Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。
高井 俊秀; 佐藤 勇*; 山下 真一郎; 古川 智弘
JAEA-Technology 2015-043, 56 Pages, 2016/02
JAEA-Technology-2015-043.pdf:23.14MB
ソースターム評価手法の高度化及び福島第一原子力発電所廃止措置に係る研究開発として、シビアアクシデント時に溶融燃料から放出される核分裂生成物(FP)の移行モデルの改良・高度化への適用に向けて、FPの化学挙動解明に向けた基礎基盤研究が実施されている。本研究では、FP移行モデルの改良に向けて必要となる、(1)放出直後からエアロゾル化するまでのFPの化学的な挙動や、(2)その後の化学挙動に影響を与えうるエアロゾル形状等の物理的パラメータの評価に適用可能な測定技術について調査するとともに、有望と考えられた分析手法については試計測により適用可能性を調べた。その結果、FP蒸気種及びエアロゾルの化学形の評価については、ラマン分光法が有望であり、室温同様、500
Cに加熱した状態でも化学形の識別が可能であることが確認された。また、エアロゾルの化学形については、高温X線回折法も活用可能であることが確認された。一方、エアロゾルの物理的パラメータの評価については、カスケードインパクタで採取した試料を、透過型電子顕微鏡、エネルギー分散型X線分光法を用いて、観察・分析することが有望であることが確認された。
C and 
O nuclei by low-energy proton beams赤城 卓*; 八木 雅史*; 山下 智弘*; 村上 昌雄*; 山川 善之*; 北村 圭司*; 小倉 浩一; 近藤 公伯; 河西 俊一*
Radiation Measurements, 59, p.262 - 269, 2013/12
被引用回数：16 パーセンタイル：76.68(Nuclear Science & Technology)陽子線癌治療では体内のCあるいはOと陽子線の相互作用によって陽電子放出核が生成される。この陽電子放出核に起因する陽電子の消滅放射線をPET装置でモニタリングすることによって陽子線の到達深さと照射線量を確かめる方法の研究が行われている。我々は、通常の陽子線治療施設で使われている装置を使って、照射線量を評価するために必要な陽電子放出核生成断面積を測定する方法を研究している。高感度PETスキャナー装置を使用し陽電子放出核に起因する消滅放射線の強度の時間変化を測定することによって4つの反応反応(O(p,pn)
O, O(p,3p3n)
C, O(p,2p2n)
N, C(p,pn)C)の断面積を評価した。その結果、O(p,pn)O反応の結果は以前の測定結果とよく一致した。一方、C(p,pn)C反応の結果は以前の測定より低い値であった。
金城 智弘*; 西川 正史*; 山下 直哉*; 小山 貴範*; 谷藤 隆昭*; 榎枝 幹男
Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2147 - 2151, 2007/10
被引用回数：22 パーセンタイル：80.64(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケットでは固体増殖材を用いてトリチウムを生産することが考えられている。本研究では、主要な固体増殖材(Li
TiO
, Li
SiO, LiAlO, LiZOなど)からのトリチウムの放出挙動について、すべての関係する物質移動過程をモデル化して定式化し、速度定数等を実験的に決定し、数値解析方法を提案した。また、原子炉照射してトリチウムを生成した増殖材からのトリチウム放出挙動を、種々の条件で測定し、提案した解析方法で予測した結果と比較し、よく一致することを示した。さらに、ITERを用いた試験ブランケットの条件でトリチウム放出挙動の予測を行い、試験モジュール設計に重要な知見を与えた。
此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.
JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06
JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB
ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。
赤城 卓*; 山下 智弘*; 上本 賢司*; 榊 泰直; 出水 祐介*; 不和 信和*
no journal, ,
陽子線治療スキャニングシステムにおいては、線量分布を定量的に得る必要があり、一般的には有機シンチレータが用いられる。しかし、有機シンチレータは低エネルギー陽子から高エネルギー陽子までの線量リニアリティーが十分ではなくLETの評価が正確に行われない。そこで、無機材質のZnS(Ag)シンチレータを薄膜にすることで、この問題を解決し、精度の良いリアルタイム線量計の開発を兵庫県粒子線治療センターと、原子力機構と開発する。
榊 泰直; 西内 満美子; 前田 祥太; 石田 祥大*; 山下 智弘*; 片平 慶*; Pikuz, T.; Faenov, A.*; Esirkepov, T. Z.; Pirozhkov, A. S.; et al.
no journal, ,
原子力機構が研究を進めているレーザー駆動イオン加速においては、高強度フェムト秒レーザーによって数十MeVのイオン加速というや、アルミを高電荷状態にして10MeV/核子に加速するなど、世界でトップクラスのイオン加速が可能な状況になっている。レーザー駆動粒子線加速(陽子や重イオン)を効率的行うためには、その加速メカニズムに寄与するパラメータの一つである電子温度を、イオンの加速エネルギーと関連づけて解析する必要がある。我々は、現在利用している電子温度診断の手法を高度化し、多角的に計測することで精度の高い診断を行うことを目指している。その進捗について講演する。
逢坂 正彦; 三輪 周平; 山下 真一郎; 高井 俊秀; 中島 邦久; 古川 智弘; 永瀬 文久
no journal, ,
軽水炉シビアアクシデント(SA)時の核分裂生成物(FP)放出・移行挙動評価の高度化においてはFP化学の解明が重要であり、それらはソースターム不確かさ低減に資する。このため、FP化学に着目したFP放出・移行挙動評価のための新しい研究を開始した。本発表では、研究内容とともに、燃料からの放出直後のFP化学形予測結果及びステンレス(SS)へのCs化学吸着挙動に関して述べる。燃料からの放出直後の化学形は、Cs, I, Mo、及びBについての放出速度の雰囲気依存性を考慮した上で化学平衡計算により評価した。その結果、支配的な蒸気種は雰囲気に応じて変化し、BC存在下ではCs-B-O化学種が支配的になることが分かった。一方、Cs化学吸着による生成物は文献調査の結果からCs-Cr-O及びCs-Si-Oに区分され得ることが分った。
三輪 周平; 中島 邦久; Di Lemma, F. G.; 鈴木 知史; 山下 真一郎; 岡根 哲夫; 高井 俊秀; 高田 準太郎; 古川 智弘; 逢坂 正彦
no journal, ,
原子力機構では、核分裂生成物(FP)の放出移行挙動評価手法を高度化するために、炉内各位置における化学挙動を評価してデータベース化し、FP化学モデルの高度化を行うことを目的としたFP化学に関する基礎研究を実施している。本研究では、Cs及びIを対象に、MoやBWR制御材炭化ホウ素(BC)等の影響に着目して、FP及びBの放出速度評価、沈着FP化学形の直接測定技術開発、SSへのCs化学吸着挙動評価、熱力学データベース拡充等を実施している。
高井 俊秀; 佐藤 勇; 山下 真一郎; 古川 智弘; 逢坂 正彦
no journal, ,
シビアアクシデント(SA)時のFP化学挙動解明のための課題の一つであるFP化学形直接測定技術開発の一環として、FP放出・移行挙動模擬装置における気相中のエアロゾルの性状評価(化学形、粒径分布、形状)手法を検討した。エアロゾル試料の捕集技術としてカスケードインパクタがあるが、SA模擬環境における気相中のエアロゾル性状を評価するためには、エアロゾルの生成・成長が生じる装置流路における熱流動を変化させないことが前提となる。そこで、低流量型のカスケードインパクタを用いて流量を調整可能な装置を組み上げ、CsIを用いた加熱試験により本装置の気相中のエアロゾル性状評価への適用性を確認した。
高井 俊秀; 佐藤 勇*; 山下 真一郎; 古川 智弘
no journal, ,
シビアアクシデント時、過熱された核燃料から放出された蒸気種は、原子炉冷却系に移行していく際に冷却されエアロゾルが形成される。このエアロゾルの化学形は、蒸気からエアロゾルに変化する際の環境条件によって決定されるが、この化学形変化を直接測定した実験例はない。そこで、本研究では、生成直後のエアロゾルの物理的・化学的性状を明らかにすることを目的に、エアロゾルを粒径ごとに分別して捕集でき、その粒径毎に化学的・物理的特性を調査できると考えられるカスケードインパクタの適用性について調べた。
山下 真一郎; 根本 義之; 井岡 郁夫; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生
no journal, ,
2011年の東日本大震災と津波、そして福島第一原子力発電所(1F)で起こった出来事の後、世界の興味はそのような極めて稀な出来事の間でも十分に性能が高められた燃料の探索に向けられ、それから多くの国で事故耐性燃料(ATF)開発プログラムが開始された。日本においては、1F事故以降、実用化研究, 製造技術開発、そして技術基盤整備のための幾つかのATFプログラムが始まった。日本において検討されているATF候補材料は、炭化ケイ素(SiC)複合材とFeCrAl鋼を微細な酸化物粒子の分散で強化したFeCrAl-ODS鋼である。SiC複合材は、汎用のジルコニウム合金に比べて、水素発生量が少なくまた反応熱も低いため非常に魅力的な材料である。それ故に、加圧水型軽水炉の燃料被覆管や沸騰水型軽水炉の燃料被覆管やチャンネルボックスとしての使用が期待されている。一方、FeCrAl-ODS鋼は将来有望な材料であり、沸騰水型軽水炉の燃料被覆管としての応用が考えられている。
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.
no journal, ,
In order to increase accident tolerance of light water reactors (LWRs), fuel rod, channel box and control rod with new materials and concepts have been considered and developed in Japan. Since 2015, Japan Atomic Energy Agency has conducted and coordinated the Japanese R&D program of accident tolerant fuel (ATF) for establishing technical basis of ATF under a program sponsored and organized by the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI). ATF candidate materials considered in this METI program are silicon carbide (SiC) composite and FeCrAl steel strengthened by dispersion of fine oxide particles (FeCrAl-ODS). SiC composite is a highly attractive material because of its lower hydrogen generation rate and lower reaction heat in comparison with conventional Zircaloy. Therefore, practical uses for a fuel cladding of pressurized water reactor (PWR) and for the fuel cladding, channel box of boiling water reactor (BWR) are expected. On the other hand, FeCrAl-ODS steel is a promising material and is considered to apply to the fuel cladding of BWR. Until now, we have been accumulated experimental data of the candidate materials by out-of-pile tests, developed fuel evaluation codes to apply to the candidate materials, evaluated fuel behavior simulating operational and accidental conditions by the developed code. In this paper, we will report the updates of out-of-pile data and evaluation results.
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.
no journal, ,
In order to increase accident tolerance of light water reactors (LWRs), fuel rod, channel box and control rod with new materials and concepts have been considered and developed in Japan. Since 2015, Japan Atomic Energy Agency has conducted and coordinated the Japanese R&D program of accident tolerant fuel (ATF) for establishing technical basis of ATF under a program sponsored and organized by the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI). ATF candidate materials considered in this METI program are silicon carbide (SiC) composite and FeCrAl steel strengthened by dispersion of fine oxide particles (FeCrAl-ODS). SiC composite is a highly attractive material because of its lower hydrogen generation rate and lower reaction heat in comparison with conventional Zircaloy. Therefore, practical uses for a fuel cladding of pressurized water reactor (PWR) and for the fuel cladding, channel box of boiling water reactor (BWR) are expected. On the other hand, FeCrAl-ODS steel is a promising material and is considered to apply to the fuel cladding of BWR. Until now, we have been accumulated experimental data of the candidate materials by out-of-pile tests, developed fuel evaluation codes to apply to the candidate materials, evaluated fuel behavior simulating operational and accidental conditions by the developed code. In this paper, we will report the updates of out-of-pile data and evaluation results.
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.
no journal, ,
事故耐性燃料(ATF)の技術基盤の確立を目指した研究開発プログラムが2015年に開始された。このプログラムでは、これまでに商用化された軽水炉の燃料や炉心の研究開発や実際の設計・評価の経験を最大限に活用するために、研究開発をプラントメーカー, 燃料メーカー, 国立研究機関, 大学と協力して進めてきた。これまでにATF候補材料として検討されてきた材料の中において、特にSiC複合材料とFeCrAl-ODS鋼は、高温特性と水蒸気酸化特性の観点で非常に魅力的な材料である。本プレゼンテーションでは、既存軽水炉で使用されているジルコニウム合金とATF候補材料のシビアアクシデント時における燃料ふるまいの違いの議論を踏まえつつ、ATF開発の進捗概要や使用可能なデータがどの程度存在するのか?材料挙動や特性の妥当性をどの程度か?について紹介する。最終的には、ATFの実用化に向けて残されている課題についても言及する予定である。
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 倉田 正輝; 川西 智弘; 加治 芳行; 深堀 智生; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.
no journal, ,
軽水炉の安全性向上に資する新型燃料の技術基盤整備を目的に、2015年より経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて、事故耐性を高めた新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発を進めている。本シリーズ発表では、事業の中で対象としている、BWR用FeCrAl-ODS鋼, BWR用SiC複合材料, PWR用SiC複合材料の研究開発の現状、及び共通試験技術開発として実施したSiC複合材料のラウンドロビン試験について概略内容を紹介する。本発表では事業全体の概要を紹介する。
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 逢坂 正彦; 加治 芳行
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料(ATF: Accident Tolerant Fuel)の研究開発が進められている。国内におけるATF開発は、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて共通基盤技術開発を担う原子力機構と、各ATF候補材料の要素技術開発を担うプラントメーカ,燃料メーカのコンソーシアムが、密接に連携協力しながら進めてきている。本講演では、各ATF要素技術の進捗状況報告に先立ち、本邦で進められているATF開発の状況について、国内でのATF開発における原子力機構の役割等の説明を交えながら概要を説明する。
加治 芳行; 山下 真一郎; 根本 義之; 井岡 郁夫; 逢坂 正彦; 川西 智弘
no journal, ,
原子力国際協力センターが原子力増設を進める国等へ現地セミナーや日本招聘を通した協力を進めている一環として、チェコにおいて現地セミナーを開催することになっている。本セミナーにおいて、日本における事故耐性燃料の開発の現状に関して紹介する。
山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 逢坂 正彦; 加治 芳行
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料(ATF: Accident Tolerant Fuel)の研究開発が進められている。国内におけるATF開発は、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて共通基盤技術開発を担う原子力機構と、各ATF候補材料の要素技術開発を担うプラントメーカ、燃料メーカのコンソーシアムが、密接に連携協力しながら進めてきている。本講演では、各ATF要素技術の進捗状況報告に先立ち、本邦で進められているATF開発の状況について、国内でのATF開発における原子力機構の役割等の説明を基盤研究の成果を交えながら概要を説明する。
山下 真一郎; 根本 義之; 井岡 郁夫; 逢坂 正彦; 川西 智弘; 加治 芳行
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料(ATF: Accident Tolerant Fuel)の研究開発が進められている。国内におけるATF開発は、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて共通基盤技術開発を担う原子力機構と、各ATF候補材料の要素技術開発を担うプラントメーカ、燃料メーカのコンソーシアムが、密接に連携協力しながら進めてきている。本講演では、日本におけるATF開発プロジェクトの全体概要として、日本におけるATF開発のアウトライン、各ATF要素技術の開発状況、国内ATF開発における原子力機構の役割等を説明する。
