平成24年3月博士課程修了予定者論文発表会

１２月２６日（月）　　会場： 原子炉工学研究所　北2号館　6階会議室

開始時刻／ 終了時刻	発表者氏名	指導教員	論　　文　　題　　目
13：00 15：00	Asril Pramutadi Andi Mustari	高橋　実 小原　徹	Study on Corrosion Characteristics of Cold-Worked and Thermally Treated Steels in Corrosive Liquid Metals
The utilization of liquid metals: lead-bismuth eutectic (LBE) and Li, meets the requirement for increasing heat removability and safety features. LBE is one of the proposed coolants for LFR and as spallation target and a coolant for ADS due to its advantageous on neutron-physical, chemical and thermal-hydraulic properties. On the other hand, lithium has been proposed as blanket and tritium breeder for fusion reactor. However, corrosiveness of the liquid metals to structural steels due to high solubility of some elements in   the steels is the main issue for the use of the liquid metals. Microstructural variations caused by cold work and thermal treatment, i.e. welding, are generally responsible for the alterations in the corrosion properties and mechanical properties. The oxidation rate of the steels is influenced by heat treatments, particularly by those causing such microstructural variations that involve depletion in selective elements. The LBE corrosion studies were conducted by using static corrosion test apparatus, while the lithium corrosion study was conducted under semi-static low-cycle fatigue. The corrosion kinetics of cold-worked steels tested in LBE was investigated with the parameter of cold work degree. The oxide layer was formed on the high cold-worked component, i.e. bellows, when tested under LBE. The cold-worked component, i.e. bellows, was found to have developed dissolution layer when tested under lithium.

１２月２８日（水）　　会場： 原子炉工学研究所　北2号館　6階会議室

開始時刻／ 終了時刻	発表者氏名	指導教員	論　　文　　題　　目
13：30 15：30	前山　伸也	飯尾　俊二 嶋田　隆一	磁場閉じ込めプラズマにおける乱流輸送のシミュレーション研究
磁場閉じ込め型核融合炉では、環状の磁場によって高温・高密度のプラズマを閉じ込める。プラズマの圧力勾配は磁力線を横切る乱流を引き起こし、熱や粒子の閉じ込めを著しく低減する。本研究では、乱流による輸送の評価・予測を目的として、数値シミュレーションを用いた研究を行い、以下の三つの成果を得た。第一に、流体モデルを用いて時間振動する帯状流が乱流輸送に与える影響を調べ、その特性を明らかにした。第二に、運動論モデルの効率的な数値解法を開発し、非軸対称装置における運動論的シミュレーションの高速化に成功した。第三に、計算コードの拡張を行い、磁場揺動を含んだ運動論シミュレーションにおけるエントロピーバランスを初めて示した。

１月５日（木）　　会場： 原子炉工学研究所　北2号館　6階会議室

開始時刻／ 終了時刻	発表者氏名	指導教員	論　　文　　題　　目
10：00 12：00	立花　 優	池田　泰久 加藤　之貴	オゾンによるピロリドン誘導体の分解反応及びその分解反応におけるPd(II)の添加効果に関する速度論的研究
オゾン(O3)と有機窒素化合物の反応機構において、O3が窒素原子を攻撃する機構とO3が窒素の隣に位置する炭素原子を攻撃する機構が提案されているが、どちらの反応機構で進行するのか未だ明らかとなっていない。そこで、O3によるピロリドン誘導体(NRPs)の分解反応に関する速度論的研究を行った。その結果、O3がNRPsの窒素原子を選択的に攻撃することを明らかにした。また、O3によるNRPsの分解反応を促進させることを目的に、17種類の金属イオンの添加効果を検討した。その結果、Pd(II)イオンが最も高活性であることを見出した。さらに、このPd(II)イオン添加効果を明らかにするため、速度論的研究を行った。その結果、O3がNRPsの窒素原子を直接攻撃する反応機構とO3がPd(II)と錯形成したNRPsと反応する機構で進行していることを明らかにした。

１月５日（木）　　会場： 原子炉工学研究所　北2号館　6階会議室

開始時刻／ 終了時刻	発表者氏名	指導教員	論　　文　　題　　目
13：00 15：00	Mohammad Chand Ali	池田　泰久 加藤　之貴	Studies on Extraction Behavior of Perrhenate Anion in HNO3 Solution Using  Dialkylacetamide Derivatives As Extractants
The 188Re is emerging as an important radiopharmaceutical for both imaging and therapeutic applications, because of its short half-life (t1/2 = 16.9 h) and energetic γ emission (155 keV). 99mTc (t1/2 = 5.9 h) is the most widely used radionuclide in nuclear medicine, and the close similarities in the chemical properties of Re and Tc have led to the development of 188Re-labeled compounds based on 99mTc analog. For the most medical applications, the chemically stable 188ReO4- and 99mTcO4- are isolated from the parent oxides. From this viewpoint, for the separation of 188ReO4- species, several methods such as liquid-liquid extraction, poly ethylene glycol (PEG) based aqueous biphasic systems, ion exchange, and anion exchange chromatography have been used. However, the all techniques are rather time consuming due to the large volume of eluting agents required except liquid-liquid extraction. Therefore, we focus on the liquid-liquid extraction method for separation of 188ReO4- from other anionic species MoO42- and WO42-. In the previous study, several extractants have been used for the extraction of 188ReO4-. However, their extraction selectivity towards 188ReO4- is low. The objective of this work is to examine the extraction behavior of some dialkylacetamide derivatives such as 2,2’-(methylimino)bis(N,N’-diethylacetamide) (MIDEA) and 2,2’-(imino)bis- (N,N’-dioctylacetamide) (IDOA) to 188ReO4- in HNO3 aqueous solutions.

１月５日（木）　　会場： 原子炉工学研究所　北1号館　1階会議室

開始時刻／ 終了時刻	発表者氏名	指導教員	論　　文　　題　　目
13：00 15：00	洒　栄園	高橋　　実 加藤　之貴	Study on Thermal-hydraulic Behaviors of Steam Leakage and Water / Lead Alloy Direct Contact in Lead-alloy-cooled Fast Reactors
Related to the steam leakage behavior and water / lead alloy direct contact heat transfer characteristic in lead-alloy-cooled fast reactor, bubble behavior in lead alloy near leakage point, water and lead alloy direct contact heat transfer near injection nozzle and lead alloy fragmentation behavior were investigated. Three types of tests were conducted, i. e., the injection of N2 into lead-bismuth eutectic (LBE, 45wt%Pb-55wt%Bi) and transparent liquids (fluorinert, ethanol and water) to simulate the steam leakage behavior in lead alloy, where the bubble shape, volume and formation pattern were obtained; the injection of water (or ethanol) into LBE (or fluorinert) to simulate the stable heat transfer of water / lead alloy direct contact, where the heat transfer coefficient near injection nozzle was obtained; drop of lead alloy droplets into water to simulate the lead alloy fragmentation behavior, where the criteria of fragmentation was obtained and the fragmentation pressure value were also compared with results of a simulation code (JASMINE).

１月５日（木）　　会場： 原子炉工学研究所　北1号館　1階会議室

開始時刻／ 終了時刻	発表者氏名	指導教員	論　　文　　題　　目
15：00 17：00	Dwi Irwanto	小原　　徹 井頭　政之	Design Study of an Innovative Small Simplified Pebble Bed Reactor with Accumulative Fuel Loading Scheme （蓄積型燃料装荷方法を用いた革新的小型シンプルペブルベッド型原子炉の設計研究）
This study was intended to design an innovative concept of small simplified pebble bed reactor by removing the unloading devices from the reactor system and then optimizing the fuel composition and reactor configuration so that the system could achieve better burnup and use scarce uranium resources more effectively. Neutronic and burnup analysis using uranium and mixed uranium-thorium fuel have been performed based on the Monte Carlo method with high accuracy. As the results, the optimized reactor designs having good burnup characteristics and could use natural uranium more efficiently during the reactor operation. Analysis on the accident condition to remove the decay heat after shutdown without forced cooling system was also performed to confirm the passive safety feature of this concept.

１月５日（木）　　会場： 原子炉工学研究所　北2号館　6階会議室

開始時刻／ 終了時刻	発表者氏名	指導教員	論　　文　　題　　目
17：00 19：00	Pellegrini Marco	二ノ方　壽 高橋　　実	Uncertainty Quantification Methodology for Computational Codes Applied to Nuclear Safety Analysis （原子力安全解析に適用される計算コードの不確定性定量化方法）
In nuclear safety analysis deterministic approach is being replaced by best estimate analysis plus the assessment of uncertainty margins. Recently large effort has been pushed towards the selection and description of the methodologies to be employed during the statistical assessment of safety computational codes. However not precise focus was instead concentrated on the quantification of those uncertainties which are employed as constitutive elements of the above hinted methodologies. In the present work a novel method is proposed based on the concept of Bayesian rule for linear and non linear systems which is able to assess and quantify the physical model uncertainty existing due to the employment of approximated numerical codes. The proposed method is then applied to main safety concerns in the sodium fast reactor field, through the employment of fuel analysis and computational fluid dynamics tools. The methodology is shown to be completely general and flexible, requiring relatively small number of computations and therefore applicable to slow running codes where experimental data (or highly precise numerical results) are generally available.

１月６日（金）　　会場： 原子炉工学研究所　北2号館　6階会議室

開始時刻／ 終了時刻	発表者氏名	指導教員	論　　文　　題　　目
10：00 12：00	浜瀬　枝里菜	齊藤　正樹 小澤　正基	マイナーアクチニドを用いた内部ブランケットを有する革新的長寿命増殖炉概念の研究
高速増殖炉に設けた内部ブランケット及び低減速スペクトル軽水炉における内部ブランケットにマイナーアクチニド（MA）を添加した。MAから核変換したプルトニウム-238は高速及び低減速スペクトルにおいて核分裂可能核種であるため、燃焼領域が炉心から内部ブランケットに移動し、炉心が長寿命化することを示した。またMA核変換により生成した偶数番号プルトニウムは核拡散抵抗性を有するため、内部ブランケットにおいて生成するプルトニウムは核拡散抵抗性が高いことを定量的に示した。更に複合システム倍増時間が短縮されるため、核拡散抵抗性を有するプルトニウムの増殖性能が向上することを示した。内部ブランケットにMAを添加することにより、炉心の長寿命化、プルトニウムの核拡散抵抗性強化、プルトニウムの増殖性能向上の同時実現可能性を明らかにした。

１月６日（金）　　会場： 原子炉工学研究所　北1号館　1階会議室

開始時刻／ 終了時刻	発表者氏名	指導教員	論　　文　　題　　目
10：00 12：00	宮本　尚美	池田　泰久 松本　義久	超臨界二酸化炭素への金属錯体の溶解特性研究とそのドラッグデリバリー用放射性薬剤調製法への適用性検討
有機溶媒に代わるグリーンソルベントである超臨界二酸化炭素(scCO2)を用いたドラッグデリバリーシステム (DDS) が、近年注目されている。この手法では、scCO2に目的とする物質を溶解させ均一に分散させることが必要不可欠である。そこで本研究では、scCO2を利用したDDSのための放射性薬剤調製法の開発の基礎的研究として、scCO2への金属錯体の溶解性を支配する因子を解明することを目的とし、β-ジケトナト配位子を有する種々の金属錯体の超臨界二酸化炭素中での溶解度を紫外可視吸収スペクトルから測定し、その溶解性に及ぼす溶質‐溶媒間相互作用をNMR分光法により明らかにした。更に、scCO2の汎用性を高めるため、水/scCO2逆ミセルを用いた物質分散方法を確立した。

１月６日（月）　　会場： 原子炉工学研究所　北1号館　1階会議室

開始時刻／ 終了時刻	発表者氏名	指導教員	論　　文　　題　　目
13：00 15：00	Teddy Ardiansyah	高橋　　実 木倉　宏成	Study on Onset Conditions, Noise Characteristics and Erosion of Sodium and Water Cavitations in Venturi Channel
The prevention of cavitation is one of the important problems for development of sodium-cooled fast reactors. Erosion experiment in sodium cavitation under flowing condition showed that sodium cavitation produces damages on the surface of the material in the form of irregular micro pits and micro cracks. Cavitation noise measurement showed that cavitation in sodium and water generated higher noise intensity in higher frequency region than in lower frequency region. Simulation of the bubble growth and collapse revealed an increase of the noise at high frequency region due to bubble collapse. Measurement of the onset condition in sodium cavitation showed that the cavitation coefficient at the onset condition of sodium cavitation is around unity while it is higher than unity in water cavitation. It might be caused by the lower concentration of dissolved argon in sodium as compared to air in water. CFD simulation showed that cavitation occurred first at the throat of the venturi, and the cavitation bubbles were conveyed and collapsed downstream. This is supported by the high speed camera photography taken in water cavitation using venturi channel.

１月６日（金）　　会場： 原子炉工学研究所　北1号館　1階会議室

開始時刻／ 終了時刻	発表者氏名	指導教員	論　　文　　題　　目
15：00 17：00	坪井　　靖	二ノ方　壽 高橋　　実	高速炉燃料の過出力事象における燃料破損挙動に与える影響要因に関する研究
本研究では、軽水炉用のFEMAXI-6をベースに高出力、高温で用いられる高速炉燃料の挙動解析コードを開発した。追加したのは燃料組織変化、燃料溶融キャビティ形成等の高速炉で特徴的な挙動を模擬するモデルである。本コードを高速炉の過酷事故事象を模擬したCABRI　E12試験に適用しPCMIによる燃料破損挙動を模擬できることを確認した。本コードを用い、従来検討されていない、燃料の製造公差等が燃料破損位置にあたえる影響を体系的に評価し定量的に把握した。製作公差等を考慮しても過酷事故での放出エネルギーが相対的に小さくなる燃料上部での破損となることを明らかにした。これらの結果を総合してもんじゅ燃料挙動解析に適用し過酷事故の評価において留意する事項を抽出した。