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堂田 哲広; 加藤 慎也; 浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 菊地 紀宏; 大釜 和也; 吉村 一夫; 吉川 龍志; 横山 賢治; 上羽 智之; et al.
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.946 - 959, 2023/08
安全かつ経済的で持続可能な先進的原子炉を実現するために革新的設計システム(ARKADIA)を開発している。本論文では、ARKADIAの一部である設計研究のためのARKADIA-Designに着目し、炉心設計の数値解析手法の妥当性確認について紹介する。ARKADIA-Designでは、炉物理、熱流動、炉心構造、燃料ピン挙動の解析コードを組み合わせたマルチフィジックス解析により、ナトリウム冷却高速炉の炉心性能を解析する。これらの解析の妥当性を確認するため、実験データ及び信頼できる数値解析結果を選定し、検証マトリックスを作成する。解析コードのモデル及び検証マトリクスの代表的な確認解析について説明する。
國分 陽子; 藤田 奈津子; 渡邊 隆広; 松原 章浩; 石坂 千佳; 三宅 正恭*; 西尾 智博*; 加藤 元久*; 小川 由美*; 石井 正博*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 539, p.68 - 72, 2023/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Instruments & Instrumentation)本発表では、東濃地科学センターJAEA-AMS-TONOで行っている加速器質量分析に関わるここ4年間の研究技術開発について紹介する。5MVの加速器を有する加速器質量分析装置(AMS)では、炭素-14、ベリリウム-10、アルミニウム-26、ヨウ素-129の地質試料の年代測定等に関する測定に加え、塩素-36の測定技術整備を行っている。また、測定の需要の高まりに伴い、300kMの加速器を有するAMSを2020年に導入した。また、試料調製法や同重体分離技術の開発も行っており、微量試料での試料調製法の開発や、イオンチャネリングによる同重体分別技術の開発やその技術を用いた超小型AMSの開発も行っている。
堂田 哲広; 加藤 慎也; 飯田 将来*; 横山 賢治; 田中 正暁
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 8 Pages, 2022/10
ナトリウム冷却高速炉の従来の炉心設計において、炉心変形による負の反応度フィードバックは、解析評価の不確かさが大きく、考慮されて来なかった。今後、炉心設計を最適化するためには、予測精度の高い解析評価手法を開発し、過度な保守性を排除した評価を実施することが必要となる。そこで、炉物理,熱流動,構造力学の連成解析によるプラント過渡時の炉心変形反応度評価手法を開発した。本評価手法の検証として、燃料集合体が炉心中心から1列ずつ半径方向に水平移動した変形炉心の反応度を計算し、モンテカルロ法による参考値と比較した結果、炉心領域での集合体変位による反応度はよく一致するが、反射体領域では過大評価する結果となり、今後のモデル改良に対する課題を抽出することができた。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Akaev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
炉心崩壊事故(CDA)における溶融炉心物質の原子炉内保持(IVR)はナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるために最も重要である。IVRを確保するための主要な課題の一つは、溶融炉心物質を炉心領域から効率的に排出するための制御棒案内管(CRGT)の設計である。CRGTの設計の有効性はCDA解析によって評価されるが、この解析には試験研究と連携した計算機コードの開発が合理的である。そこで、EAGLE-3プロジェクトと呼ばれる共同研究において、CRGTを介した溶融炉心物質の流出挙動を課題の一つとして試験研究が進められてきた。本試験研究で得られた知見はSIMMERコードの開発に反映される。このプロジェクトでは、CRGTを通じた溶融炉心物質の流出挙動を把握するために、溶融アルミナを燃料模擬物質とした一連の炉外試験が行われた。本研究では、CRGT内の内部構造物が溶融炉心物質の流出挙動に与える影響を調べるため、内部構造物を有するダクトを溶融アルミナが流下する炉外試験のデータを分析した。さらに、SIMMERコードによる試験後の解析を行い、試験結果との比較を行った。
松下 肇希*; 小林 蓮*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 9 Pages, 2022/09
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故では、溶融炉心物質が制御棒案内管などの流路を通って炉心領域下の炉心入口プレナムに流れ込む。溶融炉心物質は、ナトリウム冷却材中で入口プレナムの水平板に衝突しながら冷却・固化されると見込まれる。しかし、水平構造物に衝突した溶融炉心物質の固化・冷却挙動は、これまで十分に研究されていなかった。これはナトリウム冷却高速炉の安全性向上の観点から解明が必要な重要な現象である。そこで、カザフスタン共和国国立原子力センターの実験施設において、模擬溶融炉心物質(アルミナ: Al
O
)を水平構造物上のナトリウム冷却材中に放出する一連の実験が実施された。本研究では、高速炉安全性評価コードSIMMER-IIIを用いたナトリウム試験に関する解析を実施した。解析結果と実験データの比較により、解析手法の妥当性を確認した。また、ジェット衝突時の冷却・固化挙動を評価した。その結果、溶融炉心物質が水平板への衝突により破砕され、周辺部へ飛散することがわかった。さらに、模擬溶融炉心物質がナトリウムによって冷却され、その後、固化することを確認した。
Co radiation source under an intense 
Cs radiation field using an application-specific CeBr
spectrometer suited for use in intense radiation fields冠城 雅晃; 島添 健次*; 加藤 昌弘*; 黒澤 忠弘*; 高橋 浩之*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(8), p.983 - 992, 2022/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Passive 
-ray spectroscopy is a useful technique for surveying the radioactive wastes and spent nuclear fuels under nuclear decommissioning. However, this method depends on material properties such as the activity, density, element, scale, and (especially) low-energy rays from 
U and 
Pu. The -decay lines of 
Cs, Cs, Co, and 
Eu occur at greater energies (than those of U and Pu), and these nuclides provide significant information on spent nuclear fuel and radioactive wastes. A CeBr spectrometer with a small-volume crystal has been previously developed for use in intense radiation measurements. We exposed the spectrometer to radiation dose rates of 0.025, 0.151, 0.342, 0.700, and 0.954 Sv/h under a standard Cs radiation field. A 6.38 MBq Co calibration source was placed in front of the detector surface. Identification of the full energy peak at 1173 keV was impossible at dose rates higher than 0.700 Sv/h. However, subtraction of the Cs radiation spectra from the -ray spectra enabled the identification of the full energy peaks at 1173 and 1333 keV at dose rates of up to 0.954 Sv/h; the relative energy resolution at 1173 and 1333 keV was only slightly degraded at this dose rate.
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。
神山 健司; 松場 賢一; 加藤 慎也; 今泉 悠也; Mukhamedov, N.*; Akayev, A.*; Pakhnits, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
To achieve in-vessel retention for mitigating the consequences of core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors, controlled material relocation (CMR) has been proposed as an effective safety concept. CMR is not only aiming at eliminating the potential for exceeding prompt criticality events that affect the integrity of the reactor vessel, but also enhancing the potential for the in-vessel cooling of degraded core materials during CDAs. Based on this concept several design measures have been studied, and, to evaluate their effectiveness, experimental evidences to show relocation of molten-core material were required. With this background, a series of experimental program called EAGLE (Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities) has been carried out collaboratively over 20 years between Japan Atomic Energy Agency and National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan (NNC/RK) using an out-of-pile and in-pile test facilities of NNC/RK. The EAGLE program is divided into three phases, they are called EAGLE-1, EAGLE-2 and EAGLE-3, to cover whole phase after core-melting begins. The subject for EAGLE-1 and the first half of EAGLE-2 is CMR in the early phase of CDA in which the core melting progresses rapidly driven by positive reactivity insertions. The subject for the latter half of EAGLE-2 and whole EAGLE-3 is CMR in the later phase of CDA in which the gradual core melting by decay heat and relocation and cooling of degraded core materials occurs. In the paper, the major achievement of the EAGLE program and future plans are presented.
-ray spectrometer and its performance under intense Cs and Co radiation fields冠城 雅晃; 島添 健次*; 加藤 昌弘*; 黒澤 忠弘*; 鎌田 圭*; Kim, K. J.*; 吉野 将生*; 庄司 育宏*; 吉川 彰*; 高橋 浩之*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1010, p.165544_1 - 165544_9, 2021/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Instruments & Instrumentation)2011年の東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の事故以来、世界各地で廃止措置措置に入る原子力施設が増加している。これらの原子力施設では、放射性物質の適切な管理が要求されている。そこで、ガンマ線スペクトル測定技術は、放射性物質の重要な情報を得ることができるため、有益なツールである。さらに、放射性物質の空間情報も重要であるため、ガンマ線イメージングについて求められている。しかしながら、これらの施設には、強度放射線場が広がるため、ガンマ線スペクトル測定やガンマ線イメージングが困難になる。そのため、寸法が5mm 
5mm 5mmの小さなCeBrシンチレーター4個で分割した線スペクトロメーターを開発した。上記の4個のシンチレーターは、強度放射場に特化したマルチアノード光電子増倍管と組合わせた。私たちは、CsとCoの放射線場で照射試験を実施した。Cs照射場の線量率1375mSv/hにおいて、相対エネルギー分解能が、それぞれのチャンネルで、9.2
0.05%, 8.00.08%, 8.00.03%, 9.0 0.04%であった。
松場 賢一; 加藤 慎也; 神山 健司; Akayev, A. S.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 4 Pages, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉における炉心崩壊事故の発生時に深さと体積が制限されたナトリウム領域(浅いナトリウムプール)に流出した炉心溶融物の微粒化と冷却挙動に関する知見を得るため、溶融炉心物質の模擬物質として溶融アルミナを用いた炉外試験を行った。本試験の結果に基づき、以下のメカニズムを把握した。(1)溶融ジェットと浅いナトリウムプール底面との衝突に伴うFCI(Fuel-coolant interaction)が微粒化を促進する。(2)浅いナトリウム領域の外側にヒートシンクとなるナトリウムが存在する場合、ナトリウム蒸気の膨張と凝縮に伴い当該領域の内外間でナトリウムの流出入が発生し、この流出入による熱交換が当該領域内部のナトリウム温度の上昇を抑制する。(3)この温度上昇抑制が溶融炉心物質の効果的な冷却に寄与する。今後、シミュレーションツールを用いた試験解析を行い、本研究で把握したメカニズムを確認する。
福田 達弥*; 高橋 亮*; 原 卓飛*; 尾原 幸治*; 加藤 和男*; 松村 大樹; 稲葉 優介*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.399 - 404, 2021/04
被引用回数：6 パーセンタイル：60.71(Nuclear Science & Technology)As a result of the Fukushima nuclear power plant accident in March 2011, massive amounts of soil were contaminated with radioactive Cs. To remediate the contaminated soil, we are developing a desorption technique for removing Cs from soil using subcritical water. We found that rapid ion exchange of Cs with multivalent cations in subcritical water is an effective desorption technique. To understand the mechanism and structural aspects of this process, in situ observations of the soil layer in subcritical water were carried out by high-energy X-ray diffraction together with pair distribution function analysis, and extended X-ray absorption fine structure analysis. Both the desorption experiments and structural studies indicated that conformational changes of the layer containing Cs
under subcritical water conditions promoted intercalation of the hydrated Mg and trapped Cs, which facilitated a rapid ion-exchange reaction of Mg
and Cs.
scintillator under intense -ray fields for nuclear decommissioning冠城 雅晃; 島添 健次*; 加藤 昌弘*; 黒澤 忠弘*; 鎌田 圭*; Kim, K. J.*; 吉野 将生*; 庄司 育宏*; 吉川 彰*; 高橋 浩之*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 988, p.164900_1 - 164900_8, 2021/02
被引用回数：11 パーセンタイル：89.29(Instruments & Instrumentation)近年、2011年の東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故より、世界各地で、廃止措置になる原子力施設が増加している。一方、原子力施設の廃止措置工程においては、放射性廃棄物や使用済み核燃料を適切な管理下で回収しなければならないため。そこで、本研究は、高線量率下でのガンマ線スペクトロメトリを実現するため、5mm5mm5mmの微小CeBrスペクトロメーターを構築した。さらに、(1)毎秒ギガサンプリング率のデジタル信号処理、(2)後段3段ダイノード電圧印加機能付光電子増倍管により、1Sv/hを超える線量率でのガンマ線スペクトル測定に成功した。Cs放射線場で、662keVのエネルギー分解能(半値幅)が、22mSv/hで4.4%であり、それが1407mSv/hでは5.2%である。対して、Co放射線場では、1333keVのエネルギー分解能(半値幅)が、26mSv/hで3.1%であり、それが2221mSv/hでは4.2%である。これらは、Cs, Cs, Co, Euのガンマ線を分解できる要求を満たており、同時に1Sv/h以上で上記核種のガンマ線分析が可能なことを示唆するものである。
五十嵐 魁*; 大貫 涼二*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
In order to improve the safety of nuclear power plants, it is necessary to make sure measures against their severe accidents. Especially, in the case of a sodium-cooled fast reactor (SFR), there is a possibility of significant energy release due to formation of a large-scale molten fuel pool accompanied by re-criticality in the event of a core disruptive accident (CDA). It is important to ensure in-vessel retention that keeps and confines damaged core material in the reactor vessel even if the CDA occurs. CDA scenario initiated by Unprotected Loss Of Flow (ULOF), which is a typical cause of core damage, is generally categorized into four phases according to the progression of core-disruptive status, which are the initiating, early-discharge, material-relocation and heat-removal phases for the latest design in Japan. During the material-relocation phase, the molten core material flows down mainly through the control rod guide tube and is discharged into the inlet coolant plenum below the bottom of the core. The discharged molten core material collides with the bottom plate of the inlet plenum. Clarification of the accumulation behavior of molten core material with such a collision on the bottom plate is important to reduce uncertainties in the safety assessment of CDA. In present study, in order to make clear behavior of core melt materials during the CDAs of SFRs, analysis was conducted using the SIMMER-III code for a melt discharge simulation experiment in which low-melting-point alloy was discharged into a shallow water pool. This report shows the validation results for the melt behavior by comparing with the experimental data.
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05
炉心崩壊事故における溶融炉心の原子炉内収束を確実にすることを目指し、溶融炉心の即発臨界超過に伴う大規模なエネルギー発生を防ぐために、制御棒案内管(CRGT)を通じた溶融炉心物質の炉外排出が検討されている。CRGTを高圧プレナム接続にすることを検討した場合、ナトリウム流量調整機構のようなCRGT内部の構造体は炉心領域からの溶融炉心物質の排出を阻害し得る。これらの背景に基づき、CRGTを通じた溶融炉心物質の排出挙動を明らかにすることを課題の1つに取り上げたカザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)との共同研究「EAGLE-3計画」が開始された。ナトリウム流量調整機構の破壊に関するその周囲のナトリウム冷却効果について検討するため、NNC-RKが所掌する炉外試験装置においてナトリウムと燃料模擬物質である溶融アルミナを使用した試験が実施された。本試験結果は、溶融アルミナの流入初期段階においてボイド領域の発達が排出経路から液相ナトリウムを排斥し、これに伴ってナトリウム流量調整機構の周囲におけるナトリウム冷却効果を排除したことを示した。結果として、早期のナトリウム流量調整機構の破壊と大規模な溶融アルミナの流出が生じた。
Kim, J.*; 山中 暁*; 中島 啓*; 加藤 孝典*; Kim, Y.*; 福田 竜生; 吉井 賢資; 西畑 保雄; 馬場 将亮*; 武田 雅敏*; et al.
Advanced Sustainable Systems (Internet), 2(11), p.1800067_1 - 1800067_8, 2018/11
被引用回数：7 パーセンタイル：27.76(Green & Sustainable Science & Technology)An innovative electrothermodynamic cycle (pyroelectric effect with an external electric field) was recently presented, which is based on temporal temperature variations in wasted heat from engine exhaust gas. In this paper, for further improvement, a generating mechanism of the cycle is investigated using in-operando time-resolved synchrotron X-ray diffraction with generating assessment. The polarizations of the sample are gained from both crystal/domain changes and simultaneous electrical measurements. Three types of materials are prepared: soft and hard types of lead zirconate titanate (PZT) and lead magnesium niobate-lead titanate (PMN-PT). Among them, PMN-PT has the highest generating power. When an external electric field is applied, the PMN-PT exhibits only 180
domain rotations, whereas PZTs exhibit both 90 and 180 rotations. A strong driving force for 180 rotation depresses rotations in other angles and increases polarization changes. The results show that the material development, which has only 180 switching domains, has potential for use in the establishment of a high-efficiency waste heat recovery system.
加藤 正嗣*; 船越 寛司*; Liu, X.*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11
Computational fluid dynamics based on particle-based simulations with a fully Lagrangian approach is a powerful tool to understand thermal-hydraulic behaviors of multi-component, multi-phase flows involved in disrupted nuclear core during severe accidents. In this study, a validation study of 3D particle-based simulation using the finite volume particle method was performed for mixing flow behavior of two liquid phases with different densities in a pool. Fundamental experiments using water and silicon oil were also carried out for the present validation. An enhanced multi-phase scheme was introduced to provide accurate and stable calculations of multi-phase flows characterized by high density ratios. The simulation results of the experiments were given to demonstrate validity of the present simulation method and enhanced performance for simulations of mixing and separation behaviors of liquid-liquid two-phase flows in the pool.
高橋 嘉夫*; Fan, Q.*; 菅 大暉*; 田中 万也; 坂口 綾*; 武市 泰男*; 小野 寛太*; 間瀬 一彦*; 加藤 憲二*; Kanivets, V. V.*
Scientific Reports (Internet), 7(1), p.12407_1 - 12407_11, 2017/09
被引用回数：28 パーセンタイル：67.08(Multidisciplinary Sciences)本研究では、河川における粒子状物質及び堆積物への放射性セシウムの分配挙動を支配する要因に関して、福島とチェルノブイリの違いに着目した。プリピァチ川(チェルノブイリ)では溶存態の放射性セシウムが主要であった。これは鉱物粒子表面を有機物がコーティングすることにより放射性セシウムの吸着を阻害しているためであると考えられる。一方、口太川(福島)ではこうした有機物による阻害効果は小さく鉱物粒子に強く吸着していることが明らかとなった。福島とチェルノブイリの河川におけるこうした対照的な放射性セシウムの挙動は、両者の地質や土壌タイプの違いを反映していると考えられる。
Kim, J.*; 山中 暁*; 中島 啓*; 加藤 孝典*; Kim, Y.*; 福田 竜生; 吉井 賢資; 西畑 保雄; 馬場 将亮*; 武田 雅敏*; et al.
Ferroelectrics, 512(1), p.92 - 99, 2017/08
被引用回数：14 パーセンタイル：56.08(Materials Science, Multidisciplinary)We have been investigating a novel electrothermodynamic cycle based on temporal temperature variations using the pyroelectric effect to utilize the waste heat as renewable energy. An improved generating performance with relaxer ferroelectric ceramics was achieved using 75Pb(Mg
Nb
)O-25PbTiO which is well known for the high dielectric and pyroelectric properties. The potential was evaluated by using the hysteresis loops and generating properties are analyzed both in laboratory and engine dynamometer. Results showed 0.48 mW/cm
in engine dynamometer assessment, which is 3 times larger than the previous study using Pb(Zr,Ti)O.
大貫 敏彦; 香西 直文; 坂本 文徳; 宇都宮 聡*; 加藤 憲二*
Chemistry Letters, 46(5), p.771 - 774, 2017/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Chemistry, Multidisciplinary)微生物共同体及び単離された鉄還元バクテリアへのNp(V)の吸着挙動を、休眠状態の細胞を用いてpH3
7において調べた。不活性雰囲気における鉄還元菌へのNp(V)の吸着量及び大気状態での微生物共同体への吸着量は、pH5以下で大気条件下における鉄還元菌への吸着量より多かった。この結果は、微生物細胞表面への吸着以外のメカニズム、すなわちNp(IV)への還元反応が関わっている可能性を示唆する。
山中 暁*; Kim, J.*; 中島 啓*; 加藤 孝典*; Kim, Y.*; 福田 竜生; 吉井 賢資; 西畑 保雄; 馬場 将亮*; 山田 昇*; et al.
Advanced Sustainable Systems (Internet), 1(3-4), p.1600020_1 - 1600020_6, 2017/04
プロジェクトとして取り組んできている自動車排ガスを用いた温度変化発電に関し、変換素子の材料選定等に重要となる性能指数について、素子の物理量の温度変化の測定を行うことで調べた。測定結果を用い、これまで提案されていたいくつかの性能指数の温度変化を詳しく調べて比較することで、
と呼ばれる指数が最も発電量との相関が高いことを示した。この指数には唯一誘電正接(
)が含まれており、誘電体内での電気エネルギー損失が重要であることを示唆する結果となっている。
