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Cs occurring near the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant太田 雅和; 高原 省五; 吉村 和也; 長久保 梓; 廣内 淳; 林 奈穂; 阿部 智久; 舟木 泰智; 永井 晴康
Journal of Environmental Radioactivity, 264, p.107198_1 - 107198_15, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Environmental Sciences)福島第一原子力発電所(FDNPP)事故時に環境中に放出され、陸面に沈着した放射性核種について、大気中に再浮遊したCsの吸引は現在における主要な被ばく経路の一つである。再浮遊では、風による土壌粒子の巻き上げが主なメカニズムとされてきた。一方、FDNPP事故後の研究から、帰宅困難区域(DRZ)などの農村部においては、真菌類による胞子放出が大気中Cs濃度に影響を及ぼす可能性が示唆されてきた。本研究は、土壌粒子および真菌類胞子としてのCs再浮遊を計算するモデルを開発し、これをDRZ内に適用することで、これら再浮遊過程の大気中濃度への影響評価を試みた。モデル計算の結果から、土壌粒子の再浮遊は冬から春に観測された大気中Csの主要因となったものの、夏から秋に観測された高濃度を再現できないことが示された。真菌類からの胞子状Csの放出を考慮することで、この夏から秋の高濃度事象は概ねモデルで再現された。解析結果から、真菌類胞子へのCsの蓄積と、農村部に特徴づけられる高い胞子放出率が夏から秋の大気中Csに寄与している可能性が見出された。DRZ内には依然として未除染の森林が存在しているため、この真菌類胞子の大気中Csへの寄与は今後将来も継続する可能性がある。
大釜 和也; 原 俊治*; 太田 宏一*; 永沼 正行; 大木 繁夫; 飯塚 政利*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(6), p.735 - 747, 2022/06
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)A metal fuel fast reactor core for high efficiency minor actinide (MA) transmutation was designed by loading silicon carbide composite material (SiC/SiC) which can improve sodium cooled fast reactor (SFR) core safety characteristics such as sodium void reactivity worth and Doppler coefficient due to neutron moderation. Based on a 750 MWe metal fueled SFR core concept designed in a prior work, the reactor core loading fuel subassemblies with SiC/SiC wrapper tubes and moderator subassemblies was designed. To improve the reactor core safety characteristics efficiently, three layers of SiC/SiC moderator subassemblies were loaded in the core by replacing 108 out of 393 fuel subassemblies with the moderators. The reactor core with approximately 20 wt% MA-containing metal fuel satisfied all safety design criteria and achieved the MA transmutation amount as high as 420 kg/GWe-y which is twice as high as that of the axially heterogeneous core with inner blanket and upper sodium plenum, and two-thirds of that of the accelerator-driven system.
太田 宏一*; 大釜 和也; 山野 秀将
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.30 - 39, 2019/09
A detailed core-bowing analysis code, ARKAS_cellule, has been developed. The detailed shell model applied to ARKAS_cellule was verified with a conventional beam model for the IAEA benchmark problems. As a result, ARKAS_cellule was properly verified for the thermal bowing analysis of the core. In addition, it was confirmed that ARKAS_cellule simulates the change in duct stiffness with the contact conditions.
中田 弘太郎*; 長谷川 琢磨*; Solomon, D. K.*; 宮川 和也; 富岡 祐一*; 太田 朋子*; 松本 拓也*; 濱 克宏; 岩月 輝希; 小野 昌彦*; et al.
Applied Geochemistry, 104, p.60 - 70, 2019/05
被引用回数：9 パーセンタイル：38.79(Geochemistry & Geophysics)地下水に溶存している希ガス(He, Ne, Ar, Kr, Xe)は、地下水の起源や滞留時間、涵養温度などの推定に使われる。地下水に溶存しているガスを全て定量することが望ましいが、一方で、地下水の採取に伴う溶存ガスの脱ガスを避けることは難しい。本研究は、地下水の採取に伴う溶存希ガスの脱ガス挙動について調べ、その補正方法を提案するものである。地下施設及び深層ボーリングから地下水試料を採取し、原位置の圧力を維持した状態で採取した試料と、圧力を低下させて脱ガスさせた試料との比較を行った。その結果、溶存ガス圧が低い試料(約4.6気圧以下)については、大気圧下で脱ガスさせた場合、気液平衡が成り立つことが分かった。一方で、溶存ガス圧が高い試料(約32気圧)については、気液平衡が成り立たないことが分かった。気液平衡が成り立つ試料については、脱ガスの影響を補正することが可能であるが、気液平衡が成り立たない試料については、補正が困難であり、さらなる検討が必要である。
大釜 和也; 太田 宏一*; 大木 繁夫; 飯塚 政利*
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05
A neutronics design study for a mixed oxide (MOX) fuel Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) core partially loading highly concentrated Minor Actinide (MA) containing fuel was conducted. To analyze preferable loading positions of highly concentrated MA-containing metal fuel, the characteristics of heterogeneous MA loading cores were evaluated assuming the amount of MA loaded to heterogeneous cores were same as that of a reference homogeneous 3% MAcontaining MOX fuel core. The cores loading MA-containing metal fuel could meet the design limitation of the sodium void reactivity of the SFR except for the one loading MA-containing metal fuel in the core center region. Based on these results, the core design was modified to maximize amount of MA transmutation. The modified core loading 60 subassemblies of 16% MA-containing metal fuel in the outermost region could attain the largest amount of MA transmutation, which was larger by about 60% than that of the reference homogeneous MOX fuel core.
大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.
山本 剛史; 米川 出*; 太田 和也*; 細山 博己*; 橋本 慰登*; Wallander, A.*; Winter, A.*; 杉江 達夫; 草間 義紀; 河野 康則; et al.
Fusion Engineering and Design, 87(12), p.2016 - 2019, 2012/12
被引用回数：2 パーセンタイル：17.8(Nuclear Science & Technology)パルススケジューリングシステムは、ITERのプラズマ運転に必要なパラメータの設定及び管理・承認を行うためのシステムである。JT-60Uなどの運転経験をもとに、ITERのプラズマ運転に対する要求を分析し、必要な機能の設計を行った。ITERで要求される、パラメータの変更や再利用に柔軟に対応できるシステムを設計することができた。また、パラメータ間の合理性を検査する機能及び入力値を自動計算して設定する機能など、オペレーターを支援する機能を提案した。
瓜生 満; 塩谷 功; 寺田 修司; 小畑 益彦*; 古村 利幸*; 新田 康男*; 太田 和也*
PNC TJ1060 93-001, 260 Pages, 1992/04
民間建設会社が開発した地震構法は、平成4年現在、国内で60棟あまりの建物に適用されており、地震観測等により上部構造物への地震入力低減効果が確認されている。民間技術の有効性と限界を把握し、非常に厳しいクライテリアを要求される核燃料施設にこの免震構法を適用するための研究開発を、昭和63年度から平成3年度にかけて動燃事業団と清水建設(株)が共同で実施した。この研究では主に、高減衰積層ゴムと多重防護装置としての過大変形を抑制するためのハードニングストッパーを開発し、まず適切な免震構造縮小モデル(2t用免震装置4台使用)を設計・製作した。これを用いて基本的な動的特性及び地震時の特性を、振動台試験と地震観測等によって把握した。ハードニングストッパーは積層ゴムが許容変形限界を超える以前に作動しはじめ、変形が進むに従って剛性を増し、積層ゴムの破断や座屈を防止するものである。次に、相似則に基づき、20t用装置を500t用装置とみなした動的変形試験を実施し、その実用性に関する基礎的資料を得た。さらに、東海事業所おける地震観測と過去の被害地震、東海サイトの地盤特性等に基づき、免震構造用の限界地震動を策定した。これを、エルセントロ等の記録波とともに、大型核燃料施設の免震構造試設計で想定した建物に適用した結果、技術的に十分有効で成立性があるとの見通しを得た。
平塚 一; 川崎 幸三; 三代 康彦; 吉岡 祐二*; 太田 和也*; 清水 正亜; 近藤 育朗; 小野塚 正紀*; 下村 知義*; 岩本 収市*; et al.
Fusion Engineering and Design, 13, p.417 - 424, 1991/00
被引用回数：4 パーセンタイル：47.84(Nuclear Science & Technology)臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、プラズマに燃料を供給するために4発式ニューマチック方式のペレット入射装置を開発した。4ペレット入射装置の仕様は、ペレットキャリアサイズ
3.0mm
3.0mm2個、4.0mm4.0mm2個で、ペレット射出速度を1,900m/s以上、加速ガス圧力100barと定めた。性能試験の結果、水素ガスにおいて最大ペレット射出速度約2,300m/sを得た。これは、ニューマチック方式のペレット入射装置で従来得られた記録をしのぐものである。また、粒子補給率約60~65%のペレットを安定に生成する生成条件が確立された。本報告では、装置の設計、ペレット入射装置の運転及び性能試験についてまとめた。
関 正美; 池田 佳隆; 小西 一正*; 今井 剛; 高橋 春次; 横倉 賢治; 沢畠 正之; 菅沼 和明; 佐藤 稔; 藤城 賢司*; et al.
Fusion Technology 1990, p.1060 - 1064, 1991/00
高効率の電流駆動を目指して高周波特性のよいランチャを製作するためには、導波管の薄い「仕切り板」の変形を極力抑えられる製作技術の確立が重要であった。JT-60Uの新型マルチジャンクションLHRFランチャの製作にあたっては、拡散接合を応用した製作技術を開発しその有用性をプロトタイプにて確認するとともに実機に採用した。製作されたランチャを使って高周波の性能試験を行い、位相量とパワー分配比が測定されその誤差は高帯域の周波数にわたって許容範囲内にあり、ほぼ設計値の放射スペクトルが期待され実験条件に合わせて最適のスペクトルが選択できる。大電力の高周波パワーを真空容器内に入射することによって耐電力試験を行いながら同時にランチャーのプリエーシングを順調に進め、単パルスながら入射パワーが一導波管当り~400kWまでに達した。このパワーは、実機の最大運用値の約1.6倍にもなり、電流駆動実験等において安定に大電力のパワーを入射できると期待できる。JT-60Uの高温度プラズマにて本ランチャによる電流駆動実験により、定常化トカマクへのデータベースが得られると思われる。
平塚 一; 三代 康彦; 川崎 幸三; 吉岡 祐二*; 太田 和也*
KEK-Internal-89-7, p.301 - 304, 1989/08
JT-60では、プラズマ中心密度の向上を図る目的で高速度で水素同位体を射出するペレット入射装置を設置した。本装置は、水素を液体ヘリウムにより冷却してペレットを生成し、高圧ガスにより射出する。ペレットサイズは、従来装置に比べて大型であるため、従来の生成条件では粒子補給率が高まらない。そのため、生成条件の最適化を図った。その結果、生成開始温度、生成時間、生成圧力等に影響されることが確認できた。最適化後の粒子補給率は平均65%で、従来装置に比較すると2倍以上となる。ペレット速度は、加速ガス50kgf/cm
Gで約1.4km/sである。また、本装置は、加速ガス100kgf/cmGで大型ペレットサイズの改良が行われ、粒子補給率50~70%の安定した生成条件が得られた。ペレット速度も最高約2.3km/sとガス銃方式の装置としては最高である。本報告では、最適化ペレット生成と射出特性について報告する。
平塚 一; 川崎 幸三; 三代 康彦; 吉岡 祐二*; 太田 和也*; 清水 正亜
JAERI-M 89-081, 32 Pages, 1989/06
ペレット入射速度を1.9km/s(目標)にするために、既設ペレット入射装置の改良を行った。改良にあたって新たに生成槽、高速射出弁及び配管の一部を製作した。ペレット射出速度に関しては、高速射出弁の動作時間を短縮(開閉動作速度の向上)し、加速ガス圧力を50kgf/cmから100kgf/cmに上昇させることでペレット射出速度向上を実現した。新たに製作した生成槽では、ペレットサイズ3.0mm3.0mmLと4.0mm4.0mmLのペレットをそれぞれ2個ずつ生成し、独立に射出することが可能である。性能試験の結果、最大ペレット射出速度約2.3km/sを得た。これは、ガス統方式(ニューマチック方式)のペレット入射装置(ガス圧力の一段加速の場合)で、従来得られた記録をしのぐものである。また、粒子補給率約60~65%のペレットを安定に生成する生成条件が確立された。
平塚 一; 川崎 幸三; 高津 英幸; 三代 康彦; 吉岡 祐二*; 太田 和也*; 清水 正亜; 小野塚 正紀*; 内川 高志*; 岩本 収市*; et al.
Fusion Technology 1988, p.729 - 732, 1989/00
空気銃式4ショットペレットインジェクタの加速ガス提供給用高速電磁弁の開発をおこなった。加速ガス50barrでペレットサイズ2.7mm
2.7mm、3.8mm3.8mmのペレットを1.3km/s以上まで加速できた。得られた試験結果について報告する。
平塚 一; 川崎 幸三; 高津 英幸; 三代 康彦; 吉岡 祐二*; 太田 和也*; 清水 正亜
JAERI-M 88-214, 44 Pages, 1988/10
本装置は、水素ガスを液体ヘリウムにより固体状のアイスペレットに変えて高圧水素ガスによってプラズマ中に射出するものである。本装置は、ペレット生成射出部、排気系、測定系、制御装置及び架台等から構成され、JT-60実験シーケンスに従って運転される。本報告では、JT-60ペレット入射装置の概要及び特性試験(プラズマ入射を除く)等の結果について記述する。
小原 建治郎; 川崎 幸三; 平塚 一; 黒田 猛*; 太田 和也*; 三代 康彦; 大久保 実; 太田 充
JAERI-M 88-117, 77 Pages, 1988/07
1987年2月に完成したJT-60用その場コーティング装置は、JT-60第1壁上の損耗した炭化チタン膜を、その場、即ちJT-60真空容器内で補修することも主目的とする他、チタンフラッシュ機能、及び観察機能をあわせ持つ。装置は、4軸を有するマニプレータを主体に構成され、高温(~300
C)、高真空(~10
Pa)下で運転される。真空中で物体を駆動する例は、半導体製造工程や、宇宙用機器にも見られるが、その場装置のように、高温、高真空下で駆動する例は他では見られない。本報告では、装置の概要について述べるとともに、本装置を使用して実施したチタンフラッシュの結果についても簡単に述べる。
平塚 一; 川崎 幸三; 三代 康彦; 黒田 猛*; 太田 和也*; 清水 正亜; 浅原 政治*; 小西 一正*
JAERI-M 88-009, 26 Pages, 1988/02
JT-60では、バイモルフ型圧電素子弁(PEV)が使用されている。PEVは、素子やシートゴムの経年変化によるシートリーク、ガス注入量の増減等の欠点がある。そのため、定期的に流量較正試験をおこなう必要がある。そこで、シートリークの発生防止、注入量精度の向上、流量較正試験の時短等を目的として発生力の大きい積層型圧電素子を用いたリフトタイプと、てこタイプの積層型圧電素子弁を開発した。
川崎 幸三; 平塚 一; 三代 康彦; 黒田 猛*; 太田 和也*; 前野 勝樹; 大久保 実
JAERI-M 87-183, 16 Pages, 1987/11
メタングロー放電装置は、放電ガスにメタンと水素の混合ガスを用いたグロー放電によって発表面のカーボナイゼーション及びグラファイト表面の洗浄を目的に昭和62年1月その建設を行なったものである。
山本 剛史; 波多江 仰紀; 谷塚 英一; 杉江 達夫; 小川 宏明; 竹内 正樹; 北澤 真一; 太田 和也*; 橋本 慰登*; 中村 来*; et al.
no journal, ,
原子力機構は、ITER計画において、周辺トムソン散乱計測装置、ダイバータ不純物モニター及びIRサーモグラフィ装置の詳細設計を進めている。各計測装置の運転及び機能分析を行い、検出器や計測に必要なレーザーなどの周辺機器をトカマクの放電シーケンスに従って動作させる統括制御システムを設計している。計測装置の運転シーケンス管理と進行監視を容易に行えるように、ITERで採用された制御ライブラリであるEPICS(Experimental Physics and Industrial Control System)のレコードを用いて個々の制御プログラムの起動と終了を管理する機能を新たに開発した。また、インターロック信号の定義データから、EPICSレコードのソースコードを自動生成する機能を設計した結果、ロバストな制御システムを効率的に開発できる見込みを得た。
山本 剛史; 谷塚 英一; 波多江 仰紀; 太田 和也*; 橋本 慰登*; 中村 来*; 杉江 達夫*; 竹内 正樹; 北澤 真一; 小川 宏明; et al.
no journal, ,
原子力機構は、ITER計画において、周辺トムソン散乱計測装置の詳細設計を進めている。同計測装置では高出力のレーザーを用いるため、ハードウェア論理回路を基にしたインターロック機能により、異常発生時にはレーザー装置を緊急停止する必要がある。一方、制御プログラムには、機器の異常を未然に防止するための機器保護処理が組み込まれる。従来、機器保護処理はハードウェア設計を分析し、作成されてきた。そのため、ソフトウェア開発者のハードウェア設計に対する解釈の誤りが、プログラムの不具合の要因の一つとなっていた。その問題を解決するために、インターロック論理図から制御プログラムの雛型を情報技術を用いて自動生成する処理を考案した。また、同自動生成処理の応用として、装置の系統図から様々な情報を生成することを発案した。具体的な応用例として、HAZOP(hazard and operability study)と呼ばれるリスク解析法で用いられる潜在リスクを予め定めた単語(ガイドワード)と、系統図の情報を組み合わせることで、リスク項目を自動生成することを新たに提案する。リスク項目の自動生成により、従来よりもリスクの見落としが減少することが期待できる。
大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*
no journal, ,
金属燃料照射挙動を炉心核設計に反映し、中型金属燃料炉心を再評価した結果、Naボイド反応度が従来よりも増加したため、炉心・燃料の再設計を行った。燃料インベントリを保存しつつ、燃料ピンを太径化することで、冷却材体積比および炉心高さを低減し、Naボイド反応度を改善した炉心を構築した。
