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三浦 輝*; 石丸 隆*; 伊藤 友加里*; 栗原 雄一; 乙坂 重嘉*; 坂口 綾*; 三角 和弘*; 津旨 大輔*; 久保 篤史*; 桧垣 正吾*; et al.
Scientific Reports (Internet), 11, p.5664_1 - 5664_11, 2021/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Multidisciplinary Sciences)初めて海洋中の粒子状物質や堆積物から7種類のCsMPs(放射性セシウム含有微粒子)を単離・調査した。元素組成,
Cs/
Cs放射能比,単位体積当たりのCs放射能などの結果から、粒子状物質から単離した5つのCsMPsはFDNPPの2号機から放出されたものであり、海洋堆積物から単離した2つのCsMPsは3号機から放出された可能性があることを推測した。CsMPsの存在は、海洋堆積物や粒子状物質中のCsの固液分配係数を過大評価し、海洋生物相の見かけの放射性セシウム濃度係数を高くする原因となる。2号機から放出されたCsMPsは、高濃度汚染地域を流れる河川の河口部で採取されたため、陸上に堆積した後、河川によって運ばれた可能性を示し、一方、3号機から放出されたCsMPsは、風によって東に運ばれ、直接海面に降下した可能性が示唆された。
内田 昌人*; 宮川 高行*; 堂崎 浩二*; 近澤 佳隆; 久保 重信; 早船 浩樹; 鈴野 哲司*; 深沢 剛司*; 神島 吉郎*; 藤田 聡*
Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.380 - 386, 2018/04
近年開発における第4世代炉であるSFRについては、プール型の開発が主流であることはよく知られている。一般に、プール型は主要な一次系機器を原子炉容器に内包するよう炉心周辺に配置することから、ループ型に比べて原子炉容器径が相対的に大きくなる。また、実用炉への展開の観点からは、大出力化がターゲットとなり、原子炉容器径は更に大きくなり、ナトリウム冷却材インベントリの増加により更に重量化する。本紙では、大型化の観点から原子炉容器の直径をパラメータとして、座屈を防止するための耐震設計と耐熱設計の見通しについて述べる。加えて、大型容器の座屈損傷に対する余裕を確保するため、対策として有効な免震装置について提案する。
久保 重信; 島川 佳郎*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
第4世代国際フォーラムで開発された安全設計クライテリア及び安全設計ガイドラインに基づいた日本における将来のナトリウム冷却高速炉の安全設計概念に関する研究について記述した。ナトリウム冷却高速炉の特徴に応じ、固有安全または受動安全を取り入れた設計概念を構築した。東京電力福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえた設計対策を取り入れている。既存の設計・製作に関する技術とFaCTで開発を進めた革新技術が、この安全設計概念の実現のための鍵である。
久保田 龍三朗; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04
様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。
近澤 佳隆; 久保 重信; 島川 佳郎*; 金子 文彰*; 庄司 崇*; 中田 崇平*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
次世代ナトリウム冷却高速炉において第4世代原子炉に求められる安全要求を満たす除熱系喪失対策の検討を行った。設計基準の完全自然循環の崩壊熱除去系3系統に加え、独立した代替冷却設備の具体化を行った。
近澤 佳隆; 加藤 篤史*; 山本 智彦; 久保 重信; 大野 修司; 岩崎 幹典*; 原 裕之*; 島川 佳郎*; 坂場 弘*
Nuclear Technology, 196(1), p.61 - 73, 2016/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)JSFR(Japan Sodium-cooled Reactor)は高い信頼性確保を目指し、設計の初期の段階から完全2重管を採用しナトリウム漏えいに対策している。ここでは、2次ナトリウム火災対策設備候補としてナトリウムドレン、窒素ガス注入、圧力放出弁、キャッチパン、漏えいナトリウム移送設備を比較評価した。また、仮想的に2次主冷却系において2重バウンダリから漏えいがあり、ナトリウムが原子炉建屋の鋼板コンクリート上に漏えいして燃焼した場合を仮定して対策設備の効果を解析により評価した。
中嶋 洋輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 大木 健輔*; 坂本 瑞樹*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; 今井 剛*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 463, p.537 - 540, 2015/08
被引用回数：17 パーセンタイル：88.2(Materials Science, Multidisciplinary)A divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target is installed in the west end-sell in GAMMA 10 large tandem mirror device, and a hydrogen plasma irradiation experiment to the target have been started to investigate radiation cooling mechanism on the target. A gas injection system is installed in the D-module and Langmuir probe and calorie meter array are mounted on the target plate. During the plasma irradiation, the highest electron density of 2.4 
10
m
and a significant reduction of the electron temperature from a few tens of eV to 2 eV are achieved on the target plate by hydrogen and noble gas injection into the D-module.
福本 正勝; 仲野 友英; 上田 良夫*; 伊丹 潔; 久保 博孝
Journal of Nuclear Materials, 462, p.354 - 359, 2015/07
被引用回数：2 パーセンタイル：22.25(Materials Science, Multidisciplinary)Deuterium retention in a tungsten coating layer by deuterium and carbon mixed ion beam irradiation has been investigated by changing the carbon ion fraction and the surface temperature. Graphite is formed, while tungsten carbide (WC) and ditungsten carbide (W
C) are not formed in the tungsten coating layer. At a surface temperature of 500 K, deuterium is retained in the trapping sites with a single trapping energy, which is expected to be grain boundaries and/or pore surfaces, and carbon retained in the tungsten coating layer. At a surface temperature of 700 K, most of the deuterium is not trapped by intrinsic defects such as grain boundaries and pore surfaces, but trapped by carbon retained in the tungsten coating layer. Analysis of deuterium desorption spectra suggests that deuterium is retained in the form of C-D bond in the tungsten coating layer.
二宮 和彦*; 久保 謙哉*; 長友 傑*; 髭本 亘; 伊藤 孝; 河村 成肇*; Strasser, P.*; 下村 浩一郎*; 三宅 康博*; 鈴木 栄男*; et al.
Analytical Chemistry, 87(9), p.4597 - 4600, 2015/05
被引用回数：13 パーセンタイル：53.62(Chemistry, Analytical)Elemental analysis of materials is fundamentally important to science and technology. Many elemental analysis methods have been developed, but three-dimensional nondestructive elemental analysis of bulk materials has remained elusive. Recently, we developed a nondestructive depth-profiling elemental analysis method after a decade of research. This new method utilizes a new type of probe; a negative muon particle and high-energy muonic X-rays emitted after the muon stops in a material. We performed elemental depth profiling on an old Japanese gold coin (Tempo-Koban) using a low-momentum negative muon beam and successfully determined that the Au concentration in the coin gradually decreased with depth over a micrometer length scale.
大久保 綾子; 木村 祥紀; 篠原 伸夫; 戸田 暢史; 舟竹 良雄; 綿引 優; 桜井 聡; 久野 祐輔
JAEA-Technology 2015-001, 185 Pages, 2015/03
JAEA-Technology-2015-001.pdf:56.65MB
核鑑識とは、捜査当局によって押収、採取された放射性物質について、ウランやプルトニウムなどの核物質や関連する物質の組成、物理・化学的形態等を分析し、その物品の出所、履歴、輸送経路、目的等を分析・解析する技術的手段である。核鑑識活動には、対象物質のサンプリング、採取したサンプルの分析、分析結果とデータベースや数値シミュレーションとの比較による解析といった活動が含まれる。核鑑識技術により、不正取引及びテロ等で使用された核物質の起源を特定できるため、犯人を特定し、刑事訴追できる可能性が高まり、核テロ等に対する抑止効果が高まるとともに、核鑑識に関する国際的なネットワークを構成することにより、グローバルな核セキュリティ体制強化に貢献できる。本報告書は、日本原子力研究開発機構において平成23
25年度に実施した核鑑識研究開発、すなわち核鑑識に必要な基本的分析技術開発の成果をまとめたものである。
中嶋 洋輔*; 坂本 瑞樹*; 吉川 正志*; 大木 健輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; et al.
Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10
In the large tandem mirror device GAMMA 10/PDX, a divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target have been installed in the end-mirror. A massive gas injection of hydrogen and noble gases (argon and xenon) into the D-module during hydrogen plasma irradiation onto the target was performed, and plasma detachment from the target was investigated. Electron temperature measured by Langmuir probe array on the target was significantly reduced from a few tens of eV to 
3 eV, and particle flux was also reduced. A bright H
emission in the upstream region of the D-module and strong reduction near the target were observed by a two-dimensional image of H emission in the target observed with a high-speed camera. Molecular activated recombination (MAR) process is expected to contribute to the reduction of the electron temperature and the particle flux.
近澤 佳隆; 加藤 篤志; 山本 智彦; 久保 重信; 岩崎 幹典*; 原 裕之*; 島川 佳郎*; 坂場 弘*
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.523 - 530, 2014/04
JSFRは2次系のナトリウムバウンダリを2重化しており信頼性を強化している。本検討では厳しい想定を行い、2重バウンダリ破損があった場合の対策設備の性能を評価した。
加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 早船 浩樹; 横井 忍*; 中田 崇平*; 谷 明洋*; 島川 佳郎*
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.616 - 623, 2014/04
設計拡張状態として除熱系喪失事象を対象に、JSFRの崩壊熱除熱設備の強化設計について報告する。設計要求は、第4世代ナトリウム冷却炉の安全設計クライテリアを参照した。構築した概念に対する有効性評価, 信頼性評価についても報告する。
早船 浩樹; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 大久保 努; 佐川 寛*; 島川 佳郎*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/03
JSFRに対する津波と地震評価の解析をした。耐震設計に関しては、近年の強地震における安全機器の機能は確認された。津波に関しては、最終ヒートシンクが海水である冷却水系を含む原子炉建屋の一部が浸水する可能性がある。しかし、JSFR設計では安全基準の機器は冷却水系(CCWS)から独立している。JSFRは自然対流DHRSのおかげで電力供給の迅速な復帰を必要としないので、JSFRの緊急電力供給は空気冷却のガスタービン系を採用する。長期に渡る全電源停止の場合でも、DHRSは緊急バッテリー又は手動で作動することができ、自然対流によって運転の継続が可能である。
久保 重信; 山野 秀将; 近澤 佳隆; 島川 佳郎*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/03
JSFRの安全設計アプローチを説明する。第4世代炉の安全目標を達成するため設計方策は福島第一原子力発電所事故を踏まえた外部事象を含む設計拡張状態に対する設計方策の強化が必要となる。既存のJSFRの安全設計アプローチは第4世代国際フォーラム(GIF)の枠組みのもと第4世代SFR開発の安全設計クライテリアを順守する。設計拡張状態及び関連する設計方策は、SFRの安全機能を考慮して同定,選定した。地震,津波,外部ミサイル,炉停止失敗事象と除熱失敗事象のような厳しい外部事象に対する設計アプローチを示す。実質的排除できる状況が可能な設計方策とともに提案された。
久保田 龍三郎*; 山田 由美*; 小山 和也*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 久保 重信; 鈴木 徹; 飛田 吉春
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12
本論文はJSFRにおける除熱源喪失事象(PLOHS)の数値シミュレーションで解明したメルトダウン事象進展を説明する。損傷炉心での複雑な炉心物質運動及びそれに関連した熱伝達挙動を模擬するため、多成分,多速度場のコンピュータコードであるMUTRANを適用した。MUTRANの解析は健全形状から損傷挙動を取り扱った。また、2種の初期状態として、炉心に冷却材のない漏えい型及び冷却材が燃料炉心上部までを覆う沸騰型を取り扱った。解析は代表的な事象進展を明らかにした。
近澤 佳隆; 江沼 康弘; 木曽原 直之; 山野 秀将; 久保 重信; 早船 浩樹; 佐川 寛*; 岡村 茂樹*; 島川 佳郎*
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.677 - 686, 2012/06
JSFRに対して地震及び津波の評価を実施した。地震については各機器の耐震性を地震解析により確認した。津波については補機冷却系の機能喪失等が想定されるが、JSFRは自然循環崩壊熱除去、空冷ガスタービンを採用しており安全系設備や非常用電源設備が補機冷却系に依存していないため津波による直接の影響がない可能性はある。ただし、万が一長期間の全交流電源喪失に至った場合でも自然循環崩壊熱除去及び空気冷却機器の運転員手動操作により崩壊熱除去が可能であることを過渡解析により確認した。
久保 重信*; 島川 佳郎*; 山野 秀将; 小竹 庄司
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00
安全設計を具体化するため、上位レベルの安全原則から、各安全系のシステム,構造,機器(SSC)に対して設計要求を展開した。本報では、JSFRの安全系のSSCに対する設計要求を示す。
山野 秀将; 久保 重信; 島川 佳郎*; 藤田 薫; 鈴木 徹; 栗坂 健一
Science and Technology of Nuclear Installations, 2012, p.614973_1 - 614973_14, 2012/00
被引用回数：6 パーセンタイル：48.57(Nuclear Science & Technology)本論文では、原子力機構における深層防護と一致したJSFRの安全要求が述べられる。代表的DBEとして主ポンプ軸固着事故及び長期外部電源喪失事故安全解析により、JSFRに取り込まれた安全設計の妥当性が確認された。また、ATWSに対しても受動的炉停止系と影響緩和対策の有効性が示された。
谷 明洋*; 島川 佳郎*; 久保 重信*; 藤村 研; 山野 秀将
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10
This paper describes the result of conceptual safety design and evaluation for the demonstration plant of Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) to obtain necessary information to decide the plant specification for further study. Major specifications except for output power and safety design concept are similar to those of the commercial JSFR. A set of safety evaluation for typical design basis events (DBEs) is mainly focused here, which was conducted for the 750 MWe design. Safety analyses for DBEs evaluation were performed on the basis of conservative assumptions using a one-dimensional flow network code with point kinetics. For representative DBEs, transient over power type events and loss of flow type events were analyzed. The long-term loss-of-offsite power event was also calculated to evaluate the natural circulation decay heat removal system. All analytical results met tentative safety criteria, thus it was confirmed the safety design concept of JSFR is feasible against DBEs.
