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光安 優典*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 木野 康志*; 奥津 賢一*; 関根 勉*; 山下 琢磨*; 清水 良央*; 千葉 美麗*; 鈴木 敏彦*; et al.
Radiation Protection Dosimetry, 199(14), p.1620 - 1625, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Environmental Sciences)ESRを用いた線量計測を行う際は、ESRスペクトルを複数成分でカーブフィットし、炭酸ラジカル強度だけを抽出する必要がある。複数成分を同時にフィッティングする従来の方法では、うまく解析が収束しない例が見られ、その場合、当該個体の線量推定が不可能になってしまう。そこで、我々は複数成分のうち、主要な炭酸ラジカルと有機物ラジカルを最初にフィットし、そのあとに残りの成分をフィットする新しいアルゴリズムを開発して、より多くの個体のESRスペクトルを解析可能にすることを検討している。新しいアルゴリズムで福島県で捕獲した野生ニホンザルの歯を解析したところ、従来の方法では解析できなかった個体の炭酸ラジカル強度も抽出でき、線量推定可能になった。
光安 優典*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 木野 康志*; 奥津 賢一*; 関根 勉*; 山下 琢磨*; 清水 良央*; 千葉 美麗*; 鈴木 敏彦*; et al.
KEK Proceedings 2022-2, p.120 - 125, 2022/11
ESR線量計測法による低線量被ばくの評価においては、生体試料由来の試料の不均一さや低S/N比試料によるESR測定の不確実さなどのために炭酸ラジカル強度のばらつきが大きいことが問題となっており、これらの原因によってESR線量計測法の検出下限値の改善が困難であった。そこで本研究では、ESR測定時の石英管や試料の磁場中での設置方向など、あるいはS/N比向上のための繰り返し測定の回数などが、得られたESRスペクトルの多成分解析にどのように影響を及ぼすかを調べ、再現性の高い測定・評価方法を検討した。
石川 諒椰*; 鈴木 正敏*; 木野 康志*; 遠藤 暁*; 中島 裕夫*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 清水 良央*; 鈴木 敏彦*; 篠田 壽*; et al.
KEK Proceedings 2022-2, p.61 - 66, 2022/11
福島県の野生ニホンザルの肝臓・膀胱・大腿筋を用いて、低線量放射線による生物影響の要因と考えられる酸化ストレスとその防御機構である抗酸化活性のバランスを調べた。その結果、福島第一原子力発電所事故に起因する非常に低い線量率の放射線被ばくによって、事故から7年から10年が経過しても放射線に対する生物の応答反応が外部被ばく・内部被ばくに共通して持続すること、その変動傾向は臓器によって異なるものの、いずれも酸化ストレスと抗酸化機構が関連して変動する可能性が示唆された。
大橋 智典*; 坂巻 竜也*; 舟越 賢一*; 服部 高典; 久野 直樹*; 阿部 淳*; 鈴木 昭夫*
American Mineralogist, 107(3), p.325 - 335, 2022/03
被引用回数：1 パーセンタイル：19.16(Geochemistry & Geophysics)マグマの物性を知るために、室温で加圧されたバサルトガラスの構造をX線および中性子回折により約18GPaまで調べた。加圧によりバサルトガラスは圧縮挙動を変化させた。つまり約2-4GPaにおいて、平均酸素間距離(r
)を保ったまま、酸素の平均配位数(CN)は上昇しはじめる。さらに加圧すると9GPaでCNの上昇はとまり、Al周りの酸素配位数(CN
)を上昇させながら、rが縮み始める。9GPaでの変化は ガラスの圧縮機構が、四面体ネットワークの変形から、CNの増大を伴った酸素充填率の上昇に変わることで解釈できる。高圧下の酸素の充填率(
)を解析すると、その値がデンスランダムパッキングの限界値を超えることが分かった。このことは、石英やケイ酸塩ガラスの構造相転移が酸素充填限界説では説明できないことを示している。2-4GPaに見られたCNの上昇は四配位ケイ酸塩ガラスのソフト化と対応しており、過去にLiu and Lin (2014)によって報告された約2GPaでのバサルトガラスの弾性異常の起源であるかもしれない。
光安 優典*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 小荒井 一真; 木野 康志*; 奥津 賢一*; 関根 勉*; 山下 琢磨*; 清水 良央*; 千葉 美麗*; et al.
KEK Proceedings 2021-2, p.91 - 96, 2021/12
歯のエナメル質中に放射線によって生成した炭酸ラジカルを指標にして、原爆の被ばく者やチェルノブイリ原子力発電所事故の被ばく者の線量推定に使用されてきたESR線量推定法を、野生ニホンザルに適用することを試みている。ニホンザルのエナメル質のESRを可能にするための分析前処理法を検討し、福島県で捕獲した野生ニホンザルの線量推定を行うとともに、ESR信号の解析方法などについて議論した。
川田 賢一; 鈴木 徹*
Nuclear Engineering and Technology, 53(12), p.3930 - 3943, 2021/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)混合酸化物燃料を用いたナトリウム冷却高速増殖炉(SFR)の炉心損傷事象(CDA)の初期過程解析コードSAS4Aの解析能力の向上のために、著者らは前報において炉心流量喪失時炉停止機能喪失(ULOF)条件下での物理現象を詳細に検討した。その前報の研究成果として、燃料ピン崩壊後に残存した燃料ペレットが炉心中央部に移動する現象(燃料スタブモーション)が、適切に模擬すべき重要現象の一つとして選択された。本論文では、実験データの分析をもとに、スタブモーションに関わる挙動を評価し、概略を数値化し、従来のSAS4Aコードではモデル化されていなかった、燃料スタブの動きを表現するシンプルなモデルを新たに提案した。開発したモデルの適用性をCABRI試験の一連の解析を通じて検証し、崩壊炉心の反応性評価において、スタブモーションが合理的な保守性をもって再現されることを確認した。
川田 賢一; 鈴木 徹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(3), p.347 - 360, 2021/03
被引用回数：1 パーセンタイル：11.54(Nuclear Science & Technology)SAS4Aコードは、混合酸化物燃料を用いたナトリウム冷却高速増殖炉(SFR)の炉心損傷事象(CDA)の初期過程解析コードとして、現在世界標準の解析コードである。SFRの安全評価に適用する際のSAS4Aコードの解析能力の向上のために、炉心流量喪失時炉停止機能喪失(ULOF)条件下での物理現象の詳細な調査を実施し、重要度ランクテーブル(Phenomena Identification and Ranking Table: PIRT)手法を用いて、開発や改良の必要なモデルを特定した。その結果、燃料ピン崩壊後に残存した燃料ペレットが炉心中央部に移動する現象(燃料スタブモーション)が、適切に模擬すべき重要現象の一つとして選択され、燃料スタブモーションモデルの主要概念を示した。
松浦 勇斗*; 早野 明; 板倉 賢一*; 鈴木 幸司*
Applied Soft Computing, 84, p.105737_1 - 105737_9, 2019/11
被引用回数：2 パーセンタイル：14.43(Computer Science, Artificial Intelligence)三次元レーザスキャナの計測では、計測対象物表面に対して高解像度の距離計測が行われ、その計測結果として、計測対象物表面の三次元形状を表す点群データが取得される。取得される点群データは、トンネル壁面の岩盤に分布する割れ目といった不連続面の抽出に活用することができ、その際、点群データから小平面を推定する必要がある。本研究では、点群データから小平面を推定するアルゴリズムとして多次元粒子群最適化(MD PSO)に基づく手法を開発した。MD PSOでは、点群データをバウンディングボックスにより区分し、それぞれの点の法線ベクトルを求め、それに基づき点群データを複数のクラスターに分類する。そして、それぞれのクラスターの点群データに対する最小二乗法により面が推定される。新しく開発されたMD PSOに基づくアルゴリズムを実際の坑道壁面の点群データを用いて適用性を評価した。MD PSOアルゴリズムを適用した場合、従来手法の可変格子分割法(VBS)に基づくアルゴリズムと比較して、7%高い正確性を示した。
Sheikh, Md. A. R.*; Son, E.*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 神山 健司; 鈴木 徹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(6), p.623 - 633, 2018/06
被引用回数：14 パーセンタイル：80.95(Nuclear Science & Technology)高速炉の炉心損傷事故時に形成される燃料デブリの堆積高さは、燃料デブリの冷却性及び臨界特性に影響する重要な要因の一つである。本研究では、燃料デブリの堆積挙動に関する実験データベースを構築するため、燃料デブリを模擬した特性(粒子径,密度,球形度等)の異なる固体粒子(アルミナ,スティール)の混合粒子を水プール中へ落下・堆積させる実験を行い、粒子ベッドの堆積高さを測定するとともに、均質粒子及び混合粒子から成るデブリベッドの堆積高さを予測する実験相関式を構築した。構築した実験相関式は粒子ベッドの堆積高さの測定結果と良く一致することを確認した。
中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.
Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12
J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。
松川 瞬*; 板倉 賢一*; 早野 明; 鈴木 幸司*
Journal of MMIJ, 133(11), p.256 - 263, 2017/11
LIDAR(Laser Imaging Detection and Ranging)は、岩盤表面を点群の形式で取得することができる。先行研究では、必要なパラメータを手動で設定して、点群から岩盤の不連続面を取得するアルゴリズムが開発されてきた。DiAna(Discontinuity Analysis)アルゴリズムは、点群を格子状に分割して半自動的に岩盤の面を推定するアルゴリズムである。しかし、適切な格子サイズを決定するには熟達した技術が必要である。そこで本研究では、場所によって適切な格子サイズを自動決定するVBS(Variable-Box Segmentation)アルゴリズムを開発した。VBSアルゴリズムは、小さな格子を結合して適切なサイズの格子を作り、面を推定する。VBSアルゴリズムの性能は、DiAnaアルゴリズムと比較して評価した。その際、手動で岩盤表面を推定して作成した参照面との類似度を用いた。比較結果では、VBSアルゴリズムはDiAnaアルゴリズムよりも参照面に類似した面を推定した。よって、VBSアルゴリズムは場所により自動的に適切な格子サイズを決定し、適切に面を推定した。
小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00597_1 - 16-00597_14, 2017/06
For the prototype sodium-cooled fast reactor, MONJU, the mechanical energy and structural response under energetics caused by neutronic power excursion during Unprotected Loss of Flow accident (ULOF) were preliminarily analyzed. The objective of this study is to demonstrate the integrity of the reactor vessel against the mechanical load induced by the energetics. Conservative energy production was assumed in order to confirm the robustness of the safety design of MONJU. Mechanical energy was evaluated with the code in which mechanistic modelling of core expansion was implemented. The mechanical energy, which were obtained by analyzing the expanding behavior of core materials after energetics, were about one order of magnitude below the thermodynamic work potential calculated by assuming isentropic expansion of the fuel vapor to one atmosphere, which was often used as an indicator to express the severity of the energetics. Structural integrity was then evaluated with coupled fluid-structure dynamics code using the obtained mechanical energy. No or very small circumferential residual strain of the reactor vessel was evaluated in most analytical cases, and even in the most conservative energy production case, the residual strain was only 0.008 % so that the integrity of the reactor vessel is maintained. The result obtained in the present study shows that MONJU has enough robustness against the mechanical load under energetics.
久保田 龍三朗; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。
今泉 悠也; 神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 鈴木 徹; 江村 優軌
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04
SFRの炉心崩壊事故における再配置過程を模擬するため、低融点合金を低水深水プール中に落下させた。なおここで、ノズル出口と底板の距離は、微細化を起こすには不十分だと考えられる距離に設定された。実験の結果、融体は底板に衝突した後、底板に沿って全方向に広がる様子が観察された他、底板上の温度は融体の分散につれ急低下していることが確認された。この結果により、融体の微細化と急冷は、底板の存在により促進されたことが示唆され、さらに、この促進現象は融体が底板上での分散により強制的に接触表面積が増加したことによるものであると考察した。また、試験後には顕著に微細化したデブリが観察されたが、これは、融体と水の界面にて微細な蒸気泡が生成されたことにより形成されたものと考えられる。
Sheikh, M. A. R.*; Son, E.*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 神山 健司; 鈴木 徹
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における再配置過程では、微粒化デブリによる堆積ベッド形成挙動がデブリベッド冷却による炉容器内事故終息の観点で重要である。本研究では、粒子堆積ベッド形成挙動に関する実験データベースを構築するため、微粒化デブリを模擬した固体粒子を円筒型の水プール中へ重力落下によって放出させ、粒子堆積ベッドの形状及び高さを測定する実験を行った。本実験では、材質及びサイズの異なる3種類(アルミナ,ジルコニア,スティール)の球形・非球形粒子を用い、これらのパラメータが粒子ベッドの堆積形状に及ぼす影響を調べるとともに、その結果に基づき粒子ベッドの堆積高さを予測する整理式を実験データベースとして開発した。開発した整理式は、本実験で把握された重要パラメータに対する堆積ベッド高さの変化傾向をよく再現しており、広範な適用性を有していることが示された。
川田 賢一; 鈴木 徹
Transactions of the American Nuclear Society, 115(1), p.1597 - 1598, 2016/11
Model improvements and validation efforts for SAS4A code, which is the most advanced computer code for simulating the primary phase of the Core Disruptive Accident (CDA) of MOX-fueled Sodium-cooled Fast Reactors, have been performed utilizing the experimental data from the CABRI programs by JAEA, IRSN, CEA and KIT. In order to confirm validity of improved models of SAS4A, a systematic and comprehensive validation plan was defined. It was based on the PIRT (Phenomena Identification and Ranking Table) result for CDA of MOX-fueled fast reactors. This paper describes the preliminary result of validation study for SAS4A code in simulated Transient Over-Power (TOP) condition. The capability of the SAS4A code on the burst failure mode have been examined and validated under various TOP conditions for fuel pins with different irradiated conditions. This study enhanced the credibility of SAS4A code under a wider range of evaluation conditions than ever before.
松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時に原子炉容器下部プレナムへ流出した溶融炉心物質がデブリ化するまでの距離の評価を目的として、溶融炉心模擬物質を冷却材中へ放出させる試験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を実験相関式として整理した。実験相関式による予測は実験結果とよく一致した。本研究により、冷却材の沸騰・膨張によるデブリ化促進効果を考慮することで、ナトリウム中におけるデブリ化距離を適切に評価可能であることがわかった。
Sheikh, M. A. R.*; Son, E.*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 神山 健司; 鈴木 徹
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10
高速炉の炉心損傷事故時に形成される燃料デブリの落下・堆積挙動を明らかにするため、燃料デブリを模擬した特性の異なる固体粒子(アルミナ、スティール)の混合粒子を水プール中へ落下・堆積させる粒子ベッド形成実験を行い、堆積デブリベッドの形状に対する主要パラメータの影響を検討した。本研究により、燃料デブリの落下・堆積に関する数値モデル及びシミュレーションコードの検証に有効な実験データ及び知見が得られた。
-phase in 
-based titanium aluminide intermetallicsLiss, K.-D.*; 舟越 賢一*; Dippenaar, R. J.*; 肥後 祐司*; 城 鮎美*; Reid, M.*; 鈴木 裕士; 菖蒲 敬久; 秋田 貢一
Metals, 6(7), p.165_1 - 165_22, 2016/07
被引用回数：20 パーセンタイル：67.57(Materials Science, Multidisciplinary)Ti-Al合金は、航空機エンジン材料として、軽量・耐熱タービンへの応用が期待されているが、塑性加工性の悪さを克服する必要がある。高圧鍛造プレスにおいては、10GPaの範囲で材料加工を可能にするが、それゆえに、極限環境における候補材料の状態図を評価する必要がある。本研究では、(
+)二相合金の一つであるTi-45Al-7.5Nb-0.25Cに対し、9.6GPaまでの圧力範囲、また1686Kまでの温度範囲で放射光X線回折によるその場実験を行った。室温では、圧力に対する体積変化は、両相に観察される明らかに高い体積弾性係数から、体積ひずみというよりはむしろ、
相変態の影響と考えられる。結晶学的には、特に格子ひずみと原子配列について詳しく検討した。原子体積の増加にもかかわらず、この相変態を生じるのは興味深い。これは、の高い規則化エネルギーによるものである。高圧下において加熱すると、共析とソルバス遷移温度が上昇し、第三相の立方晶相が1350K以上で安定する。過去の研究において、相は塑性変形において高い延性があり、従来の鍛造過程において重要なものであることが明らかにされている。本研究では、作動環境下において有害とされる相の存在は確認されなかったが、従来の鍛造過程における理想的な加工条件幅を明らかにした。これらの結果より、新しい加工処理方法を提案することができた。
小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 10 Pages, 2016/06
For the prototype sodium-cooled fast reactor, MONJU, the mechanical energy and structural response under energetics caused by neutronic power excursion during Unprotected Loss of Flow accident were preliminarily analyzed. The objective of this study is to demonstrate the integrity of the reactor vessel against the mechanical load induced by the energetics. Conservative energy production was assumed in order to confirm the robustness of the safety design of MONJU. Mechanical energy was evaluated with the code in which mechanistic modelling of core expansion was implemented. The mechanical energy, which were obtained by analyzing the expanding behavior of core materials after energetics, were about one order of magnitude below the thermodynamic work potential calculated by assuming isentropic expansion of the fuel vapor to one atmosphere, which was often used as an indicator to express the severity of the energetics. Structural integrity was then evaluated with coupled fluid-structure dynamics code using the obtained mechanical energy. No or very small circumferential residual strain of the reactor vessel was evaluated in most analytical cases, and even in the most conservative energy production case, the residual strain was only 0.008 % so that the integrity of the reactor vessel is maintained. The result obtained in the present study shows that MONJU has enough robustness against the mechanical load under energetics.
