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Overview of accident-tolerant fuel R&D program in Japan

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09



Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。


Non-aqueous selective synthesis of orthosilicic acid and its oligomers

五十嵐 正安*; 松本 朋浩*; 八木橋 不二夫*; 山下 浩*; 大原 高志; 花島 隆泰*; 中尾 朗子*; 茂吉 武人*; 佐藤 一彦*; 島田 茂*

Nature Communications (Internet), 8, p.140_1 - 140_8, 2017/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:63.43(Multidisciplinary Sciences)

Orthosilicic acid (Si(OH)$$_{4}$$) and its small condensation compounds are among the most important silicon compounds but have never been isolated, despite the long history of intense research due to their instability. These compounds would be highly useful building blocks for advanced materials if they become available at high purity. We developed a simple procedure to selectively synthesize orthosilicic acid, its dimer, cyclic trimer, and tetramer, as well as appropriate conditions to stabilize these species, in organic solvents. Isolation of orthosilicic acid, the dimer and the cyclic tetramer as hydrogen-bonded crystals with tetrabutylammonium halides and of the cyclic trimer as solvent-containing crystals was achieved. The solid-state structures of these compounds were unambiguously clarified by single crystal X-ray diffraction analysis and also by neutron diffraction study for orthosilicic acid. Based on these results, we also succeeded in developing a more practical synthetic procedure for high concentrations of stable orthosilicic acid stably in organic solvents via a simple hydrolysis of tetraalkoxysilanes.


The Welded joint strength reduction factors of modified 9Cr-1Mo Steel for the advanced loop-type sodium cooled fast reactor

山下 拓哉; 若井 隆純; 鬼澤 高志; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*

Journal of Pressure Vessel Technology, 138(6), p.061407_1 - 061407_6, 2016/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

Modified 9Cr-1Mo steel (ASME Gr.91) is widely used in fossil power plants. In the advanced loop type sodium cooled fast reactor, modified 9Cr-1Mo steel is going to be adopted as a structural material. In welded joints of enhanced creep-strength ferritic steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may markedly degrade, especially in the long-term region. This phenomenon is known as Type-IV damage. Therefore, considering strength degradation due to Type-IV damage is necessary. In this study, we propose a creep strength curve and a welded joint strength-reduction factor (WJSRF). The creep strength curve of welded joints was proposed by employing a second-order polynomial equation with LMP using the stress range partitioning method. WJSRF was proposed on the basis of design creep rupture stress intensities. The resulting allowable stress was conservative compared with that prescribed in the ASME code. In addition, the design of the hot-leg pipe in the advanced loop type sodium cooled fast reactor was reviewed considering WJSRF.


Material strength evaluation for 60 years design in Japanese sodium fast reactor

永江 勇二; 鬼澤 高志; 高屋 茂; 山下 拓哉

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07

316FR and Mod.9Cr-1Mo steels are candidates as structural materials for Japanese Sodium Fast Reactor, JSFR. The design life and operation temperature of JSFR is 60 years and 823K, respectively. Time-dependent allowable stress is essential. The evaluation of allowable stresses to 500,000 h is a considerable item. Long term strength is evaluated from a viewpoint of microstructural evaluation related to fracture mechanism. In addition, degradation after long term operation at elevated temperature is important. Aging is considered as one of the degradation. The effect of aging on short term property is analyzed. Material strength standard is also necessary for very thick tube sheets of forgings and small diameter thin walled seamless pipes, which are made of Mod.9Cr-1Mo steel in steam generators. This paper summarized currently available data and information on the above items, and shows path forward to the development of material strength standard for 60 years design in JSFR.



田中 康介; 須藤 光雄; 大西 貴士; 圷 葉子; 吉武 庸光; 山下 真一郎; 関岡 健*; 石ヶ森 俊夫*; 大林 弘; 小山 真一

JAEA-Research 2013-036, 31 Pages, 2013/12


東京電力福島第一原子力発電所(1F)の事故では、原子炉の冷却機能維持のために建屋の外部から注水が行われた。その際、緊急措置として一時的に海水が使われ、燃料と海水が有意な時間直接的に接触する状態が生じた。この状態においては燃料から核分裂生成物(FP)等が海水中に溶出することが想定されることから、その溶出・浸出挙動を把握しておくことは、圧力容器,格納容器等構造物の健全性に与える影響を評価する上での基礎的な情報として有用である。そこで、本研究においては、FP等の海水への浸出挙動に係る基礎的な知見を得ることを目的として、照射済燃料を人工海水中で浸漬させて得られた溶液の組成を分析する試験を行った。その結果、海水成分は浸漬試験の前後で大きな変動は確認されなかった。また、浸漬試験後の溶液中における被覆管成分は検出されず、これらの元素の溶出は確認されなかった。FP成分についてはCs, Cd, Mo等が、燃料由来成分についてはU, Pu及びAmがそれぞれ検出された。溶液中で検出された核種において溶出率を評価した結果、地下水を想定した溶液に照射済燃料を浸漬させた試験結果と類似する傾向にあることがわかった。


Experimental study for the production cross sections of positron emitters induced from $$^{12}$$C and $$^{16}$$O nuclei by low-energy proton beams

赤城 卓*; 八木 雅史*; 山下 智弘*; 村上 昌雄*; 山川 善之*; 北村 圭司*; 小倉 浩一; 近藤 公伯; 河西 俊一*

Radiation Measurements, 59, p.262 - 269, 2013/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.23(Nuclear Science & Technology)

陽子線癌治療では体内の$$^{12}$$Cあるいは$$^{16}$$Oと陽子線の相互作用によって陽電子放出核が生成される。この陽電子放出核に起因する陽電子の消滅放射線をPET装置でモニタリングすることによって陽子線の到達深さと照射線量を確かめる方法の研究が行われている。我々は、通常の陽子線治療施設で使われている装置を使って、照射線量を評価するために必要な陽電子放出核生成断面積を測定する方法を研究している。高感度PETスキャナー装置を使用し陽電子放出核に起因する消滅放射線の強度の時間変化を測定することによって4つの反応反応($$^{16}$$O(p,pn)$$^{15}$$O, $$^{16}$$O(p,3p3n)$$^{11}$$C, $$^{16}$$O(p,2p2n)$$^{13}$$N, $$^{12}$$C(p,pn)$$^{11}$$C)の断面積を評価した。その結果、$$^{16}$$O(p,pn)$$^{15}$$O反応の結果は以前の測定結果とよく一致した。一方、$$^{12}$$C(p,pn)$$^{11}$$C反応の結果は以前の測定より低い値であった。



矢野 康英; 大塚 智史; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 関根 学; 遠藤 敏明; 山県 一郎; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 上羽 智之; et al.

JAEA-Research 2013-030, 57 Pages, 2013/11




Polymerization mechanism for radiation-induced grafting of styrene into Alicyclic polyimide films for preparation of polymer electrolyte membranes

Park, J.; 榎本 一之; 山下 俊*; 高木 康行*; 戸高 勝則*; 前川 康成

Journal of Membrane Science, 438, p.1 - 7, 2013/07

 被引用回数:12 パーセンタイル:56.1(Engineering, Chemical)

芳香族ポリイミド膜と同等の耐熱性,機械特性を示す脂環式ポリイミド膜(A-PI膜)への放射線グラフト重合による燃料電池用電解質膜の作製とそのグラフト重合機構の解析を試みた。芳香族ポリイミドが放射線グラフト重合性を示さないのに対し、その一部を脂環式構造に置換したA-PI膜は放射線グラフト重合性を示した。得られたグラフト膜をスルホン化することで、ナフィオンより高いイオン伝導度と機械・熱的安定性を示す電解質膜が作製できた。照射A-PI膜の紫外・可視光分光(UV-VIS)スペクトルより、420, 600nmに吸収極大を持つ長寿命中間体の存在が確認できた。UV-VISスペクトルの減衰と電子スピン共鳴によるラジカルの減衰の比較から、この中間体が脂環式部位に生じたアルキルラジカルであり、A-PI膜の放射線グラフト重合における開始部位であることが確定できた。


Irradiation performance of oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic steel claddings for fast reactor fuels

皆藤 威二; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 田中 健哉

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



Spectroellipsometric studies on EB induced refractive index change of aliphatic polyimide

清藤 一; 箱田 照幸; 花屋 博秋; 春山 保幸; 金子 広久; 山下 俊*; 小嶋 拓治

JAEA-Review 2011-043, JAEA Takasaki Annual Report 2010, P. 150, 2012/01

数十keV-EB発生器を用い、透明PI試料の照射を行った。試料を非破壊で(切削せずに)屈折率分布評価が行え、かつ試料表面及び屈折率の異なる層間の界面からの反射光を検出する特長を持つ分光エリプソメータを用いて定量化を試みた。その結果、波長域400-1600nmにおいて試料表面から20nm層分について、屈折率が照射前と比べて1MGyについては6%, 5MGyについては10%変化していることがわかった。しかし、表面から20nm以降の層については、照射前の屈折率とほぼ同じであった。これは、透明PI試料バルク中の照射により生じた屈折率勾配において、層間における屈折率差が小さいことが考えられる。これより、数十keV-EB照射試料の屈折率評価から、極表面層(20nm厚)における相対線量値については定量化できることが明らかとなった。


Role of residual transition-metal atoms in oxygen reduction reaction in cobalt phthalocyanine-based carbon cathode catalysts for polymer electrolyte fuel cell

小林 正起*; 丹羽 秀治*; 原田 慈久*; 堀場 弘司*; 尾嶋 正治*; 大渕 博宣*; 寺倉 清之*; 池田 隆司; 腰越 悠香*; 尾崎 純一*; et al.

Journal of Power Sources, 196(20), p.8346 - 8351, 2011/10

 被引用回数:27 パーセンタイル:30.55(Chemistry, Physical)

コバルトフタロシアニンとフェノール樹脂の混合物の熱分解によって合成したコバルトフタロシアニン由来の炭素触媒中の炭素原子の電子構造をX線吸収微細構造分析と硬X線光電子分光を用いて調べた。Co K端XAFSスペクトルからほとんどのコバルト原子は金属状態であるが酸洗い後でも少量の酸化コバルト成分があることがわかった。また、XAFSとHXPESのプローブ長の違いから酸洗い後においてCoクラスタ凝集体の表面領域はおもに金属Coから構成されていることがわかった。酸洗い前後で電気化学的性質がほとんど変化しなかったことから、残存金属Co又は酸化Co自体は炭素カソード触媒の酸素還元反応活性にほとんど寄与しておらず、炭素や窒素等の軽元素がコバルトフタロシアニン由来炭素触媒の活性点を構成していると考えられる。


Degradation manner of polymer grafts chemically attached on thermally stable polymer films; Swelling-induced detachment of hydrophilic grafts from hydrophobic polymer substrates in aqueous media

榎本 一之*; 高橋 周一*; 岩瀬 崇典*; 山下 俊*; 前川 康成

Journal of Materials Chemistry, 21(25), p.9343 - 9349, 2011/07

 被引用回数:28 パーセンタイル:29.44(Chemistry, Physical)



X-ray photoemission spectroscopy analysis of N-containing carbon-based cathode catalysts for polymer electrolyte fuel cells

丹羽 秀治*; 小林 正起*; 堀場 弘司*; 原田 慈久*; 尾嶋 正治*; 寺倉 清之*; 池田 隆司; 腰越 悠香*; 尾崎 純一*; 宮田 清蔵*; et al.

Journal of Power Sources, 196(3), p.1006 - 1011, 2011/02

 被引用回数:77 パーセンタイル:7.38(Chemistry, Physical)




山本 昌則; 渡邊 和弘; 山中 晴彦; 武本 純平; 山下 泰郎*; 井上 多加志

JAEA-Technology 2010-029, 60 Pages, 2010/08


ITER用中性粒子入射装置電源は、エネルギー1MeVで電流40Aの負イオンビームを加速するための-1MV超高電圧直流電源システムである。原子力機構はITER国内機関(JADA)として、-1MV超高電圧発生部,冷却水絶縁供給用高電位デッキ2, -1MV絶縁トランス,電力トランスミッションライン,サージ抑制機器,現地での電源試験のための機器等、主要な超高電圧機器の調達を担当する。中性粒子入射装置を安定に動作させるためには、イオン源加速部で発生する放電破壊時に電源から加速部へ流入するサージエネルギーを抑制し、加速部が放電破壊によって損傷されることを防ぐことが必要である。このために、電源回路にはサージ抑制機能が必要となる。ITER中性粒子入射装置電源のサージ特性について、最新のITERサイト機器配置等の諸条件を考慮した等価回路を作成し、回路解析コードEMTDCを用いてサージ抑制機器の最適化設計を行った。その結果、放電破壊の際のイオン源加速部への流入エネルギーをITERの要求値50J以下に対して25J程度に抑制できることを確認した。これによって、ITER用NBI電源における要求性能を満足するサージ抑制機能の実現の見通しを得た。


Interrelationship between true stress-true strain behavior and deformation microstructure in the plastic deformation of neutron-irradiated or work-hardened austenitic stainless steel

近藤 啓悦; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 山下 真一郎; 西野入 賢治

Journal of ASTM International (Internet), 7(1), p.220 - 237, 2010/01



Long-lived intermediates in radiation-induced reactions of alicyclic polyimides films

Park, J.*; 榎本 一之; 山下 俊*; 高木 康行*; 戸高 勝則*; 前川 康成

Journal of Photopolymer Science and Technology, 22(3), p.285 - 287, 2009/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Polymer Science)

カプトンなどの全芳香族ポリイミド膜に匹敵する優れた膜特性を示す脂環式ポリイミド膜(A-PI膜)を用い、放射線グラフト重合法による燃料電池用電解質膜の合成に成功した。得られた電解質膜はナフィオンより高いイオン伝導度と機械・熱的安定性を示したため、A-PI膜はグラフト型電解質膜の高分子基材膜としての応用が可能であることが確かめられた。さらに、照射A-PI膜の紫外・可視光分光(UV-VIS)スペクトルより、可視光領域に吸収を持つ長寿命中間体の存在が確認できた。この中間体のUV-VISスペクトルの減衰と電子スピン共鳴によるラジカルの減衰の比較から、600, 420nmに吸収極大を持つ中間体が放射線グラフト重合を引き起こすアルキルラジカルであることから、A-PI膜の放射線グラフト重合における開始部位が確定できた。


Design of a -1 MV dc UHV power supply for ITER NBI

渡邊 和弘; 山本 昌則; 武本 純平; 山下 泰郎*; 大楽 正幸; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 坂本 慶司; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055022_1 - 055022_5, 2009/05

 被引用回数:20 パーセンタイル:33.51(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER中性粒子入射装置には-1MVの直流電源システムが必要であり、日本とEUが分担して製作する計画である。原子力機構は、日本国内機関としてITER中性粒子入射装置電源システムのうち、-1MVの直流超高圧発生部,伝送系, -1MV絶縁変圧器,サージ抑制装置などの超高電圧の主要な機器を分担する。これまでに、これら機器の設計を行った。インバータ電源の周波数については、回路定数から150Hzが適切な値であることを示し、採用された。直流超高圧の絶縁については、長時間の電界分布の変化を考慮し、その主要な機器の設計を行った。サージ抑制機能についても、回路解析を行い、サージブロッカによるエネルギー吸収素子や抵抗素子を適用することにより、負荷である加速器への流入エネルギーを20ジュール程度以下に抑制できることを確認した。


-1 MV DC UHV power supply for ITER NBI

渡邊 和弘; 山本 昌則; 武本 純平; 山下 泰郎*; 大楽 正幸; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 坂本 慶司; et al.

Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/10



Anti-FGF23 neutralizing antibodies show the physiological role and structural features of FGF23

山崎 雄司*; 玉田 太郎; 笠井 規行*; 浦川 到*; 青野 友紀子*; 長谷川 尚*; 藤田 敏郎*; 黒木 良太; 山下 武美*; 福本 誠二*; et al.

Journal of Bone and Mineral Research, 23(9), p.1509 - 1518, 2008/09

 被引用回数:129 パーセンタイル:5.21(Endocrinology & Metabolism)

線維芽細胞増殖因子(FGF)23は生体内でリン及びビタミンD代謝を調節する分子であり、FGF23の体内循環レベルに異常をきたすとミネラル代謝異常に伴うさまざまな疾患が引き起こされる。本研究では、FGF23のN及びC末端側領域を認識する抗体(FN1及びFC1)を用いてFGF23の生理的役割を解析するとともに、抗FGF23抗体の中和活性機構をin vitro, in vivoの双方で確認した。さらにFGF23/FN1-Fab複合体の構造解析を実施し、取得した構造情報からはFN1がFGF23(N末端側領域)と既知のFGF受容体の結合を阻害することにより中和活性を示すと思われた。また、生化学的解析結果はFC1がFGF23(C末端側領域)と新規受容体であるKlothoとの結合を阻害することを示した。これらの知見から、FGF23のN及びC末端側領域は各々別の受容体を認識しており、この受容体認識機構がFGF23の生理的活性発現に必須であると考えられた。

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