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Cs discharge from a forested catchment佐久間 一幸; 林 誠二*; 吉村 和也; 操上 広志; Malins, A.; 舟木 泰智; 辻 英樹*; 小林 嵩丸*; 北村 哲浩; 飯島 和毅
Water Resources Research, 58(8), p.e2021WR031181_1 - e2021WR031181_16, 2022/08
被引用回数：2 パーセンタイル：39.28(Environmental Sciences)We developed a watershed-geochemical model for simulating dissolved and particulate Cs discharges from a forest catchment in the upstream of the Ohta River. We connected a forest ecosystem compartment model to the 3-D watershed model GETFLOWS (GEneral-purpose Terrestrial Fluid-flow Simulator) to describe the dynamics of Cs between the forest ecosystem and the river system. The compartment model included sites for non-leachable and leachable Cs in the organic layer. The latter sites could model how stocks of leachable Cs increase with ambient temperature and consequently the rate of decomposition of organic matter. The simulation results for dissolved Cs concentrations in river water for the period 1 January 2014 to 31 December 2015 were in good agreement with measurements from the catchment. The simulations reproduced the dissolved Cs concentration peaks that occurred during three typhoon events and the seasonal variations under base flow conditions. The results support theories which suggest leaching from the organic layer in forests is a primary factor affecting dissolved Cs concentrations in river water under base and storm flow conditions.
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。
若井 隆純; 小林 澄男; 加藤 章一; 安藤 勝訓; 高正 英樹*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
異材溶接継手構造モデルに対する熱疲労試験について述べる。JSFR設計においては、IHXとSGにフェライト-オーステナイト異材溶接継手が発生する。JSFRの機器では、クリープ疲労が最も重要な破損様式であるが、異材溶接技手に対するクリープ疲労強度評価法は確立されていない。評価法を開発し検証するためには、構造物試験が必要である。そこで、周方向に改良9Cr-1Mo鋼-SUS304の異材溶接継手を有する厚肉円筒に対する熱疲労試験を行った。これらの鋼種の熱膨張係数は大きく異なることから、中間にNi基合金がバタリング溶接された。試験後の解体検査で、SUS304側熱影響部と改良9Cr-1Mo鋼側熱影響部に深いき裂が観察された。SUS304母材表面には亀甲状のき裂が多数見られた。有限要素解析に基づく疲労損傷評価の結果、最大の疲労損傷はSUS304側熱影響部に発生すると評価された。また、SUS304母材部の疲労損傷も大きく評価された。これらの評価結果は、実験結果とよく一致する。しかし、改良9Cr-1Mo鋼側熱影響は、比較的小さい疲労損傷と評価されたにもかかわらず、深いき裂が観察された。この原因を究明するため、数値解析と金属組織観察を実施した。
小野 綾子; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(1), p.16-00217_1 - 16-00217_15, 2017/02
次世代型ナトリウム炉では、炉容器コンパクト化や建設コスト削減のため、主冷系が2ループになることや曲がりの強いショートエルボが配管の一部に採用される設計である。この場合、ホットレグ配管の直径は約1.27mとなり、その中を9m/sでナトリウムが流れる設計となる。このとき、レイノルズ数は4.7
10
に到達する。このような状況下では、ショートエルボ部で発生する圧力変動が加振力となる流力振動の発生が考えられる。本論文では、ショートエルボ内の非定常流動挙動に配管の入口条件が与える影響について研究された。実験では、バッフル板を用いて、エルボの上流の流動条件を設定した。粒子画像計測法により取得した速度ベクトル図より、入口条件は周囲二次流れに影響を与えることや、低周波数の乱れ成分はエルボの下流まで残存することを明らかにした。
小林 順; 江連 俊樹; 田中 正暁; 上出 英樹
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2016/11
原子力機構は先進的なナトリウム冷却大型高速炉(SFR)の設計研究を実施してきた。燃料集合体からの高温のナトリウムは、制御棒チャンネルからの低温のナトリウムとUIS下部において混合する。炉心出口における流体の混合による温度変動はUIS下部における高サイクル熱疲労の原因となる。原子力機構はSFRのUIS下部における有意な温度変動に対する対策について水流動試験を実施してきた。一方、確実な炉停止のために自己作動型炉停止機構(SASS)が後備炉停止系制御棒に設置されている。後備系制御棒案内管にはSASSの信頼性向上のためにフローコレクタと呼ばれる流れの案内構造を有している。フローコレクタはUIS下部における温度変動に影響を与える可能性がある。本研究は、後備系チャンネル周辺の温度変動にフローコクレタが与える影響について調査したものである。
小野 綾子; 上出 英樹; 小林 順; 堂田 哲広; 渡辺 収*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1385 - 1396, 2016/09
被引用回数：11 パーセンタイル：71.62(Nuclear Science & Technology)自然循環方式崩壊熱除去系は全電源喪失時の高速炉における受動的安全性として重要である。日本で設計がすすめられているループ型高速炉の崩壊熱除去系は、DRACSおよびPRACSより構成される。自然循環状態のプラント内熱流動現象を把握することは信頼性の高い完全自然循環方式崩壊熱除去系を開発するために必要である。本研究では、プラントにおける自然循環を考慮した熱流動現象を理解するためにプラント過渡応答試験施設を用いたナトリウム試験を実施した。スクラム過渡を模擬したナトリウム試験はPRACSが自然循環条件でスムーズに起動すること、スクラム後に模擬炉心が安定に冷却されることを示した。さらに、ループの圧力損失係数を変化させた実験からは外乱事象に対するPRACSのロバスト性を示した。
生田 正文*; 丹羽 正和; 檀原 徹*; 山下 透*; 丸山 誠史*; 鎌滝 孝信*; 小林 哲夫*; 黒澤 英樹*; 國分 陽子; 平田 岳史*
地質学雑誌, 122(3), p.89 - 107, 2016/03
既往文献の火山ガラス屈折率データからは識別が困難であった桜島の歴史時代の噴火(文明,安永,大正)軽石について、本研究では火山ガラスの水和部と未水和部とを区別して屈折率測定を行い、斜方輝石の屈折率も含めてそれぞれの軽石に違いがあることを見出した。一方、宮崎平野南部で掘削したコアに含まれる軽石濃集層に対して鉱物組成分析、火山ガラスの形態分類や屈折率測定、斜方輝石の屈折率測定、火山ガラスの主成分・微量元素同時分析、および炭質物の放射性炭素年代測定を行い、本研究による桜島歴史噴火軽石の分析と比較した結果、軽石濃集層は桜島文明テフラに対比されることが判明した。桜島文明テフラは、軽石の状態で宮崎平野南部まで到達していた可能性が高い。本研究における軽石濃集層の給源の同定結果は、宮崎平野における地震イベント堆積物の年代決定において重要な示準となりうる。
小林 順; 田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之; 上出 英樹
Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.6664 - 6677, 2015/08
数値シミュレーションは、ナトリウム冷却高速炉の物理現象分析とプラント設計研究において必須のツールと認識されている。数値シミュレーションを使用したプラント設計業務において得られる計算結果の信用性を向上させるため、検証と実証(V&V)の過程は非常に重要であると認識されている。本研究では、原子力機構にて実施された平行平板3噴流の混合現象を、SFR開発におけるサーマルストライピング研究分野のコード検証のためのベンチマーク問題として提案する。
冨田 雅典*; 松本 英樹*; 舟山 知夫; 横田 裕一郎; 大塚 健介*; 前田 宗利*; 小林 泰彦
Life Sciences in Space Research, 6, p.36 - 43, 2015/07
放射線誘発バイスタンダー効果は、放射線で直接照射された細胞から放出された細胞間シグナルが、周辺の非照射細胞に放射線応答を誘導する現象である。とりわけ、低フルエンス重イオンが誘導するバイスタンダー効果は、宇宙環境における宇宙飛行士の放射線リスクに直結する重要な問題である。そこで、原子力機構・高崎量子応用研究所のマイクロビーム細胞照射装置を用いた重イオン照射でバイスタンダー効果を誘導し、そのシグナル経路の解析を行った。研究の結果、COX-2遺伝子が含まれる、AktおよびNF-
B依存シグナル伝達経路が、一酸化窒素ラジカルが関与する重イオン誘発バイスタンダー応答の誘導に重要であることが示された。加えて、COX-2タンパク質が重イオン誘発バイスタンダー応答におけるバイスタンダー細胞の分子マーカーとして利用できる可能性も示した。
小林 順; 江連 俊樹; 上出 英樹; 大山 一弘*; 渡辺 収*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
JSFRではコラム型の炉上部機構(UIS)が原子炉容器の上部プレナムに設置されている。UISの底部板(CIP)において燃料集合体からの高温ナトリウムが、制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合し、高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。我々は、制御棒集合体周辺における熱流動現象の把握やCIPにおける有意な温度変動の対策を得るために、原子炉上部プレナムモデルを使用した水流動試験を実施している。試験装置は原子炉上部プレナムの1/3スケールで60
セクタモデルである。実験によって、燃料集合体のハンドリングヘッドとCIP間の流体温度変動の特徴が計測され、流体の混合によって発生する有意な温度変動への対策が、ハンドリングヘッド出口からCIP下部表面との距離によって受ける影響について議論される。
松本 英樹*; 冨田 雅典*; 大塚 健介*; 畑下 昌範*; 前田 宗利*; 舟山 知夫; 横田 裕一郎; 鈴木 芳代; 坂下 哲哉; 池田 裕子; et al.
JAEA-Review 2014-050, JAEA Takasaki Annual Report 2013, P. 76, 2015/03
低線量/低線量率放射線に対して生物が示す特異的な応答様式には、放射線適応応答、放射線誘発バイスタンダー応答、放射線超高感受性、遺伝的不安定性等がある。我々は、原子力機構において開発された細胞局部照射装置(HZ1)および深度制御種子照射装置(HY1)を用いて、放射線誘発バイスタンダー応答による放射線適応応答の誘導機構の解析を実施した。中央にスポットしたコロニーの細胞に520MeV 
Ar
をマイクロビーム照射し、4-6時間培養後に同Arをブロードビーム照射した結果、放射線適応応答の誘導が認められ、この誘導はNO特異的な捕捉剤であるcarboxy-PTIOの添加でほぼ完全に抑制された。このマイクロビーム照射による放射線適応応答の誘導が起きた細胞で、
遺伝子の発現が特異的に発現誘導されていることが見いだされ、放射線適応応答の誘導にNOを介したバイスタンダー効果の誘導が関与していることが強く示唆された。
冨田 雅典*; 松本 英樹*; 大塚 健介*; 舟山 知夫; 横田 裕一郎; 鈴木 芳代; 坂下 哲哉; 小林 泰彦
JAEA-Review 2014-050, JAEA Takasaki Annual Report 2013, P. 77, 2015/03
低粒子数の重イオン線による生物影響を解明する上で、DNA初期損傷量に依存しない「非標的効果」が注目されている。特に、放射線に直接曝露された細胞の近傍に存在する全く放射線に曝露されていない細胞において観察される「放射線誘発バイスタンダー応答」は、最も特徴的な非標的効果であり、その解明は放射線生物学のみならず、粒子線がん治療、宇宙放射線の生体影響評価においても重要である。本研究は、これまでの2次元での培養細胞を用いた研究から、組織レベルでの生体応答研究への展開を図るため、分化誘導させたヒト3次元培養皮膚モデルを用い、原子力機構の細胞局部照射装置を利用し、放射線誘発バイスタンダー応答によって生じるシグナル伝達経路の変化を明らかにすることを目的とした。2015年度は、ヒト3次元培養皮膚モデルへの重イオンマイクロビーム照射条件の検討を行い、照射した試料のMTT法による生細胞率測定を実施し、試料全体を重イオンビームで照射したものと比較した。その結果、全体照射した試料では生存率の低下が認められた一方、本条件でマイクロビーム照射した試料では生存率の低下が認められなかった。
相澤 康介; 小林 順; 小野島 貴光; 田中 正暁; 大野 修司; 上出 英樹; 長澤 一嘉*
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2014/12
アドバンストループ型ナトリウム炉であるJSFRでは、炉心上部のサーマルストライピング現象が課題である。制御棒から流出する低温ナトリウムと燃料集合体から流出する高温ナトリウムの混合により炉心上部機構下部の炉心計装取付板(CIP)において温度変動が生じ、そこで高サイクル熱疲労が生じる可能性がある。したがって、CIP周辺のサーマルストライピング現象を検討するため、1/3縮尺5集合体モデル水試験を実施した。試験装置は、中心に制御棒チャンネル、制御棒チャンネルの周囲4箇所に燃料集合体チャンネル、及びCIPを模擬した。高温噴流と低温噴流の温度差、高温噴流と低温噴流の流速比、流速比同一条件における高温噴流流速をパラメータとして試験を実施した。流量比はJSFRと同一とし、高温流速はJSFRの1/3としたケースをリファレンス条件とした。試験の結果、CIP近傍の温度変動挙動は流速比に依存することを示した。また、CIP近傍において、スパイク状の急峻な温度低下を伴う温度変動が確認された。このスパイク状の温度変動は、構造材に伝達する過程で大幅に減衰することを確認した。さらに、流体から構造材への熱伝達挙動を評価することにより、熱伝達特性を把握した。
小野 綾子; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹
Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 7 Pages, 2014/11
The flow induced vibration (FIV) is concerned at the hot-leg piping of JSFR because of large Reynolds number in it. The pressure fluctuation in the piping causes FIV as the excitation force, which relates to velocity fluctuation. In this study, the measurement of pressure fluctuation in the elbow piping revealed that inlet velocity condition affect to the area of separation flow and the pressure fluctuation generated by the traversing of separation region. And, the measurement revealed that the pressure fluctuation with higher frequency significantly attenuated during the flow passed in the elbow.
木村 暢之; 小林 順; 亀山 祐理*; 長澤 一嘉*; 江連 俊樹; 小野 綾子; 上出 英樹
JAEA-Research 2014-009, 104 Pages, 2014/07
JAEA-Research-2014-009.pdf:15.23MBJAEA-Research-2014-009-appendix(CD-ROM).pdf:17.88MB
本研究では、T字管体系配管合流部におけるサーマルストライピングを対象とし、枝配管からの噴流が主配管壁面に沿って流れる壁面噴流条件における非定常の熱伝達挙動を明らかにする試験(WATLON試験)を実施した。試験では、流体温度分布と構造材温度分布の同時計測および構造材温度分布と主配管内の流速分布の同時計測を行い、流体混合部における壁面への熱伝達率および伝達挙動の局所流速依存性を把握した。試験の結果、壁面噴流条件での熱伝達率は、温度変動が特に大きい領域において、平滑な直管を対象としたDittus-Boelterの相関式に比べ、およそ2倍から6倍となることがわかった。さらに、壁面近傍における流速の増加と壁面における熱伝達率は相関があることがわかった。
小野 綾子; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07
曲率半径(Rc)と内径(D)が等しいショートエルボを有するNa冷却高速炉のホットレグ(H/L)配管では流動励起振動の発生が懸念されている。著者らは、整流された条件におけるエルボ内の流動構造は既報により報告した。しかしながら、実機H/L配管では、上部プレナムからの吸込み時に、強く乱れた条件となることが予測されている。本研究では、5種類の多孔板をエルボの上流側に設置して入口流速条件を人為的に変化させ、H/L配管での吸込み部の流速条件がエルボ配管内の流動構造に及ぼす影響を調べることを目的に、粒子画像計測法による流速場計測を行った。入口の流速分布によってエルボ内部の流動構造は変化し、入口で与えられた乱れ成分のうち低周波成分は下流側まで残存することが分かった。
小野 綾子; 小林 順; 上出 英樹; 渡辺 収*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12
ナトリウム冷却型高速増殖炉(JSFR)では原子炉スクラム時に低温停止状態へ移行させるために中間熱交換器(IHX)上部プレナム内に設置された1次系共用型炉心冷却系(PRACS)の熱交換器(PHX)によって崩壊熱の除去を行う。PRACSを運用するにあたり設定除熱量の大きさや循環形態(強制循環/自然循環)は、PRACSに設置された空気冷却器(AC)の出口温度に直接影響し、続いてPHXの出入口温度へ影響を与える。また、ループ内の温度分布に影響を及ぼすため、電源喪失時の自然循環流量にも影響する。これらは、機器の熱負荷に対する健全性や、除熱性能そのものにかかわるため、十分にその挙動を把握する必要がある。本研究では、ナトリウム試験によって、PRACSの多様な運転方法による系統内の機器出入口の温度変動及び自然循環流量の発達過程に関する知見を得た。
小林 順; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹
JAEA-Research 2012-014, 40 Pages, 2012/07
JAEA-Research-2012-014.pdf:7.8MB
JSFRの制御棒チャンネルと燃料集合体との出口ナトリウム温度差は最大で100C程度になるため、炉心出口部における流体の混合による温度変動が炉上部機構(UIS)の下部高サイクル熱疲労を与える可能性がある。そこで、炉心出口と炉容器上部プレナムを対象とする1/3スケール60セクタモデルを使用した水流動試験を実施した。制御棒周辺の温度とその変動強度分布を計測するとともに、熱疲労に対する対策構造の評価を行った。試験の結果、制御棒周辺の温度変動特性を把握するとともに、熱疲労に対する対策構造は温度変動振幅を低下させ、構造材料に対する熱応力に変換されやすい周波数領域においても、その変動強度を低下させる効果があることを明らかにした。また、比較的低温の冷却材が流出するブランケット集合体と炉心燃料集合体との境界における温度変動強度分布を把握した。
nanocomposite electrocatalyst; An in situ electrochemical X-ray absorption fine structure study増田 卓也*; 福満 仁志*; 府金 慶介*; 戸ヶ崎 寛孝*; 松村 大樹; 田村 和久; 西畑 保雄; 吉川 英樹*; 小林 啓介*; 森 利之*; et al.
Journal of Physical Chemistry C, 116(18), p.10098 - 10102, 2012/05
被引用回数：118 パーセンタイル：93.76(Chemistry, Physical)Pt-CeO/C触媒上での酸素還元反応におけるCeOの役割をXAFS法を用い調べた。その結果、CeO中のCe
がCe
になることによりPt酸化物生成が抑制されることがわかった。
小林 正起*; 丹羽 秀治*; 原田 慈久*; 堀場 弘司*; 尾嶋 正治*; 大渕 博宣*; 寺倉 清之*; 池田 隆司; 腰越 悠香*; 尾崎 純一*; et al.
Journal of Power Sources, 196(20), p.8346 - 8351, 2011/10
被引用回数：32 パーセンタイル：67.33(Chemistry, Physical)コバルトフタロシアニンとフェノール樹脂の混合物の熱分解によって合成したコバルトフタロシアニン由来の炭素触媒中の炭素原子の電子構造をX線吸収微細構造分析と硬X線光電子分光を用いて調べた。Co K端XAFSスペクトルからほとんどのコバルト原子は金属状態であるが酸洗い後でも少量の酸化コバルト成分があることがわかった。また、XAFSとHXPESのプローブ長の違いから酸洗い後においてCoクラスタ凝集体の表面領域はおもに金属Coから構成されていることがわかった。酸洗い前後で電気化学的性質がほとんど変化しなかったことから、残存金属Co又は酸化Co自体は炭素カソード触媒の酸素還元反応活性にほとんど寄与しておらず、炭素や窒素等の軽元素がコバルトフタロシアニン由来炭素触媒の活性点を構成していると考えられる。
