studied by Charpy impact test. It is found that the DBT temperature (DBTT) is strongly affected by the direction of crack propagation, depending on crystallographic texture and microstructural morphology; the DBTT becomes extremely low in the case of fracture accompanying delamination. A high Ni duplex stainless steel examined for comparison, shows a lower DBTT compared with the lean steel in the same crack propagating direction. The obtained results were also discussed through comparing with those of cast duplex stainless steels reported previously (Takahashi et al., Tetsu-to-Hagane, 100(2014), 1150).
大葉 隆*; 石川 徹夫*; 永井 晴康; 床次 眞司*; 長谷川 有史*; 鈴木 元*
Scientific Reports (Internet), 10(1), p.3639_1 - 3639_11, 2020/02
被引用回数：1福島第一原子力発電所事故による住民の内部被ばく線量の再評価を行った。福島県民健康調査による896パターンの行動記録を解析し、大気拡散シミュレーションにより構築した放射性物質の時空間分布データベースを用いて、吸引による甲状腺線量を評価した。屋内退避による除染係数等の効果を考慮した結果、推定した甲状腺線量は測定に基づき評価した線量に近い値となった。1歳児の甲状腺線量の平均値と95パーセンタイル値は、それぞれ1.2から15mSv、7.5から30mSvの範囲であった。
北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 荒井 武彦*; 仲内 悠祐*; 中村 智樹*; 松岡 萌*; et al.
Science, 364(6437), p.272 - 275, 2019/04
被引用回数：83 パーセンタイル：0.07(Multidisciplinary Sciences)小惑星探査機はやぶさ2のターゲット天体であるリュウグウは、始原的な炭素質物質で構成されていると考えられている。はやぶさ2に搭載された近赤外分光計(NIRS3)によって、天体の表面組成を得た。天体全体の観測で、弱く細い吸収が2.72ミクロンに確認され、OHを含む鉱物の存在を示している。弱いOH吸収と低いアルベドは熱やショックによって変質を受けた炭素質コンドライトに似ている。OHバンドの位置はほとんど一定であり、衝撃片の集合によって形成されたリュウグウは組成的に均質であることを示している。
-hetero donor ligand BIZA小林 徹; 阿久津 和宏*; 中瀬 正彦*; 鈴木 伸一; 塩飽 秀啓; 矢板 毅
Separation Science and Technology, 54(13), p.2077 - 2083, 2019/02
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Chemistry, Multidisciplinary)ランタノイドを効率よく分離できる分離剤の開発は、レアアースの精錬やリサイクル技術の確立に関連する重要なテーマである。アクチノイド化学研究グループでは、酸素と複素環窒素をドナー元素とするヘテロドナー型配位子をいくつか開発し、これらの配位子が特定のランタノイドと選択的に錯形成することを見出している。本論文では、窒素ドナーとしてベンズイミダゾール基を有する配位子(
-methyl--phenyl-2-(1
-benzimidazol-2-yl)-pyridine-6-carboxamide)のランタノイドとの錯形成特性について、結晶構造解析による構造化学的な検討に基づいて議論する。
小林 徹; 鈴木 伸一; 塩飽 秀啓; 矢板 毅
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.74 - 77, 2018/11
特定のアクチノイドを効率的に分離できる抽出剤の開発は、核燃料サイクルにおける分離法や放射性廃棄物の処分方法の開発に関連する重要なテーマである。本研究では、N-alkyl-N-phenyl-1,10-phenanthroline-2-carboxamide (PTA)のランタノイドとの錯形成特性について、単結晶X線構造解析や広域X線吸収微細構造(EXAFS)法などを用いた構造解析に基づいて検討した。その結果、PTAは結晶系でも溶液中でも、ランタノイドに対して2分子が配位すること、2つのフェナントロリン窒素と1つのアミド酸素を介して3座配位子として配位することを明らかにした。また、Eu錯体とNd錯体とでその配位結合距離に僅かな変化が見られたが、その変化はランタノイドのイオン半径の違いに対応しており、イオンサイズの僅かな違いは配位特性に大きな影響は及ぼさないことが示された。
鈴木 智也*; 尾形 剛志*; 田中 幹也*; 小林 徹; 塩飽 秀啓; 矢板 毅; 成田 弘一*
Metals, 8(7), p.558_1 - 558_10, 2018/07
被引用回数：5 パーセンタイル：39.76(Materials Science, Multidisciplinary)白金族元素の精製は主に溶媒抽出法によって行われるが、Ruは蒸留によってRuO
として回収される。この蒸留による方法を抽出法に置き換えることができれば、精製プロセスの簡素化が期待される。本研究では、Ruの効率的な抽出法を開発することを目的に、Ruの塩酸中での化学種についてUV-vis分光およびEXAFS法で分析し、N-2-ethylhexyl-bis(N-di-2-ethylhexyl-ethylamide) amine (EHBAA)によって抽出されたRuの特性を調査した。その結果、塩酸濃度が0.5から10MにおけるRuの主たる化学種は、塩酸濃度の上昇に伴って[RuCl(H
O)]
から[RuCl
]
へと変化することが明らかとなった。また、EHBAAによるRuの抽出率は塩酸濃度の上昇に伴って増加し、塩酸濃度が5Mで最大に達し、さらに塩酸濃度が上昇すると抽出率は下降に転ずる。抽出錯体のEXAFS分析の結果からは、Ru
の内圏には5つのClと1つのHOが存在することが示された。さらに塩酸濃度が増加したときのEHBAAによるRuの抽出率の変化と[RuCl
(HO)]
の分布曲線がよく似ていることから、EHBAAは[RuCl(HO)]を抽出すると考えられる。
Sheikh, Md. A. R.*; Son, E.*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 神山 健司; 鈴木 徹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(6), p.623 - 633, 2018/06
被引用回数：4 パーセンタイル：26.29(Nuclear Science & Technology)高速炉の炉心損傷事故時に形成される燃料デブリの堆積高さは、燃料デブリの冷却性及び臨界特性に影響する重要な要因の一つである。本研究では、燃料デブリの堆積挙動に関する実験データベースを構築するため、燃料デブリを模擬した特性(粒子径,密度,球形度等)の異なる固体粒子(アルミナ,スティール)の混合粒子を水プール中へ落下・堆積させる実験を行い、粒子ベッドの堆積高さを測定するとともに、均質粒子及び混合粒子から成るデブリベッドの堆積高さを予測する実験相関式を構築した。構築した実験相関式は粒子ベッドの堆積高さの測定結果と良く一致することを確認した。
Sn strand during cooling諏訪 友音*; 辺見 努*; 齊藤 徹*; 高橋 良和*; 小泉 徳潔*; Luzin, V.*; 鈴木 裕士; Harjo, S.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 28(3), p.6001104_1 - 6001104_4, 2018/04
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Engineering, Electrical & Electronic)NbSn strands, whose properties are very sensitive to stress/strain, are utilized for ITER cable-in-conduit conductor (CICC) of the central solenoids. The NbSn strands experience temperature range of 
1000 K from the temperature of the heat treatment with the initiation of the NbSn reaction to the operation temperature of 4 K. Due to this large temperature range, large thermal strain is induced in the NbSn filaments due to the differences between the coefficients of thermal expansion and Young's moduli of the components of the strand. Therefore, it is considered that initial performance of the CICC is influenced by the thermal strain on the NbSn, and it is important to evaluate the strain state of the NbSn strand at low temperature. In this study, the thermal strain of the components of free NbSn strand was measured by neutron diffraction and stress/strain state was assessed from room temperature to low temperature. As the results of diffraction measurements, it was found that 0.111 % and 0.209 % compressive strain were generated in NbSn filaments at 300 and 10 K, respectively.
Shamsuzzaman, M.*; 堀江 達郎*; 浮池 亮太*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 田上 浩孝; 鈴木 徹*; 飛田 吉春
Annals of Nuclear Energy, 111, p.474 - 486, 2018/01
被引用回数：5 パーセンタイル：18.88(Nuclear Science & Technology)Particle bed characteristics are experimentally investigated for the sedimentation and subsequent bed formation of solid particles, related to the coolability aspects in core-disruptive accidents. Presently a series of experiments with gravity driven discharge of solid particles into a quiescent water pool was performed to evaluate bed formation characteristic in the course of particle sedimentation. We evaluated the effects of the crucial factors: nozzle diameter, particle density, particle diameter and nozzle height on four key quantitative parameters of bed shape: mound dimple area, mound dimple volume, repose angle and mound height to illustrate the role of the crucial factors on forming the particle bed shape. The investigated crucial factors exhibit a significant role that diversifies the particle bed formation process. Based on the data obtained in the experimental observations, we developed an empirical correlation to compare the predicted results with the experimental bed heights. The proposed empirical correlation can reasonably demonstrate the general trend of the experimental bed height. This correlation could be useful to assess the particle bed elevation, and to identify the governing parameters.
Bae, S.*; Jee, H.*; 兼松 学*; 城 鮎美*; 町田 晃彦*; 綿貫 徹*; 菖蒲 敬久; 鈴木 裕士
Journal of the American Ceramic Society, 101(1), p.408 - 418, 2018/01
被引用回数：6 パーセンタイル：37.67(Materials Science, Ceramics)ケイ酸カルシウム水和物(CSH)に関する原子レベルの構造や変形機構には不明な点が多い。本研究では、X線散乱法に基づく原子対相関関数(PDF)により、ケイ酸三カルシウム(CS)ペースト中に存在するCSH相のナノ構造変形挙動を評価した。単軸圧縮負荷を受けるCSペーストの変形を、ひずみゲージ,ブラッグピークシフト, PDFから求められるマクロからミクロな変形より評価した。PDF解析により、0-20
の範囲ではCSH相の影響が支配的であること、その一方で、20を超える範囲では、他の結晶相の影響が支配的であることが明らかとなった。CSHの変形に支配的である20以下の範囲では、塑性変形を示すステージI(0-10MPa)と、弾性変形を示すステージIIの2つの変形過程に分けられることが分かった。その一方で、20以上の範囲では、水酸化カルシウムに似た変形を示した。10MPa以下では、層間水やゲル水の移動に伴い、CSHの高密度化を生じたと考えられるが、除荷後には、その移動した水がCSH中に戻ることにより、変形が回復している可能性がある。
中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.
Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12
J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。
伊藤 大介*; Rivera, M. N.*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*
Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
Two-phase flow through porous media must be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor (LWR) but also sodium-cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). To construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations. In addition, X-ray radiography, which is very helpful to understand the two-phase structure inside the porous media, was applied to measure porosity and void fraction distribution in the packed bed of spheres.
河田 凌*; 大原 陽平*; Sheikh, Md. A. R.*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 神山 健司; 鈴木 徹
Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2017/09
Numerical simulations of various thermal-hydraulic phenomena with multiphase and multicomponent flows in postulated core disruptive accidents (CDAs) are regarded as particular difficulties in the safety analysis of liquid-metal cooled reactors. In a material relocation phase of CDAs, core debris may settle on the core-support structure and/or in the lower inlet plenum of the reactor vessel and then form the debris bed. In particular, the shape of debris bed is crucial for the relocation of molten core and heat-removal capability of the debris bed as well as re-criticality. In the present study, a hybrid numerical simulation method, which couples the multi-fluid model of the 3D fast reactor safety analysis code SIMMER-IV with the discrete element method (DEM), was applied to analyze sedimentation and bed formation behaviors of core debris. In the present study, 3D simulations were performed for a series of particle sedimentation experiments with gravity driven discharge of solid particles into a quiescent cylindrical water pool. The present simulation predicts the sedimentation behavior of mixed particles with different density or particle size as well as homogeneous particles. The simulation results on bed shapes and particle distribution in the bed agree well with the experimental ones. They demonstrate the fundamental applicability of the present hybrid method to solid-particle sedimentation and bed formation simulations.
Nava, M.*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/07
Two-phase flow through porous media should be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor but also sodium cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in single and two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). In addition, in order to construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations.
小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00597_1 - 16-00597_14, 2017/06
For the prototype sodium-cooled fast reactor, MONJU, the mechanical energy and structural response under energetics caused by neutronic power excursion during Unprotected Loss of Flow accident (ULOF) were preliminarily analyzed. The objective of this study is to demonstrate the integrity of the reactor vessel against the mechanical load induced by the energetics. Conservative energy production was assumed in order to confirm the robustness of the safety design of MONJU. Mechanical energy was evaluated with the code in which mechanistic modelling of core expansion was implemented. The mechanical energy, which were obtained by analyzing the expanding behavior of core materials after energetics, were about one order of magnitude below the thermodynamic work potential calculated by assuming isentropic expansion of the fuel vapor to one atmosphere, which was often used as an indicator to express the severity of the energetics. Structural integrity was then evaluated with coupled fluid-structure dynamics code using the obtained mechanical energy. No or very small circumferential residual strain of the reactor vessel was evaluated in most analytical cases, and even in the most conservative energy production case, the residual strain was only 0.008 % so that the integrity of the reactor vessel is maintained. The result obtained in the present study shows that MONJU has enough robustness against the mechanical load under energetics.
伊藤 大介*; Nava, M.*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*
Proceedings of 2017 Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics (JUS 2017), 4 Pages, 2017/06
Two-phase flow through porous media should be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor but also sodium-cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). In addition, to construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations.
山野 秀将; 鈴木 徹; 神山 健司; 工藤 勇*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06
本報は、我が国で設計されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(750MWe級)における炉心損傷事故での溶融炉心の炭化ホウ素(B
C)とステンレス鋼(SS)の共晶反応及び移動挙動の重要性を示すとともに、それらの挙動に着目した1500
Cを超える高温条件下での可視化基礎実験について発表する。まず、予想される挙動を考慮して厳密摂動計算ツールを用いて反応度推移を計算し、BC-SS共晶生成物移動挙動が大きな不確かさを持っており反応度推移のうえで重要であることを示した。この挙動を明らかにするため、高温加熱炉の中に溶融SSをBCペレットに接触させ、その反応を可視化する基礎実験を実施した。その実験により、共晶反応を可視化するとともに、固化した試験体の上部で密度分離によりBC-SS共晶生成物が固化・移動した様子が示された。
曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春
日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00393_1 - 16-00393_10, 2017/04
高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の熱的影響を評価するためには、事故が核的に終息した後の再配置/冷却過程において、損傷炉心物質が炉容器内のどこに再配置し、それぞれの場所で長期にわたって安定冷却できるかを示す必要がある。本報では、IVR(In-Vessel Retention)成立性に関する見通しを得るために実施した低圧プレナム移行燃料及び炉心残留燃料の安定冷却性評価について報告する。
鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大
日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00395_1 - 16-00395_9, 2017/04
高速炉の炉停止失敗事象(ATWS: Anticipated Transient without Scram)に対して、原子炉容器内での事象終息(IVR: In-Vessel Retention)の成立性を検討した。検討においては、確率論的評価に基づいて冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)をATWSの代表事象に選定した上で、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。本検討の結果から、原子炉容器は機械的にも熱的にも損傷することはなく、IVRが成立する見通しを得ることができた。
