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青木 健; 清水 厚志; 石井 克典; 守田 圭介; 水田 直紀; 倉林 薫; 安田 貴則; 野口 弘喜; 野本 恭信; 飯垣 和彦; et al.
Annals of Nuclear Energy, 220, p.111503_1 - 111503_7, 2025/09
被引用回数：0原子力機構は、核熱により水素を製造する原子力水素製造システムの接続技術を確立するため、HTTR-熱利用試験プロジェクトを開始し、その許認可に向けた安全設計及び安全解析を行っている。本研究では、原子力水素製造システムの適用法令及び設計基準の区分の候補の優劣を評価するための相対評価手法を提案し、それをHTTR-熱利用試験施設に適用した。評価の結果、高圧ガス保安法を熱利用試験施設(水素製造施設)に適用し、高圧ガス保安法に基づく設計基準を水蒸気改質器に適用する候補は、いずれの指標においても最下位とならず、最も優れた候補として提案された。
O近藤 洋介*; Achouri, N. L.*; Al Falou, H.*; Atar, L.*; Aumann, T.*; 馬場 秀忠*; Boretzky, K.*; Caesar, C.*; Calvet, D.*; Chae, H.*; et al.
Nature, 620(7976), p.965 - 970, 2023/08
被引用回数：27 パーセンタイル：94.86(Multidisciplinary Sciences)非常に中性子が過剰な原子核Oは、陽子、中性子ともに魔法数であることから古くからその性質に興味が持たれていたが、酸素の最後の束縛核
Oよりも中性子が4個も多いため、これまで観測されてこなかった。この論文では、理化学研究所RIBFにて
Fからの1陽子ノックアウト反応によってOを生成し、そこから放出される中性子を測定することによって初めてその観測に成功した。核構造の観点からは、Oでは二重閉殻が保たれているか興味が持たれていたが、実験で得られた分光学的因子が殻模型計算で予言されて程度の大きいことから、閉殻構造をもたない可能性が高いことがわかった。
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.
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.
青木 健; 清水 厚志; 野口 弘喜; 倉林 薫; 安田 貴則; 野本 恭信; 飯垣 和彦; 佐藤 博之; 坂場 成昭
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
本研究では、高温ガス炉と水素製造施設を接続したHTTR(高温工学試験研究炉)-熱利用試験施設に対する安全設計方針を開発した。検討の結果、高圧ガスや可燃性ガスにより想定される災害に対して公衆安全を確保するため、水素製造施設に対しては現行の化学プラントで適用されている法規を適用する安全設計方針を提示した。また、水素製造施設の異常に伴う漏えい可燃性物質の火災爆発や水素製造施設除熱量の変動に対する原子炉施設の通常運転機能の確保等の対策を含め、水素製造施設を接続した原子炉施設特有の安全要件に適合した安全設計方針を提示した。HTTR-熱利用試験施設に対して開発された安全設計方針は、HTTR-熱利用試験施設の基本設計や詳細設計に活用される見込みである。
奥津 賢一*; 山下 琢磨*; 木野 康志*; 中島 良太*; 宮下 湖南*; 安田 和弘*; 岡田 信二*; 佐藤 元泰*; 岡 壽崇; 河村 成肇*; et al.
Fusion Engineering and Design, 170, p.112712_1 - 112712_4, 2021/09
被引用回数：3 パーセンタイル：31.52(Nuclear Science & Technology)水素同位体を利用したミュオン触媒核融合(
CF)では、核融合によって2.2sの寿命を持つミュオンが再放出され、それが次の標的と新たな核融合を引き起こす。我々は、水素・重水素混合固体から放出されたミュオンを収集して輸送する同軸輸送管を新たに開発し、輸送のための加速電圧などについて検討したので報告する。
山下 琢磨*; 奥津 賢一*; 木野 康志*; 中島 良太*; 宮下 湖南*; 安田 和弘*; 岡田 信二*; 佐藤 元泰*; 岡 壽崇; 河村 成肇*; et al.
Fusion Engineering and Design, 169, p.112580_1 - 112580_5, 2021/08
被引用回数：3 パーセンタイル：31.52(Nuclear Science & Technology)重水素・三重水素混合固体標的に負ミュオン()を入射し、ミュオン触媒核融合反応(CF)の時間発展をルンゲクッタ法によって計算した。核融合によって生成する中性子の強度や、固体標的から真空中に放出されるミュオン量を最大化する三重水素含有率を明らかにした。
Wang, H.*; 大津 秀暁*; 千賀 信幸*; 川瀬 頌一郎*; 武内 聡*; 炭竃 聡之*; 小山 俊平*; 櫻井 博儀*; 渡辺 幸信*; 中山 梓介; et al.
Communications Physics (Internet), 2(1), p.78_1 - 78_6, 2019/07
被引用回数：10 パーセンタイル：54.23(Physics, Multidisciplinary)陽子(あるいは中性子)過剰核の効率的な生成経路を探索することは、原子核反応研究の主な動機のひとつである。本研究では、
Pdに対する核子当たり50MeVの陽子および重陽子入射による残留核生成断面積を逆運動学法によって測定した。その結果、重陽子入射ではAgやPd同位体の生成断面積が大きくなることを実験的に示した。また、理論計算による解析から、この生成断面積の増大は重陽子の不完全融合反応に起因することを示した。これらの結果は、陽子過剰核の生成において重陽子のような弱束縛核の利用が有効であることを示すものである。
松木 拓也; 山中 淳至; 関根 恵; 鈴木 敏*; 安田 猛; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A. M.*; Browne, M. C.*
Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2017/07
東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的とした新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これによりHALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第2段階では、第3段階として予定しているHAW貯槽を格納しているセル内の放射線(中性子及び
線スペクトル)測定用検出器の遮へい設計及び設置位置の検討に必要なセル内の線量分布を調査するため、HAW貯槽セル内に設置しているガイドレール中の線量測定、及び線量分布のMCNPシミュレーション計算結果との比較を実施した。本論文では、セル内の線量測定結果、シミュレーション計算結果との比較により明らかとなったシミュレーションモデルの改良点、今後の展開について報告する。
飯本 武志*; 木下 哲一*; 坂口 綾*; 杉原 真司*; 高宮 幸一*; 田上 恵子*; 長尾 誠也*; 別所 光太郎*; 松村 宏*; 三浦 太一*; et al.
KEK Report 2016-3, 134 Pages, 2017/03
本報告書は、東電福島第一原子力発電所事故の後、高エネルギー加速器研究開発機構で開催された第13回(2012年)
第17回(2016年)「環境放射能」研究会で報告された同事故に関連する取り組みを中心に、事故後5年間の関連する環境放射能研究をとりまとめたものである。
関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏; 谷川 聖史; 安田 猛; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 中村 仁宣; 富川 裕文; LaFleur, A. M.*; et al.
EUR-28795-EN (Internet), p.788 - 796, 2017/00
国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、核物質の動きを監視するため、リアルタイム測定技術開発の必要性を長期課題として掲げている。この課題を解決するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、核分裂性物質(FP)を含まない精製後のPuを含む溶液中のPu量を監視するシステム(中性子同時計数法)を設計・開発している。再処理施設にはFP及びPuを含む溶液も存在することから、FP存在下においてもPu量の測定が可能な検出器の技術開発を日米共同研究として、2015年から3年間の計画で東海再処理施設の高放射性廃液貯蔵場(HALW)にて実施している。まず、第一段階として、検出器開発のための放射線輸送計算コード(MCNP)計算モデルの作成に必要となる、高レベル放射性廃液(HALW)貯槽の設計情報の調査及び、実際の廃液を採取し、Pu濃度、密度、同位体組成比、核種等の特定を行った。また、Ge半導体により分析したスペクトルデータから各ピークを抽出し、高射性溶液から放出される線源ファイルを、PHITSを用いて作成した。これらの結果は、検出器選定、その遮蔽及び検出器の設置場所を選定するために実施するMCNPの基礎データとして利用する予定である。さらに、検出器の設置場所の検討として、廃液貯槽があるセル外壁において利用可能な放射線を調査するため、線及び中性子検出器による連続測定を実施し、シミュレーションと比較した。線測定についてFP由来の線の影響を受けないとされる3MeV以上の高エネルギー領域も測定した結果、セル外における廃液貯槽由来の放射線測定は難しいことが分かった。本発表においては、研究計画、HALWの組成調査結果及び高放射性溶液の線源ファイルの作成、セル外壁における放射線測定結果について報告する。
松木 拓也; 舛井 健司; 関根 恵; 谷川 聖史; 安田 猛; 蔦木 浩一; 石山 港一; 西田 直樹; 堀籠 和志; 向 泰宣; et al.
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07
東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的に新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これにより、HALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第1段階では、HALWから放出される放射線(中性子/線)の強度及びエネルギーの調査として、HALWの線スペクトル分析及びHAW貯槽が設置されているセル外壁での放射線測定を実施した。本論文では、検出器への適用の可能性のある
Pu及び
Pu由来の線ピークの詳細及びセル外壁での放射線測定結果について報告する。
三宅 景子*; 安田 智成*; 加藤 正史*; 市村 正也*; 畑山 智亮*; 大島 武
Materials Science Forum, 778-780, p.503 - 506, 2014/02
Photolytic hydrogen generation using sunlight is regarded as energy production technology for the next generation. One of the key of issues for this technology is a selection of materials for the photolysis. Silicon carbide (SiC) is expected as one of the candidate materials for this application. In this study, we measured carrier lifetimes in SiC by the microwave photoconductivity decay (PCD) method. In order to control carrier lifetime in SiC, some samples were irradiated with 160 keV-electrons with fluences between 1
10
and 110
/cm
. The values of carrier lifetime in SiC were compared to photocurrents in electrolytes which directly relate to the conversion efficiency of photolytic hydrogen generation. As a result, photocurrents depend on the sum of the depletion layer width and the diffusion length which was estimated from carrier lifetimes.
鳥居 建男; 杉田 武志*; 田辺 朝知子*; 木村 嘉尚*; 鴨川 仁*; 矢島 千秋*; 保田 浩志*
Geophysical Research Letters, 36(13), p.L13804_1 - L13804_4, 2009/07
被引用回数：61 パーセンタイル：80.75(Geosciences, Multidisciplinary)夏季雷活動に起因すると考えられる放射線変動(複数形)が富士山頂において観測された。それらは最も長いもので約20分間続く緩やかな変動であり、約10MeV程度までの連続スペクトルを持つ高エネルギー線であった。これらの変動の特徴から、個々の雷放電との関係は認められず、雷雲の高電界に起因して生成された逃走電子からの制動放射線であると考えられた。
鳥居 建男; 杉田 武志*; 田辺 朝知子*; 木村 嘉尚*; 鴨川 仁*; 矢島 千秋*; 保田 浩志*
大気電気学会誌, 3(1), p.111 - 112, 2009/00
夏季雷活動に起因すると考えられる放射線変動(複数形)が富士山頂において観測された。それらは数分から最長20分間続く緩やかな変動であり、10MeV超の連続スペクトルを持つ高エネルギー線であった。これらの変動の特徴から、個々の雷放電との関係は認められず、雷雲の高電界に起因して大気中の高エネルギー電子が加速され生成された逃走電子からの制動放射線であると考えられた。観測に使用した5インチNaI検出器は線(光子)に高感度であるが、高エネルギー電子の入射により発生した光子と弁別ができない。高エネルギー電子の入射も含めたスペクトル解析との比較の結果、光子のみの解析で十分に収束することから、入射粒子の大部分は光子と考えられる。
山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.
Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01
被引用回数：52 パーセンタイル：70.56(Biochemistry & Molecular Biology)ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。
木下 幹康*; Geng, H. Y.*; Chen, Y.*; 金田 保則*; 岩沢 美佐子*; 大沼 敏治*; 園田 健*; 安永 和史*; 松村 晶*; 安田 和弘*; et al.
Proceedings of 2006 International Meeting on LWR Fuel Performance (TopFuel 2006) (CD-ROM), p.248 - 254, 2006/10
ニュー・クロスオーバー・プロジェクト(NXO)は、核燃料物質に対する核分裂放射線照射の影響を大学,国立・私立の研究所に渡る横断的な協力研究により検討している。加速器照射実験及び計算科学的手法を使用して、高燃焼度軽水炉燃料ペレットでリム構造を構成する機構を解明するためのシミュレーション研究が実施されている。加速器照射,高エネルギー電子線照射,核分裂エネルギー粒子線及び希ガス原子のイオン注入等が実施されている。照射試料としては、CeO
を核燃料の模擬物質として使用した。最初の成果として、高エネルギー電子照射による平面構造形成、及び、高線量の高エネルギー粒子放射による結晶粒微細化に似た表面改質が観察された。第一原理及び分子動力学(MD)計算を用いた解析を実施し、UOとCeOの点欠陥形成エネルギー及び点欠陥を伴ったXe原子の相互作用についての情報が得られた。
別所 光太郎*; 松村 宏*; 三浦 太一*; 飯本 武志*; 木下 哲一*; 坂口 綾*; 杉原 真司*; 高宮 幸一*; 田上 恵子*; 長尾 誠也*; et al.
no journal, ,
「環境放射能」研究会は、JCO臨界事故を契機として2000年にスタートし、自然環境放射能、放射線・原子力施設環境放射能を基本テーマに、その他の討論主題12件を挙げる形で、毎年23月につくば市の高エネルギー加速器研究機構で開催されてきた。毎回、研究会終了後には、査読付きのProceedings論文集を刊行している。東京電力福島第一原子力発電所事故の後に開催された2012年の第13回以降は、同事故に関連する環境放射能・放射線測定に関連した研究発表が、研究会での報告の多くの割合を占めるようになった。また、環境放射能を専門とする研究者にとどまらず、様々な分野の研究者や技術者、自治体関係者、一般市民の方々なども参加するより幅広い情報交換の場となった。この傾向は、2017年の第18回研究会においても継続している。「環境放射能」研究会世話人会では、事故から5年を迎えるのを機に、事故以降5年間の関連する環境放射能研究を、第13回(2012年)第17回(2016年)「環境放射能」研究会での発表(計326件)を中心にとりまとめる作業を2016年3月にスタートさせ2017年3月に出版物を発行した。本報告は、このとりまとめ活動の概要を報告するものである。
山下 琢磨*; 奥津 賢一*; 木野 康志*; 中島 良太*; 宮下 湖南*; 安田 和弘*; 岡田 信二*; 佐藤 元泰*; 岡 壽崇; 河村 成肇*; et al.
no journal, ,
重水素・三重水素混合薄膜に覆われた水素固体標的に負ミュオン()を入射する実験系を想定し、ミュオン触媒核融合反応(CF)の時間発展をルンゲクッタ法による逐次計算により分析した。ミュオン分子共鳴状態を含むCFサイクルを構築し、核融合によって生成する中性子強度、標的から再放出されるミュオン量を最大化する三重水素含有率を明らかにした。
CF実験における中性子計測について名取 寛顕*; 土居内 翔伍*; 石田 勝彦*; 木野 康志*; 三宅 康博*; 宮下 湖南*; 中島 良太*; 永谷 幸則*; 西村 昇一郎*; 岡 壽崇; et al.
no journal, ,
J-PARCにおいて、トリチウムと重水素を用いたdtミュオン触媒核融合反応(CF)を利用して超低速負ミュオンビームを開発し、走査型負ミュオン顕微鏡の技術確立を目指す計画が進行中である。2020年3月に真空容器内に1mm厚の水素/重水素(混合比99.9%/0.1%)のミュオン静止層の上に数m厚の重水素層を加えた固体水素・重水素ターゲットを作成し、J-PARC D2ビームラインにおいて負ミュオンを照射するビーム試験を行った。本講演では特に中性子の測定について報告を行う。
