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大和田 光宏; 中西 良樹; 室川 聡大; 冨樫 昂太; 斉藤 克則; 野中 一晴; 佐々木 悠; 大森 浩司; 茅根 誠; 安 未翔; et al.
JAEA-Technology 2024-013, 221 Pages, 2025/02
JAEA-Technology-2024-013.pdf:14.98MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)核燃料サイクル工学研究所旧ウラン濃縮施設は、遠心分離法によるウラン濃縮技術を確立させるための技術開発を本格的に行う目的で建設された施設であり、単機遠心分離機の開発、遠心機材料の開発及び遠心機によるウラン濃縮処理を主に実施したG棟及びG棟に付属するH棟、遠心分離機の小規模カスケード試験を行っていたJ棟、遠心分離機の寿命試験を行っていたL棟、その他ウラン貯蔵施設、廃棄物保管施設、廃水処理施設など複数の施設で構成されていた。これらの施設におけるウラン濃縮技術開発は、開発技術の日本原燃(株)のウラン濃縮工場及びウラン濃縮技術開発センターへの技術移転が完了し、JAEAにおける技術開発の当初の目的が達成されたため、平成13年に終了した。廃水処理室は、昭和51年に建設され、旧ウラン濃縮施設で発生した放射性廃水の処理を行ってきたが、平成20年度に廃水処理室以外の施設に廃水処理設備が整備された以降は、施設のバックアップ的な位置づけとして維持管理されてきた。さらに、昨今においては、他の施設における廃水処理の実績等からバックアップとしての必要性がなくなり、施設も建設後約48年が経過し、老朽化も進んでいたことから、施設中長期計画に基づき同施設を廃止措置することになった。本報告は、令和3年11月から令和5年8月に行った管理区域解除のための内装設備解体・撤去に係る作業を通して得られた廃止措置に係る実績と関連する知見をまとめたものである。
Sn and MgSi single crystals齋藤 亘*; 林 慶*; Huang, Z.*; 杉本 和哉*; 大山 研司*; 八方 直久*; 原田 正英; 及川 健一; 稲村 泰弘; 林 好一*; et al.
ACS Applied Energy Materials (Internet), 4(5), p.5123 - 5131, 2021/05
被引用回数：20 パーセンタイル：62.58(Chemistry, Physical)The development of thermoelectric (TE) materials, which can directly convert waste heat into electricity, is vital to reduce the use of fossil fuels. MgSn and MgSi are promising TE materials because of their superior TE performance. In this study, for future improvement of the TE performance, point defect engineering was applied to the MgSn and MgSi single crystals (SCs) via boron (B) doping. Their crystal structures were analyzed via white neutron holography and SC X-ray diffraction. Moreover, nanostructures and TE properties of the B-doped MgSn and MgSi SCs were investigated. The B-doping increased the chemical pressure on the MgSn and MgSi SCs, leading to induce vacancy defects as a point defect. No apparent change was observed in electronic transport, but thermal transport was significantly prevented. This study demonstrates that the vacancy defects can be controlled by the chemical pressure, and can aid in achieving a high TE performance for the MgSn and MgSi SCs.
Si single crystals" [AIP Advances 10, 035115 (2020)]林 慶*; 齋藤 亘*; 杉本 和哉*; 大山 研司*; 林 好一*; 八方 直久*; 原田 正英; 及川 健一; 稲村 泰弘; 宮崎 譲*
AIP Advances (Internet), 11(2), P. 029903_1, 2021/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nanoscience & Nanotechnology)MgSi is a potential thermoelectric (TE) material that can directly convert waste energy into electricity. In expectation of improving its TE performance by increasing electron carrier concentration, the element boron (B) is doped in MgSi single crystals (SCs). Their detailed crystal structures are definitely determined by using white neutron holography and single-crystal X-ray diffraction (SC-XRD) measurements. The white neutron holography measurement proves that the doped B atom successfully substitutes for the Mg site. The SC-XRD measurement confirms the B-doping site and also reveals the presence of the defect of Si vacancy (VSi) in the B-doped MgSi SCs. Regarding TE properties, the electrical conductivity, 
, and the Seebeck coefficient, S, decreases and increases, respectively, due to the decrease in the electron carrier concentration, contrary to the expectation. The power factor of the B-doped MgSi SCs evaluated from and S does not increase but rather decreases by the B-doping.
Si single crystals林 慶*; 齋藤 亘*; 杉本 和哉*; 大山 研司*; 林 好一*; 八方 直久*; 原田 正英; 及川 健一; 稲村 泰弘; 宮崎 譲*
AIP Advances (Internet), 10(3), p.035115_1 - 035115_7, 2020/03
被引用回数：24 パーセンタイル：71.24(Nanoscience & Nanotechnology)MgSi is a potential thermoelectric (TE) material that can directly convert waste energy into electricity. In expectation of improving its TE performance by increasing electron carrier concentration, the element boron (B) is doped in MgSi single crystals (SCs). Their detailed crystal structures are definitely determined by using white neutron holography and single-crystal X-ray diffraction (SC-XRD) measurements. The white neutron holography measurement proves that the doped B atom successfully substitutes for the Mg site. The SC-XRD measurement confirms the B-doping site and also reveals the presence of the defect of Si vacancy (VSi) in the B-doped MgSi SCs. Regarding TE properties, the electrical conductivity, , and the Seebeck coefficient, S, decreases and increases, respectively, due to the decrease in the electron carrier concentration, contrary to the expectation. The power factor of the B-doped MgSi SCs evaluated from and S does not increase but rather decreases by the B-doping.
若井 栄一; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 平川 康; 伊藤 譲*; 東 拓真*; 鈴木 晶大*; 深田 智*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.278 - 285, 2016/12
被引用回数：11 パーセンタイル：64.37(Nuclear Science & Technology)幅広いアプローチ活動の下で、世界最大のリチウム流量率を持つEVEDAリチウム試験ループを建設し、リチウムターゲット施設の工学実証試験を実施した。幅100mm、厚さ25mmのリチウムターゲットとして、片側に自由表面を作り、湾曲した背面壁に沿って高速のリチウム流(15m/s)を250
Cにて1300時間以上の時間、安定に流動させることに成功した。また、高速液体リチウムターゲット表面の3次元分布を計測するために新しい波高計測法としてレーザープローブ法を開発し、リチウムターゲットを実測した結果、その表面の波の変動値は要求値である
1mmを十分に満足していることを明らかにした。その他、リチウム純化などを含めた工学実証試験やリチウムターゲット施設の工学設計を評価し、それらを纏めた。
若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11
The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.
Favuzza, P.*; Antonelli, A.*; 古川 智弘; Groeschel, F.*; Heidinger, R.*; 東 拓真*; 平川 康; 飯島 稔; 伊藤 譲; 金村 卓治; et al.
Fusion Engineering and Design, 107, p.13 - 24, 2016/06
被引用回数：10 パーセンタイル：60.90(Nuclear Science & Technology)固体リチウムサンプルに含まれる窒素不純物濃度を決定する分析手順の妥当性評価に関するラウンドロビン試験が2014年から2015年の間に、3つの異なる協力機関であるENEAと日本原子力研究開発機構及び東京大学によって実施された。ここではリチウム中の窒素濃度が桁で異なる2種類のサンプル(約230wppm、約20-30wpmm)がクロスチェック分析のために選定された。窒素濃度が高いリチウムサンプルに対する分析で行われた各機関の作業手順は適切であり、本質的に良好な値を得ることができ、相対誤差が数%で大変良い一致を示した。一方、窒素濃度が低いリチウムサンプルの分析では、低い一致を示し、環境から混入する不純物源をできる限り低減することに注意を払わなければならないことが指摘され、適切なブランク値を差し引く重要性が強調された。
岩澤 譲*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 金川 哲也*; 齋藤 慎平*; 松尾 英治*; 海老原 健一; 坂場 弘*; 小山 和也*; 成合 英樹*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
高速炉の炉心溶融事故時における事故後冷却性評価のために、冷却材中にジェット状に射出された溶融燃料の微粒化挙動を詳細に把握することが望まれている。本研究では、粘性がジェット挙動に与える影響を調べるために、3次元二相流体格子ボルツマンモデルを用いたジェット挙動の数値シミュレーションを行い、結果をオーネゾルゲ数とレイノルズ数で整理した。結果として、ジェット挙動の評価には、ジェットの粘性と同様に冷却材の粘性の影響も考慮する必要があることを示した。
C water伊藤 譲; 齋藤 正博*; 阿部 勝憲*; 若井 栄一
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.11, p.73 - 78, 2015/03
き裂成長は、核融合の実証炉用構造材料を設計・評価する上で重要な機械的特性の一つであり、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の高中性子束テストモジュール(HFTM)にてき裂成長が評価されることになっている。本研究では、き裂成長に及ぼす試験片の寸法効果を避けるため、ほぼ標準サイズの試験片を用いて288C水中におけるF82H鋼のき裂進展速度を評価した。試験片の破面を観察した結果、288C水中ではなく室温大気中で疲労き裂が進展した領域でも、き裂が粒界を進展した結果の粒界割れ破面を得た。粒界割れ破面が得られる原因の一つは、F82H鋼の粒界に析出したクロム炭化物Cr
C
の影響と推測された。また、288C水中で進展したように見えるき裂が観察された。き裂進展速度を保守的に評価した結果、き裂先端の応力場を示すパラメータの応力拡大係数30MPa ![$$sqrt[]{m}$$](/search/images/EROHG2LSORNV041NPUSA.gif)
において、288C水中のき裂進展速度7
10
m/sを得た。今後は、より系統的な試験の実施と共に、き裂が進展しないような表面処理等の工夫が必要であると考えられる。
伊藤 譲; 齋藤 正博*; 阿部 勝憲*; 若井 栄一
Small Specimen Test Techniques; 6th Volume (ASTM STP 1576), p.209 - 224, 2015/00
Crack growth is a one of the key mechanical properties of the design evaluation in fusion materials to be tested at the High Flux Test Module (HFTM) in IFMIF. In the IFMIF/EVEDA project under the BA agreement, effect of hydrogen on the crack growth in F82H steel was investigated by using the relatively small size specimen. The shape of an Wedge Opening Load (WOL) specimen is adapted as a miniaturized specimen because the loading mechanism of WOL specimen is relatively simple compared to that of the other notched specimen. The hydrogen charging process was conducted for about 600 hours in the electrolytic solution with the current density of -2 mA/cm
at 35C. And then, the testing load, 
= 30 MPa
, was applied to the specimen for about 337 hours at room temperature in air as the crack growth rate test. From these results, the small size specimen used in this study is thought to be adequate to evaluate the effect of hydrogen on the crack behavior in F82H steel.
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.
Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11
IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250C、約10
Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 伊藤 譲; 新妻 重人; 枝尾 祐希; et al.
Fusion Science and Technology, 66(1), p.46 - 56, 2014/07
被引用回数：4 パーセンタイル：27.07(Nuclear Science & Technology)EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) has been designed and constructed, has operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate and has succeeded in generating a 100-mm-wide and 25-mm-thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high speed of 20 m/s at 300C for the first time in the world. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high density, one of the key objectives of the fusion reactor materials development under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering validation and engineering design of the lithium facility has been evaluated.
高尾 智明*; 川原 譲*; 中村 一也*; 山本 侑祐*; 谷貝 剛*; 村上 陽之; 吉田 清; 夏目 恭平*; 濱口 真司*; 尾花 哲浩*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4800804_1 - 4800804_4, 2014/06
被引用回数：3 パーセンタイル：20.42(Engineering, Electrical & Electronic)JT-60SAの中心ソレノイド(CS)は、6つの8層パンケーキコイルと1つの4層パンケーキコイルから構成される。パンケーキコイル間の接続は、プラズマへ供給する磁束を大きくするために、省スペースで設置が可能なITER-EDAのCSモデルコイルで開発された突合せ接続により行われる。本研究ではCS用突合せ接続サンプルを用いて、通電電流値,超臨界圧ヘリウム(SHe)流量, SHe圧力,外部磁場を変化させクエンチ温度(Tq)を測定した。また有限要素法(FEM)解析ソフトCOMSOL Multiphysicsを用いてCS突合せ接続内の温度上昇及び温度分布の数値計算を実施した。これらの試験と解析の結果、CS突合せ接続部はSHe流量が減少しても安定に運転できることがわかった。本論文では、Tq測定試験やFEM解析モデル及びCS接続部のTqとSHe流量の評価結果について報告する。
岩澤 譲*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 黒田 泰平*; 松尾 英治*; 海老原 健一; 坂場 弘*; 小山 和也*; 伊藤 和宏*; 成合 英樹*
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2013/05
高速増殖炉の安全な設計において、炉心崩壊事故が起きることを想定した場合、ナトリウム冷却材による炉心溶融物の固化及び除熱が強く要求される。溶融物ジェットの固化挙動を評価するには、炉心溶融物と冷却材との相互作用を詳細に理解する必要がある。本研究では、炉心溶融物を模擬した溶融金属及び透明流体を、冷却材を模擬した水に射出した実験において、両模擬部物質のジェットブレイクアップ挙動を高速度ビデオカメラで観察し、既存の理論との比較した。さらに、二相流体格子ボルツマン法を用いた液体ジェットのシミュレーションにより定性的なジェット挙動を再現した。
若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03
Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.
Al
C小山 岳秀*; 尾崎 穣*; 上田 光一*; 水戸 毅*; 小原 孝夫*; 和氣 剛*; 田畑 吉計*; 道岡 千城*; 吉村 一良*; 鈴木 通人; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 81(Suppl.B), p.SB008_1 - SB008_5, 2012/12
被引用回数：1 パーセンタイル：10.16(Physics, Multidisciplinary)最近、結晶構造においてある空間軸に対して反転対称を示さない超伝導体の超伝導相が奇妙な性質を示すことから盛んにその起源やその物性を明らかにすべく盛んに研究が行われている。本論文では、反転対称性の欠如した超伝導体Mo
AlCについて、正常相において実施された
Al-NMRと比熱測定の結果を報告する。本研究によって観測された核スピンエコーのピークの変化から、超伝導転移温度より高温で相転移が起こっていることが明らかとなり、また、スピン-格子緩和時間の変化から相転移後に伝導電子密度が減少していることを観測した。さらに、第一原理計算によって電子状態の詳細な解析を行うことで正常状態を不安定化するフェルミ面ネスティングの存在を明らかにし、新規秩序相発現機構との関連性を議論した。なお、本研究の成果は、物質の高精度な物性予測を実現するための計算手法の開発の一環として実施されており、原子力物性材料研究の進展にも寄与する成果である。
大島 宏之; 田中 伸厚*; 江口 譲*; 西村 元彦*; 功刀 資彰*; 内堀 昭寛; 伊藤 啓; 堺 公明
日本原子力学会和文論文誌, 11(4), p.316 - 328, 2012/12
ナトリウム冷却高速炉の安定運転において、自由表面渦によるガス巻込みの防止が重要であるため、著者らはCFDに基づくガス巻込み評価手法の開発を行っている。本研究では、ガス巻込み解析を行うためのCFD手法に関する検討を行った結果、ガス巻込み現象の適切な数値解析を行うためには、十分な格子解像度、高精度離散化手法、過度に渦を減衰させない乱流モデルなどが必要であることを明らかにした。
大島 宏之; 江口 譲*; 功刀 資彰*; 上出 英樹; 堺 公明; 伊藤 啓
日本原子力学会和文論文誌, 11(4), p.329 - 339, 2012/12
ナトリウム冷却高速増殖炉の安定運転のためには、ガス巻込み発生を許容レベル以下に抑制する必要があり、設計検討において、ガス巻込み発生を精度よく評価できる手法が必須である。本研究では、流速分布(速度勾配テンソル)に基づいて渦流れの抽出やガス巻込み評価パラメーター(ガスコア長さなど)の計算を行う手法の提案を行う。加えて、実験結果の分析に基づき、渦によるガス巻込み発生を防止するための基準を先の評価パラメーターを用いて構築し、実際に適切な評価結果が得られることを示す。
AlC小山 岳秀*; 尾崎 穣*; 上田 光一*; 水戸 毅*; 小原 孝夫*; 和気 剛*; 田畑 吉計*; 道岡 千城*; 吉村 一良*; 鈴木 通人; et al.
Physical Review B, 84(21), p.212501_1 - 212501_4, 2011/12
被引用回数：15 パーセンタイル：51.27(Materials Science, Multidisciplinary)低温で電荷密度波(CDW)転移を起こす遷移金属化合物の中には、CDW相においてさらに超伝導転移を起こす物質があることが知られているが、理論的にはこれら2つの相は競合関係にあるため、その発現機構は単純ではなく、高い関心を集めている。本論文発表では、実際、遷移金属化合物MoAlCは9Kという低温で超伝導転移を起こすことが知られているが、兵庫県立大学のNMR実験グループを中心に行われたAl-NMRにおける緩和時間の測定や比熱の測定の結果に基づくと、130K付近でCDW転移と考えられる相転移が発現し、さらに、その相転移によって状態密度が大きく減少することを見いだした。また、第一原理計算によって計算された正常相のフェルミ面構造から、CDW不安定性を引き起こすと考えられるネスティング機構とCDW転移に伴うフェルミ面消失を議論した。この研究成果により、遷移金属化合物におけるCDW・超伝導競合状態に関する研究が大きく進展すると考えられ、超伝導の新しい発現機構の解明に繋がる一方、こうした知見を蓄積することで、原子力分野での物質材料研究の新たな側面の開拓も可能になる。
若井 栄一; 野上 修平*; 笠田 竜太*; 伊藤 譲*; 高田 文樹; 他6名*
Journal of Nuclear Materials, 417, p.1325 - 1330, 2011/10
被引用回数：29 パーセンタイル：87.07(Materials Science, Multidisciplinary)About one thousands of small size specimens will be irradiated in the High Flux Test Module (HFTM) in a limited volume of 0.5 liter in the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF). It is necessary to verify that the experimental data of these small specimens about mechanical characterization can be safely extrapolated to standard specimens data, enabling a sound dimensioning of DEMO reactor. The program of Small Size Test Technique (SSTT) in IFMIF/EVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activity) phase for fatigue, fracture toughness and crack growth measurement is summarized, and recent progress and some analysis of the experiments have performed for small size specimens.
