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出井 竜美; 菅沼 和明; 藤来 洸裕; 鈴木 勝夫; 鈴木 博*; 仲田 守浩*; 細川 英洸*; 小野瀬 勇一郎*; 渡辺 泰広; 篠崎 信一; et al.
JAEA-Technology 2026-003, 27 Pages, 2026/03
JAEA-Technology-2026-003.pdf:1.3MB
加速器冷却水設備配管系統は異なる金属で構成されることも多いため電蝕が不可避である。本試験では、まず無酸素銅と炭素鋼の間で電蝕が起こること、またこれまで使用されてきた防錆剤ではその電蝕の抑制ができないことを確認した。次に新たに導入した防錆剤による電蝕の抑制を確認した。また新しい防錆剤に変更することにより、補給水の節水および防錆剤コスト削減が実現できた。
渡辺 泰広; 中根 雅人*; 井上 正樹*; 吉村 直己*; 弓野 雄一*
Proceedings of 22nd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.926 - 929, 2026/03
シンクロトロンで使用される電磁石電源は、加速する粒子のエネルギーに応じて電流パターンを高精度で制御する必要があり、特に大容量電源の場合、同時に受電側の電力変動や高調波対策が必要になるため高い技術力が要求される。通常、加速器で使用される電磁石電源は、発注仕様書に性能仕様を規定し、受注した製作会社の責任において設計及び製作される。しかし、シンクロトロン用電磁石電源の場合、受注会社が製作した電磁石電源がそのまま使用できることは稀であり、たびたび調整や改造を行いながら運用しているのが実情である。本論文では、3GeVシンクロトロンの六極電磁石電源への適用を目的とした最大電圧2400V、最大電流750A、繰り返し周波数25Hzのシンクロトロン用大容量電磁石電源の内製化に挑戦した。ここで示す内製化とは、電磁石電源の設計(主回路設計、制御回路設計、構造設計)、部品調達、試験検査、ソフトウエア製作を所内で行い、製造は外注会社に図面を提供して製作することである。この電磁石電源は、電源ユニットをモジュール化して直並列接続することにより、任意の定格電圧、電流に対応することが可能である。本電磁石電源を製作するため、IGBT、ドライブ回路、冷却フィン、直流コンデンサを一体化した電源ユニットと、SoC FPGAを使用したディジタル制御回路を開発した。
今泉 悠也; 曽我部 丞司*; 小野田 雄一; 山野 秀将
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 9 Pages, 2025/09
Cooling capability of core remaining fuel after core degradation in ULOF accident in a SFR was evaluated. Two analysis cases with and without coolant re-entry from lower side of transfer tubes were defined in this study, because the cooling capability depends on it. For the no coolant re-entry case where stratified layers of fuel and steel are formed and cooled down in a long time, new analysis code with one-dimensional heat and mass transfer model, called PAHRCR, was developed and applied. As a result of the analyses, the melting of lower core structure stopped in the 60 % fuel inventory case, but it was melted and almost lost in the 70 % fuel inventory case. This result showed the coolable inventory of the core fuel. For the analysis of the coolant re-entry case with assumption of molten fuel discharge, the SIMMER-III code was used. As a result, the remaining core fuel was cooled down in relatively short time, and all fuel particles were finally immersed in the coolant.
長谷川 健太; 安倍 弘; 高畠 容子; 渡部 創; 中村 雅弘; 佐野 雄一; 竹内 正行
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.248 - 251, 2025/09
Japan Atomic Energy Agency has been working on development of extraction chromatography technology for recovery of trivalent minor actinides (MA(III): Am, Cm) from high-level radioactive liquid waste generated in reprocessing of spent nuclear fuel. In this project, a diaphragm pump with radiation resistant is being developed for use in feeding the liquid on the recovery system. In this study, the degradation behavior of ethylene-propylene-diene (EPDM) rubber, selected as a candidate diaphragm material for diaphragm pumps, was quantitatively evaluated by irradiation tests. The rubber samples were immersed in nitric acid solution under tensile load, and irradiated with gamma rays. After irradiation tests, tensile testing and dynamic mechanical analysis, and so on, were conducted to the rubber samples.
五味 唯美*; 高見 一総*; 水野 るり恵*; 新倉 潤*; 安田 隆一*; Deng, Y.*; 川瀬 頌一郎*; 渡辺 幸信*; 安部 晋一郎; Liao, W.*; et al.
IEEE Transactions on Nuclear Science, 72(8), p.2751 - 2762, 2025/08
被引用回数：2 パーセンタイル：73.73(Engineering, Electrical & Electronic)地上環境でのミューオン起因ソフトエラーは増加の傾向にあるが、その研究は十分には行われていない。本研究では、我々は4つのタイプの設計ルール12nmのFinFET SRAMへのミューオン照射試験を行った。その結果、負ミューオン起因SEU断面積のピーク値は、2フィンタイプの方が1フィンタイプのよりも高いことを明らかにした。一方で、正ミューオン起因SEU断面積に関しては、2フィンタイプの方が拡散容量が大きいため、1フィンタイプの方がSEU断面積が高いこともわかった。また、モンテカルロシミュレーションの結果、単一有感領域モデルでは正負ミューオンのSEU断面積を矛盾なく再現できないことも判明した。
高見 一総*; 五味 唯美*; 安田 隆一*; 安部 晋一郎; 伊藤 正俊*; 神田 浩樹*; 福田 光宏*; 橋本 昌宜*
IEEE Transactions on Nuclear Science, 72(8), p.2622 - 2628, 2025/08
被引用回数：2 パーセンタイル：73.73(Engineering, Electrical & Electronic)地上環境での中性子起因ソフトエラーは半導体デバイスの信頼性問題を引き起こす。我々のこれまでの研究で、シミュレーションと単一中性子照射を用いて地上環境のSERを推定する新たな手法を開発した。本手法の妥当性は設計ルール65nmのPlanar型SRAMについて検証されたが、デバイスの微細化や新たな製造プロセスのデバイスが増加しているため、より新しいプロセスのデバイスに関しても適用可能か検証する必要がある。そこで本研究では、設計ルール12nmのFinFET SRAMおよび28nmのPlaner型SRAMに対する本評価手法の適用可能性を検証した。その結果、本手法で推定したSERはRCNPの白色中性子照射で得たSERと28%以内の一致を示すことを明らかにした。
普天間 章; 眞田 幸尚; 中間 茂雄; 佐々木 美雪; 越智 康太郎; 澤幡 義郎*; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; et al.
JAEA-Technology 2024-022, 170 Pages, 2025/03
JAEA-Technology-2024-022.pdf:15.09MB
2011年(平成23年)3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による津波が原因で、東京電力福島第一原子力発電所事故が発生し、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、有人ヘリコプター等を用いた航空機モニタリングが活用されている。日本原子力研究開発機構は、原子力規制庁からの受託事業として、本モニタリング技術を原子力施設等の事故時における緊急時モニタリングに活用し、モニタリング結果を迅速に提供するため、全国の発電所周辺におけるバックグラウンド放射線量や地形的特徴、管制空域等の情報を事前に整備している。令和5年度の受託事業では以下について実施した。九州電力(株)川内原子力発電所の周辺について航空機モニタリングを実施し、バックグラウンド放射線量及び管制区域等の情報を整備した。緊急時における航空機モニタリングの実効性向上に資するため、原子力総合防災訓練において航空機モニタリングを実施するとともに、国内初となる原子力防災訓練での無人機の訓練フライトを実施した。無人航空機による放射線モニタリングの技術開発を進め、緊急時モニタリングに必要とされる要件を満たす無人航空機を選定し、その飛行性能を調査した。本報告書は、これら令和5年度の受託研究において得られた結果及び抽出された技術的課題についてまとめたものであり、今後の緊急時対応技術向上に資する知見を提供する。
普天間 章; 眞田 幸尚; 中間 茂雄; 佐々木 美雪; 越智 康太郎; 長久保 梓; 澤幡 義郎*; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; et al.
JAEA-Technology 2024-021, 232 Pages, 2025/03
JAEA-Technology-2024-021.pdf:25.79MB
2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による津波に起因する東京電力福島第一原子力発電所事故では、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、航空機を用いた空からの測定方法が採用されている。日本原子力研究開発機構は、原子力規制庁からの受託事業として、有人ヘリコプター及び無人ヘリコプターを使用して、東京電力福島第一原子力発電所周辺の航空機モニタリングを継続的に実施してきた。本報告書では、令和5年度に実施したモニタリング結果について取りまとめ、過去のモニタリング結果との比較から空間線量率等の変化量を評価し、その変化要因について考察した。また、航空機モニタリングによる計数率から空間線量率への換算精度向上のために、地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮する前後の解析結果を比較し、本手法による換算精度向上の効果を評価した。さらに、有人ヘリコプターについては、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用し、ラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響を評価した。加えて、より効率的に広範囲な航空機モニタリングを展開するため、無人航空機によるモニタリングの技術開発を進めた。
田代 信介; 内山 軍蔵; 大野 卓也; 天野 祐希; 吉田 涼一朗; 渡邉 浩二*; 阿部 仁; 山根 祐一
Nuclear Technology, 211(3), p.429 - 438, 2025/03
被引用回数：1 パーセンタイル：20.46(Nuclear Science & Technology)火災事故の下での放射性物質を閉じ込めるHEPAフィルターと関係付けたグローブボックス(GB)における閉じ込め安全性の評価に寄与するために、工学規模の装置を用いて代表的なGBパネル樹脂として可燃性のポリマーであるポリメチルメタクリレート(PMMA)や難燃性のポリマーであるポリカーボネートの燃焼試験を行った。燃焼試験ではPMMAやPCの質量減少速度(MLR)ならびに放熱速度(HRR)のような燃焼特性を調べた。同一寸法の平板形状のPMMAやPCの燃焼では、燃焼させるセルへの給気流量条件を変えた場合のMLRやHRRはPMMAよりPCの方が大きくかつ給気流量に対して一定であり、さらに直径を変えて断面積(S)条件も変えた場合のPMMAの燃焼におけるMLRやHRRはSに対して比例する特性が得られた。これらの結果を用いて、平板形状のPMMAやPCの断面積に対するMLRならびにHRRの関係式を導出した。
粟飯原 はるか; 渡部 創; 北脇 慎一; 神谷 裕一*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.175 - 181, 2025/03
Many kinds of radioactive liquid wastes have been generated and accumulated in nuclear research facilities, and disposal or treatment procedures have not been established for those wastes due to their complicated compositions. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is developing technologies for the treatment of radioactive liquid waste containing various chemical species through joint research project with several organizations named as STRAD (Systematic Treatment of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning). Chemical processing facility (CPF) in JAEA was selected as a model case, and fundamental studies have been conducted for treatments of the liquid wastes accumulated in the CPF. Decomposition of the ammonium ions (NH
) in advance with formation of explosive ammonium nitrate is one of promising treatments of the analytical liquid wastes. We have been focusing on catalytic ozonation of NH as a suitable method for the decomposition under mild conditions with small secondary waste. Detail reaction mechanism has not been revealed yet. In this study, concentration of each component was parametrically changed and the reaction mechanism was investigated. Test solutions containing NH, Co
and Cl
with various concentrations were prepared, and the ozone oxidation experiments were conducted at 333 K. The oxidation reaction of NH proceeds even under low Cl concentration, it is suggested that once chloramine are formed, thus the chlorine was released by decomposition. The above catalytic ozonation was applied to the genuine radioactive liquid waste stored at CPF, and concentration of NH in the waste solutions was successfully reduced. This experience would contribute to treatment of radioactive liquid wastes in other facilities.
高畠 容子; 渡部 創; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.195 - 198, 2025/03
高レベル放射性廃液からの抽出クロマトグラフィ法によるマイナーアクチノイドの回収に係る研究開発を実施している。高レベル放射性廃液中では微粒子が発生する。抽出クロマトグラフィのカラムの閉塞を防ぐため、それを取り除く技術の開発が必要である。シリカビーズ充填カラムにおける微粒子の除去性能を実験的に評価した。シリカビーズ充填カラムにて、アルミナ粉末を回収したところ、0.12から15
mの微粒子がカラム閉塞の原因であることが分かり、またシリカビーズを充填したカラムによる微粒子除去は実現可能であることが示された。
飛田 吉春; 田上 浩孝; 石田 真也; 小野田 雄一; 曽我部 丞司; 岡野 靖
IAEA-TECDOC-2079, p.72 - 84, 2025/01
高速炉の炉心は最大反応度配置ではないため、仮想的な炉心損傷事故が発生すると、炉心物質配置の変化により即発臨界に至る可能性があり、それに伴うエネルギー発生は高速炉安全上の課題の一つとなっており、事故で発生するエネルギーの影響を緩和・抑制するための適切な方策が求められている。これらの緩和策の効果を評価するため、高速炉のATWSにおける事象推移やエネルギー発生挙動を解析する一連の計算コードが、原子力機構の国際協力のもとで開発・整備・改良されてきた。事象推移を支配する重要な物理現象は、事故の進行に伴い変化するため、事故解析では事故全体をいくつかのフェーズに分け、各フェーズにおける事象推移を解析するための専用の解析手法を用意している。本稿では、これらの解析手法の構成と概要について述べる。これらの解析手法を我が国の許認可手続きにおける原子炉安全評価に適用する際の検証アプローチの代表例として、事故時のエネルギー発生を解析するうえで重要な炉心物質の移動と原子炉出力を解析するコードSIMMERの原子炉解析への適用性を確認する検証試験を紹介する。SIMMERコードの検証研究により、SIMMERの原子炉解析への適用性を確認するとともに、原子炉解析においてその不確かさの影響を確認すべき重要な現象が認識された。
吉田 尚生; 大野 卓也; 天野 祐希; 吉田 涼一朗; 阿部 仁; 山根 祐一
Nuclear Technology, 210(10), p.1999 - 2007, 2024/10
被引用回数：3 パーセンタイル：20.46(Nuclear Science & Technology)高レベル廃液(HLLW)の冷却システムの不具合とその対策の失敗は、HLLWの「蒸発乾固事故」につながる可能性がある。蒸発乾固事故では、ルテニウム(Ru)は気体状Ruを形成することにより、HLLW中の他の元素よりも初期量に対して大きな割合で放出される可能性がある。放出されうる気体状Ruの化学形態を特定することは、粒子形成、液相へのガス吸収、移行経路上への沈着など、本事故におけるRuのソースターム評価に影響を及ぼす事象を包括的に理解する上で重要である。本研究では、HLLW模擬物質の加熱中に発生したオフガスをUV/Vis分光分析し、スペクトル内の既知成分(四酸化ルテニウムRuO)、二酸化窒素、硝酸)の分離と、定量化を可能にするプログラムを用いて、発生したオフガス内の気体状Ruの組成分析を試みた。放出Ruの総量と分光分析で得たRuO放出量を比較した結果、RuOがオフガス中の気体状Ruの主成分であることが分かった。
曽我部 丞司; 石田 真也; 田上 浩孝; 岡野 靖; 神山 健司; 小野田 雄一; 松場 賢一; 山野 秀将; 久保 重信; 久保田 龍三朗*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
日仏協力の枠組みにおいて、タンク型ナトリウム冷却高速を対象とした過酷事故の評価手法を定義し、解析評価を実施した。
佐藤 修彰*; 亀尾 裕; 佐藤 宗一; 熊谷 友多; 佐藤 智徳; 山本 正弘*; 渡邉 豊*; 永井 崇之; 新堀 雄一*; 渡邉 雅之; et al.
廃止措置・廃炉化学入門, 251 Pages, 2024/09
原子力施設の廃止措置と過酷事故炉の廃炉を対象とし、第1部では燃料化学、分析化学、放射線化学、腐食、除染化学から、廃棄物処理・処分にわたる基礎的な分野について紹介する。第2部では、種々の原子力関連施設の廃止措置に関わる化学を学びながら、東京電力福島第一原子力発電所の廃炉にはどのような化学的アプローチが必要かつ可能か、廃炉の在り方やそれに必要な研究開発・人材育成などについて触れる。
渡邉 友章; 山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.958 - 966, 2024/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)核分裂性溶液の沸騰を伴う臨界事故では、沸騰中に比較的高い核分裂出力が継続するため、放出される総核分裂エネルギーが高くなる傾向がある。このような場合において総核分裂エネルギーを推定するためには、沸騰中の核分裂出力変化を正確に模擬することが必要不可欠と考えられる。沸騰時の核分裂出力は、核分裂性物質の濃度や溶液の蒸発に伴う体積によって変化する。本研究では、長時間の沸騰における核分裂生成物濃度と体積の変化が総核分裂エネルギー推定に与える影響を調査した。改良準定常法に核分裂性溶液の蒸発を計算するモデルを導入し、沸騰中の出力変化を模擬した。3つのCRAC実験と1959年のIdaho Chemical Processing Plant(ICPP)臨界事故を解析した。その結果、沸騰時の濃度と体積変化を考慮して得られたエネルギー計算値は、エネルギー測定値をよく再現した。
市川 翼*; 箱嶋 秀昭*; 乾 幸地*; 伊藤 康介*; 松田 亮*; 御手洗 光祐*; 宮本 幸一*; 水上 渉*; 水田 郁*; 森 俊夫*; et al.
Nature Reviews Physics (Internet), 6(6), p.345 - 347, 2024/06
被引用回数：17 パーセンタイル：98.48(Physics, Applied)Access to quantum computers has been democratized by the availability of cloud services from commercial providers, but the numbers of qubits users can exploit have remained modest, limited by noise and errors. What are these qubits used for and what can we expect next?
久保田 真彦*; Kim, S.-Y.*; Wu, H.*; 渡部 創; 佐野 雄一; 竹内 正行; 新井 剛*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 333(5), p.2413 - 2420, 2024/05
被引用回数：4 パーセンタイル：40.43(Chemistry, Analytical)To minimize the use of organic solvents and achieve a selective adsorption separation of minor actinides (MA(III)) and Ln(III), adsorbents consisting of SiO
-P particles impregnated with hexaoctylnitrilotriacetamide (HONTA) were prepared. Batch experiments were performed to evaluate the adsorption properties of the HONTA/SiO-P adsorbent for MA(III) and simulated fission products in HNO
solution. The uniform distribution of Eu(III) on the adsorbent was confirmed via particle induced X-ray emission analysis, and X-ray photoelectron spectroscopy revealed that EuNO was the adsorbed species. This study provides a simplified process for the separation of MA(III) using a HONTA/SiO-P packed column.
渡部 創; 高畠 容子; 長谷川 健太; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00461_1 - 23-00461_10, 2024/04
Japan Atomic Energy Agency is developing extraction chromatography technology to recover MA(III) from spent nuclear fuel. Developments in the extraction chromatography system especially focusing on safety and stable operation are required for practical application of the technology. This paper discusses the main tasks that have to be challenged preferentially based on achievements obtained by previous studies and potential MA(III) recovery process flow.
長谷川 健太; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 安倍 弘; 渡部 創; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00407_1 - 23-00407_8, 2024/04
JAEA has been working on development of extraction chromatography technology for recovery of trivalent minor actinides (MA(III)) from high-level radioactive waste generated in reprocessing of spent fuel. The technology utilizes porous silica particles with about 50 micrometre diameter for support of adsorbents. Pressure drop of the packed column depends on characteristics of the particle. Large pressure drop of the column is not favorable for safety assessment of the technology although a certain level of the pressure drop is indispensable for excellent separation performance. In this study, we applied a granulation technique using a spray dryer that is widely used in industry, and conducted experiments to find the optimal specifications for silica support particles and conditions for the granulation operation. A basic characterization of the adsorbent prepared from the produced particles was carried out by an adsorption test of simulated high level liquid waste.
