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青木 健; 清水 厚志; 野口 弘喜; 倉林 薫; 安田 貴則; 野本 恭信; 飯垣 和彦; 佐藤 博之; 坂場 成昭
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
本研究では、高温ガス炉と水素製造施設を接続したHTTR(高温工学試験研究炉)-熱利用試験施設に対する安全設計方針を開発した。検討の結果、高圧ガスや可燃性ガスにより想定される災害に対して公衆安全を確保するため、水素製造施設に対しては現行の化学プラントで適用されている法規を適用する安全設計方針を提示した。また、水素製造施設の異常に伴う漏えい可燃性物質の火災爆発や水素製造施設除熱量の変動に対する原子炉施設の通常運転機能の確保等の対策を含め、水素製造施設を接続した原子炉施設特有の安全要件に適合した安全設計方針を提示した。HTTR-熱利用試験施設に対して開発された安全設計方針は、HTTR-熱利用試験施設の基本設計や詳細設計に活用される見込みである。
野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
JAEA initiated an HTTR heat application test plan to develop for coupling technology between HTGR and hydrogen production facility. The principal objective of this test plan is to establish the high safety coupling technology for coupling a hydrogen production facility to HTGR through the demonstration of a hydrogen production by the proven technology of methane steam reforming method utilizing the HTTR as a high temperature heat source. The other objective is to develop for coupling equipment such as a high temperature isolation valve, a helium gas circulator and a high temperature insulation pipe. This paper describes the overview of an HTTR heat application test plan such as a draft test schedule and test targets for the demonstration of a hydrogen production. This paper also presents basic specifications of an HTTR heat application test facility such as the HTTR modification strategy, overall system configuration and heat and mass balance at rated test operation for the demonstration of a hydrogen production. Furthermore, the operation plan during the normal start-up and shut-down processes is proposed.
水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; 野口 弘喜; et al.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05
High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to extend the use of nuclear heat to a wider spectrum of industrial applications such as hydrogen production, high efficiency power generation, etc., due largely to high temperature heat supply capability as well as inherent safe characteristics. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been contracted by the Agency for Natural Resources and Energy, part of the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI) of Japan, to conduct its Hydrogen Production Demonstration Project Utilizing Very High Temperature. The primary objective of this project is to establish "coupling technology" between HTGR and hydrogen production facility in accordance with "Green Growth Strategy Through Achieving Carbon Neutrality in 2050". From this fiscal year, JAEA initiated a program to produce hydrogen using an HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) to develop coupling technologies between HTGR and hydrogen production facility required for a massive, cost-effective and carbon-free hydrogen production technology. This paper describes the development plan for coupling equipment which is required for an HTTR heat application test as coupling technologies between an HTTR and a hydrogen production facility. The coupling equipment is composed of a high temperature isolation valve to prevent the ingress of the flammable gas and/or the leakage of radioactive materials for nuclear facility, a secondary helium gas circulator to feed a high temperature helium gas, and a high temperature insulation pipe to transport of a high temperature helium gas from an Internal Heat Exchanger (IHX) to a hydrogen production facility. The development plan of coupling equipment contains each target and draft schedule.
山本 風海; 金正 倫計; 林 直樹; Saha, P. K.; 田村 文彦; 山本 昌亘; 谷 教夫; 高柳 智弘; 神谷 潤一郎; 菖蒲田 義博; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1174 - 1205, 2022/09
被引用回数：6 パーセンタイル：84.97(Nuclear Science & Technology)J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、最大1MWの大強度ビームを25Hzという早い繰り返しで中性子実験及び下流の主リングシンクロトロンに供給することを目的に設計された。2007年の加速器調整運転開始以降、RCSではビーム試験を通じて加速器の設計性能が満たされているかの確認を進め、必要に応じてより安定に運転するための改善を行ってきた。その結果として、近年RCSは1MWのビーム出力で連続運転を行うことが可能となり、共用運転に向けた最後の課題の抽出と対策の検討が進められている。本論文ではRCSの設計方針と実際の性能、および改善点について議論する。
関根 恵; 助川 秀敏; 石黒 裕大; 大山 光樹; 小畑 敬; 林 和彦; 井上 尚子
Proceedings of INMM & ESARDA Joint Virtual Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2021/08
日本原子力研究開発機構(JAEA)核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)は、仮想原子力施設のバーチャルツアーを開発した。そのバーチャルツアーを、2020年11月に開催された国内計量管理制度に係る国際オンライントレーニング(Online RTC-SSAC)の設計情報質問書(DIQ)演習に適用した。また2021年2月に開催されたアジア原子力協力フォーラム(FNCA)の核セキュリティ・保障措置プロジェクトのオンラインワークショップにおいて、補完的アクセス(CA)演習にも適用した。これまで、ワークショップ演習は対面形式にて実施してきたが、COVID-19パンデミックの影響を受け今回バーチャルツアーを開発した。バーチャルツアーは、施設見学の代替としてオンライントレーニングに有効なツールであるだけでなく、対面式のトレーニングを行う場合においても強みがあると考える。今回の開発に活用した原子力施設は廃止措置の予定であるが、このバーチャルツアーは、様々な応用が可能である。本論文では、学習目的が異なるDIQ演習とCA演習に用いた、研究炉施設のバーチャルツアーを作成する方法を説明する。施設の特徴をどのように生かしたか、また、実際の施設訪問ができない場合においても、必要な設計情報を提供することの重要性を参加者に伝えること等課題も示す。さらに、同じバーチャルツアーを用いて、CAにおける保障措置関連の検認活動を説明するエクササイズにも活用できた。このように、バーチャルツアーは様々なトレーニングに適用できる可能性がある。
荒木 祥平; 郡司 智; 外池 幸太郎; 小林 冬実; 井澤 一彦; 小川 和彦
Proceedings of European Research Reactor Conference 2020 (RRFM 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/10
原子力機構では、定常臨界実験装置STACYを更新することにより、ウラン燃料棒と軽水減速材で炉心を構成する新たな臨界実験装置を整備している。ウラン燃料棒はロシアのNCCP社で製造された。更新後、最初の実験キャンペーンとして、燃料デブリ模擬臨界実験を予定しており、そこで得られる実験データは、福島第一原子力発電所燃料デブリ取出しに係る臨界解析手法の検証に用いられる。STACY更新炉は汎用の臨界実験装置であり、軽水炉の炉心・燃料設計の高度化、臨界安全評価・管理の高度化、基礎的な炉物理研究、人材育成など、広い用途に供される。
松井 裕哉; 渡辺 和彦*; 見掛 信一郎; 新美 勝之*; 小林 伸司*; 戸栗 智仁*
第47回岩盤力学に関するシンポジウム講演集(インターネット), p.293 - 298, 2020/01
日本原子力研究開発機構は、地震による地下深部構造物への影響に着目し、瑞浪超深地層研究所の換気立坑を利用して、地表, 深度100m, 深度300m、および深度500m地点に地震観測システムを設置し、同一地震における深度方向の地震動変化を十数年間観測した。その結果、震源位置やマグニチュードの異なる十数個の地震に対する地上から地下500mまでの間の地震動観測記録を取得し、釜石鉱山での観測などの既往の研究と同様の深度方向の地震動変化に関する知見を得た。また、得られた地震動の波形データなどを用い、地震動のフーリエ振幅と位相差の深度分布を分析した所、直下型地震では理論値に近い結果になる一方、遠方の地震では理論値との乖離があることなどを確認した。
菊澤 信宏; 仁木 和昭*; 山本 昇*; 林 直樹; 足立 昌俊*; 渡邉 和彦*
Proceedings of 16th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.877 - 880, 2019/07
J-PARCのインターロックシステムは、人の安全のための人的保護システム(Personnel Protection System: PPS)および機器を保護するための機器保護システム(Machine Protection System: MPS)に大別される。J-PARCのPPSは2006年のLinacでの部分運用から始まり2009年のハドロン実験施設およびニュートリノ実験施設の稼働で完成した。その後の10年でビデオ監視システムの更新や新しいインターロックの新設などの改善や改良が行われてきた。本報告ではこれらを含めた最近の運用について述べるとともに、信頼性を維持・向上させるために実施している検査やメンテナンスについての現状を報告する。
As and LiFeAs by X-ray PDF and XAFS analysesLi, S.*; 豊田 真幸*; 小林 義明*; 伊藤 正行*; 池内 和彦*; 米田 安宏; 大谷 彬*; 松村 大樹; 浅野 駿*; 水木 純一郎*; et al.
Physica C, 555, p.45 - 53, 2018/12
被引用回数：1 パーセンタイル：5.02(Physics, Applied)鉄系超伝導体のBaFeAsとLiFeAsの局所構造解析をX線PDF解析とXAFSを利用して行った。BaFeAsの構造相転移温度ではPDFで得られた局所構造には変化が見られたが、EXAFSで得られた局所構造には変化を見出すことができなかった。これらのデータは室温の平均構造が正方晶相において、局所的な斜方歪みを考慮する必要があることを示唆している。
坂佐井 馨; 佐藤 節夫*; 瀬谷 智洋*; 中村 龍也; 藤 健太郎; 山岸 秀志*; 曽山 和彦; 山崎 大; 丸山 龍治; 奥 隆之; et al.
Quantum Beam Science (Internet), 1(2), p.10_1 - 10_35, 2017/09
J-PARC物質・生命科学実験施設では、中性子検出器、スーパーミラーや
Heスピンフィルターなどの光学機器、及びチョッパー等の中性子デバイスが開発され、据え付けられている。また、計算環境として機器制御、データ取得、データ解析、及びデータベースの4つのコンポーネントが整備されている。また、物質・生命科学実験施設では実験に使用される様々な試料環境が利用可能である。本論文では、これらの現状について報告する。
Pt
As
(Fe
Pt
As)池内 和彦*; 小林 義明*; 鈴木 一範*; 伊藤 正行*; 梶本 亮一; Bourges, P.*; Christianson, A. D.*; 中村 博樹; 町田 昌彦; 佐藤 正俊*
Journal of Physics; Condensed Matter, 27(46), p.465701_1 - 465701_7, 2015/11
被引用回数：1 パーセンタイル：4.82(Physics, Condensed Matter)中性子非弾性散乱実験による超伝導体CaPtAs(FePtAs)のフォノンの測定結果を報告する。特に転移温度33K付近でのクーパー対に対する軌道揺らぎの影響を調査し、弾性定数
に対応する面内横音響フォノンに少しソフト化が起きていることを観測した。また、転移温度以上の温度で面内光学フォノンが異常に強く変化するのを観測した。このモードは鉄と砒素の面内振動に対応しており、鉄のd軌道の軌道揺らぎと格子系の結合に関する情報を与えている。この結果は超伝導発現機構やいわゆるネマティック相の研究に有益な情報をもたらすものである。
大図 章; 高瀬 操*; 春山 満夫; 倉田 典孝*; 小林 希望*; 呉田 昌俊; 中村 龍也; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 鈴木 浩幸; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 798, p.62 - 69, 2015/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.57(Instruments & Instrumentation)シンチレータを用いたヘリウム3代替中性子検出器内部のシンチレータ光の伝搬特性を光線追跡コードを用いて調査した。検出器の構造は、ガラス基板に積層された薄いセラミックシンチレータ板とそれを囲む光反射管、及びその光反射管の両端に設置された二つの光電子増倍管からなる。管内部のセラミックシンチレータ板の設置を様々に変化させた場合の検出器の両端に現れる光出力を計算し、試験結果と比較した。その結果、管内部の光伝搬特性は、そのセラミックシンチレータの配置、及び光反射管の構造に大きく依存することが判明した。
二宮 和彦*; 久保 謙哉*; 長友 傑*; 髭本 亘; 伊藤 孝; 河村 成肇*; Strasser, P.*; 下村 浩一郎*; 三宅 康博*; 鈴木 栄男*; et al.
Analytical Chemistry, 87(9), p.4597 - 4600, 2015/05
被引用回数：28 パーセンタイル：71.03(Chemistry, Analytical)Elemental analysis of materials is fundamentally important to science and technology. Many elemental analysis methods have been developed, but three-dimensional nondestructive elemental analysis of bulk materials has remained elusive. Recently, we developed a nondestructive depth-profiling elemental analysis method after a decade of research. This new method utilizes a new type of probe; a negative muon particle and high-energy muonic X-rays emitted after the muon stops in a material. We performed elemental depth profiling on an old Japanese gold coin (Tempo-Koban) using a low-momentum negative muon beam and successfully determined that the Au concentration in the coin gradually decreased with depth over a micrometer length scale.
瀬谷 道夫; 小林 直樹; 直井 洋介; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎
Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03
原子力機構では、2011年度より次の3つのプログラムからなる先進核物質非破壊測定技術の基礎開発を実施している。(1)レーザー・コンプトン散乱
線(大強度単色線)を使う核共鳴蛍光NDA技術開発、(2)ZnS/B
O
セラミックシンチレータによる中性子検出技術開発、(3)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)による中性子濃度分析法(NRD)技術開発。これらのプログラムは2014年度に終了する予定であり、2015年2-3月に実証試験を行う予定である。
瀬谷 道夫; 直井 洋介; 小林 直樹; 中村 孝久; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎
核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01
日本原子力研究開発機構(JAEA)の核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、JAEAの他部門と協力して、核セキュリティ・核不拡散のための以下の先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)使用済燃料中プルトニウム非破壊測定(NDA)実証試験(PNAR法+SINRD法) (JAEA/USDOE(LANL)共同研究、平成25年度終了)、(2)レーザー・コンプトン散乱線非破壊測定技術開発(大強度単色線源基礎実証)、(3)ヘリウム3代替中性子検出技術開発、(4)中性子共鳴濃度分析法技術開発(JAEA/JRC共同研究)。この報告では、これらについてその概要を紹介する。
BO ceramic scintillator detectors中村 仁宣; 大図 章; 小林 希望*; 向 泰宣; 坂佐井 馨; 中村 龍也; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 栗田 勉; 瀬谷 道夫
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2014/07
計量管理及び保障措置に用いられているHe-3型中性子検出器の代替技術を開発するため、ZnS/BOセラミックシンチレータを用いた中性子検出器(Pu非破壊測定システム)の開発プロジェクトを日本国政府の支援のもと進めている。代替システム(ASAS:代替サンプル測定システム)の設計は基本的に従前からプルトニウムの測定に用いられているINVS(在庫サンプル測定装置)を参考にした。INVSはサンプル瓶に採取されたMOX粉末またはPu溶液中のPu量を測定する装置であり、18本のHe-3中性子検出器(検出効率約42%)を有している。ASAS検出器の開発(製作)後、その技術や性能を確立するために、原子力機構はデモンストレーションを2015年の早々に計画しており、サンプルの位置再現性の確認、検出器パラメータの最適化、計数の統計ばらつき、温度変化や線の線量率の変化に対する安定性及び代替He-3技術の有効性に係る指標(FOM)の評価をチェックソースやMOX粉末を利用して行う予定である。さらに、INVSとASASの性能比較試験も実施する計画である。本論文は、MCNP遮蔽計算コードによる研究成果、ASASの設計図及び性能や技術を証明するためのデモンストレーション計画についてまとめたものである。
瀬谷 道夫; Bolind, A.; 小林 直樹; 羽島 良一; 呉田 昌俊; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 原田 秀郎
Proceedings of International Conference on Nuclear Security; Enhancing Global Efforts (CD-ROM), 12 Pages, 2014/03
核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、原子力機構内の幾つかの部門と協力しつつ、以下の先進核物質非破壊測定技術の基礎技術開発を実施している。(1)レーザー・コンプトン散乱線(大強度単色線)を用いる核共鳴蛍光NDA技術、(2)ZnS/BOセラミックシンチレータによるHe代替中性子検知技術、(3)中性子共鳴透過分析と中性子共鳴捕獲分析を組合せた中性子共鳴濃度分析技術。これらの技術は保障措置ばかりではなく、核セキュリティ分野での核物質の検知にも使えるものである。この論文では各技術に関する技術開発概要と幾つかの適用案を紹介する。
大図 章; 高瀬 操*; 倉田 典孝*; 小林 希望*; 飛田 浩; 春山 満夫; 呉田 昌俊; 中村 龍也; 鈴木 浩幸; 藤 健太郎; et al.
Proceedings of 2014 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference; 21st International Symposium on Room-Temperature Semiconductor X-ray and -ray detectors (NSS/MIC 2014), 5 Pages, 2014/00
日本原子力研究開発機構では、セラミックシンチレータを用いたヘリウム3代替中性子検出器を開発している。その検出器は、矩形のアルミニウム管とその内側に設置された光反射シート、その内部に対角線状に設置されたガラス板に焼結されたセラミックシンチレータシート、及びアルミニウム管の両端に設置された光電子増倍管で構成される。検出器の中性子検出効率は、内部のシンチレータ光の伝搬特性に影響を受けるため、シンチレータ表面及びガラス面から検出器内部を通過するシンチレータ光の伝搬特性を光線追跡シミュレーションで調査した。そのシミュレーション結果を実験結果と比較して報告する。
島田 耕史; 亀高 正男*; 中山 一彦; 瀬下 和芳; 田中 義浩; 林 俊夫*; 田中 遊雲; 下釜 耕太*; 岡崎 和彦*
地質学雑誌, 119(11), p.727 - 731, 2013/11
脆弱で細粒かつ少量の断層中軸部の試料から、できるだけ多くの微細構造観察機会を得ると共に、化学分析等に供せられる試料量を確保する観点から、微小な試料の走査型電子顕微鏡(SEM)の利用は有効と考えられる。その際に課題となるのは、脆弱な試料の定方位情報を保持させたまま、SEMの試料室へ入れる方法の確立であり、実用上可能とされ得る迅速な試料採取方法の確立である。本稿では、ステープラー(ホチキス)の針を、互いに直角な小平面を持っている事を活かした定方位用の枠として用い、特殊な薬品や高度な備品類の使用を抑え、野外での迅速な定方位試料採取、貴重な試料からの採取を可能とする、SEM観察用定方位試料作製手法の手順を紹介する。
大図 章; 呉田 昌俊; 春山 満夫; 高瀬 操; 倉田 典孝; 小林 希望; 曽山 和彦; 中村 龍也; 坂佐井 馨; 藤 健太郎; et al.
核物質管理学会(INMM)日本支部第34回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2013/10
文部科学省核セキュリティ強化等推進事業の一つとして、世界的なHe-3ガス供給不足問題に対処するため、核セキュリティや保障措置分野での用途を目的としたZnSセラミックシンチレーターを用いたHe-3代替中性子検出器とそれら代替検出器を多数装備した保障措置用プルトニウム非破壊評価測定装置(NDA)の実証機を開発している。本報では、開発しているHe-3代替中性子検出器の基本性能に大きな影響を及ぼす検出器内部のシンチレーション光の導光特性の光線追跡シミュレーションコードを用いた計算結果と試作した検出器の試験結果の比較、及び中性子モンテカルロ計算コード(MVP)で設計,構築した代替Pu-NDA計測システム(APCA)実証機の設計性能と現行のプルトニウム貯蔵容器測定システム(PCAS)装置の性能比較に関して、今後の試験計画とあわせて報告する。
