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篠原 正憲; 角田 淳弥; 柴田 大受; 平田 勝
JAEA-Evaluation 2022-006, 198 Pages, 2022/11
JAEA-Evaluation-2022-006.pdf:23.34MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」)は、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会において、第3期中長期計画期間(平成27年度から令和3年度)の事後評価及び第4期中長期計画期間(令和4年度から令和10年度)の事前評価を受けた。その結果、第3期中長期計画期間の事後評価については、技術系委員10名のうち、2名の委員がS評価、7名の委員がA評価及び1名の委員がB評価とし、総合評価としてA評価を受けた。また、人文・社会系委員1名の委員がB評価、1名の委員がC評価とし、総合評価としてB評価を受けた。第4期中長期計画期間の事前評価については、複数の評価委員が「要改善」と評価した項目はあるものの、過半の委員が妥当と判断した。本報告書は高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成、評価項目、評価結果及び原子力機構の措置について記載したものである。
篠原 正憲; 角田 淳弥; 稲葉 良知; 柴田 大受
第59回X線材料強度に関する討論会講演論文集, p.22 - 28, 2022/11
地球温暖化の原因とされる温室効果ガスの排出量を削減する「脱炭素化」が世界的に取り組まれる中、日本は2050年カーボンニュートラルの達成と再生可能エネルギーの主力電源化を目標として掲げている。高温ガス炉は950
Cの高温の熱を供給可能な原子炉であり、水素製造、高効率発電、化学・石油プラントへの高温蒸気供給、低温排熱を利用した海水淡水化、地域暖房など、多様かつ高効率の熱利用が期待されている。発電分野のみならず、運輸、製鉄等の原子力エネルギーを未利用の分野で高温ガス炉システムを利用することにより、温室効果ガスの排出量削減が期待できる。本稿では、2050年カーボンニュートラルの実現に貢献しうる原子力システムとして、高温ガス炉の実用化に向けた日本原子力研究開発機構の取組みを紹介する。
松場 賢一; 篠原 正憲; 豊岡 淳一; 稲葉 良知; 角田 淳弥
エネルギー・資源, 43(4), p.218 - 223, 2022/07
世界的な「脱炭素化」の潮流において、日本は2050年カーボンニュートラルの実現に向けて、原子力を含めたあらゆる選択肢の追求を方針にしている。その有望な選択肢の一つである小型モジュール炉(SMR: Small Modular Reactor)を含む新型炉開発を推進することは、原子力に対する社会要請に応えるうえでも重要である。本稿では、国内外のSMR開発動向を解説するとともに、SMRを含む新型炉開発に係る日本原子力研究開発機構の取組みを紹介し、おわりにSMRを含む新型炉の国内導入に向けた今後の展望を述べる。
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。
篠原 正憲; 角田 淳弥; 柴田 大受; 平田 勝
JAEA-Evaluation 2022-001, 104 Pages, 2022/06
JAEA-Evaluation-2022-001.pdf:28.15MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」)は、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会において、令和2年度の年度評価、令和3年度の研究計画及び第3期中長期計画(平成27年度から令和3年度)の見込評価に関する評価を受けた。その結果、年度評価については、技術系委員10名のうち、1名の委員がS評価、8名の委員がA評価及び1名の委員がB評価とし、総合評価としてA評価を受けた。また、人文社会系委員2名の委員がB評価とした。一方、第3期中長期計画の見込評価については、技術系委員10名のうち、1名の委員がS評価、8名の委員がA評価及び1名の委員がB評価とし、総合評価としてA評価を受けた。また、人文社会系委員2名の委員がB評価とした。本報告書は高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成、評価項目、評価結果及び原子力機構の措置について記載したものである。
椎原 良典*; 金澤 良亮*; 松中 大介*; Lobzenko, I.; 都留 智仁; 香山 正憲*; 森 英喜*
Scripta Materialia, 207, p.114268_1 - 114268_4, 2022/01
被引用回数：12 パーセンタイル：73.14(Nanoscience & Nanotechnology)本研究では、最新の人工ニューラルネットワーク(ANN)ポテンシャルに基づく分子力学を使用した
鉄中の46種類の対称傾角粒界の粒界(GB)エネルギーを評価した。粒界エネルギー計算の精度の検証のため、密度汎関数理論(DFT)に基づく第一原理計算、および古典的な経験ポテンシャルである、埋め込み原子法(EAM)、および修正EAM(MEAM)との比較を行った。その結果、EAMとMEAMはDFTの結果(平均約27%)とは大きく異なっていた一方、ANNポテンシャルによる結果はDFTの結果(平均5%)と非常によく一致していることを確認した。GBの一軸引張計算では、EAMとMEAMにおける延性挙動のアーティファクトが改善され、ANNポテンシャルではDFTで観察されたGBの脆性破壊傾向を再現した。これらの結果は、需要の高い鉄におけるANNポテンシャルの有効性を示している。
2020年9月)与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.
JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB
「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。
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?Tang, T. L.*; 上坂 友洋*; 川瀬 頌一郎; Beaumel, D.*; 堂園 昌伯*; 藤井 俊彦*; 福田 直樹*; 福永 拓*; Galindo-Uribarri, A.*; Hwang, S. H.*; et al.
Physical Review Letters, 124(21), p.212502_1 - 212502_6, 2020/05
被引用回数：14 パーセンタイル：74.18(Physics, Multidisciplinary)中性子過剰核Fの構造が(
)反応で調査した。
軌道の分光学的因子は1.0
0.3と大きいが、一方で残留核であるOが基底状態である割合は約35%,励起状態は約0.65%であることが明らかになった。この結果は、Fのコア核Oは基底状態とは大きく異なり、Oの
軌道に陽子がひとつ加わることでOとFの中性子軌道が相当に変化していると推測される。これは酸素同位体ドリップライン異常のメカニズムである可能性がある。
佐藤 雄二*; 塚本 雅裕*; 菖蒲 敬久; 舟田 義則*; 山下 順広*; 原 崇裕*; 仙石 正則*; 左近 祐*; 大久保 友政*; 吉田 実*; et al.
Applied Surface Science, 480, p.861 - 867, 2019/06
被引用回数：30 パーセンタイル：82.18(Chemistry, Physical)A blue direct diode laser metal deposition system, which uses multiple lasers, was developed to realize a high-quality coating layer with a dense, fine structure and high purity. To clarify the formation mechanism of the pure copper layer, the formation process using a blue direct diode laser system was observed using in situ X-ray observations. The stainless steel 304 substrate melts, generating bubbles in the molten pool at a laser power density of 7.2 
10
W/cm
and a scanning speed of 3.0 mm/s. At a laser scanning speed of 9.0 mm/s, the bubbles disappear because only a slightly molten pool is formed on the surface of the substrate. The bubble amount and penetration depth depend on the laser input energy with a blue direct diode laser. By controlling the amount of input energy, a copper coating is produced minutely without a weld penetration.
内田 俊介; 知見 康弘; 笠原 茂樹; 塙 悟史; 岡田 英俊*; 内藤 正則*; 小嶋 正義*; 木倉 宏成*; Lister, D. H.*
Nuclear Engineering and Design, 341, p.112 - 123, 2019/01
被引用回数：5 パーセンタイル：48.99(Nuclear Science & Technology)原子力プラントでは、リスク基準保全(RBM)にサポートされた信頼性基準保全(RCM)に基づくプラント信頼性向上策が採用されつつある。RBMは主要な材料に生じつつある欠陥をその進展過程で予測し、検査、保全を最適に組合せて実施されるものである。プラント全体にわたり、IGSCCを早期検出することにより、水化学制御などの適切な対応策の適用が可能となる。腐食環境とき裂進展の予測を組合せ、IGSCC決定因子である腐食電位、材料のSCC感受性、残留応力の不確実さが余寿命予測に及ぼす影響を定量的に評価した。結論として、(1)予測による重点検査箇所の効率的な選定、(2)検査による予測精度の向上、を結合させることによりプラントの信頼性向上に貢献できることを示した。
藤原 佑輔; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 小野 正人; 高田 昌二
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041013_1 - 041013_8, 2017/10
HTTRにおいて、原子炉出力が9MWの状態かつ炉心流量の喪失を模擬した状態において炉心冷却喪失状態を模擬するためにVCS1系統を停止させた。試験の結果、炉内構造物の温度変化は緩慢であった。また、RPV温度は数度下降し、遮蔽体コンクリートの温度上昇は1度以下であった。VCS冷却管を詳細にモデル化した解析ではVCS冷却管の温度上昇はおよそ15度であり、遮蔽体コンクリートの影響が小さいことを明らかにした。これらの結果から、VCS1系統停止状態であっても冷却能力は保たれることを明らかにした。
島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 柳田 佳徳; 篠原 正憲; 川本 大樹; 高田 昌二
JAEA-Technology 2016-038, 36 Pages, 2017/02
JAEA-Technology-2016-038.pdf:8.75MB
HTTR(高温工学試験研究炉)では起動用中性子源として、
Cf(3.7GBq3個)を炉内に装荷し、約7年を目途に交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷及び輸送物の製作は、販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの制御棒案内ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回までの中性子源交換作業において、輸送容器に係る中性子源ホルダの取扱い上のリスクとして以下が確認された。(1)作業員の被ばくのリスク、(2)中性子源ホルダの誤落下リスク。そこで、そのリスクを低減し、かつ、製造から20年経過した従来の輸送容器をオーバーホールして使用し続ける場合と同程度のコストで、従来の輸送容器と同じA型輸送物の基準を満足することができる、HTTRの中性子源専用の新たな輸送容器を製作した。
高原 省五; 渡邊 正敏; 小栗 朋美; 木村 仁宣; 廣内 淳; 宗像 雅広; 本間 俊充
JAEA-Data/Code 2016-016, 65 Pages, 2017/02
JAEA-Data-Code-2016-016.pdf:2.32MB
本調査では島根県からの委託を受けて、原子力事故時の避難施設の被ばく低減効果の評価に資するため、島根県松江市において、避難施設の構造と材質に関するデータを調査した。調査の対象となった施設は合計22施設(290部屋)であり、教育施設(12施設、235部屋(付属の体育館等を含む))、公共施設(7施設、42部屋)と体育館(3施設、13部屋)が含まれている。各施設の構造や規模、用途を考慮して、教育施設の一般教室、教育施設のその他の特別教室(一般教室以外)、公共施設(公民館、福祉センターなど)、体育館の運動場、体育館の運動場以外という施設分類を設定し、構造と材質の調査結果を整理した。また、材質については密度も調査し、重量厚さを算出して整理した。先行研究と比較すると、本調査での調査結果は過去の日本国内及び欧米のコンクリート建物に対する調査データと整合性のある結果となった。ただし、体育館運動場の屋根についてはコンクリートではなく薄い金属板が使われている場合がほとんどであり、コンクリート施設や瓦を使った木造家屋よりも屋根の重量厚さは小さくなる傾向が見られた。
島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 篠原 正憲; 柳田 佳徳; 川本 大樹; 高田 昌二
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(2), p.260 - 266, 2017/02
被引用回数：2 パーセンタイル：19.65(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)では、起動用中性子源として小さなキャプセルに封入されたCf(3.7GBq)を3個炉内に装荷している。炉内黒鉛構造物の一つである制御棒案内ブロック内に中性子源入りの中性子源ホルダが装荷されており、約7年の頻度で交換している。中性子源入りの中性子源ホルダは輸送容器を使用して販売業者のホットセルからHTTR原子炉建家まで運搬される。中性子源ホルダの制御棒案内ブロックからの取出・装荷はHTTR原子炉建家内のメンテナンスピット内で行う。前回までの中性子源交換作業から、中性子源取扱作業の安全性向上を目的として輸送容器に係る2つの課題、作業者の被ばくリスク低減・予防及び中性子源ホルダの誤落下防止を抽出した。そして、これらの課題を解決できるHTTR起動用中性子源専用の輸送容器を従来の輸送容器のオーバーホールと同程度のコストで開発した。この結果、新たな輸送容器を使用して実施した中性子源の取扱作業は、安全に完遂された。
篠原 正憲; 石塚 悦男; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明
JAEA-Technology 2016-033, 65 Pages, 2017/01
JAEA-Technology-2016-033.pdf:11.14MB
高温工学試験研究炉の起動用中性子源交換作業において、中性子線による作業員の被ばくを低減させるため、燃料交換機遮蔽キャスク下部に仮設中性子遮蔽体を設置した場合の線量当量率をPHITSコードで計算した。この結果、仮設中性子遮蔽体を燃料交換機遮蔽キャスク下部に設置することによって、中性子線による線量当量率を約1桁程度低くできることが明らかとなった。また、実際の交換作業において、仮設中性子遮蔽体を設置した結果、作業員の被ばく積算線量は0.3mSv人となり、前回の0.7mSv人と比較して半減させることができた。
小野 正人; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 高田 昌二; 沢 和弘
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.044502_1 - 044502_4, 2016/10
HTTRを用いた炉心冷却喪失試験は、物理現象の効果によってシビアアクシデントを起こさない固有の安全性を有する高温ガス炉を研究する安全評価コードの検証のため、制御棒を挿入せず、炉容器冷却設備を停止して炉心冷却を喪失させるものである。炉容器冷却設備は熱放射や熱伝達によって高温となった原子炉圧力容器を冷却することにより原子炉の残留熱や崩壊熱を除去するものである。試験では、原子炉の安全性は維持されるものの、炉容器冷却設備の熱反射板による水冷管の冷却効果が届かない箇所の局所的な温度が長期使用の観点から制限値を上回ると考えられる。試験は炉容器冷却設備を停止し核熱を用いずガス循環機による入熱のみで実施され、その結果、最高使用温度より十分低い温度ではあるが局所的に温度の高い箇所を特定し、冷却水の自然循環の冷却効果に十分な効果は無く、冷却管の温度を1C下げるのみであることを見出した。そして、HTTRの再稼働後にすぐに実施される炉心冷却喪失試験に向けた新しく適切で安全な手順を確立した。
島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 鈴木 尚; 篠原 正憲; 本多 友貴; 勝山 幸三; 高田 昌二; 沢 和弘
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.041008_1 - 041008_5, 2016/10
HTTRを用いたメンテナンス技術の開発は、将来HTGRsの定期点検の期間を短縮し、稼働率90%を達成することを目標の一つとして実施されている。HTTRの広領域中性子検出器(WRM)は原子炉内に設置されていること等により、内部状態を詳細に検査することは困難であることから、断線による故障を予知し、その状態を基にした交換を計画することが重要である。HTTRでは、TDR法による特性インピーダンス波形観察及び静電容量測定法等の電気的検査法により、炉内に設置した状態で異常の有無(状態観察)及び断線箇所の特定をする方法が提案され、この方法の有効性を非破壊及び破壊検査により確認した。HTTRでは原子炉起動前などに上記電気的検査法による測定を実施してデータの蓄積をしていく。これらのデータは、WRMの断線予知などの将来HTGRsのメンテナンス技術の高度化に寄与することが期待される。
小暮 敏博*; 山口 紀子*; 瀬川 浩代*; 向井 弘樹*; 甕 聡子*; 秋山 琴音*; 三留 正則*; 原 徹*; 矢板 毅
Microscopy, 65(5), p.451 - 459, 2016/10
被引用回数：53 パーセンタイル：96.98(Microscopy)Microparticles of radioactive Cs-bearing silicate glass emitted from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant were investigated mainly using state-of-the-art energy-dispersive X-ray spectroscopy in scanning transmission electron microscopes. Precise elemental maps of the particles were obtained using double silicon drift detectors with a large collection angle of X-rays, and qualitative elemental analysis was performed using high-resolution X-ray spectroscopy with a microcalorimetry detector. Beside the substantial elements as previously reported, Mn and Ba were also common, though their amounts were small. The atomic ratios of the substantial elements were not the same but varied among individual particles. Fe and Zn were relatively homogeneously distributed, whereas the concentration of alkali ions varied radially. Generally, Cs was rich and K and Rb were poor outward of the particles but the degree of such radial dependence was considerably different among the particles.
本間 俊充; 高原 省五; 飯島 正史; 佐藤 宗平; 木村 仁宣; 嶋田 和真
JAEA-Review 2016-013, 162 Pages, 2016/07
JAEA-Review-2016-013.pdf:16.95MB
本報告書は、国際原子力機関が2013年5月に出版した「Actions to Protect the Public in an Emergency due to Severe Conditions at a Light Water Reactor」を邦訳したものである。原資料はIAEAのウェブサイトから入手できる(https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/EPR-NPP_PPA_web.pdf)。
土谷 邦彦; 武内 伴照; 駒野目 裕久*; 三浦 邦明*; 荒木 政則; 石原 正博
日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.375 - 378, 2016/07
2015年、軽水炉安全技術・人材ロードマップが取りまとめられ、システム・機器・構造の信頼性向上と高度化に係る取組の重要性が指摘された。この中で、原子力発電所でシビアアクシデントが発生した際に、事象進展を迅速かつ的確に把握するため、プラント状態を監視し、状況を確認するための能力の向上を図ることが重要課題として挙げられている。本報告は、資源エネルギー庁の電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業「特殊環境下で使用可能な監視システム高度化」の一環として、低照度条件でも高解像度での撮影が可能な耐放射線性カメラ及び原子炉情報伝送システム(水中でも確実に信号を伝送できる無線システム及び過酷環境下における確実に炉内のデータを伝送できる計測線)の高度化に向けた技術基盤開発の現状についてまとめたものである。
