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高野 和也; 大木 繁夫; 堂田 哲広; 近澤 佳隆; 前田 誠一郎
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/04
MOX燃料炉心の固有安全性を向上させるため、一般的に400W/cm程度の線出力密度を100W/cm及び50W/cmに低減させた、小型ナトリウム冷却高速炉を設計した。当該炉に対し、原子炉停止系機能喪失(ATWS)事象として、炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失(ULOF)事象を想定した過渡解析を行い、冷却材最高温度及び被覆管累積損傷和(CDF)の観点から固有安全性を評価した。その結果、固有安全性が成立する線出力密度の設計範囲を明らかにした。
CoGa
films窪田 崇秀*; 高野 大地*; 小田 洋平*; Mohanty, S.*; 伊藤 啓太*; 松木 充弘*; 林田 誠弘*; Sun, M.*; 竹田 幸治; 斎藤 祐児; et al.
Physical Review Materials (Internet), 6(4), p.044405_1 - 044405_12, 2022/04
被引用回数：5 パーセンタイル：59.75(Materials Science, Multidisciplinary)This study focuses on an inverse-type Heusler alloy, MnCoGa (MCG), with a small off-stoichiometry (
), showing perpendicular magnetic anisotropy (PMA). We observed a relatively large uniaxial magnetocrystalline anisotropy constant (
) on the order of 10
J/m
at room temperature in the MCG films with a small tetragonal distortion of a few percent. X-ray magnetic circular dichroism (XMCD) was employed to get insight into the origin for the PMA. Negligible angular variation of the orbital magnetic moment evaluated using the XMCD spectra suggested a minor role of the so-called Bruno's term to . The origin of the PMA was discussed based on the second-order perturbation theory in terms of the spin-orbit coupling, and first principles calculations, claiming that the mixing of the occupied 
- and the unoccupied 
-spin states is responsible for the PMA of the MCG films.
米田 安宏; 原田 誠; 高野 公秀
Transactions of the Materials Research Society of Japan, 44(2), p.61 - 64, 2019/04
Computed Tomography(CT)を用いて、模擬燃料デブリの3次元観察を行った。CTを使用して得られた模擬燃料デブリの内部は、ジルコニアリッチ部分およびコンクリートリッチ部分における明確なコントラストを示した。溶融状態からまず融点の高いジルコニアが析出する。コンクリートより重いジルコニアは結晶が析出すると下部へ移動し底面付近に凝集するため相分離が生じる。相分離はジルコニアの組成比の違いによって生じているが、組成比による結晶モードの違いも観察することができた。
山岸 功; 小田倉 誠美; 市毛 良明; 黒羽 光彦; 高野 公秀; 赤堀 光雄; 吉岡 正弘*
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1113 - 1119, 2015/09
六ヶ所再処理工場で発生した不溶解残渣の化学組成を分析した。XRD分析では、Mo-Tc-Ru-Rh-Pdからなる白金族合金、モリブデン酸ジルコニウム等の複合Mo酸化物、ジルコニアの存在を確認した。定量した12元素(Ca, Cr, Fe, Ni, Zr, Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Te, U)重量の90%以上は、白金族合金が占めた。シュウ酸溶液で複合Mo酸化物を選択的に洗浄溶解する手法を開発し、白金族合金と複合Mo酸化物の形態で存在するMoの割合を明らかにした。
右近 誠一*; 石田 克義*; 高野 一彦*; 古郡 永喜*; 草野 譲一*
フジクラ技報, 3(115), p.26 - 30, 2008/12
一般的に原子力関連の施設の放射線環境下で使用されるケーブルは放射線によるケーブル被覆材料の劣化が起こり、被覆材料の欠落による絶縁効果をはじめとするケーブル保護機能の低下や難燃性の低下による火災時の延焼等の恐れがある。そのため放射線環境に晒されるケーブルは、定期的に交換し機能を維持・管理する必要がある。著者ら開発グループは、日本原子力研究開発機構殿と共同研究契約を締結して原子力関連施設で用いるケーブルの長寿命化の検討を行った。その結果、光安定剤と紫外線吸収剤を組合せて照射後の機械特性及び難燃性を改善した耐放射線性に優れた材料を開発した。現用のノンハロゲン難燃シースは積算吸収線量0.5MGyの照射により著しい機械特性の低下が生じた。これに対して、開発した耐放射線性シースではその5倍以上の2.5MGy照射後においても自己径曲げに相当する破断伸び50%以上を維持した。さらにこのシースを被覆したケーブルは2.5MGy照射後の4倍径曲げ試験及びJIS C 3521垂直トレイ燃焼試験に合格しすべての開発目標を達成した。
奈良 孝幸; 石堀 郁夫; 倉島 俊; 吉田 健一; 湯山 貴裕; 石坂 知久; 奥村 進; 宮脇 信正; 柏木 啓次; 百合 庸介; et al.
JAEA-Review 2008-055, JAEA Takasaki Annual Report 2007, P. 190, 2008/11
TIARAの主要加速器であるAVFサイクロトロンの、2007年度における運転及び整備の状況、また、新イオンビームや新しい方式による大面積高均一照射などの技術開発の現状を報告する。
湯山 貴裕; 奈良 孝幸; 石堀 郁夫; 倉島 俊; 吉田 健一; 石坂 知久; 奥村 進; 宮脇 信正; 柏木 啓次; 百合 庸介; et al.
Proceedings of 5th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 33rd Linear Accelerator Meeting in Japan (CD-ROM), p.259 - 261, 2008/00
高崎量子応用研究所TIARAのAVFサイクロトロンは、材料・バイオ技術の研究開発に広範囲のイオン種及びエネルギーのビームを提供している。原子力機構内外の多くのユーザーに安定なビーム提供をするため、各種装置の修理,整備を計画的に行うことで、高い稼働率を実現している。また多様な照射が要求されているため、重イオンマイクロビーム形成のためのフラットトップ加速技術,ビーム位相幅計測技術,サイクロトロン磁場安定化技術などの各種技術開発や、八極及び六極の多重極電磁石を用いた大面積均一照射技術の開発などを進めている。本発表ではこれらを中心とした技術開発及び運転・保守の状況を報告する。
奥野 清; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 名原 啓博; et al.
Nuclear Fusion, 47(5), p.456 - 462, 2007/05
被引用回数：8 パーセンタイル：29.31(Physics, Fluids & Plasmas)ITER超伝導マグネットの調達準備活動を通して得られた大型超伝導コイルの技術開発成果について述べる。ITER計画では原子力機構が主体となり、産業界の協力の下、各企業が有する優れた製作技術・生産能力を有効に活用し、調達準備活動を実施している。Nb
Sn超伝導導体技術では、マグネットの設計変更によりNbSn素線の臨界電流値に関する要求値が引き上げられたが、変更後の目標値をクリアーする素線の量産技術に見通しが得られた。また、局所的な曲げ歪みが素線の臨界電流値の低下を引き起こすことを実験的・解析的に明らかにし、その知見に基づいた導体設計手法の高度化が図られた。さらに、高さ14m,幅9m,1個の重量310tという大きなトロイダル磁場コイルを、所定の性能(68kA, 12T)が得られるように製作する技術の確立を目的とした技術活動を実施し、高精度巻線の検討,コイル容器用の高強度低温構造材を数十トンレベルで量産する技術の実証、及び機械加工・溶接の併用による大型コイル容器の製作技術の確立など、多くの成果が得られている。
奥野 清; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 名原 啓博; 喜多村 和憲; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
ITER超伝導マグネット・システムの建設では、日本が7極中、最大の調達分担を行うことが決まった。特にトロイダル磁場(TF)コイルでは、サイト極であるEUを凌いで、相当部分の調達を分担することになった。これら超伝導マグネットの調達をITER計画のスケジュールに従って実施するため、原子力機構が主体となり、産業界の協力の下、各企業が有する優れた製作技術・生産能力を有効に活用し、調達準備活動を実施している。NbSn超伝導導体技術では、マグネットの設計変更によりNbSn素線の臨界電流値に関する要求値が引き上げられたが、変更後の目標値をクリアーする素線の量産技術に見通しが得られた。さらに、高さ14m,幅9m,1個の重量310tという大きなTFコイルを、所定の性能(68kA, 12T)が得られるように製作する技術開発を実施し、コイル容器用の高強度低温構造材を数十トンレベルで量産する技術の実証、及び機械加工・溶接の併用による大型コイル容器の製作技術の確立など、多くの成果が得られている。
齋藤 浩介; 前田 誠一郎; 樋口 真史*; 高野 光弘*; 中沢 博明
JAEA-Technology 2006-035, 76 Pages, 2006/06
JAEA-Technology-2006-035.pdf:5.25MB
耐スエリング性に優れた酸化物分散強化型フェライト鋼(ODS鋼)を炉心材料に適用し、太径中空ペレットを用いた燃料を取替燃料として装荷し、実用化段階で想定される炉心・燃料像(取出平均燃焼度約150GWd/t,長期運転サイクル)を高速増殖原型炉「もんじゅ」で実証する構想の検討を進めている。2003年度に実施した設計検討時点からODS鋼の材料強度基準案が改訂されたことを踏まえ、その影響を把握するとともに核・熱・燃料設計の成立性に関して改めて確認した。ODS鋼の材料強度の低下に対応して被覆管強度評価の成立性が確保できるように被覆管肉厚と外径との比を増加させるように燃料仕様を見直した。これに伴って被覆管外径,運転サイクル期間等の炉心・燃料に関する基本仕様を再設定した。なお、本検討では現行の原子炉出力を維持できる127本バンドル炉心案を対象とした。核設計検討では、燃料仕様変更による燃料体積率の低減に伴う影響を受けるものの、最大線出力,燃料反応度等の主要な評価項目について設計目標を満足し、成立性が確保される見通しを確認した。熱・燃料設計では、被覆管強度評価を満足する被覆管最高温度を把握するとともに炉内出力分布を踏まえ、この被覆管最高温度を満足するように冷却材流量配分設計が可能な見通しであることを確認した。
= 1 antiferromagnet observed by specific heat measurements萩原 政幸*; 辻井 宏之*; Rotundu, C. R.*; Andraka, B.*; 高野 安正*; 立岩 尚之; 小林 達生*; 鈴木 隆史*; 菅 誠一郎*
Physical Review Letters, 96(14), p.147203_1 - 147203_4, 2006/04
被引用回数：18 パーセンタイル：67.26(Physics, Multidisciplinary)準一次元系磁性物質Ni(C
H
N
)(NO
)(ClO)(NTENP)の磁場中比熱測定を行った。スピン鎖に並行に磁場を加えると、臨界磁場
以上でスピンギャップが消滅し、磁気秩序転移温度より高温では比熱
が温度
に依存する振る舞いを示すことが明らかとなった。本研究から明らかとなった、朝永-ラッティンジャー流体的振る舞いについて理論モデルを用いて解析する。
Belik, A. A.*; 飯久保 智; 樹神 克明; 井川 直樹; 社本 真一; 新高 誠司*; 東 正樹*; 島川 祐一*; 高野 幹夫*; 泉 富士夫*; et al.
Chemistry of Materials, 18(3), p.798 - 803, 2006/02
被引用回数：278 パーセンタイル：98.63(Chemistry, Physical)BiCoOの結晶構造と磁気構造を、T=5
520Kで測定した粉末中性子回折データのリートベルト解析によって決定した。BiCoOは測定したすべての温度範囲で、BaTiO, PbTiOと同形の結晶構造である。BiCoOは絶縁体で、ネール温度470Kである。この反強磁性秩序に対して、伝播ベクトルk=(1/2, 1/2, 0)のモデルを提案した。このモデルではCo
イオンの磁気モーメントが、c軸方向には平行に、ab面内には反強磁性的に整列している。つまり反強磁性秩序したab面がc軸方向に強磁性的に積み重なり、C型の反強磁性磁気構造を形成している。精密化された磁気モーメントの値は5Kで3.24
, 300Kで2.92である。またBiCoOの化学量論比からのずれがないことが確認された。BiCoOは大気中、720K以上ではCoOとBi
CoO
に分解する。
大井川 宏之; 佐々 敏信; 菊地 賢司; 西原 健司; 倉田 有司; 梅野 誠*; 辻本 和文; 斎藤 滋; 二川 正敏; 水本 元治; et al.
Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.507 - 517, 2005/11
J-PARC施設の一つとして、原研は核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、核変換物理実験施設(TEF-P)とADSターゲット試験施設(TEF-T)で構成される。TEF-Pは、600MeV, 10Wの陽子ビームを入射できる臨界実験施設である。TEF-Tは、600MeV, 200kWの陽子ビームを用いる材料照射施設で、鉛ビスマスターゲットを設置するが、核燃料を使った中性子増倍は行わない。本報告では、実験施設の目的,概念設計の現状,想定する実験項目を示す。
大井川 宏之; 辻本 和文; 菊地 賢司; 倉田 有司; 佐々 敏信; 梅野 誠*; 西原 健司; 斎藤 滋; 水本 元治; 高野 秀機*; et al.
Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.325 - 334, 2005/11
原研は、マイナーアクチニド(MA)の効果的な核変換を目的とした加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発を進めている。原研が提案するADSは、熱出力800MWの鉛ビスマス冷却タンク型未臨界炉でMAとプルトニウムを混合した窒化物燃料を装荷する。鉛ビスマスは入射陽子ビームによる核破砕反応で中性子を発生させるターゲットとしても使用される。本研究では、ビーム窓周辺の設計に焦点を絞ったADSの成立性について検討した。ホットスポット燃料ピンの冷却性確保のために、ターゲット領域とダクトレス燃料集合体の間に隔壁を設けた設計とした。また、ビーム窓の冷却を効果的に行うように、流調ノズルを設けた。熱流動解析の結果、最大ビーム出力30MW時においても、ビーム窓の外表面最高温度を摂氏500度以下に抑制できることがわかった。外圧とビーム窓内の温度分布の結果生じる応力も、許容制限値以下となった。
佐々 敏信; 梅野 誠*; 水林 博*; 森 恵次郎*; 二川 正敏; 斎藤 滋; 甲斐 哲也; 中井 公一*; 雑候 章*; 笠原 芳幸*; et al.
JAERI-Tech 2005-021, 114 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-021.pdf:9.66MB
日本原子力研究所では、加速器駆動核変換システム(ADS)にかかわる技術の研究開発を進めるため、大強度陽子加速器施設J-PARC計画の下で核変換実験施設の建設を検討している。核変換実験施設は、ADSの未臨界炉心に関する物理的特性の実験的研究を行う核変換物理実験施設と、ADSを設計するための材料データベース構築及び核破砕ターゲットの工学的特性の試験を行うADSターゲット試験施設から構成される。本報告は、ADSターゲット試験施設について、施設の目標,実用ADSと本実験施設との関連について述べ、台車搭載型核破砕ターゲットを採用した実験施設の検討結果についてまとめたものである。
大井川 宏之; 辻本 和文; 菊地 賢司; 倉田 有司; 佐々 敏信; 梅野 誠*; 斎藤 滋; 西原 健司; 水本 元治; 高野 秀機*; et al.
EUR-21227 (CD-ROM), p.483 - 493, 2005/00
原研では加速器駆動未臨界システム(ADS)を用いた核変換専用システムの研究開発を進めており、これまでに熱出力800MWの未臨界炉を提案してきた。ADSの成立性を検証することを目的に、原研ではシステムの概念設計を含めた多くの研究開発活動が進行中であるか計画中である。陽子加速器の分野では、超伝導LINACが開発されている。鉛ビスマス共晶合金(LBE)を用いた核破砕ターゲットに関しては、材料腐食,熱流動,ポロニウム挙動,材料照射損傷に関する研究が進捗中である。さらに、原研では、J-PARCプロジェクトの一環として、陽子ビームと核燃料を用いてADSの成立性を検証すること及びLBEを用いた核破砕ターゲットと関連する材料に関する技術を確立することを目的とした核変換実験施設の建設を計画している。
Sn superconducting conductor工藤 祐介; 逆井 章; 濱田 一弥; 高野 克敏*; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 松川 誠; 玉井 広史; 石田 真一
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.634 - 638, 2004/08
被引用回数：3 パーセンタイル：23.52(Materials Science, Multidisciplinary)本研究の目的は現在設計を進めている超伝導磁石システムを用いたトカマク型核融合装置JT-60SCにおいて、センターソレノイドに用いるケーブルインコンジット型のNbSn導体のコンジット材料SUS316LNに、汎用オーステナイト系ステンレスワイヤが適用可能であるかを解明することである。4Kで引張試験,破壊靱性試験,疲労き裂進展試験を溶接材について実施し、熱処理(923K
240時間)の有無で比較評価した。熱処理を施した溶接材の引張特性はJT-60SCの要求を満足した。疲労き裂進展試験は9.010e4回の運転要求を十分に保障した。しかし、熱処理を受けた溶接材の破壊靱性値は不安定にき裂が進展したために有効な値にならなかった。ゆえに、熱処理を受けた溶接材の破壊靱性の改善がセンターソレノイドコンジットにおける構造健全性の向上に必要である。
Al conductor developed for JT-60SC木津 要; 三浦 友史; 土屋 勝彦; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 安藤 俊就*; 濱田 一弥; 原 英治*; 今橋 浩一*; 石田 真一; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1535 - 1538, 2004/06
被引用回数：1 パーセンタイル：11.57(Engineering, Electrical & Electronic)JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル(TFC)製作においては、NbAl導体が歪による臨界電流(
)の減少が少ないために、より低コストなコイル製作を可能とする熱処理後巻線する方法(リアクト・アンド・ワインド法:R&W法)が適用可能と考えられる。しかしながら、曲げに起因するの減少を評価するためのデータが不足しており、核発熱などによる温度上昇に対するコイルの温度裕度を見積もることが困難であった。そこで、R&W法による導体の曲げの影響を評価するために測定部がTFC実機と同じR=1.06m(曲げ歪:
0.4%)の曲率となるD型のコイルを開発し、を測定した。また曲げの寄与を明確にするために、曲げを加えていない短尺サンプルも製作した。コイル製作は、導体をR=2.13mの環状に成形した状態で熱処理を行い、その後、D型コイル形状に巻線を行った。D型コイルを温度(T)4.3-4.4K,磁場(B)7-12Tで試験し、30kA(7.3T, 4.4K)のを達成した。D型コイルと超伝導素線との比較より、導体の歪は-0.6%程度と見積もられた。これは、短尺サンプルと同程度の歪であり、0.4%の曲げはにほとんど影響を与えないことが明らかとなり、TFCをR&W法で製作した場合でも、設計基準の温度裕度を確保できることが見いだされた。
佐々 敏信; 大井川 宏之; 辻本 和文; 西原 健司; 菊地 賢司; 倉田 有司; 斎藤 滋; 二川 正敏; 梅野 誠*; 大内 伸夫; et al.
Nuclear Engineering and Design, 230(1-3), p.209 - 222, 2004/05
被引用回数：34 パーセンタイル：88.18(Nuclear Science & Technology)原研では、マイナーアクチニドと長寿命核分裂生成物を核変換する加速器駆動システムの研究開発を進めている。システムは大強度陽子加速器,鉛・ビスマス核破砕ターゲット及び窒化物燃料を装荷した鉛・ビスマス冷却未臨界炉心から構成される。約2,500kgのマイナーアクチニドが未臨界炉心に装荷される。このシステムを熱出力800MWで運転することにより、年間250kgが核変換される。未臨界炉心を駆動するため、ビーム出力30MWの超伝導線形加速器を接続する。未臨界炉心設計,核破砕ターゲット技術,鉛・ビスマス利用技術,加速器開発及びマイナーアクチニド燃料開発などの多くの分野で研究開発が行われている。中でも、加速器駆動システムの成立性に関する研究や評価を行うため、核変換実験施設(TEF)が大強度陽子加速器計画の下で提案されている。
前田 誠一郎; 富樫 信仁*; 樋口 真史*; 高野 光弘*; 安部 智之
JNC TN8400 2003-028, 135 Pages, 2003/12
JNC-TN8400-2003-028.pdf:85.68MB
高速炉の実用化段階で想定される取出平均燃焼度150GWd/tの炉心・燃料を既存の原型炉である「もんじゅ」に装荷して先行的に実証することを想定した場合の炉心・燃料像を明確にした。この炉心・燃料像において太径中空燃料を炉心規模で適用することで、実効燃料体積率の増加による内部転換比の向上、耐スエリング性に優れたODS鋼製被覆管の採用等により、取出平均燃焼度150GWd/tまでの高燃焼度化、1年を超える長期運転が「もんじゅ」において達成できる見通しであることが示された。この太径中空燃料を用いた高燃焼度化によって、燃料加工、再処理等の燃料サイクルへの負荷が大幅に軽減された炉心像を実証することが可能となる。本設計検討においては、まず、既存プラントに係る制約条件(形状寸法、冷却系等)および実用化像実証に係る条件(高燃焼度化、長期運転等)を考慮し、集合体当たりの燃料ピンバンドル本数等をパラメータとした炉心・燃料仕様サーベイを実施し、127本バンドルと91本バンドルの2つの炉心案を炉心オプションとして選定した。ついで、これらの炉心案の炉心特性を具体的に把握すると共に核設計、熱流力・燃料設計について検討し、成立性する見通しであることを確認した。高い経済性を有する実用化像を「もんじゅ」に適用することは、「もんじゅ」自体の経済性向上にも寄与し、稼働率向上による年間発電量の増加と共に年間取替燃料体数の大幅な削減(1/2および1/3)により、実効的な運転経費の大幅な削減が可能となる。また、熱的な余裕を確保することで、低除染燃料の集合体規模の実証試験、燃料・材料開発のための照射場としての利用が可能となる。今後の「もんじゅ」中長期利用計画を検討するに際して、本検討結果が技術的裏付けを持った指針となるものと考える。
