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Sr in highly radioactive aqueous samples via conversion to a kinetically stable 1,4,7,10-tetraazacyclododecane-1,4,7,10-tetraacetic acid complex followed by concentration-separation-fractionation based on capillary electrophoresis-liquid scintillation大内 和希; 原賀 智子; 廣瀬 和生*; 黒澤 結香*; 佐藤 義行; 渋川 雅美*; 齋藤 伸吾*
Analytica Chimica Acta, 1298, p.342399_1 - 342399_7, 2024/04
従来の高線量試料分析法では被ばくリスクが高く、大量の二次放射性廃棄物が発生することから、放射線放出量を低減できる迅速な分析法が強く望まれている。このニーズに取り組むため、我々は液体シンチレーションカウンティングと2点検出によるキャピラリー過渡的等速電気泳動(ctITP)を組み合わせたSr定量法を開発した。これは、1,4,7,10-テトラアザシクロドデカン-1,4,7,10-テトラ酢酸(DOTA)-Sr錯体を1回の操作で分離・分画する方法である。高線量の放射性試料をマイクロリットルレベルで取り扱うことができ、従来のイオン交換法よりも大幅に高速であるこの方法により、実高線量廃棄物中のSrを選択的に定量した。ctITPにおける濃縮・分離の成功は、Sr-DOTA錯体が解離不活性であることに起因する。
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
Quantitative assessment of the effect of accident management on the various external hazards is essential in the nuclear safety analysis. This study aims to establish the dynamic probabilistic risk assessment methodology for sodium-cooled fast reactors that can consider the transient plant status under continuous external hazards with corresponding countermeasures operating stochastically. Specifically, the Continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) and Deterministic and Stochastic Petri Nets (DSPN) methods are newly applied to the severe accident analysis code, SPECTRA, which can conduct dynamic plant evaluation in the different severe accident conditions of nuclear reactors, to develop an evaluation methodology for typical external hazards. In the DSPN-CMMC-SPECTRA coupled frame, the latest safety functions of the plant components/systems can be stochastically determined by the DSPN-CMMC grounded on the current plant states under continuous hazard and the interaction between the multi-state components/systems; then, SPECTRA can evaluate the following plant state determined by the latest safety function of the components/systems. Therefore, the advantage of this newly developed DSPN-CMMC-SPECTRA frame is having the capability to quantitatively and stochastically evaluate the transient accident progressions that potentially lead to the core damage under the continuous external hazard scenario. As for the preliminary exam on the DSPN-CMMC-SPECTRA frame, one of the typical external hazards of continuous volcanic ashfall is selected in this research. In addition, the numerical investigation of alternative accident management' effects has also been carried out and quantitatively confirmed in this research.
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/07
シビアアクシデントに至る可能性のある事故シナリオを同定し、その発生頻度を評価することは重要な課題である。本研究ではナトリウム冷却高速炉を対象とし、時間依存や事象の相互依存性を考慮できる動的PRA評価手法の確立を目指す。具体的には過酷事故解析コードSPECTRAに対して新たに連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)を適用し、外部ハザードに対する解析手法を開発する。現在、崩壊熱除去系における空気冷却器のフォルトツリーモデルをCMMCとして実装し、火山降灰に対するプラント過渡特性の試行解析が終了した。
Jensen, C. B.*; Wachs, D. M.*; Woolstenhulme, N. E.*; 小澤 隆之; 廣岡 瞬; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
The ARES project is planned to re-establish capabilities for transient testing SFR fuels at the TREAT facility. A full suite of complementary in-pile capability will be available for future users with devices to suit a variety of testing objectives ranging from analytical experiments to highly prototypic experimental simulations. These capabilities extend from fresh to irradiated fuels leveraging a large library of irradiated SFR fuels from EBR-II and FFTF experimental programs. The fresh fuel commissioning tests on metallic fuels will support detailed understanding of the performance of the experimental platform while adding relatively large amount of data to the existing experiment database. High burnup experiments on irradiated metallic and MOX specimens will aid to expand the existing performance envelope of advanced designs to support current and future reactor design and optimization to maximize the performance potential of these already successful fuel types.
Li, C.-Y.; 内堀 昭寛; 高田 孝; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 岡本 孝司*
第25回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2021/07
溶融炉心の原子炉容器内保持を達成するためには、デブリベッドの安定冷却と再臨界回避が重要である。本研究では、異なる物質から構成され、密度成層化したデブリベッドの挙動を評価するため、数値流体力学(CFD),個別要素法(DEM),モンテカルロ法を連成させた解析手法を構築した。本解析手法により、デブリベッドにおける密度成層化の挙動等を解析できることを確認した。
吉田 涼一朗; 山根 祐一; 阿部 仁
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.408 - 414, 2019/09
臨界事故では、核分裂生成物の運動エネルギーにより放射線分解ガスが発生することが知られている。水素ガスはそのうちの一つであり、爆発を引き起こす可能性がある。水素のG値が既知であれば核分裂数から水素ガスの発生速度や発生量の合計を評価することができる。本研究では、原子力機構がTRACYを用いて測定した水素濃度の経時変化データからG値を評価することを試みた。水素の発生から水素ガス濃度が測定されるまでタイムラグが見られ、この問題を解決するため、仮想モデルによって測定した水素濃度を再現し、その量を推定した。そこから得られた水素のG値は1.2であった。
加藤 昌治*; 奈良 禎太*; 岡崎 勇樹*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀; 佐藤 努*; 高橋 学*
材料, 67(3), p.318 - 323, 2018/03
放射性廃棄物の地層処分においては、岩盤を天然バリアとして使用する。このことから、低透水性の岩盤やき裂を充填している粘土の存在は、より好ましい環境を提供すると考えられる。室内での透水係数の測定方法のうち、トランジェントパルス法は低透水性の材料の透水係数測定に有効であるが、粘土に適用された事例は無く、かつ、そのままの方法・手順では適用が困難である。このため、供試体の下流側の圧力を下げる場合で透水係数を求める方法を提案し、変水位法で得られた値と比較して問題ないことを確認した。
鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大
日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00395_1 - 16-00395_9, 2017/04
高速炉の炉停止失敗事象(ATWS: Anticipated Transient without Scram)に対して、原子炉容器内での事象終息(IVR: In-Vessel Retention)の成立性を検討した。検討においては、確率論的評価に基づいて冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)をATWSの代表事象に選定した上で、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。本検討の結果から、原子炉容器は機械的にも熱的にも損傷することはなく、IVRが成立する見通しを得ることができた。
笠原 茂樹; 橘内 裕寿*; 知見 康弘; 茶谷 一宏*; 越石 正人*; 西山 裕孝
Journal of Nuclear Materials, 480, p.386 - 392, 2016/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)BWR炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射温度は、炉の起動時に室温近傍から約290
Cに遷移するのに対し、近年のJMTRを用いたBWR模擬照射では、150C程度まで昇温した後に照射を開始する制御方法が採用されている。このような温度履歴の違いがステンレス鋼のミクロ組織変化と機械的特性に及ぼす影響を検討するため、BWR起動時の温度履歴を模擬したJMTR照射材と昇温後に照射を開始した材料に対して、290Cでの引張試験、室温でのビッカース硬さ試験、及びFEG-TEMを用いたミクロ組織観察を行った。その結果、温度履歴の相違は格子間原子クラスターの形成に影響し、特にBWR温度履歴模擬材のフランクループ径は昇温後に照射した場合に比べて大きいことが判った。また温度履歴の相違の影響は、0.2%耐力と硬さの上昇よりもひずみ硬化能と延性低下において明確に観察された。以上の結果から、原子炉起動時の温度履歴の相違は損傷量1 dpa以上のステンレス鋼においても認められ、特にフランクループとマクロな変形挙動の関係を考慮する必要性が示唆された。
成川 隆文; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1758 - 1765, 2016/11
被引用回数：10 パーセンタイル：68.36(Nuclear Science & Technology)In order to investigate the effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 (Zry-4) cladding tube, laboratory-scale experiments on non-irradiated Zry-4 cladding tube specimens were performed under transient-heating conditions which simulate loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions by using an external heating method, and the data obtained were compared to those from a previous study where an internal heating method was used. The maximum circumferential strains (
s) of the cladding tube specimens were firstly divided by the engineering hoop stress (
). The divided maximum circumferential strains, 
s, of the previous study, which used the internal heating method, were then corrected based on the azimuthal temperature difference (ATD) in the cladding tube specimen. The s for the external heating method which was used in this study agreed fairly well with the corrected s obtained in the previous study which employed the internal heating method in the burst temperature range below 
1200 K. Also, the area of rupture opening tended to increase with increasing of the value which is defined as multiplied by . From the results obtained in this study, it was suggested that and the size of rupture opening of a cladding tube under LOCA-simulated conditions can be estimated mainly by using , and ATD in the cladding tube specimen, irrespective of heating methods.
岩本 直也*; Azarov, A.*; 大島 武; Moe, A. M. M.*; Svensson, B. G.*
Materials Science Forum, 858, p.357 - 360, 2016/05
Thermal stability of deep level defects in high purity semi-insulating (HPSI) 4H-Silicon Carbide (SiC) substrates was studied. The samples were annealed from 700 to 1700 C, and Schottky barrier diodes (SBDs) were fabricated on the samples. The SBDs were characterized by current-voltage, capacitance-voltage and admittance spectroscopy measurements. The forward current of SBDs increased substantially with the increase of annealing temperature, while the reverse leakage current remained below 10
A. The capacitance of the samples annealed at 1400 and 1500 C was essentially zero at bias voltages between 0 and 10 V, but after 1600 and 1700 C annealing, the capacitance increased and started to respond to the bias voltage. The net hole concentrations in the 1600 and 1700 C annealed substrates were estimated to be 0.51
10
and 1410
/cm
, respectively. From admittance spectroscopy, five defect levels were detected. Defect peaks relating to boron acceptors increased although defect peaks with deep levels decreased with increasing annealing temperature. Therefore, it can be concluded that deep levels which act as compensation centers for boron acceptors dissociate by high temperature annealing, and as a results, hole concentration increases.
成川 隆文; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.112 - 122, 2016/01
被引用回数：7 パーセンタイル：55.03(Nuclear Science & Technology)In order to investigate the effect of oxidation and crystal phase condition on the ballooning and rupture behaviors of cladding tube under simulated loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions, laboratory-scale experiments were performed in which internally pressurized non-irradiated Zircaloy-4 (Zry-4) cladding specimens were heated to burst in steam and argon gas conditions. Values of the maximum circumferential strain were normalized by dividing them by engineering hoop stress at the time of rupture. The dependence of the normalized value on burst temperature and the relationship between the normalized value and the length, width and area of rupture opening were evaluated. The correlation between the normalized value and the burst temperature suggested that the fraction of the 
phase in Zry-4 cladding specimens affected the strain in the specimens and the oxidation of specimens suppressed the amount of ballooning of the specimens. The relationship between the normalized value and the length, width and area of rupture opening indicated that the length, width and area of rupture opening depended on the crystal phase condition in Zry-4 cladding specimens irrespective of atmosphere in the case of the heating rate of 3 K/s.
Liu, W.; Podowski, M. Z.*
日本機械学会熱工学コンファレンス2015講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2015/10
強制流動サブクール沸騰を用いた高熱機器の出力は、冷却限界、いわゆる限界熱流束(Critical Heat Flux: CHF)に制限される。定常の核沸騰から逸脱し、不安定な気液共存伝熱である過渡沸騰、あるいは伝熱面温度の著しい上昇をもたらす膜沸騰の開始点として、Departure from Nucleate Boiling (DNB)が限界熱流束と深く関係する。今後の高熱機器の熱設計は、DNBを含む各伝熱過程に対し物理現象に基づいたモデリングを行い、温度の著しい上昇を含む温度過渡変化を計算することによってCHFを予測することが期待されるが、その技術は確立されていない。そこで、本報では、DNB時における伝熱流動を、Liquid sublayer dryoutモデルに基づいてモデリングし、熱伝導方程式を解くことによって液膜厚さや伝熱面温度の過渡変化を得られた。大気泡下の液膜は、蒸発によってdryoutし、DNB発生する過程を予測できたが、実験で確認された、ヒータ焼損につながる温度の著しい上昇が再現されなかった。これを再現するには、DNB発生時の壁面と接触した大気泡速度、及びDNB発生後の過渡沸騰や膜沸騰領域の伝熱をモデル化する必要があると考える。
大釜 和也; 川島 克之*; 大木 繁夫
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
内部ダクト付燃料集合体を採用したJSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の過渡挙動を精緻に評価するため、プラント動特性解析コードHIPRAC用の新たなモデルを開発した。このモデルでは、内側および外側炉心燃料チャンネルを、バンドル内、周辺部および内部ダクト隣接部にわけて、それぞれのチャンネルにおける冷却材再分布および温度を評価できる。バンドル内および周辺部のチャンネルの冷却材温度分布については、過去に実施した
-FLOWによる解析結果との比較により検証した。内部ダクト内の冷却材温度分布は、汎用熱流動解析コードSTAR-CD ver. 3.26により解析した。この結果に基づき、内部ダクト内での水平方向に均一な温度分布を仮定した伝熱モデルをHIPRAC用のモデルとして適用した。750MWe JSFRの低除染TRU含有燃料炉心における反応度係数を評価し、これを用いて、HIPRACコードにより冷却材喪失型事象における過渡挙動を評価した。新旧モデルの解析結果の比較から、詳細な冷却材温度評価により、内部ダクトやラッパ管ギャップなどを含む燃料集合体周辺部の冷却材温度および冷却材フィードバック反応度の過大評価が改善されることが示された。
加田 渉*; 神林 佑哉*; 岩本 直也*; 小野田 忍; 牧野 高紘; 江夏 昌志; 神谷 富裕; 星乃 紀博*; 土田 秀一*; 児島 一聡*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 348, p.240 - 245, 2015/04
被引用回数：4 パーセンタイル：33.25(Instruments & Instrumentation)Deep level defects in semiconductors act as carrier traps Deep Level Transient Spectroscopy (DLTS) is known as one of the most famous techniques to investigate deep levels. However, DLTS does not well work for samples with high resistivity. To overcome this issue, DLTS using charge generated by ion incidence was proposed. Recently, we developed a deep level evaluation system based on Charge Transient Spectroscopy using alpha particles from 
Am (Alpha Particle Charge Transient Spectroscopy: APQTS) and reported the effect of deep levels in 6H SiC pn diodes generated by electron irradiation on the characteristics as particle detectors. In this study, we report the development of Charge Transient Spectroscopy using Heavy Ion Microbeams (HIQTS). The HIQTS can detect deep levels with micron meter spatial resolution since microbeams are applied. Thus, we can clarify the relationship between deep levels and device characteristics with micron meter resolution. When a 6H-SiC pn diode was irradiated with 12 MeV-oxygen (O) ions at 410
and 810 /cm
, the charge collection efficiency (CCE) decreased to 71 and 52%, respectively. HIQTS signals obtained from those damaged regions using 15 MeV-O microbeams increased at measurement temperature ranges above 350 K, and the signals are larger with increasing 12 MeV-O ion fluence.
加藤 正史*; 吉原 一輝*; 市村 正也*; 畑山 智亮*; 大島 武
Japanese Journal of Applied Physics, 53(4S), p.04EP09_1 - 04EP09_5, 2014/04
被引用回数：6 パーセンタイル：26.85(Physics, Applied)Deep levels in p-type hexagonal (4H) silicon carbide (SiC) epilayers irradiated with and without electrons at 160 keV and subsequent annealing at 1000 C were investigated. Current deep level transient spectroscopy (I-DLTS) was applied to investigate deep levels. As a result, Deep levels with activation energies less than 0.35 eV which are located near the valence band were detected. Also, two deep levels (AP1 and AP2) existed in all samples. Other deep levels appeared after the electron irradiation. Since electrons with an energy of 160 keV can knock-on only carbon atoms from the lattice site of SiC, it was concluded that the deep levels observed after irradiation were related to carbon vacancy V
.
滝塚 知典; 細川 哲成*
Contributions to Plasma Physics, 46(7-9), p.698 - 703, 2006/09
被引用回数：14 パーセンタイル：43.86(Physics, Fluids & Plasmas)ELMyHモードプラズマ中のELM崩壊後のダイバータ板への大きな粒子束と熱束は、トカマク核融合炉運転において重要問題である。このときのSOLとダイバータプラズマの過渡的挙動に及ぼす運動論的影響についてよくはわかっていない。ここで、先進的粒子シミュレーションコードPARASOLを用いてこの問題を研究する。粒子と熱の伝搬の衝突度への依存性を系統的に調べる。また、粒子リサイクリングの影響についても調べる。
Liu, W.; 大貫 晃; 玉井 秀定; 秋本 肇
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10
37本燃料棒間ギャップ幅1.0mm定常限界出力試験データを用いて、既存相関式を改良した。全ての37本バンドルデータ(ギャップ幅1.3mm, 1.0mm, データ総数295)に対する計算精度は、標準偏差で7.35%であった。拡張性を評価するため、BAPLデータとも比較した結果、よく一致することを確認した。また、改良式は各パラメータの限界出力への効果をよく評価できることも確認した。改良限界出力相関式をTRACコードに組み込み、異常な過渡事象を解析した。その結果、過渡時のBT判定が定常用限界出力相関式の計算精度の範囲内で評価できることがわかった。
Liu, W.; 玉井 秀定; 大貫 晃; 呉田 昌俊*; 佐藤 隆; 秋本 肇
Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 10 Pages, 2005/05
本研究は、7本,37本稠密バンドルを用いて、強制循環並びに自然循環で水冷却増殖炉で想定される異常な流量低下と出力上昇に対して、初期条件(初期質量速度や初期出力),流量低下速度や出力上昇速度,最低下時流量や最高出力をパラメータとして多くの過渡試験を行った。稠密二重炉心体系においても、想定された異常な過渡変化において、その限界出力は準定常で見なせることができることを実験から確かめた。また、原研が開発した最新版限界出力相関式を過渡解析コードTRAC-BF1に組み込み、過渡時の限界出力の予測性能を評価した。改良TRACが高度で過渡限界出力を評価できることを確認した。
高松 邦吉; 古澤 孝之; 濱本 真平; 中川 繁昭
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 11 Pages, 2004/10
高温工学試験研究炉(HTTR)では、高温ガス炉(HTGRs)固有の安全性の定量的実証を目的とする安全性実証試験が行われている。具体的には炉心冷却材喪失事象として循環機1台または2台停止試験を実施している。この試験により、原子炉出力が安定に所定の状態に落ち着き、炉内構造物の温度変化が緩慢であることを実証する。本研究では、2次元伝熱計算コード(TAC-NCコード)を用い、原子炉出力30%(9MW)からの循環機1台及び2台停止試験の再現解析を行い、実測値と10%の範囲内で一致することを確認した。今後予定している循環機3台停止試験の事前解析では、炉内温度変化が緩慢であることを明らかにした。
