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笠原 直人*; 山野 秀将; 中村 いずみ*; 出町 和之*; 佐藤 拓哉*; 一宮 正和*
Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 8 Pages, 2022/07
破壊制御を利用して、設計想定を超える事象によって破損が生じた場合に、その拡大を抑制する技術の開発を進めている。開発課題として、(1)超高温時の破損拡大抑制技術、(2)課題地震時の破損拡大抑制技術、(3)原子炉構造レジリエンス向上手法の3つの計画を立てた。
Tang, P.*; 北 和之*; 五十嵐 康人*; 佐藤 志彦; 畑中 恒太郎*; 足立 光司*; 木名瀬 健*; 二宮 和彦*; 篠原 厚*
Progress in Earth and Planetary Science (Internet), 9(1), p.17_1 - 17_15, 2022/03
被引用回数：5 パーセンタイル：69.58(Geosciences, Multidisciplinary)The deposition of insoluble radiocesium bearing microparticles (CsMPs), which were released from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (F1NPP) accident in March 2011, has resulted in the widespread contamination of eastern Japan. Obviously, these deposited insoluble CsMPs may become the secondary contamination sources by atmospheric migration or other environmental transferring process, however, the understanding of the transport mechanism remains non-elucidation, and the relevant evidence has not been directly provided. This study, for the first time, provides the direct evidence for the resuspension of these insoluble CsMPs to the atmosphere from (1) proximity of 
Cs radioactivity and resemblance of the morphology and the elemental compositions of CsMPs in the samples of soil and aerosol derived from the same sampling site, (2) the special characteristics of the resuspended CsMPs of which the ratios of Na/Si, K/Si and/or Cs/Si were smaller than those from the initially released CsMPs collected at either long distance or near F1NPP, which can be ascribed to the slowly natural corrosion of CsMPs by the loss of the small amount of soluble contents in CsMPs, and (3) high CsMPs concentration of 10 granules/gram in the surface soil of our sampling site, and high resuspension frequency of CsMPs in spring when predominant suspended particles were soil dust.
安藤 勝訓; 渡邊 壮太*; 菊地 浩一*; 大谷 知未*; 佐藤 健一郎*; 月森 和之; 浅山 泰
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 11 Pages, 2013/07
日本機械学会 発電用設備規格 設計・建設規格 第II編 高速炉規格の2012年版では新たに316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼が新材料として登録された。本件ではこれらの新材料を高速炉規格で定められている各種規程に適用した場合の設計裕度について評価した結果をまとめたものである。
平野 史生; 佐藤 正知*; 小崎 完*; 稲垣 八穂広*; 岩崎 智彦*; 大江 俊昭*; 加藤 和之*; 北山 一美*; 長崎 晋也*; 新堀 雄一*
Journal of Nuclear Science and Technology, 49(3), p.310 - 319, 2012/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)軽水炉から取り出したMOX使用済燃料を再処理した後に発生するハルエンドピース廃棄体について、地層処分に対する廃棄体の発熱の影響を検討した。MOX使用済燃料の発熱率と、その再処理後に生じるハルエンドピース廃棄体の発熱率は、MOX燃料を軽水炉に装荷する前の履歴に依存して変化する。ここでの履歴とは、再処理してプルトニウムを取り出す前のウラン燃料の燃焼度,冷却期間、及び再処理後に製造されたMOX燃料の貯蔵期間を指す。これらMOX使用済燃料の再処理に伴い発生するハルエンドピース廃棄体の発熱率は、使用済ウラン燃料を長期に渡り冷却した後に(例えば50年間)再処理し、MOX燃料を製造する場合等においても、燃焼度45GWd/tのウラン燃料の再処理で発生するハルエンドピース廃棄体と比較すると極めて高い。こうした廃棄体をセメント固化して地層処分する場合、セメントの温度上限値を80
Cとし、MOX燃料の燃焼度を45GWd/tとすると、1体の廃棄体パッケージに収納できるハルエンドピース廃棄体の量は、キャニスターの本数に換算すると0.7-1.6本となり、ウラン燃料の場合の4本と比較すると極めて少ないとの結果が得られた。
安藤 勝訓; 手塚 泰治*; 佐藤 啓介*; 川崎 信史; 江沼 康弘*; 月森 和之
日本機械学会関東支部茨城講演会2009講演論文集, p.171 - 172, 2009/08
高速炉の配管設計では熱膨張反力による2次荷重が主たる荷重となることから、これによる座屈を適切に制限する必要がある。このため、実証炉の冷却系配管材として採用予定の改良9Cr-1Mo鋼について変位制御型の配管座屈の制限について検討した。316FRの実験結果に基づき制定された同制限に対して、改良9Cr-1Mo鋼配管での適用性について有限要素法解析により検証し、316FRの制限式と同様の考え方で座屈制限式を策定できる見通しを得た。また、この解析検討の内容の妥当性を検証するために変位制御にて改良9Cr-1Mo鋼配管の座屈試験を実施した。座屈試験の結果は解析結果とよく一致したことから、解析に基づき定めた改良9Cr鋼の変位制御型の座屈制限は妥当であるとの見通しを得た。
三浦 幸俊; 旭 芳宏*; 花田 和明*; 星野 克道; 居田 克巳*; 石毛 洋一*; 河西 敏; 河上 知秀; 川島 寿人; Maeda, M.*; et al.
Fusion Energy 1996, p.167 - 175, 1997/05
ダイバータバイアスのL/H遷移パワーに与える効果についてまとめたものである。JFT-2Mの上シングルヌルプラズマ配位において、下シングル閉ダイバータ用の外側バッフル板に正のバイアス電圧を印加するとスクレイプオフ層(SOL)に負の径電場が形成され、またバッフル板からダイバータ板へSOL電流が流れる。これらの効果により、ダイバータ部に中性粒子が圧縮されるダイバータ効果が助長される。この中性粒子のダイバータ部への圧縮がL/H遷移パワー減少に対して効果的であることを明らかにした。また、強力なガスパフも過渡的に中性粒子をダイバータ部に圧縮し同様な効果があることを示した。これらの結果は、イオン損失によるL/H遷移理論を支持している。
花田 和明*; 篠原 孝司*; 長谷川 真*; 白岩 俊一*; 遠山 濶志*; 山岸 健一*; 大舘 暁*; 及川 聡洋; 戸塚 裕彦*; 石山 英二*; et al.
Fusion Energy 1996, p.885 - 890, 1997/05
H-L遷移時にプラズマ周辺で起こっている現象を静電プローブにより測定し、その因果関係について調べた結果をまとめたものである。ピンを12本つけた静電プローブにより、スクレイプオフ層から主プラズマまでの領域を測定した。最前面にある3本ピンをトリプルプローブとして使用し、電子温度(T
)と密度(n)を決定し、他のピンでは浮遊電位を測定した。浮遊電位と電子温度から求めた空間電子により径電場(E
)を決定し揺動との関係を調べた。結果は、初めにセパラトリックス内に形成された負の径電場が減少し、次に揺動レベルの増大が起こり、電子温度が減少し、その後He光の増大が起こっていることを明らかにした。ここで、H-モード中に形成されている負の径電場は、-22kV/mであり、電子温度減少の直前で-8kV/mであった。またこの変化に要した時間は約200
secである。
安藤 勝訓; 金崎 宏*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*; 高正 英樹*; 月森 和之
no journal, ,
改良9Cr-1Mo鋼構造物試験体を用いて熱疲労試験を実施した。得られた結果について有限要素法解析をもとに寿命を評価し、有限要素法に基づく寿命評価法について検討した。温度制御のための短時間保持及び周方向の温度分布を適切に考慮することで改良9Cr-1Mo鋼構造物は提案された評価法により適切に評価できることが明らかとなった。
小林 大輔*; 梯 友哉*; 廣瀬 和之*; 池田 正二*; 山ノ内 路彦*; 佐藤 英雄*; Enobio, E. C.*; 遠藤 哲郎*; 大野 英男*; 小野田 忍; et al.
no journal, ,
磁気抵抗メモリ(MRAM)の基本素子である磁気トンネル接合に重イオン放射線を照射した。試験素子は東北大学によって作製されたCoFeB/MgO/CoFeB層からなるものである。この素子は、垂直磁気異方性を持ち、スピン注入磁化反転方式によって制御される従来とは異なる特徴を有す。スピン注入磁化反転方式では、データ書き込みが素子へのパルス電流注入によって実現されるため、放射線衝突によって発生するノイズ電流による記憶データ喪失(書き換え)への懸念がある。タンデム加速器で加速した15MeV Siイオンを、中エネルギーイオン照射チェンバー、並びに、重イオンマイクロビーム形成装置と半導体デバイス微小領域照射試験装置を利用して照射したところ、用いたイオンビームにおいては記憶データの喪失が起きないことが明らかとなった。また、電圧ストレスが放射線耐性に及ぼす影響についても調査したが、実験に用いた
0.5Vの電圧ストレスの範囲では前記Siイオンビームへの耐性に変化がないことが判明した。
佐藤 志彦; 北 和之*; 他39名*
no journal, ,
2011年3月に起こった、東京電力福島第一原子力発電所の事故により、福島県を中心とする陸域に大規模な放射能汚染が起こった。事故後の2011年6月には、日本地球惑星科学連合および日本放射化学会を中心とした有志の研究グループが、汚染状況の把握のための土壌採取のフィールド実験を実施した。これにより初期の汚染状況が明らかとなったが、航空機サーベイ等による汚染状況の把握は継続して行われているものの、実際に土壌を採取して汚染状況の詳細を把握する大規模な調査はそれ以降行われていない。そこで本研究では、福島県内の帰還困難区域を中心として土壌採取のフィールド実験を行い、その分析により現在の汚染状況を把握することを目的に実施した。本研究プロジェクトは、2016年6月から9月にかけての9日間、のべ176名で実施した。福島県内の帰還困難区域を中心として、公共施設等を選定したうえで、各自治体との情報交換を行い、まずはNaIシンチレーターもしくは電離箱を用いて地面から1mおよび5cmの空間線量の測定を行い、専用の採土器を用いて表層より5cmの土壌を採取した。また採取時は5年間の環境中での放射性核種の移動状況を評価するために、土壌は表層部の0.0-2.5cmと、深部の2.5-5.0cmに分けて採取した。
佐藤 彰紀*; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之; 高瀬 和之*
no journal, ,
軽水炉において想定される大破断LOCA等の事故発生時、炉心内の冷却水水位低下によって自然循環が停止し、炉心内部の冷却水は停滞水条件となる。本研究では、停滞水条件下における気泡流挙動を把握するため、直径の異なる円筒形障害物を流路内に設置し、その周りを上昇する気泡挙動に関するデータを取得するとともに、実験結果と二相流詳細解析コードTPFITによる数値解析結果との比較を行った。ハイスピードビデオカメラによる直接撮影やワイヤメッシュセンサによる断面ボイド率分布計測によって、障害物周りでは気泡の蛇行や旋回などの複雑な気泡流挙動が生じることを確認した。また、それらの複雑な挙動について、TPFITと比較したところ、TPFITでも同様な挙動が再現できており、TPFITによって円筒形障害物周りの複雑な気泡流挙動を定性的に予測できることを明らかにした。
佐藤 和之; 遠藤 佑哉; 前田 剛; 植頭 康裕; Lochard, J.*; Clement, C.*; 藤田 博喜*; 安東 量子*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(JAEA)は、福島の環境回復及び福島第一原子力発電所の廃止措置に係る研究開発を通し、福島の早期復興への貢献を目指している。JAEAは、地元住民とのコミュニケーションを通じてニーズの把握と研究の方向性を確認することを目的に、国際放射線防護委員会(ICRP)と共同で平成30年12月、令和元年8月にダイアログミーティングを開催した。また、令和元年12月にも開催する予定である。なお、実施に当たり福島ダイアログに運営協力をお願いした。本ミーティングにおいては、専門機関, 地元の企業, 住民等のこれまでの経験や取り組みに係る発表や意見交換を行うとともに、JAEAのこれまでの研究成果を発表してきた。令和元年12月のミーティングで、ICRP及びJAEAが協力するのは最後となり運営を福島ダイアログに引き継ぐため、これまでのミーティングから学んだ内容について報告する。
笠原 直人*; 出町 和之*; 佐藤 拓哉*; 一宮 正和*; 若井 隆純; 山野 秀将; 中村 いずみ*
no journal, ,
構造強度の分野における従来の目的は、設計基準事故(DBE)への損傷を防ぐことであった。設計基準事故を超える場合(BDBE)は、損傷が発生することを前提として、安全性への影響を軽減する必要がある。われわれは、安全性への影響が小さい破壊による荷重を低減することにより、影響の大きい破壊モードへの影響を抑制する緩和方法を提案している。個々の機器の研究成果を紹介するとともに、機器を構成する系統全体に適用範囲を広げ、プラントの安全性向上に貢献する新たなアプローチを提案する。
笠原 直人*; 山野 秀将; 中村 いずみ*; 出町 和之*; 佐藤 拓哉*; 一宮 正和*
no journal, ,
設計基準を超える事象(過酷事故時の超高温や過大地震)によって破損が生じた場合に、その拡大を抑制する技術を開発し、原子炉構造のレジリエンス(安全性能低下に対する抵抗性と回復性)を向上させることを目的とした開発計画の概要を紹介する。
笠原 直人*; 山野 秀将; 中村 いずみ*; 出町 和之*; 佐藤 拓哉*; 一宮 正和*
no journal, ,
破壊制御を利用して、設計想定を超える事象によって破損が生じた場合に、その拡大を抑制する技術の開発を進めている。次世代高速炉の超高温時と過大地震時の原子炉容器と配管を例として、具体策の検討を進めた。
笠原 直人*; 山野 秀将; 中村 いずみ*; 出町 和之*; 佐藤 拓哉*; 一宮 正和*
no journal, ,
設計想定を超える事象に対する構造強度分野における新しい対策として、安全機能への影響の小さな破損モードが先行して荷重を自然に低減させ、機能喪失に至る破局的な破損を起こさない受動安全構造を提案している。
佐藤 和之; 坪田 陽一
no journal, ,
管理区域退域サーベイにおいて、静電気によるものと想定される天然放射性核種の保護衣への付着が観測されたため、建屋内の天然放射性核種濃度測定、保護衣の種類ごとの静電気帯電量と天然放射性核種の付着量の関係等に関する調査を行った。まず、放射性物質分析・研究施設第1棟建屋内の天然放射性核種濃度を把握することを目的に、部屋内のラドン濃度をSEIKO EG&G社製ラドンモニタ(Alpha GUARD)で測定した。なお、Alpha GUARDは過去1年間に校正を行っていないため、相対的なラドン濃度として評価した。また、ラドンモニタによる測定と並行し、千代田テクノル社製ダストサンプラ(TH-D5136)とADVANTEC製ダストフィルタ(HE-40TA)で各部屋における粒子状物質を捕集し、SEIKO EG&G社製Ge半導体検出器(GEM型)により
Rnの子孫核種である
Pbを定量した。ラドン濃度とPb濃度の間には、正の相関が見られた。このことから、ラドン濃度の高いような部屋では保護衣への粒子状物質の付着が多くなり、管理区域退域時のサーベイに影響を与えることが推察される。次に、作業服(ポリエステルと綿の合成繊維)、不織布カバーオール(ポリプロピレン不織布)と使い捨て白衣(ポリプロピレン不織布)の保護衣種類の違いによる静電気帯電量に関する検討を行った。それぞれの保護衣について材質ごとにこすり合わせて静電気を発生させ、それぞれの静電気帯電量を比較した。静電気帯電量はアズワン社製静電気測定装置(TM-291)で測定した。その結果、使い捨て白衣(ポリプロピレン不織布)が最も高く、不織布カバーオール(ポリプロピレン不織布)、作業服(ポリエステルと綿の合成繊維)の順で静電気量が少なくなる傾向のあることが分かった。以上のことから、静電気帯電量と粒子状物質の吸着量との関係を調査する必要はあるが、部屋内のラドン濃度及び保護衣の種類により、管理区域退域サーベイ時に天然放射性核種による影響を考慮する必要のあることが実験結果から確認された。今後、ラドン濃度の定量的評価、静電気帯電防止対策等を検討し、比較的天然放射性核種の影響の大きい施設における放射線管理の最適化を図っていく予定である。
