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高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 151, p.107867_1 - 107867_11, 2021/02
受動的安全性を備えた新しい炉容器冷却システム(RCCS)を提案する。RCCSは連続した2つの閉じた領域から構成される。1つは原子炉圧力容器(RPV)を囲む領域、もう1つは大気と熱交換をする冷却領域である。新しいRCCSはRPVから発生した熱を輻射や自然対流によって除去する。最終的なヒートシンクは大気であるため、電気的または機械的に駆動する機器は不要である。RCCSの特徴を理解するために、受動的安全性および除熱量の制御方法について、大気放射を用いたRCCSと大気の自然循環を用いたRCCSを比較した。受動的安全性の大小関係は、熱伝導
輻射自然対流の順である。よって、前者のRCCSは後者のRCCSより、受動的安全性が高いことがわかった。また、除熱量を制御する方法については、前者のRCCSは伝熱面積を変えるだけである一方、後者のRCCSは煙突効果を変える必要がある。つまり、ダクト内の空気抵抗を変える必要がある。よって、前者のRCCSは後者のRCCSより、簡単に除熱量を制御できることがわかった。
Zhang, T.*; 船越 寛司*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司
Annals of Nuclear Energy, 150, p.107856_1 - 107856_10, 2021/01
The EAGLE ID1 test was performed by the Japan Atomic Energy Agency to demonstrate the effectiveness of fuel discharge from a fuel subassembly with an inner duct structure. The experimental results suggested that the early duct wall failure observed in the test was initiated by high heat flux from the molten pool comprising liquid fuel and steel. In addition, the post-test analyses showed that the high heat flux may be enhanced effectively by molten steel in the pool. In this study, a series of thermal-hydraulic behaviors in the ID1 test was analyzed to investigate the mechanisms of molten pool-to-duct wall heat transfer using a fully Lagrangian approach based on the finite volume particle method. The present 2D particle-based simulation demonstrated that a large thermal load on the duct wall can be caused by direct contact of the liquid fuel with nuclear heat and high-temperature liquid steel.
Sheikh, M. A. R.*; Liu, X.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 鈴木 徹*; 神山 健司
Energies (Internet), 13(19), p.5018_1 - 5018_15, 2020/10
被引用回数：0In the safety analysis of sodium-cooled fast reactors, numerical simulations of various thermal-hydraulic phenomena with multicomponent and multiphase flows in core disruptive accidents (CDAs) are regarded as particularly difficult. In the material relocation phase of CDAs, core debris settle down on a core support structure and/or an in-vessel retention device and form a debris bed. The bed's shape is crucial for the subsequent relocation of the molten core and heat removal capability as well as re-criticality. In this study, a hybrid numerical simulation method, coupling the multi-fluid model of the three-dimensional fast reactor safety analysis code SIMMER-IV with the discrete element method (DEM), was applied to analyze the sedimentation and bed formation behaviors of core debris. Three-dimensional simulations were performed and compared with results obtained in a series of particle sedimentation experiments. The present simulation predicts the sedimentation behavior of mixed particles with different properties as well as homogeneous particles. The simulation results on bed shapes and particle distribution in the bed agree well with experimental measurements. They demonstrate the practicality of the present hybrid method to solid particle sedimentation and bed formation behaviors of mixed as well as homogeneous particles.
) reaction for the development of accelerator-based neutron sources渡辺 幸信*; 定松 大樹*; 荒木 祥平*; 中野 敬太*; 川瀬 頌一郎*; 金 政浩*; 岩元 洋介; 佐藤 大樹; 萩原 雅之*; 八島 浩*; et al.
EPJ Web of Conferences, 239, p.20012_1 - 20012_4, 2020/09
重陽子ビームによる加速器中性子源は、核分裂生成物の核変換、核融合炉材料試験等の応用分野での利用が検討されている。そこで、このような加速器や中性子源の設計に有益なデータとして、大阪大学核物理研究センターにおいて、200MeV重陽子入射核反応によるリチウムの中性子生成二重微分断面積(DDX)を測定した。実験では液体有機シンチレータEJ301を用いた飛行時間法を適用し、前方0度から25度の範囲で中性子断面積データを取得した。広範なエネルギー範囲のデータを取得するため、直径及び厚さが5.08cmと12.7cmの大きさの異なる2台のシンチレータを標的から7mと20mの地点にそれぞれ設置した。ここで、中性子の検出効率はSCINFUL-QMDコードを用いて導出した。本発表では、実験値と重陽子入射断面積計算コードDEURACS及び粒子・重イオン輸送計算コードPHITSによる計算値との比較について述べる。また、25, 40及び100MeV重陽子入射による実験値を用いて、DDXの入射エネルギー依存性について議論する。
-ray measurements of the 
Th isomer村松 はるか*; 林 佑*; 湯浅 直樹*; 紺野 良平*; 山口 敦史*; 満田 和久*; 山崎 典子*; 前畑 京介*; 菊永 英寿*; 滝本 美咲; et al.
Journal of Low Temperature Physics, 200(5-6), p.452 - 460, 2020/09
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Physics, Applied)We have developed a four-pixel array of superconducting transition-edge sensors with gold absorbers for the detection of a 29.2 keV -ray doublet decay from Th. To identify the decay, an energy resolution better than 20 eV full width at half maximum (FWHM) is needed. We measured an energy resolution of 14 eV FWHM for 26 keV -ray decay from an 
Am isotope in combined data of three pixels. We describe the design and the performance of the devices and discuss the baseline correction method to compensate the variation in the baseline, which was observed during the evaluation of the performance using the Am isotope.
Kim, Y.*; 肥山 詠美子*; 岡 眞; 鈴木 渓
Physical Review D, 102(1), p.014004_1 - 014004_9, 2020/07
被引用回数：3 パーセンタイル：12.55(Astronomy & Astrophysics)カイラル対称性に基づく有効理論を、現象論的なクォーク模型の閉じ込めポテンシャルと組み合わせることにより、ヘビークォークを1子含むバリオンの質量や構造の予言をおこなった。とりわけ、ダイクォーク質量の逆ヒエラルキー効果がチャームおよびボトムバリオンの質量準位に反映されることを予言した。
長住 達; 松中 一朗*; 藤本 望*; 石井 俊晃; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2020-003, 13 Pages, 2020/05
JAEA-Technology-2020-003.pdf:1.5MB
MVPコードを用いて、制御棒の幾何形状を実機の制御棒構造に近づけた詳細モデルを作成し、制御棒モデルの詳細化によるHTTRの核特性への影響について検討した。この結果、臨界制御棒位置は、制御棒モデルの詳細化により、従来のモデルと比べて11mm低くなり、実測値である1775mmに近づいた。また、制御棒先端のショックアブソーバーにより吸収された反応度は0.2%
k/kとなり、臨界制御棒位置にして14mmの差となることが分かった。さらに、制御棒の形状効果によるSRACコードの解析値に対する補正量は、制御棒モデルの詳細化とショックアブソーバーによる影響を考慮して、低温臨界時において反応度で-0.05%k/k、臨界制御棒位置にして-3mmとなった。
廃炉国際共同研究センター; 九州大学*
JAEA-Review 2019-039, 104 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-039.pdf:5.57MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30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「ナノ粒子を用いた透明遮へい材の開発研究」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。B
CやW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。
高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 133, p.830 - 836, 2019/11
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、崩壊熱除去を行う際、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、それらを失う可能性が大幅に低減される。そこで、本冷却設備の優れた除熱性能を示すために、等倍縮小した除熱試験装置を製作し、実験を開始した。本研究では、実機のRCCSと等倍縮小した除熱試験装置を比較する方法を提案する。
Th nuclear clock isomer determined by absolute -ray energy difference山口 敦史*; 村松 はるか*; 林 佑*; 湯浅 直樹*; 中村 圭佑; 滝本 美咲; 羽場 宏光*; 小無 健司*; 渡部 司*; 菊永 英寿*; et al.
Physical Review Letters, 123(22), p.222501_1 - 222501_6, 2019/11
被引用回数：5 パーセンタイル：33.25(Physics, Multidisciplinary)The low-lying isomeric state of Th provides unique opportunities for high-resolution laser spectroscopy of the atomic nucleus. We determine the energy of this isomeric state by measuring the absolute energy difference between two -decays from the 29.2-keV second-excited state. A transition-edge sensor microcalorimeter was used to measure the absolute energy of the 29.2-keV -ray with improved precision. Together with the cross-band transition energy (29.2 keV
ground) and the branching ratio of the 29.2-keV state measured in a recent study, the isomer energy was determined to be 8.30
0.88 eV. Our result is in agreement with latest measurements based on different experimental techniques, which further confirms that the isomeric state of Th is in the laser-accessible vacuum ultraviolet range.
Riyana, E. S.*; 須田 翔哉*; 石橋 健二*; 松浦 秀明*; 片倉 純一*; Sun, G. M.*; 片野 好章
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.369 - 375, 2019/05
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)原子炉は主に核分裂片のベータ崩壊チェインから多数の反電子ニュートリノを生成し、それらのニュートリノは主にMeV程度のエネルギーを有することが知られている。一方、エネルギーkeV程度の低エネルギーニュートリノは燃料の燃焼の情報を含むと考えられ、その低エネルギーニュートリノは計測技術の進歩により将来的に測定可能になる可能性がある。そこで、著者らはkeV領域の低エネルギーニュートリノの生成に注目した。本研究では、典型的なPWRとその他の型の原子炉について低エネルギーニュートリノスペクトルを示し、それらは燃料の燃焼に従って低Q値をもつ核種が蓄積されるにつれて生成が増えることを示した。
井上 利彦; 関尾 佳弘; 渡邉 英雄*
まてりあ, 58(2), P. 92, 2019/02
イオン照射試験施設(TIARA)にて、イオン照射(照射温度: 600
C、照射量: 100)を行った高速炉用オーステナイト系ステンレス鋼について、九州大学所有の収差補正原子分解能分析電子顕微鏡(JEM-ARM20FC)を用いて、微細組織観察とSTEMモードでの元素マッピング(EDS)を行い、照射による析出物等の挙動評価を行った。微細組織観察等の結果、照射領域において、粗大なボイドの形成が観察された。また、非照射領域に確認できるNbを含んだMXが観察されず、照射により分解・消失したものと考えられる。更に、Niが転位やボイド表面に偏析していることが顕著に観察された。これら最新の高性能電子顕微鏡の活用により、照射による析出物の挙動や転位周辺の元素偏析を明瞭に可視化することができた。これらの挙動を詳細に解析することで、高速炉材料の寿命因子となる析出物の消失や偏析、ボイドスエリングの照射損傷機構の解明が期待できる。
戸田 裕之*; 山口 正剛; 松田 健二*; 清水 一行*; 平山 恭介*; Su, H.*; 藤原 比呂*; 海老原 健一; 板倉 充洋; 都留 智仁; et al.
鉄と鋼, 105(2), p.240 - 253, 2019/02
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Metallurgy & Metallurgical Engineering)本レビューでは、高強度アルミニウム合金の水素脆化に関する研究活動、特に様々なトラップサイトでの水素トラップとそれによる水素脆化への影響に焦点を当てて報告する。高亜鉛濃度Al-Zn-Mg合金において、高分解能TEM法による析出物のナノ構造及び界面構造の分析や、高分解能X線マイクロトモグラフィー技術による詳細な破壊マイクロメカニズムとマイクロ構造-破壊特性関係の調査がなされ、さらに、ごく最近実現された超高分解能X線顕微鏡により特徴的な局部的変形、亀裂の発生・成長が観察されている。また、第一原理シミュレーションによる数々の水素トラップサイトのトラップエネルギー導出を元に、変形・破壊中の水素再分配が解析された。水素の再分配と3つの異なるミクロ機構による水素脆化との間の関係を論じ、水素脆化が起こるための現実的な条件を説明する。
高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 122, p.201 - 206, 2018/12
被引用回数：1 パーセンタイル：75.54(Nuclear Science & Technology)輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、崩壊熱除去を行う際、それら作動流体及びヒートシンクを失う可能性が大幅に低減される。本研究では、熱伝導を利用したRCCSの除熱能力の向上を目指した結果、除熱できる熱流束が2倍となり、RCCSの高さを半分に、または熱出力を2倍にすることが可能となった。
中村 圭佑; 森下 祐樹; 高崎 浩司; 前畑 京介*; 杉本 哲也*; 木口 優*; 伊豫本 直子*; 満田 和久*
Journal of Low Temperature Physics, 193(3-4), p.314 - 320, 2018/11
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Physics, Applied)Spectroscopic measurement of L X-ray is one of important techniques for a non-destructive assay of transuranium (TRU) elements because L X-rays of the energy ranging from 10 to 25 keV are emitted following internal conversion after the alpha-decay of TRU elements. For identification of L X-ray peaks of TRU elements, the energy resolution of the detector is required to be lower than 100 eV of the full width at half maximum (FWHM). In this work, a transition-edge-sensor (TES) microcalorimeter was operated for spectroscopic measurements of L X-rays emitted from a Np-237 and Cm-244 source. Typical L X-ray peaks of Pa, U and Pu elements were clearly identified in the obtained energy spectra. The FWHM energy resolution of the TES microcalorimeter was obtained to be 32.7 eV at Pu L alpha1 X-ray peak of 14.28 keV with natural line width of 12.20 eV. We considered a feasibility of a non-destructive assay of TRU elements with experimental L X-ray spectra obtained by the TES microcalorimeter.
細見 成祐*; 明石 知泰*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 高松 邦吉
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11
受動的安全性を備えた新しい炉容器冷却システム(RCCS)を提案する。RCCSは連続した2つの閉じた領域から構成される。1つは原子炉圧力容器(RPV)を囲む領域、もう1つは大気と熱交換をする冷却領域である。新しいRCCSはRPVから発生した熱を輻射や自然対流によって除去する。最終的なヒートシンクは大気であるため、電気的または機械的に駆動する機器は不要である。RCCSの性能を理解するためにスケールモデルを使用して実験を開始した。ヒーター壁と冷却壁に異なる放射率を設定し、3つの実験を実施した。ヒーターから放出された総熱出力および壁面温度分布に関するデータが得られた。モンテカルロ法を使ってヒーターから放出された総熱出力に対する放射の寄与を評価した。ヒーター壁を黒く塗った場合、総熱出力に対する放射の寄与は約60%まで増加できた。つまり、実機においてRPVの壁面の放射率を高くすることは有効である。同時に、冷却領域の壁面の放射率も高くすれば、大気への放射を増加できるだけでなく、RCCS内の対流熱伝達も促進できることがわかった。
加藤 正嗣*; 船越 寛司*; Liu, X.*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 神山 健司
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11
Computational fluid dynamics based on particle-based simulations with a fully Lagrangian approach is a powerful tool to understand thermal-hydraulic behaviors of multi-component, multi-phase flows involved in disrupted nuclear core during severe accidents. In this study, a validation study of 3D particle-based simulation using the finite volume particle method was performed for mixing flow behavior of two liquid phases with different densities in a pool. Fundamental experiments using water and silicon oil were also carried out for the present validation. An enhanced multi-phase scheme was introduced to provide accurate and stable calculations of multi-phase flows characterized by high density ratios. The simulation results of the experiments were given to demonstrate validity of the present simulation method and enhanced performance for simulations of mixing and separation behaviors of liquid-liquid two-phase flows in the pool.
肥山 詠美子; 保坂 淳; 岡 眞; Richard, J.-M.*
Physical Review C, 98(4), p.045208_1 - 045208_8, 2018/10
被引用回数：12 パーセンタイル：9.72(Physics, Nuclear)クォーク模型のハミルトニアンを用いて、5クォーク系のスペクトル計算をおこなった。実スケーリング法を用いて共鳴状態を散乱状態から分離することによって、最近LHCbで発見されたペンタクォークに対応する状態があるかどうか、あるとすれば量子数はなにかを決める解析を行った。その結果、発見されたペンタクォークに対応する共鳴は、通常のメソンやバリオンを再現できるハミルトニアンでは再現できないことが明らかになった。
守田 幸路*; 小川 竜聖*; 時岡 大海*; Liu, X.*; Liu, W.*; 神山 健司
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10
EAGLE炉内ID1試験は日本原子力研究開発機構によって実施され、FAIDUSと称される内部ダクト付き燃料集合体からの早期燃料流出を模擬したものである。試験で生じた早期ダクト破損は、燃料とスティールから構成される溶融プールからの高い熱流束によるものと解釈されている。試験後の分析からは、壁面に燃料クラストが形成されない状況において、高い熱伝導度を有するプール中の溶融スティールによって溶融プールからダクトへの伝熱が効果的に促進されたことが示唆されている。本研究では、多成分多相流の粒子法に基づいた完全ラグランジェ法を用いて溶融プールからダクト壁への熱伝達機構を分析した。プール中の溶融スティールと燃料の混合と分離挙動およびこれらの挙動がプールからダクトへの伝熱に与える影響を調べるため、燃料ピンの崩壊、溶融プールの形成およびダクト壁の破損に至る一連の挙動を模擬した。現在の2次元粒子法シミュレーションでは、10MW/m
を超える壁面への大きな熱負荷は、核発熱を伴う液体燃料が壁面へ直接接触することによるものであることが示された。
Phan, L. H. S.*; 大原 陽平*; 河田 凌*; Liu, X.*; Liu, W.*; 守田 幸路*; Guo, L.*; 神山 健司; 田上 浩孝
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/10
燃料デブリベッドの自己平坦化挙動は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故(CDA)の安全評価における主要現象の1つである。SIMMERコードはSFRのCDA解析のために開発され、安全評価のみならずCDA時の主要な伝熱流動現象の数値解析に適切に適用されてきた。しかしながら、SIMMERの流体モデルは、個々の粒子特性のみならず、粒子間の強い相互作用を表現することは困難である。この問題を解決するため、SIMMERの多流体モデルと粒子に対する個別要素法(DEM)とを結合させた新しい手法を開発し、多相流における流体と粒子との相互作用および粒子挙動を適切に評価することを試みてきた。本研究では、DEMと結合したSIMMERコードの多流体モデルを検証するため、円筒状の粒子ベッドにガスを吹き込んだ自己平坦化試験シリーズの数値シミュレーションを行った。さらに検証を進める必要があるが、シミュレーション結果と試験結果とは適切に一致し、デブリベッドの自己平坦化を評価する手法としての潜在的な可能性を示した。DEMと結合したSIMMERコードは、SFRで粒子ベッドに関する安全評価のための次世代の計算手法として期待される。
