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伊藤 孝; 髭本 亘; 幸田 章宏*; 中村 惇平*; 下村 浩一郎*
Interactions (Internet), 245(1), p.25_1 - 25_7, 2024/12
We report on muon spin relaxation (SR) measurements in a mixed perovskite compound, (LaAlO)(SrAlTaO) with (LSAT), which is widely used as a single-crystalline substrate for thin film deposition. In zero applied field (ZF), muon depolarization due to the distribution of nuclear dipole fields was observed in the temperature range from 4 K to 270 K. Interestingly, SR time spectra in ZF maintained a Gaussian-like feature over the entire range, while the depolarization rate exhibited a monotonic decrease with increasing temperature. This behavior may be attributed to the thermally activated diffusion of muons between a few adjacent sites within a confined space of the angstrom scale, where the motionally averaged local field that each muon experiences can remain non-zero and result in maintaining the Gaussian-like line shape. The spatial distribution of electrostatic potential at lattice interstices evaluated via density functional theory calculations suggests that such a restriction of muon diffusion paths can be caused by the random distribution of cations with different nominal valences in the mixed perovskite lattice.
徳永 翔; 堀口 洋徳; 中村 剛実
JAEA-Technology 2023-001, 37 Pages, 2023/05
研究用原子炉JRR-3の冷中性子源装置(Cold Neutron Source: CNS)は、原子炉内で発生した熱中性子を減速材容器内に貯留した液体水素により減速し、エネルギーの低い冷中性子に変換する装置である。CNSから発生した冷中性子は、中性子導管を用いて実験装置に輸送され、生命科学、高分子科学、環境科学等を中心とする多くの物性研究に利用されている。中性子科学における世界の研究用原子炉との競争力を維持するためには、冷中性子強度の改善は不可欠であり、新たな知見を取り入れた新型CNSの開発を進めている。現行のJRR-3のCNSの減速材容器は、水筒型のステンレス製容器を採用しており、材質及び形状の変更により冷中性子束の強度を向上させることが可能である。そのため、新型減速材容器の基本仕様は、材質を中性子吸収断面積の小さいアルミニウム合金に変更し、さらに、モンテカルロ計算コードMCNPを用いて最適化した容器形状に変更した。これらの仕様変更に伴い、発熱や伝熱の条件に変更が生じることから、熱流力設計上の成立性を確認するため、JRR-3のCNSについて自己平衡性、熱輸送限界及び耐熱・耐圧等について改めて評価を行った。本報告書は、新型減速材容器に関わる熱流力設計上の評価を実施し、その結果を纏めたものである。
小野田 雄一; 栗坂 健一; 山野 秀将
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
本研究の目的は、破損拡大抑制技術を用いた超高温時における原子炉構造物のレジリエンス向上策の有効性評価手法を開発することである。まず、レジリエンスを向上させる可能性のある事故シーケンスを特定するため、日本の次世代ループ型ナトリウム冷却高速炉(SFR)を対象としてレベル1 PRA及びレベル2 PRAのイベントツリーを分析し、その特性を調査した。その結果、候補となる事故シーケンスとして除熱機能喪失事象の事故シーケンスを特定した。LOHRSに至るすべての事故シーケンスについて、レジリエンス向上策の導入前後の炉心損傷頻度の低減率を定量化することでレジリエンス向上策の有効性を評価するという方法論を考案した。次世代ループ型SFRを対象として予備評価を行い考案した方法論の適用性を確認した。これにより有効性評価の方法を開発することに成功した。今後、レジリエンス向上策の条件付成功確率の精緻化を行う予定である。
栗坂 健一; 西野 裕之; 山野 秀将
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
本研究の目的は破損拡大抑制技術によって過大地震時の原子炉構造レジリエンス向上策の有効性評価手法を開発することである。安全上重要な機器・構造物のレジリエンス向上策によって耐震裕度が増すとみなす。同向上策の有効性を評価するため、炉心損傷頻度CDFを指標に選び、CDFの低減を 地震PRAによって定量化する。崩壊熱除去機能喪失に至る事故シーケンスがナトリウム冷却高速炉SFRの地震時CDFに有意な寄与を示す。また、同事故シーケンスは超高温を経て炉心損傷に至る。本研究では過大地震時の振動への対策のみならず超高温での対策も評価するよう手法を考案した。手法の適用性を検討するため、ループ型SFRを想定して試計算を実施した。仮定した範囲内では、レジリエンス向上策は設計地震動の数倍の地震までCDFを有意に低減する効果を示した。適用性検討を通じて、有効性評価手法が開発された。
垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Materials, 573, p.154110_1 - 154110_7, 2023/01
被引用回数:1 パーセンタイル:19.69(Materials Science, Multidisciplinary)The irradiation growth behavior of coupon specimens prepared from improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding, which have various additive elements and fabrication conditions, was investigated by conducting an irradiation test at 573 and 593 K under typical PWR coolant conditions up to a fast-neutron fluence of 7.810 (n/cm , E 1 MeV) in the Halden reactor in Norway. Based on the dimensional change data measured at interim and final inspections, the amounts of irradiation growth of the improved Zr-based alloys were formulated from the viewpoint of engineering. The trends of the parameters which express the effects of additive elements on irradiation growth behavior were in good agreement with those previously reported, and it was found that the amount of irradiation growth can be expressed by using a summation rule of the effect of each additive element on irradiation growth.
Yakushev, A.*; Lens, L.*; Dllmann, Ch. E.*; Khuyagbaatar, J.*; Jger, E.*; Krier, J.*; Runke, J.*; Albers, H. M.*; 浅井 雅人; Block, M.*; et al.
Frontiers in Chemistry (Internet), 10, p.976635_1 - 976635_11, 2022/08
被引用回数:14 パーセンタイル:78.14(Chemistry, Multidisciplinary)114番元素フレロビウム(Fl)は現在その化学的性質が研究されている最も重い元素である。Flに関する最初の化学実験では、Flは貴ガス的な性質を持つ元素であると報告された。一方、2番目の研究では、Flは揮発性金属の性質を示すと報告された。より信頼性の高い結論を得るため、我々は更なる実験的研究を行い、二酸化ケイ素と金表面におけるFlの吸着挙動を調べた。その結果、Flは揮発性金属の水銀よりも高い揮発性と低い反応性を示し、一方、貴ガスのラドンよりは反応性が高いことを明らかにした。
垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊
Annals of Nuclear Energy, 171, p.109004_1 - 109004_9, 2022/06
被引用回数:5 パーセンタイル:72.25(Nuclear Science & Technology)In order to understand the dimensional stability of the fuel rod during long-term use in commercial LWRs, an irradiation growth testing in the Halden reactor of Norway was conducted on various fuel cladding materials including the improved Zr alloy. In this paper, the effect of hydrogen, which was absorbed in the cladding tube due to corrosion, on the irradiation growth behavior was evaluated. Comparison between the specimens with or without pre-charged hydrogen revealed that the effect of hydrogen absorption, accelerating irradiation growth, became significant when the hydrogen content exceeded the hydrogen solubility limit in the corresponding irradiation temperature. Analysis based on this understanding derived growth acceleration effect (0.060.01)%/100 ppm, whose denominator is defined as the amount of absorbed hydrogen involved in hydride precipitation under irradiation as a relevant parameter.
Nancekievill, M.*; Espinosa, J.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; et al.
Sensors (Internet), 19(20), p.4602_1 - 4602_16, 2019/10
被引用回数:9 パーセンタイル:47.99(Chemistry, Analytical)福島第一原子力発電所における燃料デブリ探査に資するため、水中ロボット(ROV)にソナーを搭載し、水没している燃料デブリを探査するためのシステム開発を行った。本システムは、測位システム, 深度センサー, 収集されるソナーデータを用いることで、燃料デブリの3D画像をリアルタイムに取得することができる。実証試験として、模擬デブリを楢葉遠隔技術開発センターの水槽施設の底に設置し、3D画像を取得することに成功した。
天谷 政樹; 垣内 一雄; 三原 武
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.1048 - 1056, 2019/09
New fuel cladding alloys of which composition was changed from conventional ones have been developed by nuclear fuel vendors and utilities. Since the irradiation growth of fuel cladding is one of the most important parameters which determine the dimensional stability of fuel rod and/or fuel assembly during normal operation, the irradiation growth behavior of the improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding was investigated. The coupon specimens were prepared from fuel cladding tubes with various kinds of improved Zr-based alloys. The specimens were loaded into test rigs and had been irradiated in the Halden reactor in Norway under several coolant temperature conditions up to a fast-neutron fluence of 7.810 (n/cm, E 1 MeV). Irradiation conditions such as specimen temperatures had been continuously monitored during the irradiation. During and after the irradiation, the amount of irradiation growth of each specimen was evaluated as a part of the interim and final inspections. The effect of the difference in alloy composition on the amount of irradiation growth seemed insignificant if the other conditions e.g. the final heat treatment condition at fabrication and the irradiation temperature were the same.
鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和也*; Nancekievill, M.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 奥村 啓介; 片倉 純一*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.199 - 202, 2019/01
福島第一原子力発電所の格納容器(PCV)内の水中燃料デブリ分布を調査するための技術開発として、小型のROVに搭載するソナーシステムの開発実験を行っている。実験は、PCVを模擬し、異なるサイズのソナー、超音波周波数、ビームスキャニング法を用いて、深さの異なる2種類の水槽で実施した。その結果、模擬デブリの形状識別性能と狭い閉空間でのマルチパスによるノイズを特徴付けた。
Lens, L.*; Yakushev, A.*; Dllmann, Ch. E.*; 浅井 雅人; Ballof, J.*; Block, M.*; David, H. M.*; Despotopulos, J.*; Di Nitto, A.*; Eberhardt, K.*; et al.
Radiochimica Acta, 106(12), p.949 - 962, 2018/12
被引用回数:10 パーセンタイル:64.03(Chemistry, Inorganic & Nuclear)半減期449秒の短寿命同位体を用いて、水銀(Hg), タリウム(Tl), 鉛(Pb)の単一原子レベルでのSiO及びAu表面への固体吸着挙動をオンライン気相実験により調べた。超重元素Cn, Nh, Flの吸着エンタルピー測定のためのモデル実験として実施した。短寿命同位体はドイツ重イオン研究所の反跳核分離装置TASCAを用いて生成・分離した。生成核はヘリウムガス中に捕集された後、SiOあるいはAuで表面を覆われたSi検出器で作製されたガスクロマトグラフィーカラムへと導入した。短寿命Tl及びPb同位体は室温においてSiO表面に吸着し、Si検出器で測定することに成功した。一方、HgはSiO表面には吸着せず、Au表面に吸着した。この結果より、本実験のセットアップを用いることで短寿命Hg, Tl, Pb同位体の吸着特性を調べることができると証明され、この手法がCn, Nh, Flの実験にも適用できることが確認された。
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10
Fuels for light water reactors (LWRs) which consist of improved cladding materials and pellets have been developed by utilities and fuel vendors to acquire better fuel performance even in the high burnup region and also raise the safety level of current nuclear power plants to a higher one. In order to evaluate adequacy of the present regulatory criteria in Japan and safety margins regarding the fuel with improved materials, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has conducted ALPS-II program sponsored by Nuclear Regulation Authority (NRA), Japan. In this program, the tests simulating a reactivity-initiated accident (RIA) and a loss-of-coolant accident (LOCA) have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in commercial PWR or BWR in Europe. This paper presents recent results obtained in this program with respect to RIA, and main results of LOCA experiments, which have been obtained in the ALPS-II program, are summarized.
植木 忠正; 丹羽 正和
JAEA-Data/Code 2018-005, 94 Pages, 2018/08
山地の発達過程は、隆起量・侵食量に加え、動水勾配の変化に伴う地下水流動の長期的な変化にも影響を及ぼす要因となる。山地の隆起開始時期や発達過程を把握するための地質学的研究手法の一つとして、後背地解析がある。東濃地科学センターではこれまで、後背地を推定するための個別要素技術の整備を進めており、それらの適用性の確認として、中部日本東濃地域を対象とした事例研究を行ってきた。本報告書は、その事例研究の結果得られた基盤岩(珪長質火成岩類)の肉眼および顕微鏡下による岩石記載、および走査型X線分析顕微鏡による測定に基づく岩石表面の元素分布のデータを資料集として取りまとめたものである。
糸井 達哉*; 岩城 智香子*; 大貫 晃*; 木藤 和明*; 中村 秀夫; 西田 明美; 西 義久*
日本原子力学会誌ATOMO, 60(4), p.221 - 225, 2018/04
日本原子力学会熱流動部会は福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基にした分野のロードマップの改訂(ローリング)を進め、2018年3月に「熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017(熱水力ロードマップ2017)」を策定した。世界最高水準の安全性の実現とその継続的改善を図るため、安全裕度向上策及び人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮して選定・詳述された2015年版の技術課題を見直すと共に、主要な技術課題の実施状況の記載、「軽水炉安全技術・人材ロードマップ」との対応状況の明示、計算科学技術部会の協力による1F事故の原因ともなった外的事象対応の記述の改訂など、記載が大幅に充実された。その概要をまとめる。
Li, B.; 川北 至信; Liu, Y.*; Wang, M.*; 松浦 直人*; 柴田 薫; 河村 聖子; 山田 武*; Lin, S.*; 中島 健次; et al.
Nature Communications (Internet), 8, p.16086_1 - 16086_9, 2017/06
被引用回数:80 パーセンタイル:90.61(Multidisciplinary Sciences)Perovskite CHNHPbI exhibits outstanding photovoltaic performances, but the understanding of the atomic motions remains inadequate even though they take a fundamental role in transport properties. Here, we present a complete atomic dynamic picture consisting of molecular jumping rotational modes and phonons, which is established by carrying out high-resolution time-of-flight quasi-elastic and inelastic neutron scattering measurements in a wide energy window ranging from 0.0036 to 54 meV on a large single crystal sample, respectively. The ultrafast orientational disorder of molecular dipoles, activated at approximately 165 K, acts as an additional scattering source for optical phonons as well as for charge carriers. It is revealed that acoustic phonons dominate the thermal transport, rather than optical phonons due to sub-picosecond lifetimes. These microscopic insights provide a solid standing point, on which perovskite solar cells can be understood more accurately and their performances are perhaps further optimized.
斎藤 公明; 永井 晴康; 木名瀬 栄; 武宮 博
日本原子力学会誌ATOMO, 59(6), p.40 - 44, 2017/06
福島の環境回復に関してまとめた連載記事の一つである。福島第一原子力発電所事故の進展と放射線物質の放出・大気拡散・沈着過程の解明が、シミュレーションおよび環境測定データの解析により進められている。大規模環境調査により福島周辺における放射線環境の経時変化等の特徴が明らかになりつつあり、この知見に基づいて空間線量率の分布状況変化モデルが開発され将来予測に活用されてきた。事故後に測定された種々の環境測定データは集約され、データベースを通して簡単な解析ツールとともに継続的に公開されている。これら一連の取り組みについて概説している。
Nancekievill, M.*; Jones, A. R.*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*; Watson, S.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和哉*
Proceedings of 5th International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation Measurement Methods and their Applications (ANIMMA 2017) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06
福島第一原子力発電所の原子炉内部のマッピングを目的とし、放射線検出器を組み合わせた潜水可能なROVシステムを開発している。線強度のマップを得るとともに放射性同位体を同定するため、CeBr無機シンチレータ検出器をROVに組み込んでいる。ROVは、直径約150mmの円筒形状で、自由度5で制御可能な5つのポンプを持つ2つのエンドキャップを備えている。CeBr検出器は、熱中性子束をマッピングすることが可能なLiホイルを有する単結晶化学蒸着中性子検出器で置き換えることが可能である。
新井 健司*; 梅澤 成光*; 及川 弘秀*; 大貫 晃*; 中村 秀夫; 西 義久*; 藤井 正*
日本原子力学会誌ATOMO, 58(3), p.161 - 166, 2016/03
日本原子力学会熱流動部会は、福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基に熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)を他分野に先駆けて平成27年3月に策定した。世界最高水準の安全性を実現しその継続的向上を図るため、深層防護を柱にシビアアクシデントや外的事象の対策を整理し、安全裕度向上策および人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮した上で技術課題を選定し、1F廃炉など主要なマイルストーンに基づく時間軸上にロードマップを展開した。本解説は、その要旨について、事故時の炉心損傷防止など4件の個別技術課題の例を交え、まとめたものである。
田中 康介; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 黒崎 健*; 牟田 浩明*; 山中 伸介*
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(10), p.1285 - 1289, 2015/10
被引用回数:2 パーセンタイル:16.69(Nuclear Science & Technology)BaPuAm)Oを調製し、ペロブスカイト型結晶構造を確認するとともに、音速測定により弾性率及びデバイ温度を求めた。また、熱伝導率を評価し、マトリクスと比較してきわめて小さい値を示すことがわかった。熱伝導率とデバイ温度の関係から、Ba系ペロブスカイト化合物の熱伝導率は原子間結合力の大きさで説明できることを明らかにした。
Nordlund, K.*; Sand, A. E.*; Granberg, F.*; Zinkle, S. J.*; Stoller, R.*; Averback, R. S.*; 鈴土 知明; Malerba, L.*; Banhart, F.*; Weber, W. J.*; et al.
NEA/NSC/DOC(2015)9 (Internet), 86 Pages, 2015/00
本報では、中性子, イオン, 電子による1次的照射損傷の現在の理解についてレビューを行う。照射損傷の指標であるdpaの有効性について、特にその指標の部分的な欠陥について詳しい議論する。現在最も標準的に使われているNRT-dpaは照射損傷が単位体積あたりの照射エネルギーに比例するので、そのようなスケーリングが成り立つ場合には完全に有効であり、異なった環境での照射を比較する場合に使用できる。しかしながら、NRT-dpaはいくつかの問題点が指摘されており、ここではそれについて詳しく議論し、NRT-dpaを改良した式を提案する。