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Sr in cattle bone and tooth samples by inductively coupled plasma mass spectrometry小荒井 一真; 松枝 誠; 青木 譲; 柳澤 華代*; 寺島 元基; 藤原 健壮; 木野 康志*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 鈴木 敏彦*; et al.
Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 36(8), p.1678 - 1682, 2021/08
被引用回数：2 パーセンタイル：44.59(Chemistry, Analytical)ウシの硬組織用のSr分析法をICP-MS用いて開発した。0.1gの硬組織に対して、従来の放射能測定法より低い検出下限値で、11時間での分析を可能とした。そのため、ICP-MS法は微小な骨や歯試料を対象とした迅速かつ有効な分析手法となり得る。
玉井 広史; 持地 敏郎; 千崎 雅生*; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.
第41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, 2020/11
近年、我が国のプルトニウム利用の停滞及び核燃料サイクルの核不拡散・核セキュリティに関する批判が一部で増していることを踏まえ、核燃料サイクル政策の持続的発展に向け、こうした批判の妥当性を吟味し核不拡散・核セキュリティ上の観点からの課題等について検討した。
持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.
エネルギーレビュー, 40(8), p.56 - 57, 2020/07
我が国が有するフルスケールの核燃料サイクルを維持するため、IAEA保障措置や核セキュリティの厳格な適用を継続することが必要である。長年にわたる核燃料サイクル、核物質管理等における技術開発の知見・経験を活かし、世界の核不拡散・核セキュリティ強化について科学性,実証性を持った効果的・効率的な推進に向け、新技術の開発や高度化、人材育成及び国際制度の改革等に積極的に取組み、国際社会からの信頼を一層醸成していくことが肝要である。
持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.
エネルギーレビュー, 40(7), p.58 - 59, 2020/06
わが国は、IAEA保障措置協定や日米原子力協力協定に基づく厳格な核不拡散の確保はもとより、利用目的のないプルトニウムは持たないとの原則に基づき、内外に透明性を明らかにしつつプルトニウムの平和利用を進めてきた。今後も、核燃料サイクルを推進していくうえで、こうした施策を堅持し、当面のプルトニウム利用をプルサーマルによって維持するとともに、将来的には高速炉サイクルによって大規模かつ長期にわたるエネルギー供給および環境負荷低減を図ることが望まれ、その持続的な研究開発が重要である。
持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.
エネルギーレビュー, 40(6), p.58 - 59, 2020/05
原子力平和利用の推進には安全の確保のみならず、核不拡散、核セキュリティの確保が重要であり、これまでわが国は、保障措置対応や核物質防護等に厳格に取り組むとともに、これらに関する技術開発や人材育成等を通じて核不拡散や核セキュリティ能力の強化において国際社会に貢献してきた。しかし、2011年の福島第一原子力発電所事故を契機に、我が国の原子力発電所の再稼働やプルトニウム利用がスムーズに進まない現状から、プルトニウム保有量の増大等に対して核不拡散・核セキュリティ上の懸念が示されている。我が国の核燃料サイクル政策に対する上記のような懸念を吟味し、また、今後の我が国の核燃料サイクル政策の持続的発展のための取組み等について取りまとめた。
森下 喜嗣; 柳澤 務*
我が国将来世代のエネルギーを担う核燃料サイクル; 脱炭素社会のエネルギー安全保障; NSAコメンタリーシリーズ, No.24, p.119 - 126, 2019/03
新型転換炉原型炉ふげんの開発が始まった経緯や、自主技術としての新型転換炉の開発への取組みやその成果、また核燃料サイクル確立に向けたふげんの役割や貢献などについて述べる。
柳澤 務*; 宇佐美 晋; 前田 誠一郎
原子力年鑑2018, p.90 - 95, 2017/10
マイナーアクチノイド(MA)の核分裂反応は高速中性子領域で大きくなることから、MAの核変換には高速炉を用いるのが効率的であり、高速炉は、増殖によりウラン利用率を高めながらMAを核変換し、放射性廃棄物の量を低減して環境負荷を小さくできるため、原子力を持続的に利用できる特徴を有している。そこで、高速炉を利用した核種分離・変換を中心に、特に、高レベル廃棄物の減容化・有害度低減に向けた技術開発について、我が国及び仏国における取組みの経緯を述べた。また、高速炉へのMAの均質装荷法と非均質装荷法を用いたMA核変換技術開発の状況を述べるとともに、高速炉によるMA核変換の実績として、「常陽」、「もんじゅ」及び仏国フェニックス炉での実績をまとめた。さらに、酸化物燃料で均質にMAをリサイクルする方式を中心に、放射性廃棄物の減容化等に向けた燃料サイクル技術開発、すなわち、MAの分離技術開発、MA含有燃料の製造技術開発及びMA含有燃料の燃料開発について説明した。
佐藤 浩司; 柳澤 務*
日本原子力学会誌ATOMO
, 56(4), p.271 - 276, 2014/04
インドの原子力開発の動向について、インドのエネルギー・電力事情等、インドの原子力政策(歴史的背景、原子力開発体制、三段階の原子力開発計画、電力・原子力導入計画、国際協力)、原子力開発の現状(第1段階: 熱中性子炉(加圧重水炉と軽水炉)サイクル、第2段階: 高速炉サイクル、第3段階: 先進炉サイクル、原子力の人材育成)、東電福島原子力発電所事故の影響、日印原子力協力への期待について紹介している。
山口 彰*; 柳澤 務; 森山 裕丈*
日本原子力学会誌ATOMO, 52(10), p.626 - 637, 2010/10
3回連載の最終回として、高速炉サイクルシステムの本格的な実用化に向けた取り組みの観点から、ナトリウム冷却高速炉に採用を検討している革新技術について、2009年12月にIAEA主催で開催された高速炉システム国際会議(FR09)での議論を中心に紹介する。開発主要国で検討されている炉型,原子炉構造,冷却系機器等の炉関連技術、及びそれに関連する燃料開発や湿式や乾式再処理技術に関する技術,シミュレーションの最新の状況、及び今後の展望について解説する。さらに高速炉開発を取り巻く今後の課題として近年関心が高まっている、安全性や核不拡散,運転経験,技術伝承や人材育成の問題についての各国の取り組み,「もんじゅ」及び「常陽」を活用した日本への期待について述べる。
柳澤 務; 田畑 広明; 森 将臣
E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 2(1), 7 Pages, 2010/05
高速増殖原型炉もんじゅでは、1995年に発生したナトリウム漏えい事故後、失った信頼を回復するためさまざまな理解活動に取り組んできた。その中で、「もんじゅ」のプラント状況の進捗に応じて「想定される事故・トラブル等の事例とその対応」を取りまとめ、作成・配布し、運転再開に向けた理解活動を続けており、これらの取り組みについて紹介する。また、「もんじゅ」の概要・特徴などについても紹介するとともに、最近「もんじゅ」で発生したトラブルや国内外のトラブル事例も踏まえ、さらに、運転再開(性能試験開始)時に実施する炉心確認試験のときに想定されるトラブル事例と合わせて追補版として取りまとめており、これらの運転再開に向けた取り組みを紹介する。
柳澤 務; 田畑 広明; 森 将臣
保全学, 8(3), p.17 - 22, 2009/10
高速増殖原型炉もんじゅでは、1995年に発生したナトリウム漏えい事故後、失った信頼を回復するためさまざまな理解活動に取り組んできた。その中で、「もんじゅ」のプラント状況の進捗に応じて「想定される事故・トラブル等の事例とその対応」を取りまとめ、作成・配布し、運転再開に向けた理解活動を続けており、これらの取り組みについて紹介する。また、「もんじゅ」の概要・特徴などについても紹介するとともに、最近「もんじゅ」で発生したトラブルや国内外のトラブル事例も踏まえ、さらに、運転再開(性能試験開始)時に実施する炉心確認試験のときに想定されるトラブル事例と合わせて追補版として取りまとめており、これらの運転再開に向けた取り組みを紹介する。
林 秀行; 柳澤 務
日本原子力学会誌ATOMO, 49(8), p.556 - 564, 2007/08
現在、高速炉の主流となっているナトリウム冷却MOX燃料高速炉に至る高速炉型式の変遷の概略を解説した。炉心概念については、その冷却材,燃料が選定された理由を液体金属冷却材の熱除去能力の比較,燃料材料の物性の比較により説明し、開発初期から現在に至る実機設計例を引用してその経緯を概説した。原子炉構造については、ループ型とタンク型の設計の特徴を説明し、我が国における実用化の方向性を紹介した。
柳澤 務; 田辺 裕美
日本原子力学会誌ATOMO, 49(7), p.499 - 504, 2007/07
ウラン資源の有効活用や環境負荷低減等の観点から高速炉の実用化への期待が高まっている。そこで日本原子力学会誌「高速炉の変遷と現状」の企画の第1回として、高速炉の誕生の歴史を中心に述べる。高速炉は原子力平和利用技術開発の当初から原子力発電の本命として開発が進められてきた。効率よく増殖を行うために、主たる核分裂には高速中性子が、燃料として中性子再生率の高いプルトニウムが、また冷却材として液体金属が選択された。実炉としては1946年に臨界に達した米国のクレメンタイン炉が最初である。そこでの経験に基づいて、高速増殖実験炉としてEBR-Iが建設され、1951年8月に臨界を達成するとともに、同年12月には発電にも成功し、さらにその後燃料の増殖も確認された。EBR-Iの成果は、(1)高速炉が熱中性子炉と同様に制御可能であること,(2)液体金属が冷却材として有用であること,(3)増殖が理論だけでなく現実に可能であることを実証したことであり、その後の各国での高速炉開発につながっていった。
柳沢 務; 柳沢 務
国際シンポジウム「原子力の新しい展開」(安全と共生を目指して)(平成16年10月2‐3日開催), 0 Pages, 2004/10
サイクル機構では、高速増殖炉サイクルの確立を目指した研究開発を進めている。敦賀に設置した「もんじゅ」においては、発電プラントとしての信頼性実証やナトリウム取扱技術の確立、燃料の高性能化や高レベル放射性廃棄物低減化に向けた研究開発を国際協力の下で進める。また、地域大学や産業界等と連携して研究開発を進めると共に、原子力技術者の育成に向けた協力や研究開発で生み出された技術成果を地元産業界に還元し産業の創出・育成に貢献していく。
宮川 俊一; 柳沢 務; 伊藤 正彦; 鈴木 惣十; 三次 岳志
第13回環太平洋原子力国際会議, 247 Pages, 2002/00
今世紀に必要となるFBRサイクル実現のために、常陽及び隣接するホットセル施設群は多様な試験を実施してきた。常陽では,千体近く照射された燃料や照射リグ等のうち214体が照射後試験に供され、14GWd/tの高燃焼度、燃料溶融限界照射、窒化物燃料による800W/cmの高線出力など多くの成果を得ている。今後,MKIIIの改造の完了のあかつきには、ODS被覆の長寿命燃料照射、環境負荷低減にかかわるMA含有燃料の照射、さらに小規模ではあるが総合的なFBRサイクル試験の実施など、さまざまな計画を推進中あるいは検討中であり、多くの同志の参画を見て、国内外の期待に応えて行きたい。
小井 衛; 柳沢 務
大洗FBRサイクルシンポジウム, 0 Pages, 2001/09
大洗はハ-ド面とソフト面のインフラが整備され、かつ、本年にはFBRサイクル国際研究開発センタ-(Fセルボ)が完成し研究者・技術者の研究環境が整備された。国際協力がより積極的に進められるような機能の強化も図っていく。国内のみならず、海外からも優秀な研究者を大洗に受入れ、自由闊達な議論等により、国際的にも高い研究開発を行えるようにしたい。
茶谷 恵治; 柳沢 務; 近藤 悟
International Scientific-Practieal Confenence XXI; Nuclear Weapon Free Century, 0 Pages, 2001/00
プルトニウム、ウランを有効利用する核燃料サイクル技術の確立は日本の基本的な考え方であり、サイクル機構は、国内外の関係機関の協力を得ながらFBRサイクルの技術開発を行っている。これまでに、常陽、もんじゅの設計、建設、運転を通じてFBRサイクル技術を開発してきた。更に、平成11年度より電気事業者とFBRサイクルの実用化技術を2015年頃に立ち上げるプロジェクトとして実用化戦略調査研究を実施している。
若林 利男; 高橋 克郎; 柳沢 務
Nuclear Technology, 118, p.14 - 25, 1998/00
被引用回数：21 パーセンタイル：82.71(Nuclear Science & Technology)高速炉におけるPu及びマイナーアクチニド(MA)の燃焼についてフィージビリ・スタディを行った。Pu燃焼については,高Pu富化度炉心及びUなし炉心の検討を行った。MA燃焼については,MA装荷法,MAサイクルの影響,希土類元素混入の影響等について検討した。高速炉はPu及びMA燃焼に対して優れた特性を持つことが明らかになった。
柳沢 務
日本原子力学会誌, 37(2), p.112 - 123, 1995/02
被引用回数：3 パーセンタイル：37.14(Nuclear Science & Technology)None
柳沢 務
原子力工業, 39(11), p.18 - 23, 1993/11
本発表では、各種照射試験に広く利用されている高速実験炉「常陽」と位置づけ、その歴史、主要な研究成果、今後の研究課題や利・活用,計画等について紹介する。 「常陽」は、Na冷却型高速増殖炉を自主技術によって建設し、その建設・運転によって得られる技術経験を後続炉の設計・建設に活かす事と高速炉用燃料・材料の照射試験炉として利用することの二つを目的として昭和45年3月に着工し、昭和52年4月に初臨界を達成した。運転実績は16年異常におよび、その運転・保守経験の蓄積と関連する革新的な技術開発、窒化物燃料等の新型燃料を含めた高性能燃料の開発のための照射試験等を実施しており、我が国のFBR開発の基盤を形成してきた。これらの研究成果を、研究炉的観点から、照射に係わるものと高速炉炉物理・プラント特性に区分してまとめ、併せて今後のFBR開発の新しい展開に対応する
