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二宮 和彦*; 久保 謙哉*; 稲垣 誠*; 吉田 剛*; Chiu, I.-H.; 工藤 拓人*; 浅利 駿介*; 千徳 佐和子*; 竹下 聡史*; 下村 浩一郎*; et al.
Scientific Reports (Internet), 14, p.1797_1 - 1797_8, 2024/01
被引用回数：0鋼の特性を決める上で重要な鋼中のC量は、鋼の生産技術に大きく左右される。このため、ミュオンを使って鋼のC含有量を非破壊で測定する新しい方法を提案する。この方法は、生産中の鋼の品質管理だけでなく、貴重な鋼製考古学的遺物の分析にも使えるかもしれない。負の電荷を持つミュオンは原子系を形成し、最終的には核に吸収されるか電子に崩壊する。ミュオンの寿命は、Fe原子かC原子に捕らわれるかによってかなり違い、ミュオン停止位置での元素含有量をミュオン寿命測定で特定できる。C/Feのミュオン捕獲確率とCの元素含有量の関係は直線的で、ミュオン寿命測定で鋼のC含有量を定量的に決められる。さらに、ミュオンの入射エネルギーを調整して、0.5mm厚の3種類の鋼板からなる積層サンプルの各層でミュオンを停止させ、0.20-1.03wt%の範囲でC含有量を深さ選択的に、サンプルを壊さずに決定することに成功した。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
高橋 直樹; 鈴木 惣十; 齋藤 拓人; 上野 隆; 阿部 定好; 山中 淳至; 谷川 聖史; 中村 大司; 佐々木 俊一; 峯 忠治
日本原子力学会ホームページ(インターネット), 20 Pages, 2017/05
本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)一次試験受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度に実施された技術士試験(原子力・放射線部門)一次試験の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、専門科目の解答と解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士等が作成を行ったものである。
全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.
日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00
本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。
山本 雅也; 川原 啓孝; 寺門 嗣夫; 前田 茂貴; 齋藤 拓人; 青山 卓史
no journal, ,
「常陽」の確率論的安全評価(PSA)において、炉心損傷に至る可能性のある事象のうち、発生頻度が相対的に高い異常な過渡変化時のスクラム失敗事象(ATWS)及び崩壊熱除去機能喪失事象(PLOHS)について、成功基準を詳細化するとともに、動特性解析及び自然循環解析を実施し、炉心損傷頻度を定量化した。また、各炉心損傷事象の環境への影響の重大性を評価した。これらの結果から過出力時のスクラム失敗事象(UTOP)に起因する炉心損傷が最もリスクが大きいと評価し、本事象をレベル2以降のPSAの評価対象に選定した。
齋藤 拓人; 山本 雅也; 前田 茂貴
no journal, ,
2011年3月11日の東北地方太平洋沖地震及び福島第一原子力発電所の事故により電源機能喪失時の安全確保の重要性が再認識されている。本稿では全交流電源喪失時の「常陽」の炉心及び使用済燃料を貯蔵する水冷却池の安全性評価結果について述べる。全交流電源喪失により強制循環機能を喪失しても、自然循環によって崩壊熱が除去できるように高低差をつけて冷却系機器を配置しており、2次冷却系の最終的な除熱機器である主冷却器での自然通風で炉心の崩壊熱を除去できる。このことは、MK-I炉心及びMK-II炉心での実験により実証されており、MK-IIIにおいても自然循環による冷却が可能であることを確認した。次に、使用済燃料水冷却池の評価では、最も結果が厳しくなる原子炉附属建家の水冷却池においても、水温は最高約70
Cまでしか上昇せず、冷却水が蒸発し缶詰缶頂部が露出するまでに、約3.5か月の猶予がある。この間に冷却水を補給することが可能であり、安全に使用済燃料を冷却することができることを確認した。
山本 雅也; 齋藤 拓人; 板垣 亘; 前田 茂貴; 高松 操
no journal, ,
「常陽」は、日本における唯一の高速中性子照射施設である。現在、再稼動のための原子力規制委員会による新規制基準への適合確認に係る審査が行われており、その状況を報告する。また、再稼動後の高速中性子照射施設としての役割を向上させるため、日本国内の照射に関する研究者に「常陽」の運転再開後の照射機能を報告するとともに、照射機能向上に関する意見交換を実施する。
板垣 亘; 齋藤 拓人; 山本 雅也; 高松 操; 前田 茂貴
no journal, ,
原子力機構は、2017年3月30日に、新規制基準適合性確認のための設置変更許可申請を申請した。現在、原子力委員会により、MK-IV炉心変更, 自然現象対応及びBDBAs対策について審査を受けているところである。「常陽」MK-IV炉心は、中性子束で10
から10
n/cm
s、照射温度で200Cから750Cまでの照射が、燃料領域, 反射体領域, 炉上部領域及び炉容器外照射孔で実施可能である。また、様々な照射要求にこたえるため、スペクトル調整設備、低温・高温照射技術も利用可能である。照射試験においては、中性子束, dpa及び温度が重要となる。検証された解析による精度の良い照射条件やドシメトリー技術による測定結果が試験実施者へ提供可能である。本発表では、新規制基準対応、運転再開へのスケジュール及び「常陽」照射技術について報告する。
齋藤 拓人; 山本 雅也; 染谷 博之*; 板垣 亘; 前田 茂貴; 高松 操
no journal, ,
高速実験炉「常陽」は、現在、再稼動のための原子力規制委員会による新規制基準への適合確認に係る審査が行われており、その進捗を報告する。また、再稼動後の高速中性子照射施設としての役割を向上させるため、日本国内の照射に関する研究者に「常陽」の運転再開後の照射機能を報告するとともに、照射機能向上に関する意見交換を実施する。
板垣 亘; 齋藤 拓人; 染谷 博之*; 矢野 康英; 大塚 智史; 高松 操; 前田 茂貴; 関根 隆
no journal, ,
高速実験炉「常陽」の照射試験機能と新規制基準の対応について報告する。「常陽」では再稼働に向け照射試験ユーザーの拡大に向けた検討を進めており、当会議において「常陽」の中性子束等の照射能力、MARICO-2を用いた照射温度制御技術や照射後試験施設の試験機能の他、照射機能の拡大に向けた技術開発について紹介し、国内外の研究者と照射試験利用について意見交換を行う。
