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C-stainless steel composites using the improved MPS methodAhmed, Z.*; Wu, S.*; Sharma, A.*; Kumar, R.*; 山野 秀将; Pellegrini, M.*; 横山 諒*; 岡本 孝司*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 250, p.127343_1 - 127343_17, 2025/11
被引用回数：5 パーセンタイル：80.21(Thermodynamics)The study aims to measure boron concentration through the unidirectional diffusion of boron within the stainless steel (SS) layers while evaluating the updated model ability to replicate melt relocation behavior and geometry. In the current MPS simulations, one scenario employed dummy walls as heat sources, while another scenario used SS surface particles as heat sources to avoid interference with the melt flow as it reached the bottom of the specimen.
C-stainless steel composite under severe reactor conditionsAhmed, Z.*; Kumar, R.*; 横山 諒*; 岡本 孝司*; Pellegrini, M.*; 山野 秀将
Proceedings of 21st International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-21) (Internet), 15 Pages, 2025/08
Scanning electron microscopy with energy-dispersive X-ray spectroscopy (SEM-EDS) and X-ray photoelectron spectroscopy (XPS) confirmed the formation of metal carbides and the presence of boron in the eutectic melt. Characterizations results tell that not only boron, but carbon too diffuses in the eutectic melt which is a concern of recriticality. The current findings confirm the relocation of the BC-SS eutectic mixture with diffusion and precipitation of both boron and carbon, conditions likely to occur under extreme reactor conditions.
石田 毅; 中島 伸一; 近藤 伸次; 林原 健一; 山田 茂樹*; 岡本 諒*; 中村 仁宣
第44回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2023/11
日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センター(以下、「人形峠センター」という。)では、国内初の遠心分離法によるウラン濃縮技術の実用化のため、1979年よりウラン濃縮パイロットプラントの試験運転を開始後2001年の運転終了に至るまでの間、ウラン濃縮技術に係る研究開発活動が実施されてきた。現在は濃縮施設の廃止措置に係る技術開発を実施している。ウラン濃縮技術は、核不拡散の観点において、その情報を厳格に管理する必要がある。人形峠センターは研究開発活動を実施するにあたって、核不拡散対応を含む保障措置上の様々な課題解決に取り組んできた。本論文では主な課題に対する取り組みについて紹介する。
民井 淳*; Pellegri, L.*; S
derstrm, P.-A.*; Allard, D.*; Goriely, S.*; 稲倉 恒法*; Khan, E.*; 木戸 英治*; 木村 真明*; Litvinova, E.*; et al.
European Physical Journal A, 59(9), p.208_1 - 208_21, 2023/09
被引用回数：22 パーセンタイル：93.22(Physics, Nuclear)光核反応は原子核構造の観点からも応用の観点からも重要であるにも関わらず、その反応断面積は未だに不定性が大きい。近年、超高エネルギー宇宙線の起源を探るために、鉄よりも軽い原子核の光核反応断面積を正確に知る必要が指摘されている。この状況を打破するため、原子核物理の実験、理論、宇宙物理の共同研究となるPANDORAプロジェクトが始まった。本論文はその計画の概要をまとめたものである。原子核実験ではRCNP、iThembaによる仮想光子実験とELI-NPによる実光子実験などが計画されている。原子核理論では、乱雑位相近似計算、相対論的平均場理論、反対称化分子動力学、大規模殻模型計算などが計画されている。これらで得られた信頼性の高い光核反応データベースと宇宙線伝搬コードを組み合わせ、超高エネルギー宇宙線の起源の解明に挑む。
and CrUO秋山 大輔*; 日下 良二; 熊谷 友多; 中田 正美; 渡邉 雅之; 岡本 芳浩; 永井 崇之; 佐藤 修彰*; 桐島 陽*
Journal of Nuclear Materials, 568, p.153847_1 - 153847_10, 2022/09
被引用回数：7 パーセンタイル：60.30(Materials Science, Multidisciplinary)ウラン酸鉄,ウラン酸クロム、およびその固溶体を合成し、これらのウラン酸塩が異なる熱的安定性を示すメカニズムを研究した。熱的安定性を評価するため、ウラン酸塩試料の熱重量分析を実施した結果、ウラン酸クロムの分解温度(約1250
C)に対してウラン酸鉄は低温(約800C)で分解するが、クロムを含む固溶体では熱分解に対する安定性が高まることが分かった。この熱的安定性と結晶構造との関係性を調べるため、エックス線結晶構造解析,エックス線吸収微細構造測定,メスバウアー分光測定,ラマン分光分析による詳細な結晶構造と物性の評価を行ったが、本研究で用いたウラン酸塩試料の間に明瞭な差異は観測されなかった。そのため、熱的安定性の違いは結晶構造に起因するものではなく、鉄とクロムとの酸化還元特性の違いによるものと推定した。クロムは3価が極めて安定であるのに対して、鉄の原子価は2価と3価を取ることができる。このため、ウラン酸鉄の場合には結晶中でウランと鉄との酸化還元反応が起こり、低温での分解反応を誘起したものと考えられる。
梅田 享英*; 岡本 光央*; 荒井 亮*; 佐藤 嘉洋*; 小杉 亮治*; 原田 信介*; 奥村 元*; 牧野 高紘; 大島 武
Materials Science Forum, 778-780, p.414 - 417, 2014/02
被引用回数：2 パーセンタイル：68.34(Crystallography)炭化ケイ素(SiC)金属-酸化膜-半導体 電界効果トランジスタ(MOS FET)の界面欠陥を電流検出型磁気共鳴(EDMR)により調べた。SiC MOSFETはカーボン(C)面上に作製し、水蒸気酸化及び800Cでの水素処理、又は、乾燥酸素を用いた二種類の方法によりゲート酸化膜を形成した。乾燥酸素によるゲート酸化膜を有するMOSFETのチャンネル移動度は1cm
/Vs以下であるが、水素処理ゲート酸化膜を有するMOSFETは90cm/Vsである。低温(20K以下)でのEDMR測定の結果、シリコン面上に作製したMOSFETでは観測されないC面特有の欠陥シグナルが検出された。
線照射を行ったところ、このC面特有の欠陥シグナルが大きくなり、それとともにチャンネル移動度が低下することが判明した。これより、水素処理により終端されていたC欠陥が線照射により離脱し、C面固有の欠陥となること、この欠陥がチャンネル移動度の低下に関与することが推測される。
涌井 隆; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 二川 正敏; 林 良一*; 内山 尚義*; 岡元 義尚*; 仲村 宏二*
JAEA-Technology 2009-040, 96 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-040.pdf:35.52MB
J-PARCの中核施設である物質・生命科学実験施設の建設が終了し、陽子ビームの受入れを開始した。核破砕中性子源となる水銀ターゲット容器については、平成15年度より受注メーカーによる詳細設計,製作及び工場・現地試験検査が実施された。水銀ターゲット容器は、水銀容器破損時の外部への水銀漏洩防止及び陽子ビーム入射に伴う保護容器の温度上昇抑制のため、3重壁構造となっている。また、他機器(ターゲット台車,保管容器,ヘリウムベッセルフランジ,反射体及び水冷遮蔽体)との取り合い関係から、溶接で組み立てられる水銀ターゲット容器は十分な製作精度が要求される。さらに、水銀ターゲット容器は多重壁構造であるので、工場試験検査は製作ステップごとに実施した。本報では、水銀ターゲット容器の各要素の要求仕様及び基本構造を記述するとともに、受注メーカーが水銀ターゲット容器を製作した際の手順についてまとめている。また、溶接に伴う著しい変形など、製作段階で発生した事象について示すとともに、各事象に対する1号機の対応及び2号機以降の水銀ターゲット容器の設計及び製作に関する改善案を提案した。
玉田 太郎; 本庄 栄二郎; 前田 宜丈*; 岡本 智之*; 石橋 松二郎*; 徳永 正雄*; 黒木 良太
Proceedings of the National Academy of Sciences of the United States of America, 103(9), p.3135 - 3140, 2006/02
被引用回数：102 パーセンタイル：84.96(Multidisciplinary Sciences)ヒト顆粒球コロニー刺激因子(GCSF)とそのヒト受容体(GCSF-R)中のリガンド結合領域との複合体の活性構造を2.8
分解能で決定した。GCSF:GCSF-R複合体の組成比は2:2で、GCSF-R中のIg-likeドメインとGCSFがたすき掛けすることにより二量体化していた。この結合様式はヒトGCSFとマウスGCSF(CRHドメイン)複合体中の様式とは全く異なっており、インターロイキン6とその受容体であるgp130との活性複合体中で確認された様式と類似していた。このIg-likeドメインを介したGCSF-Rの二量体化はこれまでに報告されている熱力学的及び変異体解析の結果と相関性がある。
本庄 栄二郎; 玉田 太郎; 前田 宜丈*; 小柴 琢己*; 松倉 康子*; 岡本 智之*; 石橋 松二郎*; 徳永 正雄*; 黒木 良太
Acta Crystallographica Section F, 61(8), p.788 - 790, 2005/08
被引用回数：7 パーセンタイル：54.11(Biochemical Research Methods)顆粒球刺激因子(GCSF)受容体は顆粒球前駆体の分化や増殖を調節する刺激を細胞内へ伝える。その受容体のリガンド結合部位とGCSFの2:2複合体の結晶化を行った。結晶は1.0Mギ酸ナトリウムを含む0.1M酢酸緩衝液(pH4.6)の条件で結晶化した。空間群は
4
22(もしくは4
22)で、セル長は
=
=110.1
=331.8
であった。しかしながら5以上の回折データが収集できなかったことから、受容体を陰イオン交換クロマトグラフィーで精製し、再度結晶化を試みた。その結果、3以上の回折データが収集可能な新たな晶形の結晶が得られた。その結晶の空間群は321(or its enantiomorph 3
21)で、セル長は==134.8, 
=105.7であった。
岡本 薫; 宮川 俊一; 三次 岳志; 北村 了一
JNC TN9410 99-010, 350 Pages, 1999/06
本書は、高速実験炉「常陽」MK-III炉心以降に使用する新型の燃料照射試験用オフライン照射リグであるD型照射燃料集合体(以下、D型照射リグと呼ぶ。)の開発についてまとめたものである。D型照射リグは、燃料要素の再装荷能力、照射条件設定能力、既存照射リグとの燃料保持構造の互換性及び各種コンパートメントの装填能力を有しており、従来の照射リグに比べ継続照射試験時の取り扱い性能の向上、照射温度条件設定数の拡大、構造上の課題への対応を図っている。D型照射リグは、内部に燃料要素を納める二重の円筒管(以下、コンパートメントと呼ぶ。)を最大18本装填することが可能なコンパートメント型照射リグである。D型照射リグには、B型照射リグで使用している型コンパートメント(燃料要素装填数最大5本)及びD型照射リグ用に開発した
型コンパートメント(燃料要素装填数1本)の2種類を混在させ装填することが可能である。集合体内には、型コンパートメントを最大6本、型コンパートメントを最大18本装填可能である。また、コンパートメント毎に照射温度条件を設定可能なので、D型照射リグ1体で最大18の互いに異なる条件を設定することが可能であり、構造設計の妥当性及び要求性能を満たしていることを確認した。
850C)条件下におけるZr水素吸蔵特性岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達; et al.
no journal, ,
現在DT核融合発電の実用化を目指した研究が行われているが、原型炉の初期装荷用トリチウムの供給方法は明確になっていない。高温ガス炉にLiを装荷し
Li(n,
)T反応によってトリチウムを生産する方法が考えられており、発生するトリチウムを吸収させ、ロッドからのトリチウム流出を低減させる目的でZr層を設けたロッド状のLi装荷体を提案している。本研究では超高温ガス炉(VHTR)温度条件下でZr付Liロッドの使用を想定する。同条件下におけるZr層の水素吸蔵特性を評価するため700C以上の高温条件において円筒状Zr試料について水素吸蔵実験を行い、Zr層における水素の溶解度定数及び拡散係数を計測し評価を行ったので報告する。
菅沼 拓郎*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 飛田 健次*
no journal, ,
高温ガス炉を用いて製造する核融合炉用燃料であるトリチウムを、Zrを用いて高温条件下で照射キャプセル内に閉じ込めるための研究を行っている。その中で、トリチウム閉じ込め性能を評価するにあたり、トリチウムの流出量の計算に必要なZr中のH/Zr原子比とトリチウムの見かけの拡散係数の関係を、重水素を用いた実験を行って調べた。その結果、H/Zr原子比の増加に伴い重水素のみかけの拡散係数Dが低下する結果を得た。(これは、水素化物の生成に起因すると考えられる。)今後、取得したデータを用いてトリチウムの流出量を計算し、照射キャプセルの閉じ込め性能の評価を行う予定である。
遠藤 瞭*; 秋山 大輔*; 蓬田 匠; 岡本 芳浩; 谷田 肇; 桐島 陽*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では燃料が溶融し、原子炉構造材と反応して燃料デブリが発生した。デブリは多数の元素や複数の結晶相で構成されると考えられるため、デブリの組成分析には様々な結晶相に対する固相分析の知見の蓄積が必要になる。本研究では、溶融した核燃料(UO)と被覆管成分の酸化物(ZrO)が反応した結果、炉内で生成していると推測される(U,Zr)O固溶体に着目した。まず、X線回折法でバルク領域の主要な結晶相を判別した。その後、ミクロ領域の元素分布を走査型電子顕微鏡-エネルギー分散型X線分光法で調べ、同じ観察部位を顕微ラマン分光法で分析することによってミクロ領域の結晶相を調べた。さらに、
-XRD、-XRF、-XAFSによるミクロ領域の局所元素・原子価分析を行った。XANESスペクトルからUの原子価を導出し、結晶相を判別できるかについて検討した。複数の分光分析を併用し、多角的に化学状態を把握するための技術開発が本研究の目的である。
谷田 肇; 遠藤 瞭*; 秋山 大輔*; 岡本 芳浩; 桐島 陽*
no journal, ,
SPring-8の高輝度放射光を用いて、X線を1マイクロメートル四方に集光し、微小試料に対して、蛍光X線による元素マップとX線回折による化合物マップを取得し、特定の位置でのX線吸収スペクトルを測定して、元素の価数評価を行うシステムを構築し、UO-ZrO固溶体試料へ適用した。
谷田 肇; 遠藤 瞭*; 秋山 大輔*; 岡本 芳浩; 桐島 陽*
no journal, ,
模擬デブリ試料に対して、イメージングXAFSを実施し、蛍光X線による元素マップとX線回折による化合物マップを取得し、特定の位置でのX線吸収スペクトルを測定して、元素の価数評価を行うシステムを構築した。
玉田 太郎; 本庄 栄二郎; 前田 宜丈*; 岡本 智之*; 石橋 松二郎*; 徳永 正雄*; 黒木 良太
no journal, ,
ヒト顆粒球コロニー刺激因子(GCSF)とそのヒト受容体(GCSF-R)中のリガンド結合領域との複合体の活性構造を2.8分解能で決定した。GCSF/GCSF-R複合体中の構成比は2:2で、GCSF-R中のIg-likeドメインとGCSFがたすき掛けすることにより二量体化していた。この結合様式はヒトGCSFとマウスGCSF-R(CRH)ドメイン複合体中の様式とは全く異なっており、インターロイキン6とその受容体であるgp130との活性複合体中で確認された様式と類似していた。このIg-likeドメインを介したGCSF-Rの二量体化はこれまでに報告されている熱力学的及び変異体解析の結果と相関性があった。
井田 祐馬*; 松浦 秀明*; 長住 達*; 古賀 友稀*; 岡本 亮*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男
no journal, ,
DT核融合炉の初期装荷用トリチウムの供給方法として、高温ガス炉を用いたトリチウム生産法が検討されている。これまでに、Li化合物を装荷した照射キャプセルを高温ガス炉で照射し場合についてトリチウム生産量及びトリチウム閉じ込め性能を評価した。本研究では、トリチウムの閉じ込め性能の向上を目的としたZrC層を照射キャプセルに施した場合について、トリチウム閉じ込め性能を、トリチウムの漏れ量を計算して評価した。その結果、ZrC層を施すことで、トリチウムの照射キャプセルからの漏れを1/5に低減できるこ結果を得た。
岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達
no journal, ,
高温ガス炉を用いたトリチウム生産の検討において、高温条件下におけるリチウム照射キャプセル内へのトリチウムの閉じ込め方法として、ジルコニウムを照射キャプセルに装荷することが提案されている。本研究では、トリチウム閉じ込め性能の向上を目的として、ジルコニウムの装荷方法について検討を行った。その結果、ジルコニウムを粒状に装荷することで、閉じ込め性能を向上できる可能性があることが分かった。
古賀 友稀*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 菅沼 拓朗*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 飛田 健次*
no journal, ,
核融合原型炉の起動や炉工学試験に用いるトリチウム(T)を調達するために、高温ガス炉の減速材領域にLiを装荷しTを製造する方法を提案している。高温ガス炉の運転状態では減速材温度が11001200Kとなり、LiロッドのT封じ込め性能が低下する。このため、T吸収体としてZrを使用することを検討しており、Zrは酸化等によりT吸収性能低下を防止するため、Ni被覆の粒状で使用する。本発表において、高温工学試験研究炉(HTTR)での照射試験を検討中であるNi被覆粒状Zrを用いた照射用ロッドの概念と照射試験法を示す。
西條 友章; 岡本 亮
no journal, ,
我が国は脱炭素、エネルギー安定供給、経済成長の実現に向け「GX基本方針」や「グリーン成長戦略」を掲げている。高温ガス炉は、優れた安全性と水素製造をはじめとする高温熱の活用により、脱炭素に貢献することが期待されており、日本原子力研究開発機構はHTTR(高温工学試験研究炉)を用いた高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発を進めている。これまで、高温連続運転や安全性実証試験などの試験を通して高温ガス炉技術を蓄積してきた。2024年3月には、原子炉出力100%において、炉心流量喪失(LOFC)試験を実施し、物理現象のみで原子炉出力が自然に低下し、静定することを実証した。また、熱利用技術の研究開発として、HTTRを熱源とした水素製造を行うHTTR-熱利用試験の準備を進めている。本報告は、日本原子力研究開発機構における高温ガス炉の研究開発の経緯と現状について述べる。
