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Peri
ez, R.*; Brovchenko, I.*; Jung, K. T.*; Kim, K. O.*; Liptak, L.*; Little, A.*; 小林 卓也; Maderich, V.*; Min, B. I.*; Suh, K. S.*
Journal of Environmental Radioactivity, 261, p.107138_1 - 107138_8, 2023/05
ラグランジュモデルは、緊急事態における水環境での放射性核種の輸送をシミュレートするために、オイラーモデルよりもいくつかの利点がある。放射性核種の放出は、軌道が時間に沿って計算される多数の粒子としてシミュレートされるため、これらのモデルは空間離散化を必要としない。この論文では、粒子の最終分布から濃度を計算するために使用されるグリッド間隔、シミュレーション内の粒子数、および離散的な性質のために必要な補間スキームを使用して、ラグランジュモデルの依存性を調査した。また、ラグランジュモデルは、相(液体と固体)間の放射性核種の交換を記述することができる。濃度を計算するために使用される最適なグリッドサイズは慎重にチェックする必要があり、より正確な解を得るには空間補間よりも時間補間の方が重要であることがわかった。また、特定の精度保つために必要な粒子の数を推定する方法を提案した。最後に、堆積物濃度が低く、分配係数が小さい場合、遷移確率の正確な式を使用する必要があることがわかった。
影山 十三男; 出沼 昭生; 小泉 仁*; 小田倉 学*; 萩野谷 雅浩*; 井坂 信一*; 門脇 弘幸*; 小林 真悟*; 森元 大成*; 加藤 芳章*; et al.
JAEA-Technology 2022-033, 130 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-033.pdf:9.87MB
燃料製造機器試験室(モックアップ室)は、核燃料製造設備の開発のためのウラン取扱い施設として昭和47年(1972年)に建設されたが、耐震性に脆弱であり、経年劣化が進んでいた。また、本施設では当初の目的を達成し、新規の開発計画が無い。これより、内装設備の解体撤去を平成31年(2019年)3月より開始し、汚染検査を行い、令和4年(2022年)3月29日に管理区域の解除をした。本作業における人工数は、総6,549人工(保安立会者を含まない)であり、解体撤去作業により発生した一般廃棄物量は31,300kg、放射性廃棄物量は可燃性廃棄物3,734kg(ドラム缶103本)、難燃性廃棄物4,393kg(ドラム缶61本)、不燃性廃棄物37,790kg(ドラム缶124本、コンテナ19基)であった。本報告書では、燃料製造機器試験室の内装設備の解体撤去、発生した廃棄物及び管理区域解除の手順について報告する。
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 長澤 一嘉*; 栗原 成計; 田中 正暁
JAEA-Research 2022-009, 125 Pages, 2023/01
JAEA-Research-2022-009.pdf:29.22MB
先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計研究が日本原子力研究開発機構で実施されてきた。炉心出口部では、燃料集合体からの高温ナトリウムが制御棒チャンネルや径ブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合するために温度変動が生じる。この温度変動によって、炉心上部に位置する炉内構造物の底部周辺に高サイクルの熱疲労が引き起こされる可能性がある。このため、先進ループ型ナトリウム冷却炉の上部プレナムを1/3スケール60度セクタで模擬した試験体を使用した水実験を実施し、炉内構造物の下部で発生する大きな温度変動への対策を検討した。本報告では、炉内構造物下部で発生する温度変動を緩和させる対策構造の効果について確認するとともに、対策構造のRe数依存性や制御棒表面における温度変動の特徴など、得られた知見についてまとめた。
相澤 康介; 辻 光世; 小林 順; 栗原 成計
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 7 Pages, 2022/10
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するために、シビアアクシデント時を含む崩壊熱除去特性および熱流動特性を把握する縮尺水流動試験を実施している。本報告では、複数の冷却機器起動が原子炉容器内自然循環挙動に与える影響を把握するために、浸漬型DHX及び貫通型DHXを起動させた過渡試験を実施した結果を示す。試験結果より、一基目のDHX起動により自然循環定常状態を達成した後、二基目のDHXを起動することで、自然循環定常状態における最高温度を一時的に超えることが示された。炉心下部プレナムに位置するコアキャッチャ上での発熱が強く、かつ二基目に貫通型DHXを起動する条件下において、この一時的な温度上昇は大きくなることが確認された。
辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 6 Pages, 2022/10
ナトリウム冷却高速炉(SFR)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用を最適化することが重要である。SFRの原子炉容器を模擬した1/10縮尺の水試験装置を用いて、原子炉容器内部の自然循環現象を把握するための水試験を実施している。本報では、炉心燃料とコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合が原子炉容器内部の自然循環挙動へ与える影響を調査するために、浸漬型DHXを運転した条件で実施した実験結果を示す。全体の発熱量を一定として、全体の発熱量に対するコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合を20%, 80%とした2条件で原子炉容器内部の温度分布及び流速分布を計測した。炉心部とコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合による炉容器内の自然循環挙動への影響を定量的に把握した。
Tang, J.*; Seo, O.*; Rivera Rocabado, D. S.*; 小板谷 貴典*; 山本 達*; 難波 優輔*; Song, C.*; Kim, J.*; 吉越 章隆; 古山 通久*; et al.
Applied Surface Science, 587, p.152797_1 - 152797_8, 2022/06
被引用回数：4 パーセンタイル：91.83(Chemistry, Physical)水素貯蔵材料として重要な立方体形状Pdナノ粒子の水素吸収と拡散メカニズムをX線光電子分光とDFT計算を用いて調べた。表面領域では粒子の大きさによらず、ほぼ同様の水素吸収挙動を示した。四面体サイトよりも八面体サイトの水素占有率が大きいことがわかった。表面の乱れによってPd-H結合が弱くなるため、小さいサイズのPdナノ粒子に吸収された水素原子は、より活発に粒子内部に拡散することが分かった。これが低水素圧での水素吸着に重要な役割を果たしている。
K
(Zn
Mn
)
As studied by X-ray magnetic circular dichroism and resonant inelastic X-ray scattering鈴木 博人*; Zhao, G.*; 岡本 淳*; 坂本 祥哉*; Chen, Z.-Y.*; 野中 洋亮*; 芝田 悟朗; Zhao, K.*; Chen, B.*; Wu, W.-B.*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 91(6), p.064710_1 - 064710_5, 2022/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Physics, Multidisciplinary)The magnetic properties and the electronic excitations of the new diluted magnetic semiconductor BaK(ZnMn)As have been studied by X-ray magnetic circular dichroism (XMCD) and resonant inelastic X-ray scattering (RIXS). The sum rule analysis of the XMCD spectra indicates that the Mn atoms are in the high-spin configurations of 
, whereas the presence of competing ferromagnetic and antiferromagnetic interactions between the Mn ions reduces the net spin moment. Based on a comparison of the RIXS line shapes with those of GaMnAs, it is concluded that the ground state of Mn in BaK(ZnMn)As consists of both the 
and 
electron configurations.
相澤 康介; 辻 光世; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*; 中根 茂*; 石田 勝二*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するため、シビアアクシデント時を含む炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握するために1/10縮尺水試験を実施した。本試験装置は、浸漬型DHX,貫通型DHX及びRVACSの3種類の冷却機器を有しており、かつ炉内各所に溶融燃料を模擬した電気ヒータを設置している。これより、本試験装置では、様々な条件下での炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握することができる。本研究では、浸漬型DHX, RVACS運転時の炉容器内自然循環特性を温度計測試験及びPIV計測より検討した。さらに、温度変動がPIV計測に与える影響を定量的に評価した。
高野 一弘; 古徳 博文*; 小林 史憲*; 宮尾 智章*; 守屋 克洋; 神谷 潤一郎
JAEA-Technology 2021-017, 35 Pages, 2021/11
JAEA-Technology-2021-017.pdf:5.32MB
J-PARC LINACにおいて、LINACと3GeVシンクロトロンをつなぐビーム輸送ラインであるL3BTの真空排気系は、粗引き排気用にターボ分子ポンプとルーツポンプ、メイン排気用にイオンポンプが使用されている。また、L3BTには、LINACのビームラインに対して0度、30度、90度、100度の位置にビームダンプが真空仕切り窓を介して接続されており、それぞれのビームダンプの排気系としてルーツポンプが使用されている。これらルーツポンプのコントローラーは放射線による故障を防ぐために、加速器トンネルに設置したポンプ本体から100m程度離れた位置に設置している。これまでインバーターを使用したルーツポンプコントローラーからの電気ノイズがビームモニターへ悪影響を与えることから、インバーターを取り外した特殊仕様のコントローラーを利用していた。しかし特殊仕様のコントローラーでは、ポンプの排気性能の不安定さや性能のばらつき等の不具合が発生していた。今回、ルーツポンプコントローラーのインバーターに対し、各種のフィルター、ケーブル種、アースのとり方等を調査した。その結果、最適なノイズ対策を実施することで、ビームモニターの使用が可能となる状態までノイズが低減されたことを確認できたため、ここに報告する。
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁
保全学, 20(3), p.89 - 96, 2021/10
先進的なナトリウム冷却高速炉の炉内構造物(UIS)の底部板において、燃料集合体からの高温のナトリウムが制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温のナトリウムと混合する。炉心出口と低温チャンネル間の異なる流体温度の混合によって発生する温度変動は、UIS下部周辺の構造物に対して、高サイクル熱疲労の原因となる可能性がある。このため、Advanced-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用して、UIS下部周辺で発生する有意な温度変動に対する対策を試験する水流動試験を行った。その結果、温度変動強度を緩和する対策の効果が確認された。
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁
保全学, 20(3), p.97 - 101, 2021/10
日本原子力研究開発機構が設計してきた先進ナトリウム冷却高速炉(Advanced-SFR)の炉内構造物の下部で発生するサーマルストライピング現象に焦点をあて、A-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用し、UIS下部周辺の有意な温度変動に対する対策構造を確認するための水試験を実施してきた。前回の論文では、制御棒チャンネル周辺の温度変動を緩和させるための対策の効果を報告した。本論文では、同じ試験体を使用した水実験を行って、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動の特性を取得した。また、炉心計装支持板(CIP)の形状を変更し、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動を緩和する効果が高いことを確認した。
斉藤 淳一; 小林 洋平*; 澁谷 秀雄*
Materials Transactions, 62(10), p.1524 - 1532, 2021/10
被引用回数：2 パーセンタイル：33.62(Materials Science, Multidisciplinary)高速炉の冷却材である液体ナトリウムの新規技術の創出の一環として、液体ナトリウムの濡れ性制御の研究開発を実施しており、本発表はその基礎的研究として、純金属の液体ナトリウムと液体錫の濡れ性を接触角により評価した。また、界面の原子間相互作用を界面クラスターモデルを用いて分子軌道法により理論計算した。その結果、界面の原子間結合力と濡れ性には相関があることが明らかになった。この知見は今後、ナトリウム濡れ性を制御するうえで、重要な情報となる。
斉藤 淳一; 小林 洋平*; 澁谷 秀雄*
日本金属学会誌, 85(3), p.110 - 119, 2021/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Metallurgy & Metallurgical Engineering)Wettability of pure transition metals with liquid sodium or liquid tin has been evaluated using a contact angle droplet method. Titanium, iron, nickel, copper and molybdenum pure metals were selected as specimens in this experiment. All experiments were carried out in high purity argon gas and extremely low moisture to avoid influence of oxygen to liquid metal. Measurement temperature was set just above the melting temperature of each liquid metal. As a result, for both liquid sodium and liquid tin, the measured contact angle changed depending on the atomic number of substrate metals. An electronic structure of the interface between liquid metal and substrate metal was calculated by the molecular orbital method. Simple cluster models of the interface between liquid metal and substrate transition metals were used in this calculation. It was found that the calculation results well express an electronic state of interface. The atomic bonding between liquid metal atom and substrate metal atom changed depending on the kind of substrate metal. Also, the atomic bonding between substrate metal atoms changed similarly. It became clear that there was a reasonable relationship between an atomic bonding ratio and the contact angle. It clearly suggested the atomic bonding affected wettability between liquid metal and substrate metal. The atomic bonding was obtained as one of indications to reveal the wettability by transition metals with liquid metals.
-Orbital component in the Borromean nucleus 
BYang, Z. H.*; 久保田 悠樹*; Corsi, A.*; 吉田 数貴; Sun, X.-X.*; Li, J. G.*; 木村 真明*; Michel, N.*; 緒方 一介*; Yuan, C. X.*; et al.
Physical Review Letters, 126(8), p.082501_1 - 082501_8, 2021/02
被引用回数：25 パーセンタイル：96.89(Physics, Multidisciplinary)ボロミアン核であり中性子ハロー構造が期待されるBに対する(
,
)反応実験を行った。断面積の運動量分布を分析することで、
と
軌道の分光学的因子を決定した。驚くべきことに、の分光学的因子は9(2)%と小さいことが明らかになった。この結果は、連続状態を含むdeformed relativistic Hartree-Bogoliubov理論によってよく説明された。本研究の結果によると、現在知られているハロー構造を持つとされる原子核の中でBはおよび軌道の成分が最も小さく、または軌道成分が支配的であることが必ずしもハロー構造の前提条件ではない可能性を示唆している。
clusters in dilute neutron-rich matter田中 純貴*; Yang, Z.*; Typel, S.*; 足立 智*; Bai, S.*; Van Beek, P.*; Beaumel, D.*; 藤川 祐輝*; Han, J.*; Heil, S.*; et al.
Science, 371(6526), p.260 - 264, 2021/01
被引用回数：22 パーセンタイル：98.85(Multidisciplinary Sciences)ノックアウト反応を用いることで、中性子過剰な錫同位体の核表面でのクラスター形成を実験的に確かめた。実験で得られた、質量数とともに単調に減少するノックアウト断面積は理論による予言と非常に良く一致し、クラスター形成率と中性子スキン厚との関係を示唆している。
Al
GaO
scintillators by gamma-ray-induced positron annihilation lifetime spectroscopy藤森 公佑*; 北浦 守*; 平 義隆*; 藤本 將輝*; Zen, H.*; 渡邊 真太*; 鎌田 圭*; 岡野 泰彬*; 加藤 政博*; 保坂 将人*; et al.
Applied Physics Express, 13(8), p.085505_1 - 085505_4, 2020/08
被引用回数：4 パーセンタイル：37.35(Physics, Applied)CeドープGdAlGaO(Ce:GAGG)シンチレーターにおける陽イオン空孔の存在を明らかにするために、ガンマ線誘起陽電子消滅寿命測定(GiPALS)法による測定を行った。GAGGおよびCe:GAGGのGiPALSスペクトルに現れる成分は、バルク中と欠陥に捕獲された状態の陽電子消滅であり、その結果2つの指数減衰成分で構成されている。Ce:YAl
Oに関する研究から、欠陥に関連する構造はAl/Ga-Oの複空孔に起因するものであることが示唆された。この成分は、Ce, Mg:GAGGの方が小さくなり、その傾向はリン光の原因である浅い電子トラップの抑制と相関していた。酸素空孔は、Al/Ga空孔の電荷を補う役割をしている。欠陥に関連した構造における寿命は、Mg共ドーピングによって大幅に変化し、これは、酸素空孔とともに、Al/GaサイトでのMg
イオンとの集合体を考慮することで理解され、その結果、空孔クラスターが形成された。
社本 真一; 安井 幸夫*; 松浦 直人*; 赤津 光洋*; 小林 義明*; 根本 祐一*; 家田 淳一
Physical Review Research (Internet), 2(3), p.033235_1 - 033235_6, 2020/08
イットリウム鉄ガーネット結晶の超低エネルギーマグノンを、非弾性中性子散乱によって45
eV以下のエネルギー範囲で調べたところ、[111]方向に約0.1Tの磁場が印加した場合に、10Kで超低エネルギーのマグノン異常を発見した。
辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08
ナトリウム冷却高速炉(SRF)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用の最適化が重要である。SFRの炉容器を模擬した1/10縮尺水試験装置を用いて、原子炉容器内の自然循環現象を把握する水試験を実施している。本報では粒子画像流速計測法(PIV)によって計測した炉容器内の自然循環流動場について報告する。炉心燃料の20%が下部プレナムのコアキャッチャ上に一様に堆積した場合に、浸漬型熱交換器を運転する条件で試験を実施した。PIV計測の結果、下部プレナム及び上部プレナムの中心付近で上昇流を確認した。また、上部プレナムでは炉壁近傍、下部プレナムでは炉心最外層から下降流が発生することを確認した。さらに温度場と速度場の関連性を検討することで、炉容器内の自然循環現象を把握した。これらの結果より、浸漬型DHX運転時に自然循環冷却パスが確立していることを確認した。
辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*
Proceedings of 14th International Symposium on Advanced Science and Technology in Experimental Mechanics (14th ISEM'19) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2019/11
ナトリウム冷却高速炉の炉容器内の自然循環流動場を模擬した縮尺水試験装置を用いて粒子画像流速計測(PIV)を実施している。自然循環流動場の温度変動は屈折率の変化を引き起こし、粒子画像に歪みを生じさせる。このため温度変動はPIV計測の不確かさに影響する。本研究では自然循環流動場でのPIV計測に対する温度変動の影響を評価する。
江連 俊樹; 小野島 貴光; 田中 正暁; 小林 順; 栗原 成計; 亀山 祐理*
Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.3355 - 3363, 2019/08
ナトリウム冷却炉の安全性強化の一環として、模擬炉心部として電気ヒータによる加熱チャンネル30体と非加熱チャンネル25体を有するPLANDTL2試験装置を用い、崩壊熱除去システム作動時を対象とする定常ナトリウム試験を実施した。本研究では、崩壊熱除去システムとして、上部プレナム内に設置した浸漬型直接熱交換器(DHX)を有する直接反応器補助冷却システム(DRACS)を用いた。本報では、主循環系統内を流動させずにDRACSを作動させた条件下で実施した予備試験結果について、DHX運転下における炉心プレナム間の相互作用および燃料集合体外側からの炉心冷却挙動を含めて報告する。
