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石塚 悦男; 長住 達; 長谷川 俊成; 川井 大海*; 脇坂 真司*; 長瀬 颯太*; 中村 建斗*; 矢口 陽樹*; 石井 俊晃; 中野 優美*; et al.
JAEA-Technology 2024-008, 23 Pages, 2024/07
JAEA-Technology-2024-008.pdf:1.69MB
「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2023年度夏期休暇実習において、3つの大学から5名が参加した。参加者は、HTTR炉心の解析、強制冷却機能喪失時の挙動解析、一次冷却系統のヨウ素沈着挙動解析、高温ガス炉用エネルギー貯蔵システムの概念検討について実習した。実習後のアンケートでは、就業体験として有益であったこと、一部の学生においては自身の研究に役立ったこと等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。
北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 高木 靖彦*; 中村 智樹*; 廣井 孝弘*; 松岡 萌*; et al.
Nature Astronomy (Internet), 5(3), p.246 - 250, 2021/03
被引用回数：60 パーセンタイル：96.18(Astronomy & Astrophysics)2019年4月「はやぶさ2」ミッションは、地球に近い炭素質の小惑星(162173)リュウグウの人工衝撃実験を成功させた。これは露出した地下物質を調査し、放射加熱の潜在的な影響をテストする機会を提供した。はやぶさ2の近赤外線分光器(NIRS3)によるリュウグウの地下物質の観測結果を報告する。発掘された材料の反射スペクトルは、表面で観測されたものと比較して、わずかに強くピークがシフトした水酸基(OH)の吸収を示す。これは、宇宙風化や放射加熱が最上部の表面で微妙なスペクトル変化を引き起こしたことを示している。ただし、このOH吸収の強度と形状は、表面と同様に、地下物質が300
Cを超える加熱を経験したことを示している。一方、熱物理モデリングでは、軌道長半径が0.344AUに減少しても、推定される掘削深度1mでは放射加熱によって温度が200Cを超えて上昇しないことが示されている。これは、リュウグウ母天体が放射加熱と衝撃加熱のいずれか、もしくは両方により熱変化が発生したという仮説を裏付けている。
Fedkin, M. V.*; Shin, Y. K.*; Dasgupta, N.*; Yeon, J.*; Zhang, W.*; van Duin, D.*; Van Duin, A. C. T.*; 森 健人*; 藤原 敦志*; 町田 昌彦; et al.
Journal of Physical Chemistry A, 123(10), p.2125 - 2141, 2019/03
被引用回数：67 パーセンタイル：96.50(Chemistry, Physical)Li
, Na, K, Cs, F
, Cl, Iなどの水-電解質系を記述する新しいReaxFF反応力場を開発した。反力場パラメータは、水結合エネルギー, 水和エネルギーおよびプロトン移動のエネルギーに関連した量子力学的計算に対してトレーニングされている。水中での様々な電解質のイオン化について、分子動力学シミュレーションの結果と実験結果及び熱力学との比較によって力場の検証を行った。その結果、大部分の原子対(水分子の酸素および水素を含むカチオンまたはアニオン)について、得られた動径分布関数はDFT計算の結果と良く一致することがわかった。また、この力場を用いて、アルカリ金属水酸化物と塩化物塩溶液における水分子および電解質イオンの拡散定数が組成および電解質濃度の関数として得られた。
中炭素成分の
C分析山田 怜奈*; 池盛 文数*; 中村 俊夫*; 南 雅代*; 渡邊 隆広; 木ノ内 健人*; 松木 篤*
no journal, ,
炭素はエアロゾル粒子中の主な成分の一つであるが、その種類は多種多様であり、化学種を特定し、起源を推定することが困難とされる。しかし、Cを用いることで、それらの発生源を推測することができる。Cの半減期は5730年であり、化石燃料中には存在しない。このためC測定を行うことで化石燃料の寄与率を推定することができる。我々は能登半島の先端で、他の地域から長距離輸送された化石燃料由来物質、および自然環境やバイオマス燃料から排出された物質の寄与率を調べるため、能登半島でエアロゾル粒子を採集し、C測定を行った。能登半島におけるPMの放射性炭素濃度は、全ての試料で70pMC以上を示した。この結果は、中部日本遠隔地域のエアロゾルに含まれる炭素成分では、化石燃料由来の物質の寄与が小さく、相対的に現代の生物活動、もしくは人為的なバイオマス燃焼由来の物質の寄与が大きいことを示している。
冬島 拓実; 牛島 寛章; 光井 研人; 遠藤 泰一; 松井 義典; 岡田 祐次; 河 侑成; 端 邦樹; 石島 暖大; 仁尾 大資; et al.
no journal, ,
原子炉構造材料の照射脆化評価の高度化に資する基礎データの取得のため、JRR-3で照射試験を行うための垂直照射キャプセルの設計・製作を行った。照射試験においては、試料の軸方向全長にわたり高精度かつ平坦な照射温度の制御が求められたことから、キャプセルの型式として真空・ヒーター温度制御併用型を選定し、JRR-3のガンマ発熱率分布データに基づく熱解析を行い、キャプセル構成材の寸法を決定した。照射試験の結果、
2C以内の高精度な照射温度制御を達成し、試料全体でも目標照射温度範囲(29010C)を満足することができた。本発表では、当該キャプセルの設計(照射温度解析を含む)、製作及び検査について報告する。
牛島 寛章; 光井 研人; 冬島 拓実; 岡田 祐次; 遠藤 泰一; 松井 義典; 河 侑成; 端 邦樹; 中村 剛実
no journal, ,
原子炉構造材料の照射試験では、照射温度が材料の照射損傷に影響を与える要因の一つとなるため、できる限り恒温での照射が望まれる。しかしながら、試料温度に大きな影響を与えるガンマ発熱分布は制御棒位置の影響を受けるため、制御棒を大きく動かす原子炉出力上昇時や臨界後の数日間は恒温状態を維持することが難しい。本照射試験では、原子炉出力上昇時の低温照射を避けるため原子炉起動前からキャプセルの温度を照射目標温度の290C前後に昇温し、断熱層の真空度及びヒータ出力の自動制御により、原子炉起動時に試料が照射目標温度で維持されることを確認した。また、本制御プログラムに組み込まれている真空度とヒータ出力をバランスする機能により、臨界後の出力変動でヒータ出力が制御可能範囲を逸脱することを防ぎ、JRR-3の運転1サイクルを通して安定した温度制御を実現することに成功した。
at NOTO peninsula using C analysis山田 怜奈*; 池盛 文数*; 中村 俊夫*; 南 雅代*; 渡邊 隆広; 木ノ内 健人*; 松木 篤*
no journal, ,
環境変動のメカニズムを理解するためにエアロゾル粒子中の主な成分の一つである炭素の寄与率と供給源を明らかにすることが必要である。著者らの最近の研究により、能登半島における微小なエアロゾル粒子には炭素成分がおおよそ50%以上含まれていることが明らかになっている。エアロゾル粒子に含まれる炭素成分は多様であり、それらの化学形態と供給源を推定することは困難であった。そこで、本研究では放射性・安定炭素同位体比を用いて、エアロゾル粒子中の炭素成分の分析を行った。能登半島の先端にある大気観測拠点(NOTOGRO)において、2014年6月26日から7月26日まで一週間ごとにPMハイボリュームエアサンプラーを用いてエアロゾル粒子を採取し、炭素同位体比測定を行った。C濃度測定は名古屋大学のタンデトロン加速器質量分析計、
C測定には安定同位体比質量分析計を用いた。採取した4試料の放射性炭素濃度はそれぞれ約70pMC(パーセントモダンカーボン)であった。これらの結果は、化石燃料由来の物質のみではなく、現代の植物の影響や人為的なバイオマス燃焼由来物質の寄与が相対的に大きいことを示す。
光井 研人; 牛島 寛章; 小笠原 礼羅; 岡田 祐次; 鈴木 真琴; 木村 和也; 大内 諭; 仁尾 大資; 石島 暖大; 遠藤 泰一; et al.
no journal, ,
原子炉構造材の照射脆化研究における照射試料は、発電炉の温度環境を再現するために目標温度範囲290C10Cで照射される。JRR-3の運転は、原子炉起動時に出力がステップ状に上昇すること、定格出力(20MW)に到達した後の数日間は、制御棒による出力調整を頻繁に行うことから、試料に対するガンマ発熱量の変化が激しい。目標温度を一定に保つためには、既存設備の手動制御では限界があったため、自動制御ができるように垂直照射設備を高度化した。設備の自動温度制御性能を検証するため、模擬装置で原子炉模擬出力を入力し性能を確認した。その結果、原子炉出力上昇時の温度は+9C以内、定格出力時以降では0.9C以内であり、目標温度範囲内に抑えられることが確認できた。
牛島 寛章; 岡田 祐次; 光井 研人; 中村 剛実; 井上 修一
no journal, ,
JRR-3では温度制御しながらキャプセルを照射する装置を更新している。従来の装置は、制御棒の位置変化によりキャプセル温度が変動するたびに手動で調整する必要があった。そこで今回の更新では、原子炉起動前から停止後までのキャプセル温度制御を自動化することを目的としている。新システムは、真空制御とヒーター制御を採用している。装置の性能を確認するため、コールド試験を実施した。模擬キャプセルをいくつかの温度に変化させることで、装置が満足のいく性能を発揮することがわかった。また、原子炉出力値が新システムに取得されるようにする。従来の装置では、キャプセル温度の変化をフィードバックすることで目標温度を維持していた。一方新装置ではキャプセル温度が変化する前に原子炉出力に連動して制御を開始するので、温度維持の精度向上が期待できる。
光井 研人; 牛島 寛章; 岡田 祐次; 石島 暖大; 加治 芳行; 仁尾 大資; 遠藤 泰一; 松井 義典; 中村 剛実
no journal, ,
For the purpose of more accurate temperature control, we upgraded the vertical irradiation facility. After the upgrade, the first irradiation test was carried out to control the sample temperature at 290 10 degree C by adjusting the heater and gas pressure from reactor start up to shut down. Since the reactor power increases stepwise up to rated power 20 MW, especially the power change is rapid from 10 MW to 15 MW. Accordingly, the sample temperature increased by a maximum of +9 degree C from the target temperature. And during rated operation, the sample temperatures of the axial direction varied over 10 degree C in a part of uppermost layer. In the second test, to decrease the temperature change during start up, we have improved the auto control function of the gas pressure parameter. Furthermore, the diameter of the gas tube was extended to enhance control response. As a result, the sample temperature was controlled within +6.6 degree C. In addition, we optimised the capsule design for uniform gradient of the sample temperature by using the gamma heating data from the first test. Consequently, temperature difference in axial direction decreased within 5 degree C during rated operation. Thus, these tests confirmed the higher performance on temperature control accuracy of the vertical irradiation facility.
