Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
今川 裕也; 豊田 晃大; 鬼澤 高志; 加藤 章一
JAEA-Testing 2023-004, 76 Pages, 2024/03
JAEA-Testing-2023-004.pdf:2.08MB
本要領書は、高速炉の高温構造設計技術開発の一環として実施している大気中、アルゴン中及びナトリウム中材料試験の実施方法や得られたデータの整理方法についてとりまとめたものである。本報は、1977年に発行された「FBR金属材料試験実施要領書[PNC TN241 77-03]」および2001年に発行された「FBR金属材料試験実施要領書(改訂版)(マニュアル) [JNC TN9520 2001-001]」に日本産業規格(JIS)における試験法の改訂を反映するとともに、国内学会における材料試験法標準である日本機械学会(JSME)の推奨常温/高温引張試験方法や日本材料学会(JSMS)の高温低サイクル疲労試験法標準も参考にしながら作成した。
mixed oxidesVauchy, R.; 松本 卓; 廣岡 瞬; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*; 有馬 立身*; 稲垣 八穂広*; 出光 一哉*; 中村 博樹; 町田 昌彦; et al.
Journal of Nuclear Materials, 588, p.154786_1 - 154786_13, 2024/01
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Materials Science, Multidisciplinary)Diffusion couples made of dense polycrystalline (U,Pu,Am)O oxides were annealed in various thermodynamic conditions (temperature, oxygen partial pressure), and for different durations. The associated actinide redistribution was quantified using Electron Probe Micro-Analysis (EPMA). Average diffusion profiles were obtained from elemental U, Pu, and Am X-ray maps and the resulting interdiffusion coefficients were calculated, then analyzed at the light of our model of point defect chemistry.
Cの最適疲労破損式の1
10
サイクルまでの適用性検証豊田 晃大; 今川 裕也; 鬼澤 高志; 加藤 章一; 古谷 佳之*
日本機械学会論文集(インターネット), 89(928), p.23-00206_1 - 23-00206_15, 2023/12
高速炉を設計するためには、構造材料の110
サイクルまでの高サイクル疲労を考慮する必要がある。110サイクルでの高サイクル疲労を評価するためには、110サイクルまで適用可能な疲労曲線を作成する必要がある。本研究では、高速炉構造材料の候補材料である改良9Cr-1Mo鋼の高サイクル疲労評価手法を開発するため、ひずみ制御条件下での高サイクル疲労試験を実施するとともに、超音波疲労試験を実施した。試験結果に基づき、最適疲労曲線を拡張し、日本機械学会の最適疲労曲線が110サイクルまで適用可能であることを確認した。
安部 晋一郎; 橋本 昌宜*; Liao, W.*; 加藤 貴志*; 浅井 弘彰*; 新保 健一*; 松山 英也*; 佐藤 達彦; 小林 和淑*; 渡辺 幸信*
IEEE Transactions on Nuclear Science, 70(8, Part 1), p.1652 - 1657, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Engineering, Electrical & Electronic)中性子を起因とする半導体デバイスのシングルイベントアップセット(SEU: Single Event Upset)は、地上にある電子機器の動作の信頼性に関係する問題となる。白色中性子ビームを用いた加速器試験では、現実的な環境の中性子起因ソフトエラー率(SER: Soft Error rate)を測定できるが、世界的にも白色中性子ビームを供給できる施設の数は少ない。ここで、多様な中性子源に適用可能な単一線源照射を地上におけるSER評価に適用できる場合、ビームタイムの欠乏を解消できる。本研究では、これまでに得られた測定結果のうち任意の1つを抽出し、これとPHITSシミュレーションで得たSEU断面積を用いた地上環境におけるSERの評価の可能性を調査した。その結果、提案する推定法で得られたSERは、最悪の場合でも従来のWeibull関数を用いた評価値と2.7倍以内で一致することを明らかにした。また、SER評価におけるシミュレーションコストを低減する簡易化の影響も明らかにした。
海野 良典; 加藤 圭将; 谷川 聖史; 小林 大輔; 大部 智行; 木村 雄一*; 根本 良*; 田尻 一馬*
日本保全学会第19回学術講演会要旨集, p.33 - 36, 2023/08
東海再処理工場のプルトニウム転換開発施設の基礎実験室では、プルトニウムとウランの混合溶液にマイクロ波を照射して、プルトニウムとウランの混合酸化物粉末を製造するため、各種データ取得のための試験を行っていた。現在は、試験を終了しており、グローブボックス設備内の試験機器の解体・撤去を進めている。本稿では、これまでのグローブボックス内の試験機器の更新、設備改良、解体・撤去作業に関する実績を報告する。
堂田 哲広; 加藤 慎也; 浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 菊地 紀宏; 大釜 和也; 吉村 一夫; 吉川 龍志; 横山 賢治; 上羽 智之; et al.
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.946 - 959, 2023/08
安全かつ経済的で持続可能な先進的原子炉を実現するために革新的設計システム(ARKADIA)を開発している。本論文では、ARKADIAの一部である設計研究のためのARKADIA-Designに着目し、炉心設計の数値解析手法の妥当性確認について紹介する。ARKADIA-Designでは、炉物理、熱流動、炉心構造、燃料ピン挙動の解析コードを組み合わせたマルチフィジックス解析により、ナトリウム冷却高速炉の炉心性能を解析する。これらの解析の妥当性を確認するため、実験データ及び信頼できる数値解析結果を選定し、検証マトリックスを作成する。解析コードのモデル及び検証マトリクスの代表的な確認解析について説明する。
Fe
intermetallic compoundCao, Y.*; Zhou, H.*; Khmelevskyi, S.*; Lin, K.*; Avdeev, M.*; Wang, C.-W.*; Wang, B.*; Hu, F.*; 加藤 健一*; 服部 高典; et al.
Chemistry of Materials, 35(8), p.3249 - 3255, 2023/04
被引用回数：1 パーセンタイル：0(Chemistry, Physical)静水圧や化学圧力は、結晶構造を変化させる効率的な刺激であり、材料科学において電気的、磁気的特性のチューニングによく利用されている。しかし、化学圧力は定量化が困難であり、これら両者の定量的な対応関係はまだよくわかっていない。本研究では、負の熱膨張(NTE)を持つ永久磁石の候補である金属間化合物を調べた。放射光X線その場観察により、AlをドープしたHoFeに負の化学圧力があることを明らかにし、単位セル体積の温度・圧力依存性を用いそれを定量的に評価した。また、磁化測定と中性子回折測定を組み合わせることで、磁気秩序に対する化学圧力と静水圧の違いを比較した。興味深いことに、圧力はNTEの抑制と増強を制御するために使用することができた。電子状態計算から、圧力がFermiレベル(EF)に対する主要バンドの上部に影響を与えたことを示しており、これは磁気安定性に影響を与え、それが磁気とNTEを調節する上で重要な役割を果たしていることがわかった。本研究は、圧力の影響を理解し、それを利用して機能性材料の特性を制御する良い例を示している。
横山 須美*; 浜田 信之*; 辻村 憲雄; 欅田 尚樹*; 西田 一隆*; 江崎 巌*; 加藤 昌弘*; 大久保 秀輝*
International Journal of Radiation Biology, 99(4), p.604 - 619, 2023/04
被引用回数：1 パーセンタイル：22.69(Biology)2011年4月、国際放射線防護委員会は、水晶体の職業被ばく限度の引き下げを勧告した。この新しい水晶体線量限度は、これまで多くの国で取り入れられており、また他の国でも規制実施に向けた議論が盛んに行われている。日本では、2013年4月に日本保健物理学会(JHPS)、2017年7月に放射線審議会で議論が開始され、2021年4月に新しい水晶体線量限度が規制実施されることになった。その経験を共有するために、日本での状況をまとめた論文を、2017年初頭までに入手可能な情報に基づく第1論文、2019年初頭までに第2論文と、順次発表してきた。本稿(シリーズ3回目)では、新たな水晶体線量限度の規制実施、審議会の意見を踏まえた関係省庁の最近の議論、安全衛生管理体制の構築過程、水晶体線量モニタリングと放射線安全に関するJHPSガイドライン、認可事業者の自主対策、水晶体線量校正方法の開発、原子力作業者の水晶体被ばくと水晶体への生物影響に関する最近の研究など、2022年半ばまでに入手できる最新の情報に関して検討することを目的とするものである。
影山 十三男; 出沼 昭生; 小泉 仁*; 小田倉 学*; 萩野谷 雅浩*; 井坂 信一*; 門脇 弘幸*; 小林 真悟*; 森元 大成*; 加藤 芳章*; et al.
JAEA-Technology 2022-033, 130 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-033.pdf:9.87MB
燃料製造機器試験室(モックアップ室)は、核燃料製造設備の開発のためのウラン取扱い施設として昭和47年(1972年)に建設されたが、耐震性に脆弱であり、経年劣化が進んでいた。また、本施設では当初の目的を達成し、新規の開発計画が無い。これより、内装設備の解体撤去を平成31年(2019年)3月より開始し、汚染検査を行い、令和4年(2022年)3月29日に管理区域の解除をした。本作業における人工数は、総6,549人工(保安立会者を含まない)であり、解体撤去作業により発生した一般廃棄物量は31,300kg、放射性廃棄物量は可燃性廃棄物3,734kg(ドラム缶103本)、難燃性廃棄物4,393kg(ドラム缶61本)、不燃性廃棄物37,790kg(ドラム缶124本、コンテナ19基)であった。本報告書では、燃料製造機器試験室の内装設備の解体撤去、発生した廃棄物及び管理区域解除の手順について報告する。
宮部 昌文; 加藤 政明*; 長谷川 秀一*
Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 38(2), p.347 - 358, 2023/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Chemistry, Analytical)同位体シフトの小さい核種の遠隔核種分析法を開発するために、レーザーアブレーションプルームを用いてCaのドップラーフリー蛍光分光を行った。2台の外部共振器半導体レーザーから対向伝搬するレーザー光をコンクリートのアブレーションプルームに照射し、
S
P
D
の2段階共鳴励起スキームにより、基底状態のCa原子をD状態まで励起させた。その後、D状態からP状態への緩和を伴う蛍光スペクトルを測定した。ヘリウムガス圧70Paでアブレーション後1msの遅延で測定したスペクトルの線幅は70MHz以下であり、ドップラー広がりのある蛍光スペクトルの線幅の約1/30であることがわかった。また、アブレーションから観測までの時間間隔が600マイクロ秒以下の場合には、蛍光スペクトルに幅の広いガウス型のペデスタルが観測され、これは衝突により速度が変化した原子に起因することがわかった。さらに、様々なガス圧で測定したスペクトルから、2段目のP D遷移の圧力拡がり係数を46.0MHz/torrと決定した。天然に存在する3種類のCa同位体(
Ca, 
Ca, 
Ca)の蛍光信号を用いて、検量線の直線性,検出限界,測定精度などの分析性能を評価し、同位体存在比の検出限界が、バックグラウンドの3
基準から0.09%と推定された。これらの結果は、この分光法が同位体シフトの小さな核種の遠隔核種分析に有望であることを示唆している。
-ray analysis木下 哲一*; 能任 琢真*; 中島 均*; 小迫 和明*; 加藤 雄大*; 黒岩 洋一*; 倉部 美彩子*; 佐々木 勇気*; 鳥居 和敬*; 前田 亮; et al.
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 332(2), p.479 - 486, 2023/02
There are some different chemical and physical forms of water molecules in concretes. Especially, bound water is difficult to determine. In the present work, we determined free + adsorbed water and bound water contained in aggregates and cement pastes, which are component of concretes, by means of conventional gravimetric analysis and prompt -ray analysis (PGA), respectively, in order to evaluate a total water content in concretes. In the PGA, background reduction was attempted by using the time-of-flight (TOF) signal. In addition, the degree of contribution to analytical values by scattered neutrons by samples was evaluated because water would adsorb on the surface of instruments inside the irradiation chamber for the PGA. Contents of the free + adsorbed water and bound water in some geochemical references determined in the present work were compared with the nominal values to confirm the precision. Each water content in aggregates collected from different quarries and cement pastes with different water-to-cement ratios were analyzed. A total water content in young concrete was evaluated on the basis of the analytical values.
Zheng, X.*; 加藤 優*; 上村 洋平*; 松村 大樹; 八木 一三*; 高橋 仁徳*; 野呂 真一郎*; 中村 貴義*
Inorganic Chemistry, 62(3), p.1257 - 1263, 2023/01
被引用回数：1 パーセンタイル：58.61(Chemistry, Inorganic & Nuclear)A glass-crystal composite (g-NCP/PCP), comprising a glassy nonporous coordination polymer (g-NCP) and a crystalline porous coordination polymer (PCP)/metal-organic framework, was synthesized by using a melt-quenched method. Compared to that of the PCP itself, g-NCP/PCP has an enhanced gas adsorption selectivity. The results should stimulate further studies of the chemistry of g-NCP/PCP glass-crystal composites.
Wei, D.*; Gong, W.; 都留 智仁; Lobzenko, I.; Li, X.*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Do, H.-S.*; Bae, J. W.*; Wagner, C.*; et al.
International Journal of Plasticity, 159, p.103443_1 - 103443_18, 2022/12
被引用回数：27 パーセンタイル：98.49(Engineering, Mechanical)Face-centered cubic single-phase high-entropy alloys (HEAs) containing multi-principal transition metals have attracted significant attention, exhibiting an unprecedented combination of strength and ductility owing to their low stacking fault energy (SFE) and large misfit parameter that creates severe local lattice distortion. Increasing both strength and ductility further is challenging. In the present study, we demonstrate via meticulous experiments that the CoCrFeNi HEA with the addition of the substitutional metalloid Si can retain a single-phase FCC structure while its yield strength (up to 65%), ultimate strength (up to 34%), and ductility (up to 15%) are simultaneously increased, owing to a synthetical effect of the enhanced solid solution strengthening and a reduced SFE. The dislocation behaviors and plastic deformation mechanisms were tuned by the addition of Si, which improves the strain hardening and tensile ductility. The present study provides new strategies for enhancing HEA performance by targeted metalloid additions.
片岡 龍峰*; 佐藤 達彦; 加藤 千尋*; 門倉 昭*; 小財 正義*; 三宅 晶子*; 村瀬 清華*; 吉田 理人*; 冨川 喜弘*; 宗像 一起*
Journal of Space Weather and Space Climate (Internet), 12, p.37_1 - 37_11, 2022/11
被引用回数：1 パーセンタイル：22.72(Astronomy & Astrophysics)2019
2020年の太陽活動極小期における銀河宇宙線の変動は、2次中性子及びミューオンで異なる傾向を示す。その違いの原因を明らかにするため、Echo State Network (ESN)と呼ばれる機械学習法を用いて、中性子モニタ及びミューオン検出器計数率から周辺環境による依存性を取り除く補正方法を構築した。その結果、周辺環境の影響を補正した後であっても、ミューオン検出器の計数率は2019年後半から減少し始め、その年の前半から減少し始めていた中性子モニタの計数率とは異なる傾向を示すことが確認できた。この結果は、太陽活動による宇宙線フラックスの変動が、そのリジディティに依存していることを示唆している。
加藤 正人; 町田 昌彦; 廣岡 瞬; 中道 晋哉; 生澤 佳久; 中村 博樹; 小林 恵太; 小澤 隆之; 前田 宏治; 佐々木 新治; et al.
Materials Science and Fuel Technologies of Uranium and Plutonium mixed Oxide, 171 Pages, 2022/10
プルトニウム燃料を使用した革新的で先進的な原子炉が各国で開発されている。新しい核燃料を開発するためには、照射試験が不可欠であり、核燃料の性能と安全性を実証する必要がある。照射試験を補完する技術として、照射挙動を正確にシミュレートする技術を開発できれば、核燃料の研究開発にかかるコスト,時間,労力を大幅に削減でき、核燃料の照射挙動をシミュレーションすることで、安全性と信頼性を大幅に向上させることができる。核燃料の性能を評価するためには、高温での燃料の物理的および化学的性質を知る必要がある。そして、照射中に発生するさまざまな現象を記述した行動モデルの開発が不可欠である。以前の研究開発では、モデル開発の多くの部分で、フィッティングパラメータを使用した経験的手法が使用されてきた。経験的手法では、データがない領域では非常に異なる結果が得られる可能性がある。したがって、この研究では、燃料の基本的な特性を組成と温度に外挿できる科学的記述モデルを構築し、モデルが適用される照射挙動分析コードの開発を行った。
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：6 パーセンタイル：84.97(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。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Akaev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
炉心崩壊事故(CDA)における溶融炉心物質の原子炉内保持(IVR)はナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるために最も重要である。IVRを確保するための主要な課題の一つは、溶融炉心物質を炉心領域から効率的に排出するための制御棒案内管(CRGT)の設計である。CRGTの設計の有効性はCDA解析によって評価されるが、この解析には試験研究と連携した計算機コードの開発が合理的である。そこで、EAGLE-3プロジェクトと呼ばれる共同研究において、CRGTを介した溶融炉心物質の流出挙動を課題の一つとして試験研究が進められてきた。本試験研究で得られた知見はSIMMERコードの開発に反映される。このプロジェクトでは、CRGTを通じた溶融炉心物質の流出挙動を把握するために、溶融アルミナを燃料模擬物質とした一連の炉外試験が行われた。本研究では、CRGT内の内部構造物が溶融炉心物質の流出挙動に与える影響を調べるため、内部構造物を有するダクトを溶融アルミナが流下する炉外試験のデータを分析した。さらに、SIMMERコードによる試験後の解析を行い、試験結果との比較を行った。
松下 肇希*; 小林 蓮*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 9 Pages, 2022/09
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故では、溶融炉心物質が制御棒案内管などの流路を通って炉心領域下の炉心入口プレナムに流れ込む。溶融炉心物質は、ナトリウム冷却材中で入口プレナムの水平板に衝突しながら冷却・固化されると見込まれる。しかし、水平構造物に衝突した溶融炉心物質の固化・冷却挙動は、これまで十分に研究されていなかった。これはナトリウム冷却高速炉の安全性向上の観点から解明が必要な重要な現象である。そこで、カザフスタン共和国国立原子力センターの実験施設において、模擬溶融炉心物質(アルミナ: AlO
)を水平構造物上のナトリウム冷却材中に放出する一連の実験が実施された。本研究では、高速炉安全性評価コードSIMMER-IIIを用いたナトリウム試験に関する解析を実施した。解析結果と実験データの比較により、解析手法の妥当性を確認した。また、ジェット衝突時の冷却・固化挙動を評価した。その結果、溶融炉心物質が水平板への衝突により破砕され、周辺部へ飛散することがわかった。さらに、模擬溶融炉心物質がナトリウムによって冷却され、その後、固化することを確認した。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
加藤 篤志; 山本 智彦; 安藤 将人; 近澤 佳隆; 村上 久友*; 大山 一弘*; 金子 文彰*; 日暮 浩一*; Chanteclair, F.*; Chenaud, M.-S.*; et al.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 8, p.11_1 - 11_10, 2022/06
本稿はナトリウム冷却炉のプラントシステムに採用する技術について、仏国のアストリッド炉等を基にして日仏の技術仕様共通化を検討し、共通プラントの構築に係る検討の成果をまとめている。特に地震条件の違いに対応した原子炉構造設計では、日本側で採用している高周波設計を日仏で共有し、適応を試みている。その他、蒸気発生器、崩壊熱除去システム、燃料取り扱いシステム、および格納容器の仕様共通化の検討を紹介する。
