平成25年3月博士課程修了予定者論文発表会

平成24年12月26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
13：00 15：00	神山　健司	齊藤正樹 木倉宏成	ナトリウム冷却型高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質の流出挙動に関する研究
本研究は、高速炉の炉心崩壊事故（CDA）時の炉心反応度低下に寄与する溶融炉心物質の流出挙動を評価する手法を現象論に基づいて構築することを目的とする。最初に、溶融炉心物質の分散経路での固化閉塞挙動を対象とし、従来のモデルに凝固学の知見を加えた実験相関式を提案し、固化閉塞挙動評価の信頼性と精度が大きく向上したことを示した。次に、冷却材流路を通じた溶融炉心物質の流出挙動を対象とし、流路内部に存在するナトリウムが溶融炉心物質の流出に与える影響を実験を通じて把握し、ナトリウムへの伝熱量を定量化するための手法を示した。最後に、これらの成果を統合して実用炉心のCDA過程を評価し、燃料流出を考慮した事象推移評価が可能になったことを示した。

平成24年12月28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
13：00 15：00	BYAMBAJAV MUNKHBAT (国際プログラムA)	小原　徹 井頭政之	Design Study on Small Nuclear Reactors for Large-Diameter Neutron Transmutation Doping of Silicon Crystal using Pressurized Water Reactor Fuel Elements
Demand of doped Si semiconductor is expected to be almost 1000 tons in 2030, but present worldwide capacity is estimated to be 150∼180 tons/year. A new doping facility with a large irradiation capacity for NTD-Si may need to be constructed in near future. The purpose of this study was to design small nuclear reactors for large-diameter NTD-Si using PWR fuel elements. The neutronic and thermal hydraulic analyses were performed to obtain the operation period, necessary condition for uniform doping and the reactor production rate. Two design concepts were proposed with over 18 years operating period and over 3 years operating period. Reactor production rate varied 111-140 tons/year and 48-70 tons/year, respectively for 50 Ω-cm resistivity. Study showed that it could be possible to design small reactors for NTD-Si using PWR fuel elements.

平成25年1月7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
10：00 12：00	米田　政夫	小原　徹 井頭政之	中性子核変換ドープドシリコン半導体の生産性向上のための照射手法及び炉心の最適化に関する研究
将来のエネルギー問題及び環境問題に対応するために、自然エネルギーの普及や省エネ機器の普及を進めることは重要である。これらの機器にはパワーデバイスと呼ばれる半導体素子が使用されており、その素子を構成する重要な部品の一つに中性子照射によりドーピングを行ったn型半導体がある。このようにドーピングしたシリコンを中性子核変換ドープド（Neutron Transmutation Doped : NTD）シリコンと呼ばれ、近年需要が増加している。本研究では、研究炉でのシリコン半導体の生産性を向上させることを目的として、NTDシリコンの生産性向上のための熱中性子フィルターを用いた照射手法及びNTDシリコンを本格的に生産するための炉心デザインの最適化を行った。熱中性子フィルターを用いた照射手法の研究においては、アルミニウム粉末中にB4C粉末を混合させて製作した熱中性子フィルター材の照射に伴う透過中性子束の評価手法を示し、実際に研究用原子炉ＪＲＲ－３において使用するためのフィルター機能付シリコン照射ホルダーの最適な設計を明らかにした。炉心デザインの最適化研究においては、研究用原子炉ＪＲＲ－３で用いているMTR型燃料を用いて、NTDシリコンの生産に適した炉心デザインを明らかにした。

平成25年1月7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
15：10 17：10	芝　知宙	齊藤正樹 小澤正基	ニュートリノを用いた核拡散抵抗性の高いプルトニウムの検認方法に関する研究
ネプツニウムやアメリシウム等マイナーアクチニドの核変換により、238Puを多く含む核拡散抵抗性の高いプルトニウムの生成（Protected Plutonium Production (P3)）の研究がされている。本研究では、高速実験炉「常陽」において照射された照射済み238Uサンプルからの239Puの生成挙動を分析・評価し、それらの知見を基に、P3で重要な核種である238Puを、アメリシウムを用いてより効率的に生成するための新しい燃料ペレットの提案を行った。また、それらP3燃料の検認方法として、ニュートリノの適用可能性を検討した。P3燃料に多く含まれている238Puは、239Puと比べて、自発核分裂数が極めて多いため、燃料から発生するニュートリノを計測することにより、非破壊で238Puの存在を検認することが可能であることが分かった。また、238Puは239Puと比べて、1個の核分裂で放出されるニュートリノ数が少ないため、原子炉から放出されるニュートリノを計測することにより、原子炉中での238Puを多く含むプルトニウムを検認できる可能性を得た。

平成25年1月8日(火)　　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	Pramuditya Syeilendra (国際プログラムA)	高橋　実 木倉宏成	Study on Hydrodynamic Model of Fuel Subassembly with Wire-Wrapped Rods for Nuclear Reactors
Safety has been the sole primary concern of nuclear reactor design and operation since the early era of its development. The safe operation of a nuclear reactor can be ensured only if a sufficient understanding of the physical phenomena occurring in the system is achieved. This work focuses on the analytical approach to investigate thermal-hydraulic phenomena in nuclear reactor cores and subassemblies. The main purpose of this study is to develop an efficient nuclear thermal-hydraulic analysis methodology, capable of producing predictions with sufficient accuracy, but without using prohibitively large computing resources. The calculation strategy starts with the employment of computational fluid dynamics (CFD) method to develop an accurate crossflow resistance correlation for wire-wrapped subassembly. The correlation obtained from CFD is then used to improve whole subassembly calculation employing subchannel analysis method. Then the subchannel analysis results are eventually used to improve numerical calculation for the whole reactor core.

平成25年1月8日(火)　　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
15：10 17：10	石飛　宏和	加藤之貴 池田泰久	Study on modification-effect to metal hydroxides for thermochemical energy storages 化学蓄熱に用いる金属水酸化物の材料複合化に関する研究
有効利用が重要でありながら既往技術では利用が困難である300°C以下の排熱を回収・蓄熱するために，複合化した化学蓄熱材料を開発し，その反応性の向上化を検討した． 　塩化リチウム修飾水酸化マグネシウムについて，混合組成の最適化を行い250–300°Cでの脱水（吸熱）反応，110–180°Cでの水和（発熱）反応性を実証した．あわせて材料の反応を観察し反応速度論的検討を行い，脱水・水和反応速度式を提出した．開発した材料の熱出力密度は，脱水温度300°C，水和温度110°C，水蒸気分圧57.8 kPaの条件において1.40 MJ kg−1となり，既往の無修飾の水酸化マグネシウムよりも高い蓄熱密度であった． 　また，希土類複合水酸化物を化学蓄熱材料として開発した．開発した材料は300°Cで脱水反応が進行し，水和温度110°Cにおいて既往材料である水酸化マグネシウムよりも低い水蒸気分圧(7.4 kPa)で水和反応が進行した．