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山岸 茂直*; 林田 健志*; 三澤 龍介*; 木村 健太*; 萩原 雅人; 村田 智城*; 廣瀬 左京*; 木村 剛*
Chemistry of Materials, 35(2), p.747 - 754, 2023/01
被引用回数：5 パーセンタイル：91.39(Chemistry, Physical)The so-called "ferroaxial transition" characterized by a rotational structural distortion that breaks a mirror symmetry has gained growing interest in terms of a new class of ferroic state in crystalline materials. RbFe(MoO
)
which belongs to glaserite-type compounds, X□;1 Y□;2 [M(TO
], is one of the most representative materials showing a ferroaxial transition, i.e., ferroaxial materials. Considering a variety of glaserite-type compounds, we expect that they provide a good arena for ferroaxial materials. In this work, we explored new ferroaxial materials by formula-based screening using regular expression search and symmetry detection algorithm. As a result, we found that a glaserite-type compound, KZr(PO), is one of the promising candidates for ferroaxial materials. Experimentally, we demonstrate that KZr(P O) shows a ferroaxial transition at about 700 K, which is well explained by ab initio phonon calculations. The ferroaxial nature of KZr(PO) is further confirmed by the observation of its domain structures using a linear electrogyration effect, that is, optical rotation in proportion to an applied electric field. Our work provides an effective approach to exploring ferroaxial materials.
池谷 正太郎; 横堀 智彦; 石川 譲二; 安原 利幸*; 小澤 俊之*; 高泉 宏英*; 門馬 武*; 黒澤 伸悟*; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.
JAEA-Review 2018-016, 46 Pages, 2018/12
JAEA-Review-2018-016.pdf:12.79MB
日本原子力研究開発機構では、原子力科学研究所の雑固体廃棄物を廃棄体化する手段として、放射能評価及び減容・安定化の観点から有効な溶融処理を採用している。金属溶融設備及び焼却・溶融設備(以下「溶融設備」という。)については、過去の火災トラブルでの再発防止対策を含め多くの安全対策を施しており、この妥当性等について機構外の有識者を交えた意見交換を行うため、「溶融設備に係る意見交換会」を開催した。本稿は、意見交換会において発表した"高減容処理施設の概要"、"溶融設備の安全対策"、"溶融設備の運転管理"、"過去の国内・国外事例と当該施設との比較"及び"各委員からの他施設における事故事例及び安全対策の紹介"について、資料集としてまとめたものである。
宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴
JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07
JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB
最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。
石原 圭輔; 横田 顕; 金澤 真吾; 池谷 正太郎; 須藤 智之; 明道 栄人; 入江 博文; 加藤 貢; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.
JAEA-Technology 2016-024, 108 Pages, 2016/12
JAEA-Technology-2016-024.pdf:29.74MB
研究機関, 大学, 医療機関, 民間企業等において放射性同位元素や放射線発生装置, 核燃料物質等が使用され、多様な低レベル放射性廃棄物(以下「研究施設等廃棄物」という。)が発生しているが、これらの研究施設等廃棄物については、処分方策が確定されておらず、各事業者において長期間に亘り保管されている状況である。高減容処理施設は、研究施設等廃棄物のうち、主に、原子力科学研究所で発生する低レベルの
・
固体廃棄物を対象に、将来の浅地中埋設処分(以下「埋設処分」という。)に対応可能な廃棄体を作製することを目的として建設された施設である。埋設処分に対応可能な廃棄体を、安全、かつ、効率的に作製するためには、「予め廃棄物を材質ごとに仕分け、形状等を整えるとともに、埋設処分等に係る不適物等を除去すること」が極めて重要である。本稿では、この研究施設等廃棄物の処理・処分のための解体分別及び前処理について報告を行うものである。
柴田 晃; 北岸 茂; 渡士 克己; 松井 義典; 近江 正男; 相沢 静男; 那珂 通裕
日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.290 - 297, 2016/07
材料試験炉ホットラボの排気筒は、気体廃棄設備の一部として1970年に設置された高さ40mの自立式排気筒である。2015年、ホットラボの建家屋根の補修中に排気筒基礎部アンカーボルトの1本に減肉が確認されたため、排気筒の状況調査を実施した。また、当該調査中に、フランジプレートとアンカーボルトナット間に隙間が確認された。これを受け、安全確保のため排気筒円筒鋼板部(33m)を撤去したところ、最終的にアンカーボルト全数に減肉が確認された。原子力機構は再発防止を図るため、当該事象の原因調査を実施し、その結果、アンカーボルトの減肉は長期間に渡る水の浸入により生じ、また、フランジプレートとアンカーボルトナット間の隙間は、アンカーボルトの減肉した部位に2011年の東北地方太平洋沖地震を主要因として伸びが生じたことにより発生した事を明らかにした。
宇佐美 晋; 岸本 安史; 谷中 裕; 前田 茂貴
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3263 - 3274, 2016/05
本論文は、高速実験炉「常陽」のMK-II炉心における2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較、及び類似コードのORIGEN2.2による計算結果との比較により、JENDL-4.0ライブラリ等の最新の核データライブラリを用いたFPGS90コードの新たな崩壊熱評価手法の妥当性を確認した結果について述べたものである。また、崩壊熱評価手法の合理的な不確かさ幅を評価して設定した。使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定値は、40日から729日の間の冷却時間で、1445
24Wから1589Wの範囲であった。JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90による崩壊熱計算値(C)は、その測定値と計算誤差の範囲内で一致し、そのC/E値は1.01から0.93の範囲であった。また、FPGS90コードは、ORIGEN2.2コードよりも崩壊熱を約3%大きく評価し、ORIGEN2.2コードと比較して崩壊熱C/E値の改善が見られた。さらに、JENDL-4.0ライブラリベースのFPGS90コードによる崩壊熱C/E値は、JENDL-3.2ライブラリベースに比べて改善し、このライブラリの改善効果への反応断面積の寄与は、崩壊データ及び核分裂収率データライブラリの寄与に比べて支配的であることがわかった。
北岸 茂; 遠藤 泰一; 岡田 祐次; 塙 博; 松井 義典
UTNL-R-0486, p.7_1 - 7_10, 2014/03
JMTRでは、現行軽水炉の長寿命化対策、科学技術の向上等のための課題の解決に活用される研究開発基盤の構築のため、最先端研究基盤事業において、軽水炉実機水環境模擬照射装置の整備を行っている。本装置は、温度,圧力,水質を制御し、軽水炉(BWR及びPWR)条件の水環境を模擬しながら、炉内構造材等の中性子照射が行える照射装置である。装置整備にあたっては、設置場所の環境整備を行うとともに、装置の設計、製作及び据付を行っている。本報告では、当該装置の整備状況について報告する。
阿部 浩之; 織茂 聡; 岸本 雅彦*; 青根 茂雄*; 内田 裕久*; 大道 博行; 大島 武
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 307, p.218 - 220, 2013/07
被引用回数：1 パーセンタイル：11.54(Instruments & Instrumentation)荷電粒子照射による金属材料の構造変化や水素吸蔵特性を調べ、メカニズム解明に必要な基礎データを取得するとともに、水素吸蔵材料の高機能化に関する研究の一環として、レーザー駆動プロトンビーム(J-KAREN)において広エネルギー帯域(数十keV
3.2MeV)のプロトンビームを水素吸蔵合金MmNi
に照射し、その水素吸蔵能向上に対する有用性について調査した。また比較としてTIARAタンデム加速器、イオン注入器において、30keV6MeVプロトンビームを実用水素吸蔵合金に照射した。照射サンプルの水素吸蔵初期反応速度測定を実施し、未照射サンプルとレーザー駆動プロトンビーム、単色プロトンビーム照射との測定結果を比較した。その結果、未照射サンプルに対してレーザー駆動プロトンビームは十数倍の反応速度向上が見られた。一方、単色プロトンビーム照射実験の結果では未照射サンプルに比べ数倍程度の吸蔵能向上であり、このことより、広いエネルギー帯をもつレーザー駆動プロトンビーム照射の有用性が実証された。
多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 齋藤 亮*; 中谷 篤史*; 石井 卓*; 真田 昌慶; 野口 聡*; 岸 裕和*; 中間 茂雄; 藤田 朝雄
第13回岩の力学国内シンポジウム講演論文集(CD-ROM), p.133 - 138, 2013/01
高レベル放射性廃棄物の地層処分施設に関し、セメント系材料の使用を極力抑えた坑道の新しい構築方法の開発に取り組み、低アルカリ性モルタルを用いた岩石利用セグメント支保工の成立性や有効性を示すための研究開発を進めている。本研究では、低アルカリ性モルタルを用いた岩石利用セグメント支保工と裏込め材の力学特性値を室内試験により取得し、得られた物性値を用いて坑道の安定性に関する検討を実施した。検討結果より、従来の吹付けコンクリートを主体とした支保工に対して、セメント使用量を大幅に低減し、かつ低アルカリ性モルタル利用することにより、セメント影響のさらなる低減化を図った支保工の力学的な成立性,有効性を確認した。
伊藤 正泰; 北岸 茂; 塙 善雄; 土谷 邦彦; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 長坂 琢也*; 菱沼 良光*
Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2011 - March 2012, P. 535, 2012/12
ベリリウムは、多くの材料試験炉において減速材や反射体として利用される一方、核融合炉では、プラズマ対向機器の保護壁や中性子増倍材として開発が進められている。このため、ベリリウムの純水やガス環境に対する相互作用(表面化学結合状態)や機械的性質,化学的性質などの特性を評価する必要がある。本研究では、純水下での長寿命化の検討のため3種類のベリリウム試料(S-200F, S-65H, I-220H)を作製し、腐食試験及び表面分析を実施した。その結果、それぞれのベリリウム試料において腐食試験による表面の変化が観察され、BeOの含有量や結晶粒径に影響していることがわかった。
土谷 邦彦; 伊藤 正泰; 北岸 茂; 遠藤 泰一; 斎藤 隆; 塙 善雄; Dorn, C. K.*
JAEA-Conf 2012-002, p.111 - 114, 2012/12
JMTRでは、中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRのベリリウム枠は、5年に1度交換されているため、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討が行われている。長寿命化の検討において、ベリリウムの物理的及び機械的特性が材質選定に影響される。このため、材料の純度,焼結方法,引張強度などの特性の異なった3種類の金属Be(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、JRR-3やJMTRでの照射試験の実施及び準備を行うとともに、特性試験技術の開発を行っている。本発表は、長寿命化を目指した中性子反射体材料の照射試験の状況や特性試験のための開発について報告する。
北岸 茂; 斎藤 隆; 菊地 泰二; 遠藤 泰一; 土谷 邦彦
日本機械学会論文集,A, 78(788), p.564 - 570, 2012/04
材料試験炉(JMTR)で実施する燃料照射試験のための照射キャプセルの技術開発の一環として、摩擦圧接法によるジルカロイ-2(Zry-2)/SUS316L継手の製作性試験を行い、接合条件を決定するとともに、接合界面の特性評価及び継手性能を評価した。まず、摩擦時間を変更した継手の機械的特性の影響を明らかにした。次に、その接合条件で製作した継手について、断面マクロ観察,元素分析及び硬さ分布測定を行い、継手の接合界面部の熱影響及び元素分布を明らかにした。また、高温引張試験,ヘリウム漏れ試験及び水圧バースト試験を行い、燃料照射試験で使用する条件における継手の健全性を明らかにした。
柴田 晃; 北岸 茂; 木村 伸明; 斎藤 隆; 中村 仁一; 近江 正男; 出雲 寛互; 土谷 邦彦
JAEA-Conf 2011-003, p.185 - 188, 2012/03
JMTR再稼働における照射技術開発の一環として、燃材料の照射試験において高精度なデータを得るため、腐食電位(ECP)センサー及び差動トランス(LVDT)式ガス圧計の開発を行っている。ECPセンサは高温高圧水条件にて構造材料の腐食電位を決定するためのセンサーであり、LVDT式ガス圧計は中性子照射下における燃料要素のガス圧を測定するためのセンサーである。本開発ではECPセンサーにおいては、センサーのセラミック及び金属の接合部について応力集中を避けるため形状の最適化を行った。一方、LVDT式ガス圧計においては、高温高圧かつ高照射下環境にて、高精度かつ安定した測定を行うためにLVDTのコイル材をMIケーブルと変更する改良を行った。この結果、ECPセンサーにおいては炉外試験において、接合材の破損なく安定した出力を得ることができるとともに、LVDT式ガス圧計についてはMIケーブルに変更しても、安定かつフルスケールで1.8%という正確さを示した。
衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 岡村 茂樹*; 渡辺 収*; 大山 一弘*; 根岸 和生; 小竹 庄司*; 阪本 善彦; 上出 英樹
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00
JSFRの設計においては、建設費の低減を目指して、原子炉容器径を小さく、炉内構造物を簡素にしている。原子炉容器径の低減は、先進的な燃料交換システムと運転中高温になる原子炉容器の概念を採用することで達成している。しかし、原子炉容器径の低減により、上部プレナム内の流速が増加し、流動場が厳しくなる。このため、カバーガスの巻き込みとホットレグ吸込口における液中渦によるキャビテーションの発生を抑制するため、上部プレナム流動場の最適化を実施した。加えて、設計地震荷重が増大し、かつ原子炉容器壁が上部プレナムの熱過渡に直接曝されることから、地震荷重と熱荷重に対する構造健全性を評価した。本論文は、これら原子炉構造の設計研究の特徴と結果について記載するものである。
岡村 茂樹*; 衛藤 将生*; 神島 吉郎*; 根岸 和生; 阪本 善彦; 北村 誠司; 小竹 庄司*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00
本論文は、地震条件,免震システム及び主要機器の耐震性評価を含む、JSFRの免震設計について記載したものである。JSFRでは地震力を緩和するために免震システムを採用しているが、設計地震荷重は、2007年の新潟県中越沖地震以降、より厳しくなっており、既往の免震システムより主要機器に負荷される地震荷重を緩和する必要がある。このため、主要機器の固有振動数を考慮しつつ、既往の免震システムの性能を最適化することによって、より優れた免震性能を持つ免震システムを検討した。このナトリウム冷却炉向けに性能を最適化した新型免震システムには、既往のものより厚肉の積層ゴムとオイルダンパを採用した。また、この新型免震システムを適用した条件で原子炉構造の耐震性評価を行い、新型免震システムの性能を確認した。
土谷 邦彦; 北岸 茂; 伊藤 正泰; 塙 善雄; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 長坂 琢也*; 菱沼 良光*
Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2010 - March 2011, P. 545, 2011/11
核融合炉用固体増殖ブランケットでは、金属ベリリウム(Be)が中性子増倍材の第一候補であり、Be-水反応に対する検討が求められている。一方、材料試験炉(JMTR)には、中性子束を高めるために中性子反射体として金属ベリリウム枠が使用され、長寿命化の検討が行われている。本研究では、Be-水反応に対する相互作用(表面化学結合状態)を解明するために浸漬試験を行った。3種類の製造方法の異なった金属ベリリウム(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、浸漬試験後の金属ベリリウム表面はX線回折及びXPSにて結晶構造及び化学結合を分析した。その結果、3種類の金属ベリリウム表面にBe(OH)と考えられる白い反応物が生成していた。重量変化率の評価より、反応物の生成量はI-220Hが最も少なく、反応物の生成は製造方法やBeO含有量等に影響していることがわかった。
竹本 紀之; 土谷 邦彦; 長尾 美春; 北岸 茂; 那珂 通裕; 木村 明博; 佐野 忠史*; 宇根崎 博信*; 義本 孝明*; 中島 健*; et al.
KURRI Progress Report 2010, P. 204, 2011/10
原子炉内の核的・熱的情報をリアルタイムで取得するための計測技術の開発の一環として、京都大学原子炉実験所に炉内監視システムを設置し、原子炉出力変化時におけるチェレンコフ光の計測・評価を行った。まず、照度計を用いて、異なる透過率のNDフィルタ(Neutral Density Filter)によるチェレンコフ光の照度と透過率との相関関係を評価した結果、透過率はハロゲンランプと同様にカタログ値と良い一致を示した。次に、炉内監視システムを用いて、NDフィルタ及びカメラの絞りを変更してチェレンコフ光の観察を行い、得られた測定データの画像解析を行った結果、測定データから得られた透過率は高透過率において計算値との差が大きくなった。これは、ハレーションなどの影響と考えられることから、今後、測定方法及び画像解析方法について改善等を行い、測定精度の向上を図っていく。
川崎 信史; 岡村 茂樹*; 澤 直樹*; 阪本 善彦; 根岸 和生
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/10
JSFRはコンパクト化されたホットベッセル概念を原子炉システムに対し採用している。ホットベッセル概念の構造設計において重要となるのは、耐震設計と耐熱設計を両立させることである。本研究では、新潟県中越沖地震を考慮したうえで、国内共通地震条件を設定し、耐震設計を行った。座屈評価裕度の観点から、750MWeと500Mwe両原子炉プラントの原子炉容器肉厚が50mmと設定された。結果として座屈評価裕度は、2.4以上を確保できている。座屈評価裕度の観点からは、750MWeと500Mweという電気出力の差は無視しうる。肉厚50mmの条件で、耐熱設計を実施した。2.2日,3.2日,4.3日起動の3条件が起動条件として選定され、熱ラチェット評価とクリープ疲労評価が実施された。これらの評価を満足させるためには、3.2日以上の起動日数が必要なことがわかった。発生熱応力の大きさはほぼ等しいため、750MWeと500Mweという電気出力の差は、耐熱設計の観点からも無視しうる。
石田 卓也; 谷本 政隆; 柴田 晃; 北岸 茂; 斎藤 隆; 近江 正男; 中村 仁一; 土谷 邦彦
JAEA-Testing 2011-001, 44 Pages, 2011/06
JAEA-Testing-2011-001.pdf:4.52MB
照射試験炉センターでは、材料試験炉(JMTR)の改修・再稼動後において技術的価値の高い照射データを提供するため、新たな照射試験法の開発を行っている。照射試験に必要なキャプセルを開発するため、キャプセル組立て、照射試料の材料試験や材料検査・分析などが行える施設を整備した。施設整備にあたっては、大洗研究開発センター内にある既設建屋の有効活用の観点から、現在、管理区域が解除され、実験装置,事務用品などの保管に使用されていたRI利用開発棟を改修し、上記目的のための施設整備を行った。改修後、照射試験開発棟と命名し、利用目的に基づいて8つの実験室を整備し、実験装置の設置を開始した。現在、照射試験開発棟における基本的管理要領を設定し、運用を行っている。本報告書は、RI利用開発棟の改修工事及び実験室内の実験装置の整備と操作方法及び照射試験開発棟における基本的管理要領についてまとめたものである。
林 克彦; 野口 聡; 岸 裕和; 小林 保之*; 中間 茂雄; 藤田 朝雄; 内藤 守正; 多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 郷家 光男*; et al.
JAEA-Research 2010-057, 101 Pages, 2011/03
JAEA-Research-2010-057.pdf:7.47MB
高レベル放射性廃棄物の地層処分施設において支保工やグラウトに用いられるセメント系材料は、地下水に溶出し高アルカリ環境を生じさせる。このような高アルカリ環境は、緩衝材や埋め戻し材に使用されるベントナイトや周辺岩盤に変質を生じさせ、処分システムの長期的な性能の確保に不確実性を増大させる結果になることが懸念されている。本研究は、セメント系材料の高アルカリ影響に対するセメント量の低減化の観点から、処分システムの長期的な性能に配慮した材料を主体とする支保構造の技術的成立性について、原子力機構及び清水建設の双方が所有する知見を最大限に活用し、検討・評価するものである。それに基づき、将来の高レベル放射性廃棄物処分施設への適用に向けた実現可能性について課題を取りまとめた。
