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若井 隆純; 安藤 勝訓; 岡島 智史; 豊田 晃大; 小沼 輝充*; 高橋 亮耶*; 浅山 泰
第29回動力・エネルギー技術シンポジウム予稿集(インターネット), 5 Pages, 2025/06
高速炉が設計で想定される期間を超えて供用される場合における構造健全性評価に利用可能な材料監視試験技術として、主として材料の熱膨張差を利用した受動式クリープ疲労試験技術を確立するための研究に取り組んでいる。これまでに、有限要素法による数値解析を援用して設計・製作した試験体を用いた実験を実施し、試験片を座屈させることなく長時間データを取得可能である見通しを得ている。本報では、これらの解析及び実験に加え、実炉への適用を見据えた試験体の改良について述べる。
豊田 晃大; 鬼澤 高志; 若井 栄一*
Research & Development in Material Science (Internet), 21(5), p.2632 - 2637, 2025/06
316FR steel, a modification of 316 austenitic stainless steel, will be used as a structural material in the sodium cooled fast reactor (SFR), one of the initiatives being developed in Japan to achieve carbon neutrality in order to combat global warming. To withstand the high-temperature operating environment of the SFR, the alloy design of the 316FR steel has been optimized to have high creep strength for a long time with controlled precipitation by optimizing the alloy composition. In order to clarify that 316FR steel can maintain its properties under the high temperature (around 550
C) irradiation environment of the SFR, the authors mainly conducted in-situ observations under electron beam irradiation at high temperatures to investigate in detail the irradiation effects on the precipitates (mainly carbides), which are characteristic of 316FR steel. As a result, it was found that the precipitates in 316FR steel are more stable than those in type 304 stainless steel under irradiation without coarsening at grain boundaries or within grains. The characteristics and attractiveness of 316FR steel, the results obtained, and the mechanism of creep behavior under irradiation are also explained.
rays in the 
La(
)
La reaction奥泉 舞桜*; Auton, C. J.*; 遠藤 駿典; 藤岡 宏之*; 広田 克也*; 猪野 隆*; 石崎 貢平*; 木村 敦; 北口 雅暁*; 古賀 淳*; et al.
Physical Review C, 111(3), p.034611_1 - 034611_6, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：74.26(Physics, Nuclear)The observed enhancement of Parity Violation in the vicinity of p-wave compound nuclear resonances for a variety of medium-heavy nuclei can be understood using the sp-mixing model. The sp-mixing model predicts several neutron energy-dependent angular correlations between the spin and momentum of neutron and -ray emitted from (n,) reactions. In this work, the correlation term 
in the La(
,)La
reaction was measured precisely and a significant transverse asymmetry was found in the transition to the excited states of La.
内田 和杜*; 増田 造*; 原 伸太郎*; 松尾 陽一*; Liu, Y.*; 青木 裕之; 浅野 吉彦*; 宮田 一輝*; 福間 剛士*; 小野 俊哉*; et al.
ACS Applied Materials & Interfaces, 16(30), p.39104 - 39116, 2024/07
被引用回数：2 パーセンタイル：51.81(Nanoscience & Nanotechnology)Zwitterionic MPC polymer coatings effectively deter blood coagulation and protein buildup on medical devices. Researchers synthesized MPC copolymers containing a cross-linking unit (MPTMSi) plus one of four hydrophobic anchoring groups (MPTSSi, BMA, EHMA, LMA) and applied them to PDMS, PP, and PMP. These treatments yielded uniformly hydrophilic, electrically neutral surfaces. Protein adsorption tests showed that PMBSi (BMA) best resisted fluorescently labeled BSA, while PMLSi (LMA) was comparatively weaker, although all four coatings minimized platelet adhesion. Further analyses linked these differences in protein adsorption to varying swelling behaviors in water. Indeed, PMLSi absorbed more water, allowing some protein infiltration yet still repelling platelets. When tested under circulating flow to mimic shear stress, PMMMSi (MPTSSi) and PMLSi coatings on PP and PMP demonstrated excellent durability and platelet repellency. Overall, this study highlights how hydrophobic moieties can boost both hemocompatibility and stability of MPC-based coatings, promising improved performance in medical devices requiring low protein fouling, reduced platelet adhesion, and long-term reliability.
大野 修司; 前田 誠一郎; 若井 隆純; 上田 雅司; 上出 英樹
日本機械学会誌, 127(1267), p.29 - 32, 2024/06
新型炉開発の動きが活発化する中、原子力機構で進めるナトリウム冷却高速炉の研究開発について、経緯概要と現状・トピックスを紹介する。
上出 英樹; 浅山 泰; 若井 隆純; 江連 俊樹; 内堀 昭寛; 久保 重信; 竹内 正行
Nuclear Engineering and Design, 421, p.113062_1 - 113062_10, 2024/05
被引用回数：3 パーセンタイル：81.29(Nuclear Science & Technology)本報告では、設計支援解析評価手法の開発を通じて、プラントライフサイクル、リスクインフォームドアプローチ、持続可能性を考慮した日本のナトリウム冷却高速炉開発の進捗について、ARKADIAライフサイクル評価・設計支援システム、シビアアクシデント、自然循環、ナトリウム化学反応を対象とする安全設計・評価、リスクインフォームドアプローチをベースとした新しい規格基準体系、燃料サイクル技術の開発にかかる成果をまとめた。
田中 正暁; 江沼 康弘; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 横山 賢治; 関 暁之; 若井 隆純; 浅山 泰
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00424_1 - 23-00424_13, 2024/04
安全性や経済性に関する要求、カーボンフリーエネルギー源としての要求に適合する革新的原子炉の設計を創出する統合評価システムであるARKADIAについて、その概要とともに、要素開発及び設計最適化プロセスの開発状況についてまとめたものである。ARKADIAは、安全設備を含めたプラント設計及び運転を最適化するための、人工知能(AI)を活用した数値解析を実現するとともに、最先端の数値解析技術と、過去の研究開発プロジェクトで得たデータや知見を格納した知識ベースを、AIと融合させるシステムであることについて概要を紹介する。
-wave resonance of 
+
奥平 琢也*; 中部 倫太郎*; Auton, C. J.*; 遠藤 駿典; 藤岡 宏之*; Gudkov, V.*; 井出 郁央*; 猪野 隆*; 石角 元志*; 神原 理*; et al.
Physical Review C, 109(4), p.044606_1 - 044606_9, 2024/04
被引用回数：2 パーセンタイル：57.54(Physics, Nuclear)We measured the spin dependence in a neutron-induced p-wave resonance by using a polarized epithermal neutron beam and a polarized nuclear target. Our study focuses on the 0.75 eV -wave resonance state of La+n, where largely enhanced parity violation has been observed. We determined the partial neutron width of the -wave resonance by measuring the spin dependence of the neutron absorption cross section between polarized La and polarized neutrons. Our findings serve as a foundation for the quantitative study of the enhancement effect of the discrete symmetry violations caused by mixing between partial amplitudes in the compound nuclei.
-odd/
-odd interactions on the 0.75 eV -wave resonance in +
forward transmission determined using a pulsed neutron beam中部 倫太郎*; Auton, C. J.*; 遠藤 駿典; 藤岡 宏之*; Gudkov, V.*; 広田 克也*; 井出 郁央*; 猪野 隆*; 石角 元志*; 神原 理*; et al.
Physical Review C, 109(4), p.L041602_1 - L041602_4, 2024/04
被引用回数：1 パーセンタイル：9.76(Physics, Nuclear)Neutron transmission experiments can offer a new type of highly sensitive search for time-reversal invariance violating (TRIV) effects in nucleon-nucleon interactions via the same enhancement mechanism observed for large parity violating (PV) effects in neutron-induced compound nuclear processes. In these compound processes, the TRIV cross-section is given as the product of the PV cross-section, a spin-factor 
, and a ratio of TRIV and PV matrix elements. We determined to be 0.59 
0.05 for La+n using both (n, ) spectroscopy and (+) transmission. This result quantifies for the first time the high sensitivity of the La 0.75 eV -wave resonance in a future search for -odd/-odd interactions in (+) forward transmission.
若井 栄一; 能登 裕之*; 柴山 環樹*; 古谷 一幸*; 涌井 隆; 安堂 正己*; 牧村 俊助*; 石田 卓*
Science Talks (Internet), 8, p.100278_1 - 100278_4, 2023/12
高エントロピー合金は、その固有の特性により高い強度と良好な延性を併せ持つ傾向にある。本物質はより高性能な将来の一般産業用途だけでなく、原子力や放射線環境下での放射線影響機器の耐久性や適用範囲を高めるためにも、有望な新物質として考えられており、近年、急激に注目がされ始めている。本研究では、高エネルギー加速器ターゲットシステム部品, 原子炉, 核融合炉等の放射線下で使用される新機能材料として応用を目指し、低放射能元素(Ni, Coを含まない)からなる2種類の高エントロピー合金(Fe-Mn-V-Cr-Al-C、Fe-Si-W-Cr-V)の作製とその基本特性評価を行った。本研究で開発中の2つの材料は、次の点でそれぞれユニークな性質を持つ。前者は高強度・低放射化という特徴を共有する新しい構造材料や磁気特性として、ハイパワーモーター系材料の基礎研究として発展することが期待される。一方で、後者は、金属元素の中で最も高い融点を持つタングステンと、かなり高融点のバナジウムを混合して合金の融点を上げ、かつ高強度な合金を設計することで、新しい工学分野での新機能材料としての応用が期待されるものと考えられるものである。
内堀 昭寛; 堂田 哲広; 青柳 光裕; 曽根原 正晃; 曽我部 丞司; 岡野 靖; 高田 孝*; 田中 正暁; 江沼 康弘; 若井 隆純; et al.
Nuclear Engineering and Design, 413, p.112492_1 - 112492_10, 2023/11
被引用回数：2 パーセンタイル：35.31(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉に代表される革新炉に対し、安全性評価やそれに基づく設計最適化を自動で行うARKADIAを開発している。通常運転もしくは設計基準事象の範囲で設計最適化を行うARKADIA-Designについては、核特性-熱流動-炉心変形のマルチレベル連成解析手法等を中心技術として開発し、その基本的機能を確認した。シビアアクシデントまで含む範囲で安全性評価を行うARKADIA-Safetyの基盤技術として、炉内/炉外事象一貫解析手法の整備を進め、仮想的なシビアアクシデント事象を解析することで基本的機能を確認した。また、炉外事象に対する解析モデルの高度化、設計最適解の探索工程を合理化するAI技術の開発に着手した。
田中 正暁; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 横山 賢治; 上羽 智之; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
日本機械学会動力エネルギーシステム部門の30周年を記念し、「JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation(JSMEシリーズ 火力・原子力発電)」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」(本書)が発刊となった。本報では、本書の第5章にまとめられている、SFR開発に必要な枢要技術である熱流動及び安全性に関連するR&D成果等について概説するとともに、経験を含めた豊富な知識(ナレッジ)を活用し、最新の数値シミュレーション技術を組み合わせた革新炉の社会実装を支援する統合評価手法「ARKADIA」の開発状況について概説する。
岡島 智史; 高屋 茂; 若井 隆純; 浅山 泰
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 3 Pages, 2023/09
(一社)日本機械学会 動力エネルギーシステム部門の30周年を記念し、「JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation」の第3巻として「Sodium-cooled Fast Reactor(ナトリウム冷却高速炉)」が発刊となった。ナトリウム冷却高速炉は高温低圧の運転条件をはじめとして、軽水炉とは異なる特徴が多くあり、その設計及び維持にあたっては、軽水炉とは異なる考慮が必要となる。我が国では、ナトリウム冷却高速炉の実用化に向けて、炉の特徴を踏まえて適切な設計及び維持を行う手法の整備を目指した研究開発が継続的に実施されてきた。本報では、本書の5.6節から5.8節に記載した、これまでにナトリウム冷却高速炉の実用化に向けて積み重ねられた研究開発とその成果としての規格基準類の開発について概説する。
Su, Y. H.; 及川 健一; 篠原 武尚; 甲斐 哲也; 堀野 孝*; 井戸原 修*; 三阪 佳孝*; 友田 陽*
International Journal of Fatigue, 174, p.107729_1 - 107729_12, 2023/09
被引用回数：15 パーセンタイル：88.20(Engineering, Mechanical)A novel procedure, double induction quenching (DIQ), effective for improving the fatigue strength of gear products, has been used for producing gears with steep gradients of compressive residual stress generated in the tooth surface. We performed a Bragg edge imaging experiment at a pulsed neutron source to determine the spatial distribution of the {110} lattice spacing (d
) and the broadening of the {110} Bragg edge (w) on the DIQ gear product after tooth-bending fatigue tests to which different loading cycles were applied. No significant difference occurred in the d and the wat Hofer 's critical section of the teeth with different loading conditions within the accuracy of data analysis. However, we detected a decrease in the w and changes in the residual lattice strain distribution in the axial direction along the tooth root directions at the opposite side of Hofer 's critical section for both teeth after 3
10 
and 810 cycles, relieving the compressive residual stresses during the fatigue process. The residual stress close to the gear tooth surface determined by X-ray diffraction using sequential polishing showed a slight relaxation and redistribution from the tensile side in the hoop direction, complementary to the neutron Bragg edge imaging.
森 隆*; 島田 貴弘*; 甲斐 聡流*; 大谷 章仁*; 山本 智彦; Yan, X.
Proceedings of the ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/07
Experiment of a floating seismic isolation technology for application to small modular reactor (SMR) is conducted on a small-scale apparatus. The SMR is assumed to be located on land rather than offshore, and installed on a newly proposed floating structure in a pool. The floating structure is designed acts to mitigate the propagation of the horizontal component of seismic motion between the ground and the SMR buildings, and to reduce the excitation force on the buildings caused by the vertical wave propagation through water of vertical seismic motion. The floating structure was designed to have a gaseous space called Air Cavity and orifice at the bottom of the structure. Experiment is conducted to verify the effect of the floating structure on reduction to vertical seismic motions. The results demonstrate the effectiveness of the Air Cavity and orifice to reduce response during vertical earthquake motion, and those method is more reduce response than Compared to using only Air Cavity. Thus these method were founds an isolating effect against vertical seismic motion, and it is considered that result in this study will help SMR.
森 隆*; 島田 貴弘*; 甲斐 聡流*; 大谷 章仁*; 山本 智彦; Yan, X.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
Experiment of a floating seismic isolation technology for application to small modular reactor (SMR) is conducted on a small-scale apparatus. The SMR is assumed to be located on land rather than offshore, and installed on a newly proposed floating structure in a pool. The floating structure is designed acts to mitigate the propagation of the horizontal component of seismic motion between the ground and the SMR buildings, and to reduce the excitation force on the buildings caused by the vertical wave propagation through water of vertical seismic motion. The floating structure was designed to have a gaseous space called Air Cavity at the bottom of the structure. Experiment is conducted to verify the effect of the floating structure on reduction to horizontal and vertical seismic motions. The results demonstrate the effectiveness of the Air Cavity to reduce response during vertical earthquake motion, thus providing an isolating effect against vertical seismic motion. Furthermore, the reduction in response during vertical seismic motion varies with the air volume in the Air Cavity, indicating that the volume modulus of elasticity is an important parameter to determining the seismic reduction performance of the floating structure.
田中 正暁; 江沼 康弘; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 横山 賢治; 関 暁之; 若井 隆純; 浅山 泰
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 11 Pages, 2023/05
In Japan Atomic Energy Agency (JAEA), an artificial intelligence (AI) aided integrated digital system named "Advanced Reactor Knowledge- and AI aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle (ARKADIA)" has been developing to offer the best possible solutions for challenges arising during the design process, safety assessment, and operation of a nuclear plant over its life cycle. ARKADIA aims for creating a new plant design beyond the reach of experienced engineers by assembling the solutions to be met a safe, economic, and sustainable carbon-free energy source. ARKADIA consists of three inter-connected systems: EAS (Enhanced and AI-aided optimization System) as a controller for the numerical analyses and the design optimizations, VLS (Virtual plant Life System) for numerical simulator, and KMS (Knowledge Management System) with knowledges obtained through the development of sodium-cooled fast reactors (SFRs) in JAEA. These systems stand on the AI aided platform. Until 2023, the platform, the ARKADIA-Design, the ARKADIA-Safety, and the KMS are separately being developed. In the next five years until 2028, the element functions and the systems are to be unified to one system, ARKADIA. In this paper, outlines of current status in its development are introduced.
飛田 実*; 今田 未来; 大森 剛*; 生天目 勉*; 鬼澤 崇*; 黒澤 勝昭*; 原賀 智子; 青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; et al.
JAEA-Data/Code 2022-007, 40 Pages, 2022/11
JAEA-Data-Code-2022-007.pdf:1.99MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリート、焼却灰、セラミックフィルタ及び耐火レンガを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度から令和3年度に取得した24核種(
H、
C、
Cl、
Ca、
Co、
Ni、
Sr、
Nb、
Tc、
Ag、
I、
Cs、
Ba、
Eu、
Eu、
Ho、
U、
U、Pu、
Pu、
Pu、
Am、
Am、
Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。
内堀 昭寛; 曽我部 丞司; 岡野 靖; 高田 孝*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 江沼 康弘; 若井 隆純; 浅山 泰; 大島 宏之
Proceedings of Technical Meeting on State-of-the-art Thermal Hydraulics of Fast Reactors (Internet), 10 Pages, 2022/09
ナトリウム冷却高速炉に代表される革新炉に対し、安全性評価やそれに基づく設計最適化を自動に行うARKADIAを開発している。通常運転もしくは設計基準事象の範囲で設計最適化を行うARKADIA-Designについては、核特性-熱流動-炉心変形の連成解析手法等を中心技術として開発し、その基本的機能を確認した。シビアアクシデントまでの範囲で安全性評価を行うARKADIA-Safetyの基盤技術として、炉内/炉外事象一貫解析手法の整備を進め、仮想的なシビアアクシデント事象を解析することで基本的機能を確認した。
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。
