Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
深堀 智生; 中山 梓介; 片渕 竜也*; 執行 信寛*
日本原子力学会誌ATOMO
, 65(12), p.726 - 727, 2023/12
「シグマ」調査専門委員会では、グローバルな原子力研究開発動向を調査・注視しつつ、我が国の核データ活動に対する大所高所からの俯瞰的検討や原子力学会以外の広い分野の内外学術機関との連絡、情報交換や学際協力体制の構築を目指している。本報告では、2021-2022期の主な活動のうち、核データに関する要求リストサイト、人材育成、ロードマップ作成の3件について報告する。
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。
宮原 信哉*; 有田 裕二*; 中野 敬太; 前川 藤夫; 佐々 敏信; 大林 寛生; 武井 早憲
Nuclear Engineering and Design, 403, p.112147_1 - 112147_17, 2023/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)通常運転時と事故時の両方の場合における放射線障害の安全性研究のために、加速器駆動システム(ADS)の鉛ビスマス共晶(LBE)冷却システムにおけるポロニウム210を含む核破砕生成物(SP)のインベントリと放出および輸送挙動を評価することが重要である。福井大学と日本原子力研究開発機構(JAEA)は、多様な運転状況におけるADSのLBE冷却システム内のSPの時間依存挙動を予測するコンピューター解析コードTRAIL(Transport of Radionuclides In Liquid metal systems)を開発している。LBE冷却材中の放射性SPと安定SPの両方のソースタームが入力として与えられ、放射性SPの放射性崩壊連鎖モデルがコードに実装され、SPの移動性が評価される。本論文では、最近のコード開発の進捗状況と検証結果を、MEGAPIE破砕ターゲットにおける揮発性SPの分布データと比較して示す。
有吉 玄; 大林 寛生; 佐々 敏信
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1071 - 1088, 2022/09
被引用回数：1 パーセンタイル：29.26(Nuclear Science & Technology)液体重金属中の局所流速計測において、電磁誘導を用いた計測手法は効果的手法の一つである。永久磁石を利用した流速計として、Ricou and Vives' probeやVon Weissenfluh's probeが広く知られているが、これらの流速計は液温上昇に伴う永久磁石の熱減磁により、流速感度および計測体積が低下することが問題点として挙げられる。特に、永久磁石のキュリー温度を超える温度域では流速検出不能となる。そこで本研究では、流速計が持つ温度依存性の解消を目的とし、小型電磁石を内蔵する流速計を開発した。開発された流速計の直径は6mm、長さは155mmである。流速計の基本性能は、室温環境下における矩形管内水銀流れの局所流速分布計測を通して確認され、流速感度および計測体積が評価された。計測された局所流速分布は数値計算によりその妥当性が確認された。
直江 崇; 木下 秀孝; 涌井 隆; 粉川 広行; 羽賀 勝洋
JAEA-Technology 2022-018, 43 Pages, 2022/08
JAEA-Technology-2022-018.pdf:7.84MB
大強度陽子加速器研究施設(Japan Proton Accelerator Research Complex, J-PARC)の物質・生命科学実験施設に設置されている核破砕パルス中性子源水銀ターゲットでは、高エネルギー陽子線入射時に水銀中に発生する圧力波が引き起こすキャビテーションによって、ステンレス鋼製のターゲット容器内壁に激しい壊食損傷が生じる。陽子線強度の増加と共に攻撃性が高くなるキャビテーションが引き起こす壊食損傷によって、熱応力を低減するために厚さ3mmで設計されたターゲット容器先端部では、長時間の運転により壊食痕からの水銀漏洩や、壊食痕を起点とした疲労破壊などが生じる懸念がある。これまでに、高出力での長期的な安定運転を実現するために、キャビテーションによる壊食損傷を低減するための取り組みとして、容器内壁への表面改質の適用や、水銀中への微小気泡注入によりキャビテーションの発生源である圧力波の抑制、先端部の2重壁構造化を進めてきた。損傷低減化技術の効果を確認するために容器内壁に形成された損傷を観察する必要があるが、中性子源の運転中に内部を観察することは不可能であるため、運転を終えたターゲット容器の先端部から試験片を切出し、内壁の観察を実施している。ターゲット容器の破損による水銀の漏洩を防ぎつつ、運転出力によって変化する適切な容器の交換時期を検討するためには、運転出力と損傷の関係を明らかにすることが必要である。これまでに、高放射線環境で遠隔操作可能な試験片切出し装置を開発し、実機水銀ターゲット容器からの切出しを通じて、遠隔操作性や、より確実に試験片を切出すための切削条件の検討や切出し手法の改良を重ねてきた。本報では、実機ターゲットでの作業経験、及びモックアップ試験の結果に基づいて改良した遠隔操作による水銀ターゲット容器先端部からの試験片切出し手法に加えて、これまでに実機から試験片を切出した結果の概要についてまとめる。
吉田 啓之; 堀口 直樹; 小野 綾子; 古市 肇*; 上遠野 健一*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
About the boiling transition (BT) that determines the maximum thermal output of the BWR, it is considered that the spacers have significant effects on the occurrence of BT. And occurrence conditions of BT can be changed by devising the spacer shapes. In the light water cooled fast reactor: RBWR, thermal-hydraulics conditions are more severe than the current BWR. Then, the effect of the spacer on BT should be sufficiently utilized in the RBWR. In the thermal-hydraulics design for the current BWR, large-scale tests were carried out and used to evaluate BT conditions. The RBWR is still in the design stage, and there is room to be changed to many parameters. Then, it is not reasonable to determine the shape of the spacer by evaluation only for large-scale tests. On the other hand, by applying a two-phase CFD method with remarkable development in recent years, we can develop a model that can predict the effect of spacers mechanistically. This research used the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed by JAEA to simulate annular dispersed flow in RBWR subchannels. In the occurrence of BT, it is considered that the two-phase flow pattern is the annular dispersed flow, and we want to evaluate the effects of spacer shape on annular dispersed flow in RBWR subchannels. As the first step of this research, we performed numerical simulations of annular dispersed flow in the simplified subchannel of RBWR. We used a circular tube with the same hydraulic diameter as the RBWR subchannel to consider the basic effects of spacer on the annular dispersed flow. As a simulation parameter, we choose the existence of the spacer. The spacer used in the simulation has a simplified shape and the same blockage ratio as the RBWR. In this paper, we describe the result of numerical simulation. We evaluated droplets' size and velocity based on simulation results for the spacer's existence and non-existence cases.
深堀 智生; 中山 梓介; 片渕 竜也*; 執行 信寛*
日本原子力学会誌ATOMO, 64(7), p.413 - 414, 2022/07
「シグマ」調査専門委員会では、グローバルな原子力研究開発動向を調査・注視しつつ、我が国の核データ活動に対する大所高所からの俯瞰的検討や原子力学会以外の広い分野の内外学術機関との連絡、情報交換や学際協力体制の構築を目指している。本報告では、2019-2020期における主な活動のうち、今後の核データ研究活動に直接関連する核データに関する要求リストサイト,人材育成,ロードマップ作成について報告する。
方野 量太; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), p.2032 - 2041, 2022/05
ADS炉心核特性の反応断面積に対する感度係数評価を、炉心解析システムに大幅な変更を加えることなく効率よく行うために、ROM-Lasso法を提案した。ROM-Lasso法では、まず感度係数ベクトルはAcitve Subspace (AS)と呼ばれる部分空間基底に展開され、実効的な未知数を大幅に削減する。続いて、ランダムサンプリングを実行して得られる炉心核特性と展開係数との罰則化線形回帰分析を通じて展開係数を決定し、感度係数ベクトルを推定する。ROM-Lasso法ではASを用いることで必要な炉心計算回数を大幅に低減することができる。本発表では燃焼末期の冷却材ボイド反応度の感度係数評価を例に、サンプル数やASの取り方で推定精度がどのように変化するかを示す。
佐々 敏信
プラズマ・核融合学会誌, 98(5), p.211 - 215, 2022/05
鉛ビスマス共晶合金(LBE)が、その核的・化学的特性から、次世代原子炉の冷却材や加速器駆動システム(ADS)の核破砕ターゲットとして有望視されている。LBEは重金属であり、核破砕ターゲットとしても長寿命放射性核種の核変換システムの冷却材としても良好な特性を有している。一方、その利用の大きな課題の一つである構造材との共存性を向上するための様々な技術開発とともに、ADSによる核変換技術の早期実用化を目指して進めている、LBEの高温運転、耐腐食性確保のための酸素濃度制御など最新の研究成果を紹介する。
近藤 恭弘; 武井 早憲; Yee-Rendon, B.; 田村 潤
プラズマ・核融合学会誌, 98(5), p.222 - 226, 2022/05
ADSの要求を満たすドライバリニアックを実現するためには超伝導加速空洞が必須であり、従来常伝導を採用していた低エネルギー部について、近年の特に低エネルギー用の超伝導加速空洞開発の進展を反映した再設計を行った。また、最も使用実績の少ないスポーク型空洞について試作機による開発を行っている。本稿では、これら日本原子力研究開発機構における最新のADS用リニアックの研究開発について報告する。
-dispersed LATP by means of neutron radiographySong, F.*; Chen, H.*; 林田 洋寿*; 甲斐 哲也; 篠原 武尚; 薮塚 武史*; 八尾 健*; 高井 茂臣*
Solid State Ionics, 377, p.115873_1 - 115873_6, 2022/04
被引用回数：2 パーセンタイル：28.85(Chemistry, Physical)Lithium tracer diffusion coefficients have been measured in Li
Al
Ti
(PO
)
(LATP) and LATP - LaPO composite solid electrolytes in the temperature range between 300
C and 500C by means of neutron radiography technique that utilizes the difference in neutron attenuation of 
Li and 
Li isotopes. The diffusion coefficient of LATP - LaPO composite is higher than that of pristine LATP, although the difference is much smaller than that estimated from the room temperature conductivity. This suggests that the bulk diffusion becomes the predominant diffusion mechanism at 300C to 500C instead of the diffusion along the space charge layer formed around the LaPO dispersants.
大林 寛生; 八巻 賢一*; 吉元 秀光*; 北 智士*; Wan, T.*; 佐々 敏信
JAEA-Technology 2021-035, 66 Pages, 2022/03
JAEA-Technology-2021-035.pdf:4.26MB
大強度陽子加速器施設(Japan Proton Accelerator Research Complex; J-PARC)では、加速器駆動システム(Accelerator-Driven system; ADS)による核変換技術の実現に資する研究開発を行うため、核変換実験施設(Transmutation Experimental Facility; TEF)の建設を計画している。2つの施設で構成されるTEFの内、ADSターゲット試験施設(TEF-T)では、溶融鉛ビスマス合金(Lead-Bismuth Eutectic alloy; LBE)を核破砕ターゲットおよび冷却材として用いるターゲットシステムを導入して陽子ビームを照射することにより、照射環境下でのLBEとADS構造材料候補材との共存性等のADS特有の課題に関する研究開発を行う。冷却材としての側面から見たLBEは、他の液体金属冷却材と同様に伝熱特性に優れ、ナトリウムに比べ化学的活性が低く水や空気と接触した際に火災などの事故に繋がる危険性がない。一方、一般に広く用いられるステンレス鋼等の構造材料に対し腐食性を示す他に、TEF-Tターゲットでは最大500Cに達する温度域で使用される等の理由から適応する計装や機器が限られる。このため、LBE用の機器について個別に研究開発や設計を進めてきた。LBEターゲットシステムの実現においては、これらの機器を統合して単体の大型装置として運用した際の機能や性能評価が重要である。本報告書では、LBEターゲットの一次冷却系および二次冷却系の実証試験の他、LBE用機器や計装の性能評価、遠隔によるメンテナンスを考慮した際の機器配置に関する課題抽出、さらに将来的にTEF-T施設で行う照射後試験に向けた非照射サンプルの供給を目的とした実規模試験ループである核破砕標的循環試験装置(Integrated Multi-functional MOckup for TEF-T Real-scale TArget Loop; IMMORTAL)の概要について報告する。
勅使河原 誠; 中村 充孝; 金正 倫計; 曽山 和彦
JAEA-Technology 2021-022, 208 Pages, 2022/02
JAEA-Technology-2021-022.pdf:14.28MB
J-PARCの定格出力1MWの物質・生命科学実験施設において、今後の具体的かつ現実的な高度化戦略を展開するため、線源性能に大きく影響する加速器技術(リニアックおよびRCS)、線源技術、中性子・ミュオン輸送技術、検出技術、そしてそれらが結実する中性子・ミュオン ビーム利用装置等の現状(所期設計値に対する到達度)について整理した。さらに、現状分析に基づき出力増強に向けた改良点等について報告する。
和田 裕貴; 古市 紀之*; 辻 義之*
European Journal of Mechanics B, Fluids, 91, p.233 - 243, 2022/01
被引用回数：1 パーセンタイル：18.89(Mechanics)A new correction method of LDV (Laser Doppler Velocimetry) measurement volume effects on the time-averaged velocity statistics is proposed by considering the PDF (Probability Density Function) of streamwise fluctuating velocity and the streamwise cross-sectional area of the measurement volume. It is fundamentally different from the previous method using a laser intensity profile of LDV. We propose a simple equation to correct the measurement volume effects. Using this equation and calculating precisely both the measurement locations and the measurement volume, the correction of measurement volume effects on the time averaged statistics can be performed based on the LDV measurement data. From a comparison with correction method proposed by Durst et al. (1995), the present correction method provides almost same result with Durst method, and then the validity and applicability to higher Reynolds number or lower spatial conditions of two correction methods are confirmed.
竹澤 宏樹*; Tuya, D.; 小原 徹*
Nuclear Science and Engineering, 195(11), p.1236 - 1246, 2021/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本研究では、モンテカルロ法による中性子輸送計算を用いて、遅発中性子による核分裂反応を多領域積分型動特性コード(MIK)に導入するための新しい方法を紹介する。第一に、遅延中性子を含む積分型動特性モデル(IKM)を前進オイラー離散化法によって解くことが時間ステップ数の観点から可能であることを確認した。これは、離散化したIKMにおいて遅発中性子の放出の遅れを反映させるために放射性崩壊の法則を用いて行うことが可能である。第二に、即発中性子と遅発中性子による二次核分裂の累積分布関数を計算するために、モンテカルロ法に基づく新しい手法を導入した。これらの関数は離散化IKMに必要である。Godiva炉を用いた予備検証の結果、新しいモンテカルロ法に基づいた方法の適用性を確認した。
原田 正英; 勅使河原 誠; 大井 元貴; 及川 健一; 高田 弘; 池田 裕二郎
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1000, p.165252_1 - 165252_8, 2021/06
被引用回数：2 パーセンタイル：33.7(Instruments & Instrumentation)本研究では、箔放射化法を用いて、J-PARC核破砕中性子源からのパルス中性子ビームの高エネルギー成分を測定した。箔は、0.3MeVから79.4MeVまでのしきいエネルギーを持つAl, Au, Bi, Nb, Tmを用いた。実験はNOBORUで行われ、箔は減速材から13.4mの位置で照射された。照射実験への応用のために、高エネルギーの中性子スペクトルを変化させるBCスリット, Pbフィルター、それらがない場合の3ケースでも反応率を測定した。JENDL-3.2評価済みファイルとJENDLドシメトリーファイルを用いたPHITSコードによる計算データと比較をした。計算値と実験値の比(C/E)を比較したところ、エネルギー依存性がみられ、しきいエネルギーが100MeVまで増えるにつれ、C/Eは減少することが分かった。すべてのC/Eは1.0
0.2の範囲にあることを確認した。このことから、高エネルギーの中性子計算データは、NOBORUユーザーの実験データの分析に適切であることを示した。
四辻 健治*; 舘 幸男; 佐久間 博*; 河村 雄行*
Applied Clay Science, 204, p.106034_1 - 106034_13, 2021/04
被引用回数：65 パーセンタイル：99.67(Chemistry, Physical)This study investigated swelling behaviors of montmorillonite with interlayer cations including monovalent Na, K and Cs, and divalent Ca and Sr by molecular dynamics simulations and experimental measurements coupling X-ray diffraction and water vapor adsorption. The comparative analysis provides a consistent picture of the swelling mechanisms of montmorillonite and their dependence on the interlayer cations. From comparative analysis of the effects of the interlayer cations, the main factor affecting the swelling behaviors of montmorillonite with monovalent and divalent interlayer cations seems to be the hydration free energy of the interlayer cations. The crystalline swelling ability and the saturated water contents in the interlayer of montmorillonite can be correlated to the hydration free energy of each interlayer cations. The additional key factor is the preference of outer- or inner-sphere complex of interlayer cations and resulting cations distributions in the interlayer space. This effect has a significant impact in the case of monovalent cations, resulting different swelling behaviors between outer-sphere Na and inner-sphere K and Cs.
春日井 好己; 佐藤 浩一; 高橋 一智*; 宮本 幸博; 甲斐 哲也; 原田 正英; 羽賀 勝洋; 高田 弘
JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011144_1 - 011144_6, 2021/03
J-PARCの物質・生命科学実験施設では、2008年より水銀を使った核破砕中性子源を運用している。水銀を内包するステンレス製の水銀標的容器は、放射線損傷等のため定期的な交換が必要である。本件では、2011年に実施した最初の標的容器交換にともなう一連の作業で観測された標的容器等からのトリチウムの放出挙動とその解析結果について報告する。
涌井 隆; 若井 栄一; 粉川 広行; 直江 崇; 花野 耕平*; 羽賀 勝洋; 島田 翼*; 鹿又 研一*
Materials Science Forum, 1024, p.145 - 150, 2021/03
J-PARCの大強度ビーム運転を実現するために、保護容器で覆われた水銀ターゲット容器の新規構造の開発を行ってきた。まず、500kWの安定運転の実現を目的とした第1段階では、初期構造を踏襲した構造で、水銀容器と保護容器の接続方法を改良し、約8か月の500kW利用運転を実現した。1MWの安定運転の実現を目的とした第2段階では、容器の後端のみで接続した新規構造を検討した。新規構造では、熱応力を低減するための水銀容器冷却や内圧に対する保護容器の剛性を増加するための板厚の増加を実施した。その結果、各容器に発生する応力は、日本産業規格の圧力容器規格の許容応力以下となり、1MWビーム運転が可能であることを確認した。
廃炉環境国際共同研究センター; 九州大学*
JAEA-Review 2020-036, 176 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-036.pdf:9.55MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ取り出しや分析における作業員の被ばく低減や遠隔カメラの光学系・電子系の劣化低減を目的として、遮へい材料をナノ粒子化してエポキシ樹脂に分散・固化することにより透明な遮へい体を開発する。ホウ化物や重金属化合物をナノ粒子化して中性子とガンマ線を同時に遮へいし、中性子から生じる二次ガンマ線も抑制する遮へい体を開発する。
