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國分 祐司; 中田 陽; 瀬谷 夏美; 永岡 美佳; 小池 優子; 久保田 智大; 平尾 萌; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.
JAEA-Review 2023-052, 118 Pages, 2024/03
JAEA-Review-2023-052.pdf:3.67MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、令和4年4月1日から令和5年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
O
determined by aerodynamic levitationSun, Y.*; 高谷 友哉*; 牟田 浩明*; 藤枝 俊*; 近藤 俊樹; 菊地 晋; Kargl, F.*; 大石 佑治*
International Journal of Thermophysics, 45(1), p.11_1 - 11_19, 2024/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.07(Thermodynamics)ガス浮遊法は熱物性を非接触で測定するための有用な手法であるが、これまでの測定は溶融試料の中に気泡がなく、楕円球状であることを仮定して行われてきた。本研究ではアルミナを用いて、ガス浮遊法による物性測定と測定後試料の走査型電子顕微鏡による断面観察を行い、試料に含まれる気泡が測定値に与える影響を評価した。また、浮遊ガスにより試料が変形することによる測定誤差の考察も行った。
O/HO vapor generator for contrast-variation neutron scattering有馬 寛*; 高田 慎一; 笠井 聡*; 大内 啓一*; 森川 利明*; 宮田 登*; 宮崎 司*; 青木 裕之; 岩瀬 裕希*; 廣井 孝介; et al.
Journal of Applied Crystallography, 56(6), p.1802 - 1812, 2023/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Chemistry, Multidisciplinary)The contrast-variation technique in neutron scattering experiments plays a pivotal role in distinguishing partial structures within multi-component complexes, facilitating the elucidation of distinct sample constituents. This differentiation is achieved using different isotopes, namely hydrogen and deuterium, which possess varying neutron scattering characteristics. This study presents a novel vapor generator designed for neutron scattering experiments, enabling continuous control of the DO/HO ratio of the vapor. This feature is especially useful for contrast-variation studies. The generator features two saturators and four mass flow controllers, allowing for the rapid and independent generation of DO/HO vapors. Additionally, the incorporation of the two-temperature method ensures accurate dew point control within a margin of 
0.2
Cdp. This setup proves useful for conducting time-resolved experiments and can accelerate research on functional polymers, such as polymer electrolyte membranes for fuel cells, where water potential assumes critical importance.
山野 秀将; 栗坂 健一; 高野 和也; 菊地 晋; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 白倉 翔太*
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
溶融塩蓄熱式高速炉の安全設計方針及びリスク評価技術、ナトリウム-溶融塩の熱交換性能評価技術と伝熱向上方策、及びナトリウム-溶融塩の化学反応特性評価と安全性向上方策を開発する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要について報告する。
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。
O)
-(SiO)
measured by aerodynamic levitation近藤 俊樹; 戸田 太郎*; 竹内 淳一*; 菊地 晋; Kargl, F.*; 牟田 浩明*; 大石 佑治*
High Temperatures-High Pressures, 52(3-4), p.307 - 321, 2023/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Thermodynamics)原子炉のシビアアクシデントを評価する手法や数値シミュレーションを確立するためには、関連する溶融物の高温物性、特に流動性の取得が不可欠である。本試験ではシビアアクシデントの初期段階で、原子炉の主構成材である鋼材の酸化物と基盤であるコンクリートの主成分であるSiOの接触により生じると考えられる代表組成の、(FeO)-(SiO)混合物の密度や粘度などの熱物性を取得した。その結果、(FeO)-(SiO)混合物の物性値は、以前の研究で得られたFeOの物性値とほぼ同じであり、微量のSiO(約5mol.%)は、FeOの流動性に大きな影響を与えないと結論付けることができた。
中田 陽; 金井 克太; 國分 祐司; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平*; 久保田 智大; 平尾 萌; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; et al.
JAEA-Review 2022-079, 116 Pages, 2023/03
JAEA-Review-2022-079.pdf:2.77MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、令和3年4月1日から令和4年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
江村 優軌; 高井 俊秀; 菊地 晋; 神山 健司; 山野 秀将; 横山 博紀*; 坂本 寛*
Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Boron carbide (B
C)- stainless steel (SS) eutectic reaction behavior is one of the most important issues in the core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the immersion experiments using BC pellets with molten SS were conducted to evaluate the CDA sequences such as contact event of solid BC with degraded core materials including SS at very high temperature. The immersion experiment aims at understanding the kinetic behavior of solid BC-liquid SS reaction based on the reduced thickness of BC pellet after the experiment in the temperature ranges from 1763 to 1943 K, which is higher than the temperature of solid BC-solid SS reaction. Based on the kinetic consideration of the reaction rate constants for solid BC-liquid SS reaction, it was found that similar temperature dependency was identified between solid BC-liquid SS and solid BC-solid SS. Besides, the reaction rate constants of solid BC-liquid SS were smaller than those of solid BC-solid SS extrapolated in higher temperature region by two or more orders of magnitude due to two different evaluation method for BC side/SS side. It was confirmed that this difference was reasonable through the consideration of previous reaction tests in solid-solid contact for BC side/SS side.
山野 秀将; 栗坂 健一; 高野 和也; 菊地 晋; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 白倉 翔太*; 林 正明*
Proceedings of 8th International Conference on New Energy and Future Energy Systems (NEFES 2023) (Internet), p.27 - 34, 2023/00
被引用回数：0溶融塩蓄熱式高速炉の安全設計方針及びリスク評価技術、ナトリウム-溶融塩の熱交換性能評価技術と伝熱向上方策、及びナトリウム-溶融塩の化学反応特性評価と安全性向上方策を開発する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要について報告する。
, (FeO)
-(ZrO)
and (FeO)-(UO)近藤 俊樹; 戸田 太郎*; 竹内 淳一*; Kargl, F.*; 菊地 晋; 牟田 浩明*; 大石 佑治*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1139 - 1148, 2022/09
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)原子炉の過酷事故時の対策として、酸化鉄(FeO)を犠牲材として用いることにより炉心溶融物の流動性を維持し、コアキャッチャーへと効率的に導く効果が期待されている。また、過酷事故時に原子炉構成材である鉄が酸化される可能性があるため、この酸化物の性質は事故時の挙動解明のためにも重要である。一方で、高温融体、特に高温酸化物融体の物性はその高温反応性のために知見がほとんどないのが現状であり、溶融後の酸化鉄が犠牲材として適した物性を有しているのかは不明であった。本研究では、ガス浮遊法測定装置を用いてFeO, (FeO)-(ZrO)ならびに(FeO)-(UO)の密度と粘性を評価し、FeOの添加によって炉心溶融物の融点が低下すること、また、流動性が低い温度でも維持されることを明らかにした。
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。
岩崎 春*; 酒井 康宏*; 菊地 晋; 古賀 信吉*
Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 147(11), p.6309 - 6322, 2022/06
被引用回数：5 パーセンタイル：41.15(Thermodynamics)高速炉の構造コンクリートに用いられるパーライトコンクリートの多段的な熱分解反応に対する雰囲気水蒸気の影響について、速度論解析手法(KDA)による各反応段階の詳細を検討した。その結果、水蒸気の影響により、水酸化カルシウムの熱分解反応の遅れや炭酸カルシウムの熱分解反応の加速を特定した。
on the thermal decomposition of perlite concrete酒井 康宏*; 岩崎 春*; 菊地 晋; 古賀 信吉*
Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 147(10), p.5801 - 5813, 2022/05
被引用回数：8 パーセンタイル：59.41(Thermodynamics)高速炉の構造コンクリートに用いられるパーライトコンクリートの多段的な熱分解反応に対する雰囲気二酸化炭素の影響について、速度論解析手法(KDA)により各反応段階の詳細を検討した。その結果、二酸化炭素の影響により、水酸化カルシウムの炭酸化と炭酸カルシウムの熱分解反応の遅れを特定した。
菊地 晋; 古賀 信吉*
Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 147(7), p.4635 - 4643, 2022/04
被引用回数：1 パーセンタイル：7.32(Thermodynamics)ナトリウム冷却高速炉では、構造コンクリートを保護するライナが破損に至るような液体ナトリウムの漏えいが発生した場合、ナトリウム-コンクリート反応が発生する。高速炉構造コンクリートは主要な部位にシリカ系コンクリートが使用され、その表層に断熱・保護機能を持たせたパーライトコンクリートを敷設している。そのため、ナトリウム-コンクリート反応の初期段階におけるパーライトコンクリートとナトリウムの反応に着目する必要がある。本研究では、その第一段階として、ナトリウムと水酸化カルシウムとの反応を対象とした熱分析を実施した。その結果、当該反応は550Kで開始し、反応生成物としてカルシアや水酸化ナトリウムが生成することが分かった。また、当該反応の速度論評価を実施し、活性化エネルギーを求めた。
Quaini, A.*; Goss
, S.*; Payot, F.*; Suteau, C.*; Delacroix, J.*; Saas, L.*; Gubernatis, P.*; Martin-Lopez, E.*; 山野 秀将; 高井 俊秀; et al.
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
CEAと原子力機構は、現在の実施体制の下で新しいサブタスク、炉心混合物質における相互作用の動力学、炉心混合物質の物性、UO-Fe-B
C系の高温熱力学データ、BC-SS速度論およびBC-SS共晶材料の再配置(凍結)に関する実験的研究、SIMMERコードシステムのBC/SS共晶および動力学モデル、混合物の液相化速度をモデル化するための方法論を定義した。この論文は、以前の実施協定の下での日仏協力で得られた主要な研究開発結果と、現在の協定の下での実験的および分析的ロードマップについて説明する。
reaction; A Physicogeometrical kinetic approach toward the safety assessment of Na-cooled fast reactors古賀 信吉*; 菊地 晋
Industrial & Engineering Chemistry Research, 61(7), p.2759 - 2770, 2022/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Engineering, Chemical)In this study, we characterized the kinetic features of the thermally stimulated reaction of CaCO with the liquid Na as a model process of the liquid Na-structural concrete reaction that possibly occurs under a postulated severe accident in a Na-cooled fast reactor. Two sampling conditions characterized by the dispersion of CaCO powders in the liquid Na and the limited contact of liquid Na with the CaCO pellet surface were applied to investigate the kinetics and physicogeometrical mechanism of the liquid Na-CaCO reaction using differential scanning calorimetry (DSC) and morphological observations of the products. Under both sampling conditions, the exothermic liquid Na-CaCO reaction started at the initial contact area of the reactants and proceeded while liquid Na penetrated CaCO powder and pellet, exhibiting the apparent multistep reaction behaviors.
中野 政尚; 中田 陽; 金井 克太; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平; 久保田 智大; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.
JAEA-Review 2021-040, 118 Pages, 2021/12
JAEA-Review-2021-040.pdf:2.48MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」,「核燃料物質使用施設保安規定」,「放射線障害予防規程」,「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」,「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき,令和2年4月1日から令和3年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
草野 完也*; 一本 潔*; 石井 守*; 三好 由純*; 余田 成男*; 秋吉 英治*; 浅井 歩*; 海老原 祐輔*; 藤原 均*; 後藤 忠徳*; et al.
Earth, Planets and Space (Internet), 73(1), p.159_1 - 159_29, 2021/12
被引用回数：6 パーセンタイル：51.19(Geosciences, Multidisciplinary)PSTEPとは、2015年4月から2020年3月まで日本国内の太陽・地球惑星圏に携わる研究者が協力して実施した科研費新学術領域研究である。この研究枠組みから500以上の査読付き論文が発表され、様々なセミナーやサマースクールが実施された。本論文では、その成果をまとめて報告する。
菊地 晋; 中村 勤也*; 山野 秀将
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.20-00542_1 - 20-00542_13, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉の仮想的過酷事故条件では、炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)との共晶反応が発生する恐れがある。当該共晶反応の速度論的挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故の評価における重要現象の一つである。本研究では、BC-SS共晶反応の速度論的特徴を明らかにするための第一段階として、既往のアプローチとは異なる、BCとSSの試薬を用いたTG-DTA測定を実施した。その結果、昇温速度の増加に伴い当該共晶反応の温度が1483Kから1534Kにシフトする速度論的な特徴が出現し、Kissinger法により活性化エネルギーと前指数因子を算出した。ここで求めた高温域における速度論パラメータは既往知見と概ね一致することが分かった。
山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 11 Pages, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、BC-SS共晶溶融実験,共晶溶融の熱物性計測,共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2019年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、SSプール中にBCペレットを置いたBC-SS共晶溶融実験の数値解析を通じて、CDA解析コードSIMMER-IIIにおける共晶反応を記述する物理モデルの妥当性を確認したことである。
