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後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦; 森 英人*
日本保全学会第16回学術講演会要旨集, p.221 - 224, 2019/07
東海再処理施設の小型試験設備試験セルにおける使用済燃料片等を用いた試験及び分析セルラインにおける高放射性試料の分析で発生した器具・容器類は、高放射性固体廃棄物として処理される。これらは、輸送容器と呼ばれる遮蔽付きの専用容器に収納されたのち、保管施設へと運搬される。高放射性固体廃棄物の処理については、これまで約40年間実施しており、その間、廃棄物取出し機構と運搬機器等の改良を加えてきた。その結果、従来設備を活かしながら自動化が図れ、作業効率,安全性の向上を達成することができた。
加治 芳行; 根本 義之; 永武 拓; 吉田 啓之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*; 大和 正明*; 渡辺 聡*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
本研究では、使用済燃料プール(SFP)の事故時における燃料被覆管の酸化モデル及びSFPに設置されたスプレイの冷却性能を評価するための数値シミュレーション手法を開発した。これらをMAAPやSAMPSONのようなシビアアクシデント(SA)解析コードに組み込み、SFPの事故時解析を実施した。数値流体力学コードを用いた解析を実施し、SA解析コードの結果と比較することにより、SFP事故の詳細を検討した。さらに、3次元臨界解析手法を開発し、SFPにおける使用済燃料のより安全な燃料配置について検討した。
後藤 雄一; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 稲田 聡
日本保全学会第15回学術講演会要旨集, p.489 - 492, 2018/07
東海再処理施設分析所の放射性廃液は、受入れバルブ付きの配管を介して廃液受槽に一時保管され、送液バルブ付きの配管により廃液処理施設へ移送する。これらのバルブは、平成16年にシール材の劣化(廃液の漏えい)が確認され、シール材の材質をポリエチレン製からテフロン製に変更し、平成28年度には定期更新を行った。本件は、使用済みバルブシール材の物性値を調査し、放射性物質濃度等と劣化度との関連性を評価した。
堀籠 和志; 田口 茂郎; 西田 直樹; 後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦
日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.381 - 384, 2017/08
東海再処理施設では、プルトニウム等の核燃料物質を安全に取り扱うため、閉じ込め機能(負圧)を有するグローブボックス(GB)が設置されており、各GBには、グローブを取り付けるためのグローブポート(ベークライト製)が取り付けられている。グローブポートには、グローブをグローブポートに直接取り付けるタイプと、インナーリングと呼ばれる塩ビ製の環に取り付けたグローブをグローブポートに挿入して取り付けるタイプ(以下、押し込み式グローブポート)の2種類が使われている。平成28年4月に、押し込み式グローブポートの1基に2ヵ所の割れが東海再処理施設において初めて確認された。なお、割れによるGB内の負圧の異常や、GB外への放射性物質の漏えいは確認されなかった。グローブポートは、ポートとポート押さえでパネルを挟み込む形で、ポートとポート押さえをネジで固定することによりGBパネルに取り付けられている。このため、固定ネジを取外すことでグローブポートは取り外しが可能な構造ではあるが、グローブポートをそのまま取外した場合、閉じ込め機能が破れ、GB内の放射性物質を拡散させる恐れがあるため、拡散防止措置を講じた上で、グローブポートの交換を実施する必要があった。そこで今回、GB内部の汚染をコントロールしながらグローブポートを更新する手法を確立した。本発表では、その交換手法について報告する。
鈴木 快昌; 田中 直樹; 後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦
日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.385 - 389, 2017/08
東海再処理施設の分析所では、グローブボックス等の分析設備や付帯機器・部品類の点検・更新等において、作業方法上、放射性物質の拡散リスク(作業員の内部被ばくリスク)を伴うものがあり、対策としてグリーンハウス(GH)と呼ばれる汚染拡大防止用のハウスを設置する。本件では、東海再処理施設分析設備において、これまでに様々な保守・更新作業で用いたGHの概要について報告する。
高良 和樹*; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 後藤 実; 中川 繁昭; 島川 聡司*
Nuclear Engineering and Design, 300, p.330 - 338, 2016/04
被引用回数：6 パーセンタイル：49.29(Nuclear Science & Technology)原子力機構で検討が進められている複数の高温ガス炉のLLFP核変換性能を評価した。解析コードにはMVP-BURNを使用した。小型高温ガス炉およびプルトニウム燃焼用高温ガス炉を用いたLLFP核変換の評価の結果、高温ガス炉によるLLFP核変換の有効性が示された。
generation of two strains of 
var. 
本多 和茂*; 種市 周平*; 前田 智雄*; 後藤 聡*; 鹿内 靖浩*; 佐々木 和也*; 野澤 樹; 長谷 純宏
JAEA-Review 2015-022, JAEA Takasaki Annual Report 2014, P. 107, 2016/02
シネンシス系デルフィニウム品種の種子にイオンビームを照射し、照射強度、倍数性の違いが照射当代の変異出現におよぼす影響についての基礎的な知見を得るための調査を行った。今回照射を行なった条件では実生個体の生存率の低下は見られなかったが、調査を行った一部の形質において照射強度、倍数性の違いによる差が観察された。また、種子稔性の低下は生じず、照射個体に由来する次世代の種子を多く得ることができた。
西原 健司; 山岸 功; 安田 健一郎; 石森 健一郎; 田中 究; 久野 剛彦; 稲田 聡; 後藤 雄一
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.301 - 307, 2015/03
被引用回数：17 パーセンタイル：81.12(Nuclear Science & Technology)2011年3月11日に起こった福島第一原子力発電所事故の後、タービン建屋並びにその周辺において多量の放射性核種を含む滞留水(汚染水)が発生した。本稿では、炉心に含まれている放射性核種のインベントリを計算すると共に、東京電力から公開された滞留水分析結果をまとめ、炉心から滞留水への放射性核種の放出率を評価した。なお、本評価は、2011年6月3日までに得られている情報に基づいている。トリチウム,ヨウ素、そしてセシウムの放出率は数十%であり、一方、ストロンチウムとバリウムはそれよりも一桁から二桁小さかった。これらの放出率はTMI-2事故と同程度であった。
高良 和樹*; 中屋 裕行*; 久保 光太郎*; 松浦 秀明*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 12 Pages, 2014/09
HLWには数十万年にわたり放射線を出し続ける長寿命核分裂生成物(LLFP)が含まれ、それらの中には化学的に地下水に溶けて移行しやすい傾向を示すものもあり、必ずしも地層処分に向いているとは言えない。そこで、LLFPの処分については、長期保管すると同時に削減できる施設の利用を提案する。高温ガス炉(HTGR)は、広い反射体領域を備えており、基本設計を大きく変えることなく大量のLLFPを保管すると同時に核変換よる削減が可能である。概念設計が行われている実用高温ガス炉GTHTR300にLLFPを装荷した場合を想定し、原子炉を1年間運転するための過剰反応度を確保する条件の下、装荷可能なLLFP量およびLLFPの核変換量を、モンテカルロコードMVP-BURNを用いて評価した。その結果、装荷可能なLLFPは15t、LLFPの核変換量は30kg/yearであり、実効的なLLFPの半減期を1/626に短縮できる。更なる最適化による核変換量の増加も期待でき、高温ガス炉は大量のLLFPを長期保管すると同時に削減する施設として利用できる。
深谷 裕司; 植田 祥平; 後藤 実; 島川 聡司
JAEA-Research 2013-035, 84 Pages, 2013/12
JAEA-Research-2013-035.pdf:3.22MB
高温ガス炉の設計をより確実なものとするために、核種生成消滅評価法に関する技術的な問題の整理を行った。核種生成消滅評価に関する技術的な問題は、大きく分けて燃焼方程式の解法、実効断面積作成法及び核データのライブラリ選択に分類される。特に、実効断面積作成法に関する検討は炉心燃焼解析と共通する部分を有し、将来の高温ガス炉用炉心設計コード開発への適用可能性について技術的検討を併せて行った。その結果、SRAC107群構造を中性子束エネルギー20MeVまで拡張した108群構造をもつ断面積セットを新たに整備し、決定論的計算コードであるSRACコードにより評価された中性子束を用いた群縮約を行う手法が妥当であることが分かった。なお、本手法は現行の炉心設計手法と整合性を取りつつも、多様なニーズに対応するための拡張がなされていること等から総合的に最適な手法である。本手法を用いて作成したORIGEN用1群ライブラリによる核種生成消滅計算を行い、被ばく評価及び燃料設計に重要な核種とさらなる高精度化が必要となる核種を高温ガス炉解析の観点から明確にした。
西原 健司; 山岸 功; 安田 健一郎; 石森 健一郎; 田中 究; 久野 剛彦; 稲田 聡; 後藤 雄一
日本原子力学会和文論文誌, 11(1), p.13 - 19, 2012/03
2011年3月11日に起こった福島第一原子力発電所事故の後、タービン建屋並びにその周辺において多量の放射性核種を含む滞留水(汚染水)が発生した。本稿では、炉心に含まれている放射性核種のインベントリを計算するとともに、東京電力から公開された滞留水分析結果をまとめ、炉心から滞留水への放射性核種の放出率を評価した。なお、本評価は、2011年6月3日までに得られている情報に基づいている。
後藤 実; 島川 聡司; 橘 幸男
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/10
炭素の捕獲断面積の精度は、高温ガス炉の核特性を行ううえで重要であるが、これまで長期にわたり更新されてこなかった。2010年5月に公開されたJENDLの最新版であるJENDL-4.0では、この値が最新の測定データに基づき更新された。その結果、従来の核データライブラリをJENDL-4.0に換えることで、これまで解決できなかったHTTRの臨界ベンチマーク計算における過剰反応度の課題評価の問題が解決され、HTTRの臨界計算に対する高い適用性が示された。
後藤 実; 島川 聡司; 安元 孝志*
JAEA-Conf 2011-002, p.11 - 16, 2011/09
過去にIAEAにおいて高温ガス炉(HTTR)の臨界近接試験の国際ベンチマーク計算が行われ、その多くは過剰反応度を過大評価した。原子力機構(JAEA)のベンチマーク計算も、他の場合と同様に過剰反応度を過大評価する結果となった。その後、幾何形状モデルの見直しや当時最新の核データライブラリJENDL-3.3の利用により、JAEAの計算結果は改善されたが、過大評価の問題は残った。一方、異なる核データライブラリを用いたHTTRの炉心計算の比較により、ライブラリ間の熱領域における炭素の捕獲断面積のわずかな違いが、計算結果に有意な違いをもたらすことがわかった。この断面積の値はミリバーンのオーダーで小さいため、原子炉の核計算分野における関心は低く、その結果、JENDL, ENDF/B、及びJEFFといったメジャーな核データライブラリでさえ、その値は長い間見直されてこなかった。われわれは、HTTRの炉心計算の精度向上の観点から、この断面積を最新の測定値に基づき見直す必要があると考えていた。2010年5月、JENDLの最新版(JENDL-4)がJAEAより公開され、熱領域の炭素の捕獲断面積が最新の測定値に基づき見直された。その結果、JENDL-4を用いたHTTRの臨界近接試験の計算は、JENDL-3.3を用いた場合に比べて実効増倍率を0.4%
kから0.9%k小さく評価し、従来の過剰反応度を過大評価する問題が解決された。
後藤 実; 島川 聡司; 寺田 敦彦; 柴田 大受; 橘 幸男; 國富 一彦
Proceedings of ASME 2011 Small Modular Reactors Symposium (SMR 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/09
燃料交換なしで長期にわたり運転できる発電用小型高温ガス炉の設計研究を行っている。本研究では、高温工学試験研究炉(HTTR)に比べて、炉心サイズ,装荷燃料、及び燃焼度を大きくすることで、燃料交換が不要な長期運転炉心の設計を目指した。炉心燃焼計算を行い、燃料交換なしで約6年間運転可能な出力120MWtの小型高温ガス炉について、核的な成立性を示した。
後藤 実; 島川 聡司; 中尾 安幸*
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(7), p.965 - 969, 2011/07
被引用回数：17 パーセンタイル：77.43(Nuclear Science & Technology)過去にIAEAにおいてHTTRの臨界近接試験の国際ベンチマーク計算が行われ、その多くは過剰反応度を過大評価した。原子力機構のベンチマーク計算も、他の場合と同様に過剰反応度を過大評価する結果となった。その後、幾何形状モデルの見直しや当時最新の核データライブラリJENDL-3.3の利用により原子力機構の計算結果は改善されたが、過大評価の問題は残った。一方、異なる核データライブラリを用いたHTTRの炉心計算の比較により、ライブラリ間の熱領域における炭素の中性子捕獲断面積のわずかな違いが、計算結果に有意な違いをもたらすことが見いだした。この断面積の値はミリバーンのオーダーで小さいため、原子炉の核計算分野における関心は低く、JEND, ENDF/B、又はJEFFといったメジャーな核データライブラリでさえ、その値は長い間見直されてこなかった。われわれは、HTTRの炉心計算の精度向上の観点から、この断面積を最新の測定値に基づき見直すこと、及び従来に比べて10%程度大きな値に見直すことを提案した。2010年5月、JENDLの最新版JENDL-4.0が原子力機構より公開され、熱領域の炭素の中性子捕獲断面積が最新の測定値に基づき、従来に比べて9%大きな値に見直された。HTTRの臨界近接試験の計算に及ぼす影響を調べた結果、JENDL-3.3を用いた場合に比べて実効増倍率を0.4%
-0.9%小さく評価し、その結果、従来の過剰反応度を過大評価する問題を解決できた。
collisions at 
= 200 and 62.4 GeVAdare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Armendariz, R.*; et al.
Physical Review C, 83(6), p.064903_1 - 064903_29, 2011/06
被引用回数：184 パーセンタイル：99.44(Physics, Nuclear)200GeVと62.4GeVでの陽子陽子の中心衝突からの
の横運動量分布及び収量をRHICのPHENIX実験によって測定した。それぞれエネルギーでの逆スロープパラメーター、平均横運動量及び単位rapidityあたりの収量を求め、異なるエネルギーでの他の測定結果と比較する。また
や
スケーリングのようなスケーリングについて示して陽子陽子衝突における粒子生成メカニズムについて議論する。さらに測定したスペクトルを二次の摂動QCDの計算と比較する。
and Au+Au collisions at 
= 200 GeVAdare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Aramaki, Y.*; et al.
Physical Review C, 83(4), p.044912_1 - 044912_16, 2011/04
被引用回数：8 パーセンタイル：49.7(Physics, Nuclear)重いフレーバーのメソンの崩壊からの電子の測定は、このメソンの収量が金金衝突では陽子陽子に比べて抑制されていることを示している。われわれはこの研究をさらに進めて二つの粒子の相関、つまり重いフレーバーメソンの崩壊からの電子と、もう一つの重いフレーバーメソンあるいはジェットの破片からの荷電ハドロン、の相関を調べた。この測定は重いクォークとクォークグルオン物質の相互作用についてのより詳しい情報を与えるものである。われわれは特に金金衝突では陽子陽子に比べて反対側のジェットの形と収量が変化していることを見いだした。
後藤 実; 藤本 望; 島川 聡司; 橘 幸男; 西原 哲夫; 伊与久 達夫
Proceedings of 5th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10
ブロック型高温ガス炉では、反応度制御を制御棒と可燃性毒物(BP)で行うが、運転時に制御棒を炉心深く挿入した場合、軸方向の出力分布が大きく歪み、その結果、燃料温度が制限値を超えるため、制御棒の炉心への挿入深さは燃焼期間を通して浅く保つ必要がある。そのため、運転時に制御棒により制御可能な反応度は小さく、反応度制御は燃焼期間を通しておもにBPで行う。ブロック型高温ガス炉については、反応度制御におけるBPの有効性は、これまで確認されていなかった。高温工学試験研究炉(HTTR)は世界で唯一稼働中のブロック型高温ガス炉で、2010年に高温運転モードによる50日間の高温連続運転に成功するとともに、その燃焼度は約370EFPDに到達し、これにより燃焼データを用いたHTTRの反応度制御におけるBPの有効性の確認が可能となった。そこで、制御棒の炉心への挿入深さの燃焼に伴う変化を調べ、HTTRの反応度制御におけるBPの有効性を確認した。また、制御棒の挿入深さの燃焼変化について、計算値と測定値を比較し、HTTRの炉心燃焼計算手法の妥当性を確認した。
decomposition catalyst for iodine-sulfur process今井 良行; 久保 真治; 後藤 実; 島川 聡司; 橘 幸男; 小貫 薫
Proceedings of 5th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2010) (CD-ROM), 4 Pages, 2010/10
ヨウ素-硫黄プロセスにおけるSO分解触媒に対する要求性能を数値解析により調べた。ヘリウム加熱シェルアンドチューブ型SO分解器について、Yagi-Kunii式及びZukauskas式をそれぞれプロセスガス側及びヘリウムガス側の伝熱に適用して伝熱面積を算出し、反応器の空間速度として1000h
が最適であることを明らかにした。この結果をもとに、工業的なSO分解器で想定される0.5MPa以上の操作圧において平衡分解率を達成するために必要な触媒性能を検討し、量論速度式の速度定数kとして1.5s以上を確保する必要があることを明らかにした。
島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭; 橘 幸男
Proceedings of 5th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/10
炭素の熱エネルギー領域の捕獲断面積はわずか3mbと小さいため、その精度は、一般的な原子炉の核設計においては重要視されてこなかったが、高温ガス炉(HTGR)のように黒鉛リッチな原子炉の核設計においては無視できない。5%の炭素の捕獲断面積の違いは、原子力機構の高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界近接試験を対象としたモンテカルロ計算において、0.24から0.47%の実効増倍率の違いをもたらす。JENDL-3.3, ENDF/B-VII、又はJEFF-3.1を用いたモンテカルロ計算は、HTTRの実効増倍率を過大評価する。JENDL-3.3を用いた場合、他のライブラリを用いた場合に比べて測定値に近い計算値が得られるものの、HTTRの臨界近接試験結果を、0.4から1.0%過大評価する。JENDLの最新版であるJENDL-4では、われわれのHTTRの核特性解析に関する知見に基づき、熱領域の炭素の捕獲断面積は3.86mbに見直された。この値は、ENDF/B-VII及びJEFF-3.1の3.36mb、JENDL-3.3の3.53mbに比べて10から15%大きい。その結果、JENDL-4をHTTRのモンテカルロ計算に用いることで、従来の実効増倍率の過大評価を予想通り大幅に改善することができた。
