Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
國分 祐司; 中田 陽; 瀬谷 夏美; 小池 優子; 根本 正史; 飛田 慶司; 山田 椋平*; 内山 怜; 山下 大智; 永井 信嗣; et al.
JAEA-Review 2023-046, 164 Pages, 2024/03
JAEA-Review-2023-046.pdf:4.2MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2022年4月から2023年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目で見られた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の範囲を外れた値の評価について付録として収録した。
山下 拓哉; 下村 健太; 永江 勇二; 山路 哲史*; 溝上 伸也; 三次 岳志; 小山 真一
廃炉・汚染水・処理水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 53 Pages, 2023/10
令和4年度に原子力機構が補助事業者となって実施した「廃炉・汚染水・処理水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(原子炉圧力容器の損傷状況等の推定のための技術開発))の成果概要を、最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水・処理水対策事業費事務局ウェブサイトにて公開される。
山下 晋; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 倉田 正輝; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(9), p.1029 - 1045, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)We newly developed a detailed simulation method for the oxide layer growth/recession under steam-starved conditions using computational fluid dynamics (CFD) methodologies to elaborate the understanding of failure conditions of fuel assemblies during severe accidents. The new method uses the concept of the distance function in a Cartesian grid and is implemented in the original multiphase/multicomponent CFD code named JUPITER (JAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research). A distance calculation of the normal direction from the interface is generally difficult in a Cartesian grid. However, the distance function can give a distance normal to the surface of materials by referring to the value of the function. Thus, the growth/recession calculations, which require the distance normal to the interface, become very easy. We checked the availability of JUPITER, considering these models against the verification and validation problems. As a result, we confirmed that JUPITER gives good results, which may contribute to understanding the progress of core degradation under steam-starved conditions.
下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二
JAEA-Data/Code 2022-012, 270 Pages, 2023/03
JAEA-Data-Code-2022-012.pdf:38.25MB
発電用原子炉である軽水炉において、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所と同様な全交流電源喪失が発生した場合には、原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)内の冷却機能の喪失、炉内の水位低下による燃料棒の露出、炉心溶融に伴うRPVの破損やRPV破損に伴う炉内の放射線物質の漏えいが発生することが考えられる。事故進展におけるRPVの損傷、溶融した燃料デブリの流出・拡大等の過程を検証、推定することは、廃炉作業を進める上で重要な情報となる。RPVの破損要因については、RPV下部構造部に加えられる荷重・拘束に起因する破損(力学的破損)、低融点金属や高融点酸化物とRPV底部の構造部材との共晶現象による破損(材料間反応による破損)、RPV底部の構造部材の融点近傍での破損が考えられる。破損要因の内、力学的破損については、数値解析(熱流動解析及び構造解析)により検証を行う。このような数値解析を実施する際には、RPV及び炉内構造物を構成する材料(ジルコニウム,炭化ホウ素,ステンレス鋼,ニッケル合金,低合金鋼等)の融点近傍までの伝熱特性(熱伝導率,比熱,密度)や材料特性(熱膨張係数,ヤング率,ポアソン比,引張,クリープ)が必要となる。本資料においては、公開文献を基に、RPV及び炉内構造物を構成する各材料の融点近傍までの母材の特性データをデータ集として取りまとめた。なお、RPV及び炉内構造物を構成する構造物の中には溶接部も存在するため、今回限られたデータであるが、溶接部に関する特性データも併せて示した。
山下 拓哉; 佐藤 拓未; 間所 寛; 永江 勇二
Annals of Nuclear Energy, 173, p.109129_1 - 109129_15, 2022/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Decommissioning work occasioned by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) accident of March 2011 is in progress. Severe accident (SA) analysis, testing, and internal investigation are being used to grasp the 1F internal state. A PWR system that refers to the TMI-2 accident is typical for SA codes and testing, on the other hand, a BWR system like 1F is uncommon, understanding the 1F internal state is challenging. The present study conducted the ELSA-1 test, a test that focused on damage from eutectic melting of the liquid metal pool and control rod drive (CRD), to elucidate the lower head (LH) failure mechanism in the 1F accident. The results demonstrated that depending on the condition of the melt pool formed in the lower plenum, a factor of LH boundary failure was due to eutectic melting. In addition, the state related to the CRD structure of 1F unit 2 were estimated.
Pshenichnikov, A.; 柴田 裕樹; 山下 拓哉; 永江 勇二; 倉田 正輝
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.267 - 291, 2022/03
被引用回数：2 パーセンタイル：31.78(Nuclear Science & Technology)The paper reviews the results of the JAEA and some International activities over the last ten years of research on the understanding of the core components melting and debris formation in boiling water reactors.
Si
without local inversion symmetry中村 翔太*; 兵頭 一志*; 松本 裕司*; 芳賀 芳範; 佐藤 仁*; 上田 茂典*; 三村 功次郎*; 斉木 克祥*; 磯 孝斉*; 山下 穣*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 89(2), p.024705_1 - 024705_5, 2020/02
被引用回数：2 パーセンタイル：22.16(Physics, Multidisciplinary)We have succeeded in growing a new heavy fermion compound YbNiSi by the flux method. From electrical resistivity, magnetization, specific heat, magnetic torque and X-ray photoemission measurements concluded that this compound is a heavy fermion compound exhibiting an antiferromagnetic order at 0.35 K.
Pham, V. H.; 永江 勇二; 倉田 正輝; 古本 健一郎*; 佐藤 寿樹*; 石橋 良*; 山下 真一郎
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.670 - 674, 2019/09
Silicon carbide (SiC) has recently attracted much attention as a potential material for accident tolerant fuel cladding. To investigate the performance of SiC in severe accident conditions, study of steam oxidation at high temperatures is necessary. However, the study focusing on steam oxidation of SiC at temperatures above 1600
C is still certainly limited due to lack of test facilities. With the extreme oxidation/corrosion environment in steam at high temperatures, current refractory materials such as alumina and zirconia would not survive during the tests. Application of laser heating technique could be a great solution for this problem. Using laser heating technique, we can localize the heat and focus them on the test sample only. In this study, we developed a laser heating facility to investigate high-temperature oxidation of SiC in steam at temperature range of 1400-1800C for 1-7 h. The oxidation kinetics is then being studied based on the weight gain and observation on cross-sectioned surface of tested sample using field emission scanning electron microscope. Off-gas measurement of hydrogen (H
) and carbon monoxide (CO) generated during the test is also being conducted via a sensor gas chromatography. Current results showed that the SiC sample experienced a mass loss process which obeyed paralinear laws. Parabolic oxidation rate constant and linear volatilization rate constant of the process were calculated from the mass change of the samples. The apparent activation energy of the parabolic oxidation process was calculated to be 85 kJ.mol
. The data of the study also indicated that the mass change of SiC under the investigated conditions reached to its steady stage where hydrogen generation became stable. Above 1800C, a unique bubble formation on sample surface was recorded.
佐藤 雄二*; 塚本 雅裕*; 菖蒲 敬久; 舟田 義則*; 山下 順広*; 原 崇裕*; 仙石 正則*; 左近 祐*; 大久保 友政*; 吉田 実*; et al.
Applied Surface Science, 480, p.861 - 867, 2019/06
被引用回数：30 パーセンタイル：82.18(Chemistry, Physical)A blue direct diode laser metal deposition system, which uses multiple lasers, was developed to realize a high-quality coating layer with a dense, fine structure and high purity. To clarify the formation mechanism of the pure copper layer, the formation process using a blue direct diode laser system was observed using in situ X-ray observations. The stainless steel 304 substrate melts, generating bubbles in the molten pool at a laser power density of 7.2 
10
W/cm
and a scanning speed of 3.0 mm/s. At a laser scanning speed of 9.0 mm/s, the bubbles disappear because only a slightly molten pool is formed on the surface of the substrate. The bubble amount and penetration depth depend on the laser input energy with a blue direct diode laser. By controlling the amount of input energy, a copper coating is produced minutely without a weld penetration.
Chai, P.; 山下 晋; 永江 勇二; 倉田 正輝
Proceedings of 9th Conference on Severe Accident Research (ERMSAR 2019) (Internet), 14 Pages, 2019/03
RPV内部の溶融材料の挙動を正確に理解し、SAコードの精度を向上させるために、JUPITERと呼ばれる多相,多物理モデルを備えた新しい計算流体力学(CFD)コードが開発された。それは多相計算のアルゴリズムを最適化した。その上、化学反応もコード内で注意深くモデル化されているので、融解プロセスを正確に扱うことができる。一連の検証と検証の研究が行われており、これらは分析解や以前の実験とよく一致している。JUPITERコードのマルチフィジックスモデルの機能は、関連するシビアアクシデントシナリオにおける溶融材料の挙動を調査するためのもう1つの便利なツールである。
山下 拓哉; 山下 勇人; 永江 勇二
鉄と鋼, 105(1), p.96 - 104, 2019/01
被引用回数：1 パーセンタイル：6.23(Metallurgy & Metallurgical Engineering)火力・原子力発電プラントの使用温度条件である550度では、フェライト鋼と溶接材の界面で破断が生じる研究結果が報告されている。本研究では、フェライト鋼への溶接時の入熱量が異なる2種類の異材継手を製作した。溶接には高入熱であるプラズマ溶接および低入熱であるティグ溶接をそれぞれ使用した。改良9Cr-1Mo鋼に形成された熱影響部の組織はプラズマ溶接とティグ溶接とで異なっていた。改良9Cr-1Mo鋼/Alloy 600部を用いて試験片を製作し、550度のクリープ試験を実施した。試験より、ティグ溶接を使用した試験片は界面破断し、プラズマ溶接を使用した試験片は界面破断しない結果が得られた。そのため、熱影響部のひずみ分布計測および有限要素解析を実施し、フェライト鋼に形成される熱影響部の変形挙動に着目し界面破断メカニズムを力学的観点で分析した。各溶接法により製作した異材接手のフェライト鋼の界面近傍に形成する熱影響部の特性の違いにより、界面近傍でのひずみ分布に違いが生じることが分かった。界面破断を回避するためには、フェライト鋼界面近傍にクリープひずみ速度が遅い熱影響部を形成させる必要がある。
山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Proceedings of International Conference on Dismantling Challenges; Industrial Reality, Prospects and Feedback Experience (DEM 2018) (Internet), 11 Pages, 2018/10
2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UOペレットの代りにZrOペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。
阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07
Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m 0.3 m 
) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (
2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.
山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Proceedings of 12th International Conference of the Croatian Nuclear Society; Nuclear Option for CO Free Energy Generation (USB Flash Drive), p.109_1 - 109_15, 2018/06
2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UOペレットの代りにZrOペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。
佐藤 雄二*; 塚本 雅裕*; 菖蒲 敬久; 山下 順広*; 山縣 秀人*; 西 貴哉*; 東野 律子*; 大久保 友政*; 中野 人志*; 阿部 信行*
Applied Physics A, 124(4), p.288_1 - 288_6, 2018/04
被引用回数：17 パーセンタイル：63.78(Materials Science, Multidisciplinary)レーザーコーティングによる高品質な金属膜生成をめざし、本研究ではシンクロトロン放射光実験により、レーザー照射により溶融したチタンの動態を調べた。濡れ性の指標として、レーザ照射中を30keVのシンクロトロンX線により、Ti64ベースプレートとTi球との接触角を測定した。その結果、ベースプレートの温度が上昇すると接触角は低下し、ベースプレートの温度が500Cのときに接触角度は28度まで減少することを確認した。そして予熱をした状態でレーザーコーティングを行うとスパッタリングが少なく、表面粗さも少ない高品質な金属膜の生成に成功したが、この要因として濡れ性の改善が大きく関与していることを明らかにした。
山下 拓哉; 永江 勇二; 菊地 浩一*; 山本 賢二*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
A dissimilar welded joint was adopted to achieve higher thermal efficiency and economy levels in nuclear and thermal power plants. 2 types of dissimilar welded joints which were different heat input during welding to the ferrite steels were manufactured. The dissimilar welded joints were made of following materials; the modified 9Cr-1Mo steel (Gr. 91) for the ferritic steels, the 304 stainless steel for the austenitic steels and the Inconel 600 for the filler metals, Welding methods for the modified 9Cr-1Mo steel were used Plasma Arc Welding and Gas Tungsten Arc Welding (GTAW), respectively. Creep tests were conducted. Specimens by GTAW failed in base metal part and interface between the modified 9Cr-1Mo steel and Inconel 600. Interface failure mechanisms were analyzed from a perspective of metallurgy which were precipitation and growth of type I carbide and formation of oxide layer.
山下 拓哉; 永江 勇二; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(2), p.024501_1 - 024501_7, 2016/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Engineering, Mechanical)316FR stainless steel is a candidate structural material of JSFR. Two types of weld metals are candidates for 316FR welded joints; 316FR weld metal and 16-8-2 weld metal. This study evaluated the need to consider the welded joint strength reduction factors in 316FR welded joints. To this end, the tensile and creep strengths of Type 316FR and Type 16-8-2 weld metals were measured, and the effect of delta-ferrite in weld metals was evaluated in creep-strength tests of 316FR welded joints. In tensile and creep strengths of 316FR joints welded by both metal types, the welded joint strength reduction factors were immaterial. The creep strength of 316FR welded joints was negligibly affected by delta-ferrite levels from 4.1 FN to 7.0 FN. Furthermore, the tensile and creep strengths of 316FR joints welded by two methods (Tungsten Inert Gas Welding and Shielded Metal Arc Welding) were the same.
山下 祐司*; 斉藤 拓巳
Journal of Environmental Chemical Engineering, 3(4), p.3024 - 3029, 2015/12
腐植物質はサイズや官能基組成の点で不均質な天然有機物であり、幅広い金属イオンと結合し、動態を変化させる。本研究では、ナノメートルスケールの連続的なサイズ分画が可能な流動場分画法を用いて、腐植物質のサイズ分布に与える有機酸の影響、および、腐植物質の分子サイズに依存した金属イオンの結合量の比較を行った。通常、pH緩衝剤としてもちいられるTris, MES, MOPSの3種類の有機酸存在下でのAldrichフミン酸(PAHA)のサイズ分布を調べた結果、Tris, MESでは、それぞれ、サイズの増加と減少が見られ、MOPSでは、有機酸無しの場合と同様のサイズが得られた。これらの結果は、TrisおよびMESとの相互作用により、PAHAのサイズが変化したことを示唆する。MOPS存在下で、PAHAに結合したユーロピウムとウランのサイズ分布を調べたところ、これらの金属イオンが特定の5nmのサイズを持つPAHA分子に高い親和性を示すことが分かった。
山下 祐司*; 柳瀬 信之; 永野 哲志; 三田村 久吉; 長縄 弘親
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 305(2), p.583 - 587, 2015/08
被引用回数：5 パーセンタイル：39.96(Chemistry, Analytical)セシウムに汚染した土壌の除染と減容化の方法を検討した。土壌をポリイオンコンプレックス溶液で固化し湿式分級によりいくつかの粒径サイズに分けた。各サイズの
線スペクトロメトリーによる結果から、未処理の土壌に比べ、粗い土壌粒子の放射能濃度の割合は減少し、一方、0.075mm以下の土壌粒子の割合は増加した。このことから、放射性セシウムが蓄積している細かな土壌粒子が土壌固化と分級により粗い土壌粒子の表面から除去され、洗浄液に保持されることが分かった。
Si山下 卓也*; 下山 祐介*; 芳賀 芳範; 松田 達磨*; 山本 悦嗣; 大貫 惇睦; 住吉 浩明*; 藤本 聡*; Levchenko, A.*; 芝内 孝禎*; et al.
Nature Physics, 11(1), p.17 - 20, 2015/01
被引用回数：49 パーセンタイル：89.24(Physics, Multidisciplinary)Observation of a colossal Nernst signal is reported. URuSi is known as a heavy fermion superconductor. The superconductivity coexists with the so-called hidden-order phase. The Nernst coefficient is enhanced by as large as million times over the theoretically expected value within the standard framework of superconducting fluctuations. Moreover, contrary to the conventional wisdom, the enhancement is more significant with the reduction of the impurity scattering rate. This anomalous Nernst effect intimately reflects the highly unusual superconducting state in URuSi.
