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早川 虹雪; 村口 正和*; 馬酔木 ゆめの*; 小島 洋一郎*; 小田 将人*; 藪田 莉名*; 石井 宏幸*; 本田 充紀
AIP Advances (Internet), 16(2), p.025337_1 - 025337_8, 2026/02
被引用回数：0風化黒雲母(WB)は粘土由来の層状鉱物であり、700
C以上での溶融塩処理により熱電特性を示すようになる。本研究では、CsおよびSrのインターカレーションがWBの局所構造および電気伝導性に与える影響を調査した。WBをCsClおよび/またはSrCl
を含む溶融塩で処理し、得られた試料についてX線蛍光分析(XRF)、X線回折(XRD)、X線吸収微細構造(XAFS)、および四端子法による電気伝導度測定を行った。XRFによりCs/Srの取り込みが確認され、XRDにより層状構造が保持されていることが示された。XAFS解析では、Cs/Srをインターカレーションした試料において、高温下でSr-Si間距離が約
,
短縮することが明らかとなり、SrがSi-O層に近づくことが示唆された。630
860Cで測定した電気伝導度では、630780Cの範囲においてCs/Sr-WBがSr-WBより高い伝導性を示した。これらの結果から、層間イオンの再配置により伝導経路が改善されることが示され、層間構造制御が粘土系熱電材料設計における有効な手法であることが示唆された。
早川 虹雪*; 村口 正和*; 馬酔木 ゆめの*; 小島 洋一郎*; 小田 将人*; 藪田 莉名*; 石井 宏幸*; 本田 充紀
e-Journal of Surface Science and Nanotechnology (Internet), 23(3), p.290 - 295, 2025/07
環境調和型の高温で動作する熱電材料へむけて、粘土鉱物を利用した材料開発を進めている。高温で熱電特性をえることに成功したが、なぜその特性を示すかは分からない。そこで高温環境下で風化黒雲母の構造変化を解明するためのXAFS分析手法の開発し、高温でのFeの局所構造を明らかにする。大気環境と真空環境で焼結した試料のFeの局所構造解析からFeの化学結合状態の変化を明らかにした。
楠本 利行*; 猿田 晃一; 直江 崇; 勅使河原 誠; 二川 正敏; 長谷川 和男*; 坪井 昭彦
実験力学, 23(4), p.310 - 315, 2023/12
原子力施設の廃止措置や放射性廃棄物の減容化に、切断技術としてレーザー溶断を適用する場合、レーザーによる加熱で溶融した物質が、溶滴となって飛散するスパッタが発生するために、放射能汚染を生じる恐れがある。本研究では、レーザー溶断時のスパッタ飛散量の低減を目的に、レーザーパワー,ビーム径,照射時間からなるレーザー制御条件と高速度カメラで可視化したSS316L試験片のスパッタ飛散過程を3つの特徴的な挙動を示す時間領域:(I)金属蒸気の発生、(II)溶融金属の液膜的挙動と粒状化、(III)溶融金属の液柱化と断続的噴出に分類し評価した結果に対して機械学習を適用し、レーザー制御条件とスパッタ飛散挙動を関連付ける予測モデルを作成した。予測モデルの精度は89%であり、このモデルで計算したスパッタ飛散量の予測結果をレーザーパワーとビーム径の2次元ヒートマップとして図示することで、100点程度の少ない学習データでも予測結果の効率的な評価が可能となり、スパッタ飛散量を低減するレーザー制御条件の選定ができることを示した。
有吉 玄; 猿田 晃一; 粉川 広行; 二川 正敏; 前野 航希*; Li, Y.*; 筒井 喜平*
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.1407 - 1420, 2023/08
水銀を核破砕標的とするパルス中性子源では、陽子線励起圧力波による標的容器のキャビテーション損傷が問題視されている。このような損傷の抑制手法として、旋回流式気泡注入器で水銀中に微小He気泡を混合し、その圧縮性効果を用いる手法や、標的容器内側に流路壁を追加した二重壁流路構造を設ける手法が採用されている。本研究では、二重壁流路体系において内壁部に生じ得るキャビテーション由来の貫通損傷を標的容器外部から検出する異常診断技術の確立を目指す。本論文では、貫通損傷が生じた場合の水銀流れを有限要素法に基づく流動解析で明らかにし、流体励起・音響振動の観点から、損傷の影響を評価した結果を報告する。
野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
JAEA initiated an HTTR heat application test plan to develop for coupling technology between HTGR and hydrogen production facility. The principal objective of this test plan is to establish the high safety coupling technology for coupling a hydrogen production facility to HTGR through the demonstration of a hydrogen production by the proven technology of methane steam reforming method utilizing the HTTR as a high temperature heat source. The other objective is to develop for coupling equipment such as a high temperature isolation valve, a helium gas circulator and a high temperature insulation pipe. This paper describes the overview of an HTTR heat application test plan such as a draft test schedule and test targets for the demonstration of a hydrogen production. This paper also presents basic specifications of an HTTR heat application test facility such as the HTTR modification strategy, overall system configuration and heat and mass balance at rated test operation for the demonstration of a hydrogen production. Furthermore, the operation plan during the normal start-up and shut-down processes is proposed.
水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; 野口 弘喜; et al.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05
High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to extend the use of nuclear heat to a wider spectrum of industrial applications such as hydrogen production, high efficiency power generation, etc., due largely to high temperature heat supply capability as well as inherent safe characteristics. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been contracted by the Agency for Natural Resources and Energy, part of the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI) of Japan, to conduct its Hydrogen Production Demonstration Project Utilizing Very High Temperature. The primary objective of this project is to establish "coupling technology" between HTGR and hydrogen production facility in accordance with "Green Growth Strategy Through Achieving Carbon Neutrality in 2050". From this fiscal year, JAEA initiated a program to produce hydrogen using an HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) to develop coupling technologies between HTGR and hydrogen production facility required for a massive, cost-effective and carbon-free hydrogen production technology. This paper describes the development plan for coupling equipment which is required for an HTTR heat application test as coupling technologies between an HTTR and a hydrogen production facility. The coupling equipment is composed of a high temperature isolation valve to prevent the ingress of the flammable gas and/or the leakage of radioactive materials for nuclear facility, a secondary helium gas circulator to feed a high temperature helium gas, and a high temperature insulation pipe to transport of a high temperature helium gas from an Internal Heat Exchanger (IHX) to a hydrogen production facility. The development plan of coupling equipment contains each target and draft schedule.
山本 風海; 金正 倫計; 林 直樹; Saha, P. K.; 田村 文彦; 山本 昌亘; 谷 教夫; 高柳 智弘; 神谷 潤一郎; 菖蒲田 義博; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1174 - 1205, 2022/09
被引用回数：10 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、最大1MWの大強度ビームを25Hzという早い繰り返しで中性子実験及び下流の主リングシンクロトロンに供給することを目的に設計された。2007年の加速器調整運転開始以降、RCSではビーム試験を通じて加速器の設計性能が満たされているかの確認を進め、必要に応じてより安定に運転するための改善を行ってきた。その結果として、近年RCSは1MWのビーム出力で連続運転を行うことが可能となり、共用運転に向けた最後の課題の抽出と対策の検討が進められている。本論文ではRCSの設計方針と実際の性能、および改善点について議論する。
武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.
High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02
本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。
内藤 富士雄*; 穴見 昌三*; 池上 清*; 魚田 雅彦*; 大内 利勝*; 大西 貴博*; 大場 俊幸*; 帯名 崇*; 川村 真人*; 熊田 博明*; et al.
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1244 - 1246, 2016/11
いばらき中性子医療研究センターのホウ素中性子捕獲療法(iBNCT)システムは線形加速器で加速された8MeVの陽子をBe標的に照射し、中性子を発生させる。この線形加速器システムはイオン源, RFQ, DTL, ビーム輸送系と標的で構成されている。このシステムによる中性子の発生は2015年末に確認されているが、その後システムの安定性とビーム強度を共に高めるため多くの改修を施した。そして本格的なビームコミッショニングを2016年5月中旬から開始する。その作業の進展状況と結果を報告する。
照沼 章弘; 三村 竜二; 長島 久雄; 青柳 義孝; 廣川 勝規*; 打它 正人; 石森 有; 桑原 潤; 岡本 久人; 木村 泰久; et al.
JAEA-Review 2016-008, 98 Pages, 2016/07
JAEA-Review-2016-008.pdf:11.73MB
原子力機構は、平成22年4月から平成27年3月までの期間における中期目標を達成するための計画(以下「第2期中期計画」という。)を作成した。また、上記期間中の各年度の業務運営に関する計画(以下「年度計画」という。)を定めている。バックエンド研究開発部門は、この第2期中期計画及び年度計画に基づいて、廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置を進めてきた。本報告は、バックエンド研究開発部門が第2期中期に実施した廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置の結果についてまとめたものである。
TiO
pebble土谷 晃史*; 山内 有二*; 信太 祐二*; 日野 友明*; 秋場 真人; 榎枝 幹男
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1280 - 1283, 2014/10
被引用回数：3 パーセンタイル：20.96(Nuclear Science & Technology)5keV重水素イオン照射したリチウムタイタネートを、昇温脱離し放出ガス量を測定する捜査を繰り返し行い、その過程でのリチウムタイタネート表面の観察を行って、イオン照射で打ち込まれた重水素の脱離挙動に及ぼす表面性状の変化の影響を評価した。その結果、イオン照射と脱離のサイクルが増加するにつれ、表面の照射欠陥と表面粗さは増加しリチウム組成は減少した。重水素の脱離温度のピークは高温側にシフトした。また、放出する重水素の総量は、繰り返し数が増加するにつれ、増大した。このことから、トリチウムの放出挙動は、低温では、照射欠陥の増大により放出挙動が低下する可能性が示唆された。
澤邊 祐希; 伊藤 雄一; 川瀬 雅人; 福田 真平; 鈴木 隆洋*; 菊澤 信宏; 大内 伸夫
Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.748 - 751, 2014/10
J-PARC LINACでは、大強度ビーム達成に向け、セシウム添加高周波駆動負水素イオン源(RFイオン源)、及び50mA対応RFQ III号機への換装が予定されている。そのため、RFイオン源、及びRFQ III号機の共同テストスタンドを構築し、ビーム加速試験を行った。換装を円滑に進めるため、現在のJ-PARC加速器と互換性を考慮した制御系が求められた。しかし、RFイオン源は、現在稼働中の負水素イオン源とはプラズマ点火方法が異なるため、従来とは異なるタイミングパラメータを持ったタイミング信号を準備する必要があった。このため、RFイオン源用に新たなタイミング信号を用いたタイミングシステムを製作し、テストスタンドでのビーム加速試験では、このシステムを用いた。本発表では、RFイオン源、及びRFQ III号機の共同テストスタンドで構成した制御系のうち、主にタイミングシステムについて報告する。
小栗 英知; 長谷川 和男; 伊藤 崇; 千代 悦司; 平野 耕一郎; 森下 卓俊; 篠崎 信一; 青 寛幸; 大越 清紀; 近藤 恭弘; et al.
Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.389 - 393, 2014/10
J-PARCリニアックでは現在、ビームユーザに対する利用運転を行うとともに、リニアック後段の3GeVシンクロトロンにて1MWビームを加速するためのビーム増強計画を進めている。リニアックのビーム増強計画では、加速エネルギー及びビーム電流をそれぞれ増強する。エネルギーについては、181MeVから400MeVに増強するためにACS空洞及びこれを駆動する972MHzクライストロンの開発を行ってきた。これら400MeV機器は平成24年までに量産を終了し、平成25年夏に設置工事を行った。平成26年1月に400MeV加速に成功し、現在、ビーム利用運転に供している。ビーム電流増強では、初段加速部(イオン源及びRFQ)を更新する。イオン源はセシウム添加高周波放電型、RFQは真空特性に優れる真空ロー付け接合タイプ空洞をそれぞれ採用し、平成25年春に製作が完了した。完成後は専用のテストスタンドにて性能確認試験を行っており、平成26年2月にRFQにて目標の50mAビーム加速に成功した。新初段加速部は、平成26年夏にビームラインに設置する予定である。
山本 風海; 川瀬 雅人; 岩間 悠平; 福田 真平; 加藤 裕子; 大内 伸夫; 明午 伸一郎; 大井 元貴; 上窪田 紀彦*
Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.771 - 774, 2014/10
J-PARC(Japan Proton Accelerator Research Complex)では、2013年5月に50GeVメインリング(Main Ring, MR)で異常なビーム出力が発生し、ハドロン実験用の放射化した金ターゲットが昇華、施設外へ漏えいするという事故が発生した。この事故を受け、J-PARCの全施設で放射線漏えいの危険性を未然に検知、防ぐため機器異常状態の監視システムを増強した。J-PARC 3GeVシンクロトロン(Rapid Cycling Synchrotron, RCS)では、物質生命科学実験施設(Material and Life science Facility, MLF)水銀ターゲットへの出射ビームの状態異常やトンネル内ガスの放射能濃度を常時監視し検知する、ダンプ温度をインターロックに組み込みダンプ溶解を早期に発見する、リニアックからのビーム電流が設計値を超えた際に即座にビームを停止する、等の改造を行った。本発表ではその詳細について述べる。
福田 真平; 澤邊 祐希; 鈴木 隆洋*; 石山 達也*; 川瀬 雅人*; 伊藤 雄一; 加藤 裕子; 吉位 明伸; 菊澤 信宏; 大内 伸夫
Proceedings of 10th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1122 - 1125, 2014/06
J-PARC LINACは、2014年にセシウム添加高周波駆動負水素イオン源(RFイオン源)のインストールが予定されている。また、同じく2014年に現在のRFQに替えてRFQ IIIへの換装も予定されている。現在J-PARC LINAC棟にて、RFイオン源とRFQ IIIの共同のテストスタンドを組み、ビーム加速試験を行うべく準備を進めている。J-PARC制御グループでは、これらテストスタンドにもJ-PARC加速器と同等の加速器制御環境が必要であると考え、制御系をデザインした。具体的には、機器を保護するためのMPS(Machine Protection System)の導入や機器を遠隔制御するためのEPICS環境の実装、各加速器構成機器へタイミング信号を送るためのタイミングシステムの構築である。本発表では、テストスタンドにおける制御系の構築について報告する。
土谷 晃史*; 日野 友明*; 山内 有二*; 信太 祐二*; 秋場 真人; 榎枝 幹男
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2298 - 2301, 2013/10
被引用回数：2 パーセンタイル：16.78(Nuclear Science & Technology)本研究は、ブランケットのトリチウム増殖材リチウムタイタネートからのトリチウム放出と保持挙動を明らかにするためのものである。リチウムタイタネートを1.7keV重水素イオンで照射し、その後ヘリウムガスおよびヘリウムガスに最大で1%まで水素ガスを混合したガスに暴露し、種々の温度で重水素の脱離挙動を測定し、イオン照射で打ち込まれた重水素ガスの、ヘリウムガス中での脱離挙動に及ぼす水素ガスの混合の影響を評価した。水素ガスの混合量が高いほどイオン照射でリチウムタイタネート中に打ち込まれた重水素の放出量は多いことが明らかになった。この結果から、増殖トリチウムの速やかな回収には、ヘリウムパージガスに水素ガスを混合することが有効であることが明らかになった。
信太 祐二*; 山内 有二*; 日野 友明*; 赤丸 悟士*; 波多野 雄治*; 松山 政夫*; 鈴木 哲; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1070 - 1073, 2012/08
被引用回数：2 パーセンタイル：16.26(Nuclear Science & Technology)Co-deposited carbon film with different deuterium concentration, D/C, were exposed to tritium gas at the temperature of 423 K, and then the atomic ratio of absorbed tritium to carbon, T/C, was evaluated. The obtained data were discussed with crystal structure of the carbon film. The T/C increased with decreasing D/C of carbon film. The carbon film with low D/C had more defective structure. The reduction of D/C by the heating before tritium exposure led to the increase of absorption amount. These results suggest that carbon film with more defective structure and low D/C film could absorb large amount of tritium. The hydrogen isotope concentration in the present experiment was saturated below the orders of 10
, which was 3-4 orders of magnitude smaller than that of co-deposited carbon film with hydrogen isotope.
信太 祐二*; 横山 堅二; 金澤 潤*; 山内 有二*; 日野 友明*; 鈴木 哲; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.607 - 611, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.07(Materials Science, Multidisciplinary)Tritium retention of a carbon layer deposited in the gap of plasma-facing materials is a primary concern for next step fusion devices. In this study, deuterium concentration and carbon deposition profile in a gap were investigated for carbon layers prepared by using deuterium arc discharge with carbon electrodes. The deuterium retention was measured with thermal desorption spectroscopy (TDS). The discharge pressure was varied from 0.8 to 36 Pa. The amount of deposited carbon into the gap decreased exponentially with the increase of the depth. The atomic ratios of D/C of the carbon layers prepared at 0.8 and 36 Pa were approximately 0.1 and 1.0, respectively. For the carbon layer prepared at 0.8 Pa, most of retained deuterium was released in the form of D and HD. On the other hand, at 36 Pa, approximately a half of retained deuterium was desorbed in the form of hydrocarbon, CD
and CD.
伊藤 達哉*; 山内 有二*; 日野 友明*; 柴山 環樹*; 信太 祐二*; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1147 - 1149, 2011/10
被引用回数：14 パーセンタイル：68.54(Materials Science, Multidisciplinary)The influence of 50 eV hydrogen ion irradiation on the deuterium retention and desorption behavior in the reduced activation ferritic-martensitic steel F82H was investigated by thermal desorption spectroscopy. The amount of retained deuterium in the hydrogen irradiated F82H was up to 10 times larger than without the hydrogen irradiation. In the F82H irradiated by the low energy hydrogen ions at 300 and 523 K, the desorption peak of deuterium was shifted to lower temperatures than for samples unirradiated or irradiated at 773 K. In the F82H irradiated by hydrogen at 773 K, the amount of retained deuterium decreased compared to materials irradiated at 300 or 523 K.
日野 友明*; 柴田 博信*; 山内 有二*; 信太 祐二*; 鈴木 哲; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.713 - 717, 2011/10
被引用回数：9 パーセンタイル：53.77(Materials Science, Multidisciplinary)The tritium produced in a tritium breeder of blanket has to be recovered under the temperature distribution to reduce the tritium inventory. Lithium titanate pebbles were irradiated by deuterium ions with different temperatures and ion fluences. The deuterium retained in the pebbles desorbed in forms of HD, D, HDO and DO. The amount of retained deuterium decreased for the temperature higher than 473 K, and became to zero for the temperature higher than 773 K. If the temperature range is taken from 573 to 1173 K in the solid breeder TBM, the tritium inventory is lower than 1 gram. However, in the demonstration reactor, the total tritium inventory of blankets becomes a few kilograms. For the reduction of the tritium inventory, the region with the low temperature region has to be significantly reduced.
