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佐藤 裕樹*; 阿部 陽介; 大久保 賢二*; 谷岡 隆志*
Philosophical Magazine, 102(12), p.1152 - 1172, 2022/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Materials Science, Multidisciplinary)分子動力学計算によると、格子間原子集合体はカスケード損傷から直接形成され、一次元(1D)運動と呼ばれる高速拡散により損傷領域から離脱することにより、その後の損傷組織発達に強く影響すると考えられている。我々はこれまでに、超高圧電子顕微鏡を用いた電子照射その場観察により、実験で観察される1D運動は間欠的で、その理由として試料に残留する不純物の効果を考えてきた。本研究では、銅を対象として、純度及び試料の作製方法と1D運動挙動の関係について調査した。その結果、高純度試料では、熱処理なし試料(切断・機械研磨・打ち抜き)に比べて標準試料(切断・圧延・打ち抜き・熱処理)では1D運動距離が大きく抑制されるのに対して、バルク熱処理試料(切断・熱処理・機械研磨・打ち抜き)では大きな変化は見られなかった。低純度試料では、バルク熱処理試料と標準試料で顕著な差は見られなかった。また、標準試料で比較すると高純度と低純度には顕著な差は認められなかった。入手した試料に最初から含まれている不純物と試料作製の際の熱処理で導入される不純物が1D運動に影響していることが考えられる。
知見 康弘; 佐藤 賢二*; 笠原 茂樹; 梅原 隆司*; 塙 悟史
Proceedings of Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to Light Water NPPs' Safety, Performance and Reliability (FONTEVRAUD-9) (Internet), 10 Pages, 2018/09
一次系冷却水中での応力腐食割れ(PWSCC)進展挙動への亜鉛注入の影響を調べるため、加圧水型軽水炉(PWR)一次系水模擬環境での10%冷間加工600合金の亀裂進展試験を、320
C、低濃度(5
10ppb)の亜鉛注入、溶存水素濃度(DH)5, 30、及び50cc/kgH
Oの条件下で実施した。その結果、亀裂進展速度のDH依存性が亜鉛注入なしの試験データに基づく亀裂進展速度の予測値と同様の傾向を示し、実機環境を模擬した低濃度亜鉛注入が亀裂進展挙動に及ぼす影響はほとんど見られなかった。そこで、亀裂進展試験後の試験片の亀裂内及び表面に生成した酸化皮膜の微細組織分析を実施したところ、試験片表面の酸化皮膜からは亜鉛が検出されたが、亀裂内に生成した酸化皮膜からは亜鉛が検出されなかった。このことから、亀裂先端部の酸化皮膜への亜鉛の取り込みがないことが亀裂進展挙動への亜鉛注入の影響が見られない原因であることがわかった。
高安 健太郎; 大貫 賢二*; 川本 康司*; 高山 裕介; 見掛 信一郎; 佐藤 稔紀; 尾上 博則; 竹内 竜史
JAEA-Technology 2017-011, 61 Pages, 2017/06
JAEA-Technology-2017-011.pdf:9.15MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、超深地層研究所計画に基づき、結晶質岩(花崗岩)を対象として三つの必須の課題(地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、坑道埋め戻し技術の開発)の調査研究を進めている。これらの研究開発課題のうち、坑道埋め戻し技術の開発の一環として再冠水試験を実施している。この試験は、坑道掘削による周辺岩盤や地下水に及ぼす影響が、坑道の冠水によって回復する過程を把握することを目的として、深度500mの水平坑道の北端部切羽より約40m手前に止水壁を施工して冠水坑道とし、再冠水して実施するものである。本報告書は、再冠水試験の一環として2014年度に実施した冠水坑道のピットにベントナイト混合土を用いた埋め戻し試験と埋め戻し施工の結果、及び引き続き2014年9月から2016年3月までのピットでの観測結果を報告するものである。
山下 拓哉; 若井 隆純; 鬼澤 高志; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(6), p.061407_1 - 061407_6, 2016/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Engineering, Mechanical)Modified 9Cr-1Mo steel (ASME Gr.91) is widely used in fossil power plants. In the advanced loop type sodium cooled fast reactor, modified 9Cr-1Mo steel is going to be adopted as a structural material. In welded joints of enhanced creep-strength ferritic steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may markedly degrade, especially in the long-term region. This phenomenon is known as Type-IV damage. Therefore, considering strength degradation due to Type-IV damage is necessary. In this study, we propose a creep strength curve and a welded joint strength-reduction factor (WJSRF). The creep strength curve of welded joints was proposed by employing a second-order polynomial equation with LMP using the stress range partitioning method. WJSRF was proposed on the basis of design creep rupture stress intensities. The resulting allowable stress was conservative compared with that prescribed in the ASME code. In addition, the design of the hot-leg pipe in the advanced loop type sodium cooled fast reactor was reviewed considering WJSRF.
山下 拓哉; 永江 勇二; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(2), p.024501_1 - 024501_7, 2016/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Engineering, Mechanical)316FR stainless steel is a candidate structural material of JSFR. Two types of weld metals are candidates for 316FR welded joints; 316FR weld metal and 16-8-2 weld metal. This study evaluated the need to consider the welded joint strength reduction factors in 316FR welded joints. To this end, the tensile and creep strengths of Type 316FR and Type 16-8-2 weld metals were measured, and the effect of delta-ferrite in weld metals was evaluated in creep-strength tests of 316FR welded joints. In tensile and creep strengths of 316FR joints welded by both metal types, the welded joint strength reduction factors were immaterial. The creep strength of 316FR welded joints was negligibly affected by delta-ferrite levels from 4.1 FN to 7.0 FN. Furthermore, the tensile and creep strengths of 316FR joints welded by two methods (Tungsten Inert Gas Welding and Shielded Metal Arc Welding) were the same.
濱 克宏; 見掛 信一郎; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣; 桑原 和道; 上野 哲朗; 大貫 賢二*; 別府 伸治; 尾上 博則; 竹内 竜史; et al.
JAEA-Review 2015-024, 122 Pages, 2015/11
JAEA-Review-2015-024.pdf:80.64MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2014年度は、2014年2月における深度500mステージの研究坑道の掘削工事の完了に伴い、超深地層研究所計画における深度500mまでの第2段階の調査研究を一旦終了し、これまで実施してきた各種モニタリングを含め、物質移動試験や再冠水試験等の第3段階の調査研究を進めた。本報告書は、2014年度に実施した調査研究、施設建設、共同研究等の成果を取りまとめたものである。
13MI44号孔)長谷川 隆; 川本 康司; 山田 信人; 大貫 賢二; 大森 一秋; 竹内 竜史; 岩月 輝希; 佐藤 稔紀
JAEA-Technology 2015-011, 135 Pages, 2015/07
JAEA-Technology-2015-011.pdf:28.63MB
JAEA-Technology-2015-011-appendix(CD-ROM).zip:566.32MB
本報告書は、瑞浪超深地層研究所の深度500m研究アクセス北坑道におけるボーリング(13MI38号孔: 掘削長102.10mabh、13MI39号孔: 掘削長16.40mabh、13MI40号孔: 掘削長16.60mabh、13MI41号孔: 掘削長16.60mabh、13MI42号孔: 掘削長11.55mabh、13MI43号孔: 掘削長11.60mabh、13MI44号孔: 掘削長11.67mabh)の調査により得られた地質学的、水理学的、地球化学的データ(岩盤等級、湧水箇所、湧水量、湧水圧、透水係数等)と、各ボーリング孔に設置した観測装置(岩盤変位計、地下水の水圧・水質モニタリング装置)の概要を取りまとめたものである。
高山 裕介; 佐藤 稔紀; 尾上 博則; 岩月 輝希; 三枝 博光; 大貫 賢二
第43回岩盤力学に関するシンポジウム講演集(CD-ROM), p.313 - 318, 2015/01
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、結晶質岩を主な対象とした深地層の科学的研究を実施している。その一環として、瑞浪超深地層研究所の深度500m研究アクセス北坑道において、坑道の冠水に伴う力学・水理・化学特性の長期変化を複合的に把握する技術の開発を目的として、坑道規模の複合試験(再冠水試験)を実施している。本研究では、坑道冠水に先立ち、坑道内で使用する支保工や埋戻し材(コンクリートや粘土(ベントナイト材料))が周辺岩盤へ与える影響を予察的に推定するための、力学・水理連成現象の解析を実施した。本解析結果は、連成現象を把握するための観測機器の配置や、坑道内で使用する坑道の埋戻し材料の仕様等を決定する際の参考にする。
濱 克宏; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 川本 康司; 山田 信人; 石橋 正祐紀; 村上 裕晃; 松岡 稔幸; 笹尾 英嗣; 真田 祐幸; et al.
JAEA-Review 2014-038, 137 Pages, 2014/12
JAEA-Review-2014-038.pdf:162.61MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2013年度は、第2段階および第3段階の調査研究を進めた。本報告書は、2010年度に改定した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」に基づいた、超深地層研究所計画の第2段階および第3段階の調査研究のうち2013年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。
島田 亜佐子; 小澤 麻由美; 矢吹 光史*; 君山 和宏; 佐藤 賢二; 亀尾 裕
Journal of Chromatography A, 1371, p.163 - 167, 2014/12
被引用回数：14 パーセンタイル：48.77(Biochemical Research Methods)In order to analyze 
Mo in rubble samples from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, a separation method for Mo from Zr, Nb, and the other major elements of the rubble samples was developed. Firstly, loss of Mo during the digestion of simulated rubble samples was evaluated. Next, weight distribution coefficients (
's) of Zr, Nb, and Mo between an extraction chromatographic resin (TEtra VAlent actinide resin, TEVA resin) and acid solutions (HF-HCl and HF-HNO
solutions) were determined to obtain suitable solution conditions for the separation of Mo from Zr and Nb. Based on the obtained 's, a chromatographic separation scheme was designed and applied to the digested solution of the simulated rubble sample.
尾上 博則; 岩月 輝希; 三枝 博光; 大貫 賢二; 竹内 竜史; 真田 祐幸; 石橋 正祐紀; 佐藤 稔紀
Proceedings of 8th Asian Rock Mechanics Symposium (ARMS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/10
高レベル放射性廃棄物の地層処分のサイト選定にあたっては、処分場周辺の地質環境特性を適切に評価する必要がある。処分場などの大規模な地下施設の建設や長期的な施設運用に伴い、地質環境特性が変化する可能性があり、地層処分の安全評価の観点からは、地下施設閉鎖に伴う地質環境特性の回復過程の評価が重要となる。そこで、原子力機構では結晶質岩における地下水圧や地下水水質の回復過程の評価を目的として、岐阜県瑞浪市に建設している瑞浪超深地層研究所の深度500mにある研究坑道において再冠水試験を計画した。本稿では、再冠水試験の概要および調査の進展状況について示す。
佐藤 聡; 前川 利雄*; 吉松 賢二*; 佐藤 孝一*; 野中 英*; 高倉 耕祐; 落合 謙太郎; 今野 力
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.623 - 626, 2014/04
これまでに、核融合炉のような中性子発生装置に用いるコンクリート中の誘導放射能を減らすために、低放射化コンクリート,ボロン入り低放射化コンクリート,普通コンクリートから構成される多層コンクリート構造体の開発を行ってきた。本研究では、製作費用を減らすためにボロン入り低放射化コンクリートの替わりにB
Cとレジンから成るボロンシートを開発した。このボロンシートを入れた多層コンクリート構造体の遮蔽性能を調べるために4種類の構造体を用いて、FNSでDT中性子照射実験を行った。構造体は、幅30cm,高さ30cm,厚さ50cmであり、厚さ20cmの低放射化コンクリートと厚さ30cmの普通コンクリートから構成される。構造体1では、厚さ4mmのボロンシートを低放射化コンクリートと普通コンクリートの間に挿入した。構造体2では、構造体1の表面から深さ10cmの位置にボロンシートを追加した。構造体3では、構造体2の表面から深さ30cmの位置にボロンシートを追加した。比較のために、構造体4では、ボロンシートを挿入しない構造体を用いて実験を行った。金とニオブの放射化箔を用いて、深さ5cmごとに反応率を測定した。ボロンシートを挿入することにより、低エネルギー中性子で生成される金の反応率が約1/4に減少しており、ボロンシート付多層コンクリート構造体は低エネルギー中性子を効率的に減少させることを実証した。
佐藤 聡; 前川 利雄*; 吉松 賢二*; 佐藤 孝一*; 野中 英*; 高倉 耕祐; 落合 謙太郎; 今野 力
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1131 - 1134, 2011/10
被引用回数：11 パーセンタイル：60.88(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉等の中性子発生施設に用いるコンクリート壁に関し、建設コストや廃棄コストの増加を抑制しながら誘導放射能を低減させることを目的として、ボロン含有コンクリート層を有する多層コンクリート構造体を開発した。本構造体は、中性子線源側から順に、低放射化コンクリート,ボロン含有低放射化コンクリート,普通コンクリートから構成されている。本研究では、多層コンクリート構造体の有効性を確認するために、原子力機構の核融合中性子源施設FNSを用いて、多層コンクリート構造体試験体の14MeV中性子照射実験を行い、金とニオブの反応率分布,コンクリート中の誘導放射能分布を測定した。比較のために、普通コンクリート単一構造体及びボロン含有低放射化コンクリート単一構造体に対しても、照射実験を行った。多層構造コンクリート構造体では、試験体表面から深さ15cmの位置での金の反応率は、普通コンクリート単一構造体のおおむね1/3程度となった。また、その値は、ボロン含有コンクリート単一構造体での金の反応率とほぼ同じ値であり、開発した多層コンクリート構造体を用いることにより費用の高いボロン量を抑制しながら、誘導放射能を低減させることができることを確認した。
若井 隆純; 永江 勇二; 高屋 茂; 小原 智史; 伊達 新吾*; 山本 賢二*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*
耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.147 - 159, 2011/07
FBR温度領域におけるType-IV損傷の顕在化について検討することを目的として改良9Cr鋼溶接継手長時間クリープ試験,クリープ疲労試験,破断後の溶接継手試験片の観察・分析等の強度データ取得及び破壊形態調査を実施した。
三島 賢二*; 猪野 隆*; 酒井 健二; 篠原 武尚; 広田 克也*; 池田 一昭*; 佐藤 広海*; 大竹 淑恵*; 大森 整*; 武藤 豪*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 600, p.342 - 345, 2009/02
被引用回数：27 パーセンタイル：85.04(Instruments & Instrumentation)J-PARC、物質
生命科学実験施設(MLF)のBL05ポートに基礎物理実験のための新しいビームラインを建設している。このビームラインは中性子光学の高度な技術を駆使して設計されており、NOP(Neutron Optics and Physics)と名づけられている。中性子モデレータから供給される中性子ビームは、マルチチャンネルのスーパーミラーで曲げられ、低発散, 高強度, 高偏極という3本の特徴あるビームブランチに分岐された後、実験エリアに引き出され、中性子干渉, 散乱, 崩壊という基礎物理実験に各々利用される。本研究では、モンテカルロシミュレーションコードである"PHITS"を使って中性子光学素子構成及び遮蔽設計の最適化を実施し、低発散ブランチで
cm
str
sMW、高強度ブランチで
cm
sMW、高偏極ブランチではビーム偏極率99.8%を保った状態で
cmsMWのビーム強度を得ることができるという評価結果を得た。
前川 利雄*; 吉松 賢二*; 佐藤 聡
原子力eye, 54(11), p.54 - 57, 2008/11
原子力機構と熊谷組との共同研究で誘導放射能の低減を目的として低放射化コンクリート壁構造体の開発を進めている。ボロンは通常のコンクリート材料に比べて高価で、遮蔽壁の全体についてボロンを含有するコンクリートを用いると非常にコスト高となり、現実的ではない。そこで、コストの増加を抑えながら最も効率的にボロンの中性子吸収効果が発揮される配置となるコンクリート構造体を開発した。本構造体は、線源側表面から順に低放射化コンクリート、ボロン含有低放射化コンクリート、普通コンクリートの3層から構成される。本構造体を用いて、FNSによるDT中性子照射実験を行い、コンクリート内の反応率分布や放射化特性を調べ、その有効性を確認した。本構造体を用いることにより、施設解体時に発生する放射性廃棄物を大幅に低減できる。本コンクリート壁構造体の開発や中性子照射実験に関して、解説記事として紹介する。
前川 利雄*; 吉松 賢二*; 佐藤 聡
電力土木, (334), p.86 - 89, 2008/03
原子力機構と熊谷組とで共同研究を行っている低放射化コンクリートの開発について報告する。骨材に石灰石を用い、セメントの一部を石灰石微粉末に置換した低放射化コンクリートを試作した。原子力機構FNSを用いて、試作した試験片に対して、14MeV中性子照射実験を行い、放射化特性を評価した。その結果、普通コンクリートに比べて
Naの誘導放射能が約1/7に低減することを実験的に確認した。また施設の解体(デコミッショニング)時に問題となる長寿命核種の
Na(半減期2.6年)については、普通コンクリートでは、照射後10日において約20Bq/g検出したが、低放射化コンクリートでは検出しなかった。一方、低放射化コンクリートでは石灰石骨材を使用したことによりカルシウム含有量が約4倍になったため、これに起因して生成される
Ca(半減期4.54日),
K(半減期12.4時間),
K(半減期22.4時間)については増加した。
奥 隆之; 山田 悟; 篠原 武尚; 鈴木 淳市; 三島 賢二*; 広田 克也*; 佐藤 広海*; 清水 裕彦
Physica B; Condensed Matter, 397(1-2), p.188 - 191, 2007/07
被引用回数：5 パーセンタイル：27.18(Physics, Condensed Matter)四極磁石を用いた中性子偏極装置の開発研究を行っている。中性子が四極磁石内に入射すると、磁石が形成する磁場勾配により、正極性成分と負極性成分が空間的に分離する。そこで、そのうちの一成分を抽出することにより、偏極中性子ビームを得るものである。この方法では、中性子が物質により散乱されたり、吸収されたりすることがないため、非常に高い偏極度の中性子ビームを高効率で得ることが可能である。これまでに、四極永久磁石を用いて冷中性子ビームの偏極実験を行った結果、偏極度P0.999を達成することに成功した。会議では、実験結果の詳細について発表するほか、この偏極装置の中性子散乱実験への応用方法について議論する予定である。
前川 利雄*; 梅津 朋岳*; 野中 英*; 吉松 賢二*; 佐藤 孝一*; 佐藤 聡; 西谷 健夫
セメント・コンクリート, (719), p.26 - 31, 2007/01
コンクリートの放射化特性は、セメントと骨材の2つの構成材料の組成比に依存する。これまで提案された低放射化コンクリートでは、不純物質を多く含む骨材を低放射化させる観点から、石灰石骨材などの純度の高い材料を適用することによって低放射化特性を実現している。このようなコンクリートでは、セメントに由来する不純物質成分による誘導放射能が大きな影響を及ぼすようになる。そこで、本開発では従来の骨材選別に加えて、セメントの一部を不純物質成分の少ない石灰石微粉末材料に置換する調合設計手法を導入し、セメント由来の不純物量を低く抑えるコンクリートを製作した。原子力機構の核融合中性子源装置FNSにおいて、試作した低放射化コンクリート及び普通コンクリートに対しDT中性子を照射し、放射化特性を実験的に評価した。その結果、開発した低放射化コンクリートでは、普通コンクリートに比べてNaの誘導放射能が約1/7に低減することを実験的に確認した。長寿命核種のNa(半減期2.6年)については、普通コンクリートでは、照射後10日において約20Bq/g検出したが、低放射化コンクリートでは検出しなかった。
梅田 幹; 中崎 正人; 木田 孝; 佐藤 賢二; 加藤 忠仁; 木原 武弘; 杉川 進
JAERI-Tech 2003-024, 23 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-024.pdf:0.98MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、定常臨界実験装置(STACY)で用いる硝酸プルトニウム溶液燃料の調製のため、銀媒体電解酸化法を用いたMOX粉末の溶解を計画している。銀媒体電解酸化法は、酸化力の強いAg(II)イオンを用いて二酸化プルトニウムなどを溶解する手法であり、硝酸には難溶性のMOXの溶解に対しても有効な手法であると考えられる。本報は、NUCEFのMOX溶解設備への銀媒体電解酸化法の適用にむけて、同法によるMOX粉末の溶解速度,溶解液組成等の確認のため,約100gのMOX粉末を用いたビーカー規模の溶解基礎試験の結果についてまとめたものである。試験結果より、STACYに用いる予定のMOX粉末は銀電解酸化法により完全に溶解できることを確認した。また溶解液については、NOガス通気によりPu(VI)イオンを完全に4価に還元できることを確認した。
