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大川 侑久*; 増田 卓也*; 上原 広充*; 松村 大樹; 田村 和久; 西畑 保雄; 魚崎 浩平*
RSC Advances (Internet), 3(35), p.15094 - 15101, 2013/09
被引用回数：9 パーセンタイル：35.48(Chemistry, Multidisciplinary)PtRu alloy, prepared by pyrolysis of hetero bi-nuclear PtRu complexes, showed a higher electrocatalytic activity and durability in the methanol oxidation reaction than PtRu alloy prepared by pyrolysis. The origin of this activity enhancement was investigated by XPS and Ru K edge XAFS measurements. Although both alloys were composed of metallic Pt and Ru oxide, the Ru oxide in the PtRu alloy prepared from the PtRu complex had greater oxygen deficiency than that in the PtRu alloy. XAFS measurements showed that the RuO distance of the former was longer than that of the latter, suggesting the presence of the weakly coordinated oxygen species, water, in the PtRu alloy prepared from the PtRu complex. The water coordinated to Ru can become an active oxidant, surface RuOH, under electrochemical conditions and enhance MOR activity and durability.
鈴木 武; 中野 正弘; 大川 浩; 照沼 章弘; 岸本 克己; 矢野 政昭
JAERI-Tech 2005-018, 84 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-018.pdf:27.52MB
JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止した。その後、平成9年5月に原子炉の解体届を科学技術庁に提出し、解体工事を開始した。JRR-2の解体工事は、4段階に分けて実施することになっており、平成9年度から平成15年度までに、第1段階から第3段階までの工事をトラブルもなく終了した。第4段階においては、原子炉本体を一括撤去した後、残存する原子炉建屋等を有効利用する計画である。当初の計画では、第4段階は、平成16年度から開始し、平成19年度に終了する予定であったが、第4段階で発生する放射性廃棄物を低減するため、解体計画の見直しを行い、第4段階の工事に着手するまでの間、原子炉本体を安全に貯蔵することとした。本報告書は、第3段階後半について、解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等について報告するものであり、既刊の「JRR-2の解体,1」の続編である。
中野 正弘; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭
デコミッショニング技報, (30), p.11 - 24, 2004/09
JRR-2は熱出力10MW,重水減速・冷却,タンクタイプの研究炉として約36年間運転され1996年12月に永久停止された。その後、1997年原子炉解体届を科学技術庁に提出し、解体工事を開始した。JRR-2の解体は、4段階に分け行われ、第1段階,第2段階はトラブルもなくすでに終了しており、さらに第3段階の解体工事についても、計画どおり2004年2月に終了した。第1段階から第3段階までの解体工事における放射線業務従事者の被ばくは予測よりも充分少なく管理することができた。原子炉本体は第4段階において一括撤去工法により解体し、残存する原子炉建屋は、実験設備等他の施設に有効利用する計画である。当初の解体計画では、第4段階は2004年に開始し、2007年終了する予定であったが、第4段階で発生する放射性廃棄物を低減するため、計画の見直しを行い、解体届の変更届を提出して、第4段階開始までの間原子炉本体を安全に貯蔵することとした。
前田 誠一郎; 高下 浩文; 大川 剛; 樋口 真史*; 安部 智之
JNC TN8400 2003-019, 185 Pages, 2003/08
JNC-TN8400-2003-019.pdf:11.78MB
技術開発が最も進み、燃料サイクルにおいてプルサーマルと共通した技術基盤を有する燃料オプションであるMOX燃料を前提とし、早期に実現可能なFBR実用化段階炉心・燃料候補として"太径中空燃料を用いた内部増殖炉心"の検討を進めている。本概念では、太径燃料を用いて燃料体積率を高めることにより、炉心燃料部でのプルトニウム増殖(内部増殖)を可能にし、ブランケット装荷量を最小限まで低減することで、燃料サイクルに循環する物量を大幅に低減し、経済性を向上させている。本検討では、実用化戦略調査研究におけるプラント設計等との取り合い条件を可能なかぎり満足させた3500MWth級の大型炉心に対して設計検討を行い、内部増殖炉心概念の特徴を把握した。被覆管材にODS鋼の使用を想定し、最大高速中性子照射量として約5
10
n/cm
を条件として、ブランケットをも含む全炉心での取出平均燃焼度が約130GWd/t(炉心部のみ;約150GWd/t)と大幅な高燃焼度化が達成できることが示された。また、内部増殖炉心では燃焼に伴う反応度変化が小さく、容易に長期運転が可能であると共に空間的、時間的に出力分布が安定していることから冷却特性上も有利であることが確認された。ここで、中性子経済を向上するために比較的高い炉心高さを指向したことに対応して、Naプレナム等のNaボイド反応度低減方策について検討を行った。さらに、導入シナリオの多様性を考慮して、燃焼度を低下させて、増殖性能を追求した炉心像の可能性についても検討した。なお、高燃料体積率、低比出力等の従来概念を超える特徴を有する本炉心概念に対して、炉心崩壊事故のような過酷な条件下での挙動についての知見が十分ではなく、今後、事象進展を把握した上で設計に反映する必要があるものと考えられる。
中野 正弘; 有金 賢次; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭; 桜庭 直敏; 大場 永光
JAERI-Tech 2003-072, 92 Pages, 2003/08
JAERI-Tech-2003-072.pdf:6.99MB
JRR-2の解体計画及び第3段階前半までの解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等についてまとめた。JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止し、平成9年5月原子炉の解体届を提出した。解体工事は、平成9年度から平成19年度までの11年間を4段階に分けて実施し、第4段階で原子体を一括撤去した後残存する原子炉建屋等を有効利用する計画で、平成9年8月工事を開始した。第1段階の原子炉の機能停止措置等は平成10年3月に、第2段階の原子炉冷却系統施設の系統隔離及び原子炉本体の密閉等は平成12年2月に、第3段階前半のトリチウム等の除染試験等は平成14年3月にそれぞれ計画どおり終了した。現在、平成15年度末終了の計画で、第3段階後半の原子炉冷却系統施設等の撤去工事を実施している。
小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 古谷 一幸; 田口 浩*; 多田 栄介; 柴沼 清; 小泉 興一; 大川 慶直; 森田 洋右; et al.
JAERI-Tech 96-011, 111 Pages, 1996/03
核融合実験炉の炉内遠隔保守システムは、高ガンマ線照射下(平均310
R/h)で使用される。このため遠隔保守システムを構成する多くの機器、部屋には、従来の原子力機器、部屋の持つ耐久性を大きく超えた強度(10MGy照射、100MGyを目標)が要求され、新たな耐放射線性機器、部屋の開発が求められている。本試験では、高崎研のガンマ線照射施設を利用し、平均110R/hの線量率下で10MGy照射の照射試験を実施した。その結果、新規に開発したモータやペリスコープ、高温下(250
C)で照射した電気絶縁材料としてのポリイミドに10MGy照射の耐久性が確認された。
圷 陽一; 大川 慶直; 鈴木 偉之; 下田 郁夫*; 池永 雅良*; 佐々木 浩介*; 鈴木 道明*
日本建築学会大会学術講演梗概集, 0, p.1147 - 1148, 1996/00
国際熱核融合実験炉建家に免震装置を適用すべく、建家3次元免震装置(1000ton支承)の開発を進めている。本装置は、上下免震要素として金属風船(ここでは、ベローズタイプを採用)、水平免震要素として鉛入り積層ゴムから構成される。ベローズタイプ金属風船は、LNGタンク施設等において大口径・高圧力条件下で使用実績のある補強リング付きのステンレス製5層のベローズで、異常漏洩に備えて二重にしてある。水平・上下の2軸方向で静的・動的装荷試験を行い、十分な免震特性を1/5縮小モデル試験体により確認できたので報告する。
大川 慶直; 圷 陽一; 鈴木 偉之; 下田 郁夫*; 池永 雅良*; 佐々木 浩介*; 鈴木 道明*
日本建築学会大会学術講演梗概集, 0, p.1047 - 1048, 1995/00
現在、日本原子力研究所では、核融合実験炉に適用すべく三次元免震装置の研究開発を実施している。その開発の目標として、水平振動を従来の積層ゴムによる二次元免震装置に負担させ、空気バネを利用した、金属風船に垂直振動を負担させたコンビネーションタイプを提唱し開発に当たっている。今回は核融合装置における、免震装置の有用性についてと、垂直振動を負担させる空気バネ方式の概要とその方式の一案であるベローズタイプの縮小モデルの初期的実験の報告を行うものである。
小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 古谷 一幸; 田口 浩*; 多田 栄介; 柴沼 清; 大川 慶直; 森田 洋右; 横尾 典子*; et al.
JAERI-Tech 94-003, 73 Pages, 1994/08
【本報告書は、諸般の事情により、全文ファイルの公開を取りやめています。】最大10
R/hと推定される、放射化された核融合実験炉の炉内機器の組立/保守作業は、すべて遠隔操作装置を用いて行われる。従って、遠隔装置を構成する各種機器、部品の耐放射線性の向上は、核融合実験炉用遠隔保守システム開発の主要な課題である。炉構造研では、高崎研のガンマ線照射施設を利用して、遠隔操作装置の主要構成機器であるACサーボモータ、ペリスコープ、潤滑剤、各種センサ、電線他について、~10R/hの照射線量率下で10
rad以上の照射試験を実施するとともに、それら機器の耐放射線性の開発を進めている。本作業はITER工学R&Dの一環として行われたもので、本報告は、その途中経過についてまとめたものである。
圷 陽一; 大川 慶直; 鈴木 偉之; 佐々木 浩介*; 池永 雅良*; 下田 郁夫*
日本建築学会大会学術講演梗概集, 0, p.1727 - 1728, 1994/00
本研究は、核融合実験炉建家の免震装置の支持機能をモニタリングするシステム開発を目的としたものである。筆者らは、ゴムの力学性能をその劣化は、ゴム内部構造の性質とその変化によるものであり、さらにこのゴム内部構造の性質とその変化は、ゴムの電気的特性として表わせるのではないか、との仮定のもとに、積層ゴムの電気的モニタリングの研究開発を進めている。本報告は、免震ゴムの引張り試験と、小型積層ゴムの圧縮、せん断試験における応力・変形と電気的特性(インピーダンス)の概略の関係から、支持機能モニタリングの可能性を見い出したことの報告である。
大川 慶直; 圷 陽一; 鈴木 偉之; 佐藤 瓊介*; 下田 邦夫*; 池永 雅良*; 佐々木 浩介*
日本建築学会大会学術講演梗概集, 0, p.1725 - 1726, 1994/00
国際協力の下に現在建設計画が進められているITER炉は炉心重量約25000tonが想定され全システムはかなりの規模になると予想される。この建設計画を日本に誘致する事も含めて検討、建家3次元免震装置開発の基礎的実験を行ったので報告する。本装置は従来の2次元免震(水平免震)に加え垂直方向の免震を考慮した3次元免震装置で、日本原子力研究所が特許を保持している。通称金属風船を利用したもので、ある種の金属を超塑性加工して製作したもので従来にない概念を導入したものである。今回、小規模の駆動実験をおこない、今後の研究開発により実現の可能性を見出した。
吉田 浩; 成瀬 日出夫; 大川 慶直; 浅原 政治*; 横川 伸久*; 胤森 望*; 堀切 仁*
JAERI-M 93-136, 117 Pages, 1993/07
核融合実験炉の運転、保守、交換に伴って大量の液体及び固体廃棄物が発生する。本報告書ではITER/CDAの設計条件を想定し、各種放射性廃棄物処理設備の構成、主要機器及び専用建家等について概念設計を行った。主な項目を以下に列挙する。(1)原子力発電所における低レベル放射性廃棄物処理法、(2)実験炉1次冷却水トリチウム低減化設備、(3)炉建家トリチウム安全設備で発生するトリチウム廃液の濃縮・減容設備、(4)低レベル固体廃棄物処理設備、(5)高レベル固体廃棄物移送設備、(6)放射性固体廃棄物貯蔵設備、上記設備はいずれも大規模となることから、実験炉工学設計段階においては廃棄物発生量の低減化を目指した炉心及び建家設計が重要となることが定量的に把握された。
吉田 浩; 成瀬 日出夫; 大川 慶直; 胤森 望*; 堀切 仁*
JAERI-M 93-107, 112 Pages, 1993/05
本設計検討は、ITER(CDA)/FERのトリチウムプラント概念設計の一環として実施したものである。検討対象建家としてはレイアウトが比較的明らかになっているFER建家を用いた。報告書の内容は以下の通りである。(1)従事者、一般公衆のひばく防護に関する各種法令の比較検討、(2)再処理施設、PWRにおけるゾーン区分の調査、(3)原子力施設における建家気密度の調査、(4)核融合実験炉建家におけるゾーン区分(案)、(5)雰囲気トリチウム浄化設備(通常時、分解修理時、事故時用)の系統設計、機器設計、配置設計、(6)大量トリチウム放出事故時の所要換気風量と運転時間、(7)雰囲気トリチウム浄化設備からのトリチウム廃液発生量、廃液濃度推定、(8)トリチウム廃液の減容濃縮設備規模検討。
片桐 政樹; 岸本 牧; 伊藤 博邦; 吉田 広; 福島 征夫; 大川 浩; 猿田 徹
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 327, p.463 - 468, 1993/00
被引用回数：3 パーセンタイル：43.06(Instruments & Instrumentation)3核種の希ガスFP核種をそれぞれ分離しその放射能濃度を定量可能なワイヤ・プレシピテータを開発した。本プレシピテータは希ガスFPの娘核種の放出する連続ベータ線が異なったエネルギー分布を持つことを利用している。評価試験の結果、
Kr,
Krおよび
Xeの3つの核種の間に50倍の放射能濃度差があった場合でもそれぞれの放射能濃度を約20%以下の誤差で測定できることを確認した。また、検出感度はプレシピテーション時間を90秒とした場合、2Bq/cm
であった。本プレシピテータを用いることによって、高温ガス炉の燃料破損検出感度及びその測定精度の向上を図ることができた。また、本プレシピテータはその高感度及び高速応答性を利用して被覆粒子燃料を含めた核燃料の照射試験にも適用可能である。
片桐 政樹; 岸本 牧; 伊藤 博邦; 福島 征夫; 大川 浩; 吉田 広; 猿田 徹; 飛田 勉
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(10), p.957 - 965, 1992/10
高温ガス炉から放出される希ガスFPの検出器としてワイヤプレシピテータを用いたリアルタイムで高感度な燃料破損検出法を開発した。正常燃料と燃料破損状態とを区別するプレシピテータ弁別計数を原子炉運転条件(原子炉出力、燃料温度等)に対応してリアルタイムで変化させ微小な燃料破損(510
以下のR/B)の検出を可能とした。弁別計数は診断方程式によって求めたバックグラウンド計数に許容誤差を加えることによって求めた。診断方程式は希ガスFPの放出量を予測する状態方程式、一次冷却系内の希ガスFP量を計算するガス循環方程式及びプレシピテータの検出効率を求める応答方程式から構成した。本検出方法をJMTRのガススイープキャプセル及びOGL-1を用いた照射実験によって評価した。この結果、診断方程式を用いてリアルタイムでバックグラウンド計数を20%の誤差で推定できた。
柴沼 清; 本多 力*; 金森 直和*; 寺門 拓也*; 大川 慶直; 細渕 英夫*; 多田 栄介; 小泉 興一; 松岡 不織*; 西尾 敏; et al.
JAERI-M 91-080, 357 Pages, 1991/06
国際熱核融合(ITER)の概念設計は1988年に始まり、1990年12月を以て3年間に渡る共同設計活動を終了した。特別チームは主に炉構造、組立保守、炉建屋、プラントを担当した。この報告書は、ITERの概念設計の内、炉構造、遠隔保守及び炉建屋に対する日本のコントリビューションをまとめたものである。炉構造では溥肉真空容器構造設計、電磁気解析、ブランケット固定概念、クライオスタット構造、ポート及び周辺機器配置及びサービスラインレイアウト、遠隔保守では全体保守概念、炉内ハンドリング装置、炉外ハンドリング装置の設計解析及び関連したR&Dによる設計への反映、炉建屋は機器配置および保守時の物流を考慮した設計とその解析である。
吉田 浩; 榎枝 幹男; 小原 敦*; 田中 茂; 大川 慶直; 長倉 正昭*; 内藤 大靖*; 長島 一寛*
JAERI-M 90-233, 38 Pages, 1991/01
国際熱核融合実験炉(ITER)の燃料系概念設計において、日本はトリチウムにかかわる全てのサブシスを考慮した総合設計を行った。ITERでは以下のサブシステムが必要とされる:燃料供給系(ガスパフ系,ペレット入射系)、トーラス排気系、プラズマ排ガス精製系、水素同位体分離系、NBI及びRFまわりのトリチウム系、ブランケット系、一次冷却水処理系、安全系、廃液処理系。水素同位体分離系は、これらの系統から回収されるトリチウムを分離、濃縮し、プラズマ条件を満足する燃料ガスとする役目を持つものである。本報は、日本が提案した水素同位体分離システムに関するパラメータ解析及び設計の結果をまとめたものである。
寺田 博海; 若山 直昭; 大川 浩; 大津 洋; 吉田 広
IEEE Transactions on Nuclear Science, NS-32, p.1209 - 1213, 1985/00
多目的高温ガス炉燃料破損検出法の開発のために、燃料破損検出法開発試験装置を製作し、JMTRガススィープキャプセル照射装置に接続してその性能を調べた。その結果、高温ガス炉燃料破損検出法の指標となる短半減期希ガスFP核種(Kr-89,Kr-90等)の選択的検出に見通しを得た。また、被覆粒子燃料が健全な状態におけるFP放出挙動を状態方程式として決定する実験も実施した。
吉田 広; 寺田 博海; 大川 浩; 大津 洋
JAERI-M 84-108, 38 Pages, 1984/06
多目的高温ガス炉の破損燃料検出法開発の一環としてJMTRに設置されたガススイープキャプセル中で試験用の破覆粒子燃料を照射し、試料部を通過したスイープガスのヘリウムをサンプリングし、ワイヤ型プレシピテータによりその中の核分裂生成各種を捕獲し、ワイヤの計数値の減衰曲線を複数の核種の減衰を表す式に最小自乗法であてはめを行うことにより、
Rb、Rb、
Rc,
Cs等の短半減期核種を固定し、相対量を求めた。本報告はこのデータ解析のために作成・使用した線形最小自乗法の計算プログラムと、その計算式、及び比較のため使用した非線形最小自乗法による計算プログラムを使用した結果について述べる。また両者の計算プログラムをテストした結果、求めるべき未知量の絶対値がある限度以下の時には正常な結果が得られないことが確かめられた。
軽部 浩二; 会田 剛; 大川 敏克
no journal, ,
施設定期検査中の高速実験炉「常陽」は、東北太平洋沖地震により受電所が被災し、外部電源喪失が発生した。直ちに非常用ディーゼル発電機(以下D/G)が2台自動起動し、非常系電源が給電された。受電所が仮復旧するまでの8日間はD/Gによる給電を継続し、この間D/Gの燃料と冷却水確保の緊急措置を行い、過去に例のない長期的な負荷連続運転を経験した。本件は「常陽」のプラント状態変化やD/G運転継続のための燃料,冷却水確保等の対応について報告する。地震発生後、1次系2次系の主要な機器は、正常に機能したことから、プラントを安定した状態に維持することができた。D/Gの燃料は、負荷抑制による燃料消費量の削減を図るとともに、商社,関連施設,地元業者の協力によりD/Gの長期運転を賄える燃料を確保することができた。また冷却水については自衛消防隊の協力により、防火水槽等の貯留水を利用することで必要な量を確保することができた。これら一連のプラント対応経験から、巨大地震発生と長期停電時に対する今後の課題を抽出することができた。
