平成31年3月博士課程修了予定者論文発表会 原子核工学コース・専攻
| 平成31年1月4日（金） 会場： 先導原子力研究所 北2号館6F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 |
墨田 岳大 <材料系> |
小林 能直 | 沸騰水型軽水炉過酷事故時の制御棒由来メタル系コリウムによるステンレス鋼の破損に関する研究 Collapse Behavior of Stainless Steel by Molten Metallic Corium in BWR during Severe Accident |
| 沸騰水型軽水炉など、炭化ほう素(B4C)を制御材として使用する原子炉の過酷事故時には、炉内ステンレス鋼(SS)製の構造物が制御棒由来のメタル系コリウム(SS-B4C溶融物)によって破損したと考えられている。そのため、SS-B4C溶融物によるSS固相の破損挙動を調査することは、過酷事故を生じた原子炉の廃止措置のため、また、原子炉の安全性向上のためにも重要である。本研究では、SS-B4C溶融物によるSS固相破損挙動の機構解明を主眼として実験的検討を行い、その破損形態がSS固相結晶粒界を起点とするコロージョン・エロージョンであることを明らかにした。得られた研究成果から、破損速度を評価、予測式を提出した。また、過酷事故時にステンレス鋼構造物の破損を抑制するための安全提言を行った。 | |||
| 平成31年1月4日（金） 会場： 先導原子力研究所 北2号館6F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 |
津之浦 徹 <材料系> |
吉田 克己 | ケイ素合金を用いた溶融含浸法による炭化ケイ素複合材料の開発 |
| 炭化ケイ素長繊維強化複合材料は、優れた耐熱性及び機械的特性などを有することから、原子力・核融合分野や航空宇宙分野等の高信頼性耐熱構造材料として期待されている。溶融含浸法は、短時間で緻密なマトリックスを形成することが可能であるが、マトリックス中にケイ素が残存するため、高温下での特性劣化が課題とされていた。本研究では、高温下での特性向上を図るため、ケイ素合金を用いた溶融含浸法により炭化ケイ素長繊維強化複合材料を作製し、得られた複合材料の耐環境性及び機械的特性を評価した。また、耐熱性に優れるマトリックス形成のための合金設計指針を導出し、得られた設計指針に基づき、溶融含浸法により、優れた特性を有する炭化ケイ素長繊維強化複合材料を作製した。 | |||
| 平成31年1月4日（金） 会場： 先導原子力研究所 北1号館1F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 |
大里 洋輝 <融合理工学系> |
小原 徹 | 軽水炉取り出しプルトニウムを起動炉心に用いたCANDLE燃焼高速炉 |
| CANDLE燃焼高速炉とは燃焼領域が自律的に徐々に伝搬していく革新的原子炉概念である。本研究の目的は、初期装荷する軽水炉プルトニウム量が最小となり、かつ運転期間中常に実効増倍率が1以上となるCANDLE燃焼高速炉の起動炉心を設計することである。CANDLE平衡状態のプルトニウム分布を模擬した起動炉心を設計することにより、2.76 tの最小プルトニウム量を装荷した起動炉心を設計することができた。また、設計した起動炉心に対して温度係数評価、熱流動解析などの炉特性評価も行った。最後に、高速中性子による燃料被覆管損傷の問題を解決するためメルトリファイニング法を適用することにより、被覆管損傷の課題を解決しかつ起動炉心から平衡状態に臨界を維持したまま移行する炉心の設計条件を明らかにした。 | |||
| 平成31年1月4日（金） 会場： 先導原子力研究所 北2号館6F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 |
Cibula Michal IGP-(A) <融合理工学系> |
竹下 健二 | Separation of Platinum Group Metals in HNO3 using Thiodiglycolamide and Amide-containing Tertiary Amine Extractants |
| As a result of chain fission reaction of actinide nuclei, platinum group metals (PGMs), namely Pd, Rh and Ru, are generated in significant amounts amongst other fission products. In the closed nuclear fuel cycle, uranium and plutonium are separated from the spent nuclear fuel by PUREX process and the raffinate of this process, containing PGMs, is high level liquid waste (HLLW). In order to safely store and eventually dispose of this waste, it has to be solidified, which is executed by vitrification process. However, high concentration of PGMs in HLLW causes instability in the vitrification process, brings heterogeneity in the final product (vitrificate), and together with molybdenum puts limitations on the amount of HLLW that can be loaded in a glass unit. In order to improve the HLLW vitrification process, PGMs have to be removed from HLLW to some extent. In addition, the removed PGMs could be potentially used in industrial field after a long-term storage. In this study, extraction properties of Pd(II), Rh(III) and Ru(III) from highly concentrated HNO3 solutions with N,N’-dimethyl-N,N’-ditolylthiodiglycolamide (MTTDGA) and tris(N,N-di-2-ethylhexylethylamide)amine (EHTAA) were investigated. A separation process was proposed based on the results of the single-element and multi-element experiments and its efficiency was tested and evaluated on a simulated raffinate solutions coming from the simultaneous recovery of PGMs and Mo from HLLW by ferrocyanide adsorbent. |
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| 平成31年1月4日（金） 会場： 先導原子力研究所 北1号館1F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 |
Povolny Antonin IGP-(A) <機械系> |
木倉 宏成 | Ultrasonic Pulse-Echo Measurement of Bubble Diameters in Suppression Pool |
| Suppression pools are safety systems in nuclear power plants, which allow decreasing the pressure in the reactor pressure vessel or in the containment during an accident by condensing steam and also by allowing to vent steam and other gases to the environment because they have been filtered by the pool. Radioactive particles, mostly in the form of aerosols are removed from the gas injected into the suppression pool via a scrubbing effect. The efficiency of the scrubbing effect depends on various bubbles parameters, most notably the bubble diameter. Measurement of bubble diameters is complicated due to the large volume of the suppression pool and increasing temperatures and pressures in the suppression pool during the accident progression. The thesis describes the development of an ultrasonic technique that is capable of measuring bubble diameters in the suppression pool. The technique was based on the pulse-echo technique, which was optimized for this task. A tracking technique was developed to allow measuring multiple bubbles simultaneously. The performance of the developed technique was tested and examined. As a result, the uncertainty of the technique measurement was understood both for its application in low-temperature environment and in the environment of a suppression pool. This allows obtaining experimental bubble size data to improve the understanding of scrubbing efficiency. | |||
| 平成31年1月7日（月） 会場： 先導原子力研究所 北2号館6F会議室 | |||
| 開始時刻／ 終了時刻 |
発表者氏名 | 指導教員 | 論 文 題 目 |
| 8：30 10：30 |
米岡 修一郎 <融合理工学系> |
塚原 剛彦 | ホウ素中性子捕捉療法薬剤を志向した機能性ナノ材料の創製 (Creation of Functional Nanomaterials for Boron Neutron Capture Therapy) |
| 先進的な放射線がん治療法としてホウ素中性子捕捉療法（BNCT: Boron Neutron Capture Therapy）が注目されているが、臨床試験に適用されているホウ素薬剤はSodium borocaptate (BSH)とBoronophenylalanine (BPA)の2種類しか存在しておらず、新しいホウ素薬剤の開発が不可欠となっている。近年、リポソームや生体親和性高分子から成る新しいホウ素ナノキャリアの研究が盛んに進められ、それらの生化学特性や臨床・薬剤学的評価が行われているが、未だ腫瘍細胞への選択性や細胞内集積性に課題が残っている。本研究は、BNCT薬剤へ展開することを志向し、ユニークな物理化学特性を有する生体親和性ポリマーとホウ素官能基とを含有した新しい機能性ナノ材料を開発する共に、その物理化学的特性及び生理学的特性を明らかにしたものである。 | |||
| 平成31年1月7日（月） 会場： 先導原子力研究所 北2号館6F会議室 | |||
| 開始時刻／ 終了時刻 |
発表者氏名 | 指導教員 | 論 文 題 目 |
| 10：30 12：30 |
佐賀 要 <応用化学系> |
塚原 剛彦 | 高分子フォトニック結晶を用いた金属イオン分析システムの開発 (Development of Metal Ion Sensing System Using Photonic Crystal Polymer) |
| 原子力関連施設の廃止措置に伴って発生する多種多様な放射性廃棄物を安全かつ合理的に管理し、処理処分するには、廃棄物の性状分析が不可欠である。しかし、既存の金属イオン分析法には、長時間の化学操作や二次廃棄物の発生等の課題がある。本研究では、感応性ポリマーであるpoly(N-isopropylacrylamide)[poly(NIPAAm)]のユニークな物理化学特性に着目し、金属イオン選択能を有するpoly(NIPAAm)ゲルと無機ナノ粒子とから成る高分子フォトニック結晶を作製すると共に、それをマイクロ化学チップ上に集積化させることで、極微量、迅速、簡便かつ目視検出可能な新しい金属イオン分析システムを開発している。 | |||
| 平成31年1月7日（月） 会場： 先導原子力研究所 北1号館1F会議室 | |||
| 開始時刻／ 終了時刻 |
発表者氏名 | 指導教員 | 論 文 題 目 |
| 10：30 12：30 |
河内 拓也 <機械系> |
木倉 宏成 | 超音波を用いた流動及び物体形状の同時可視化に関する研究 |
| 東京電力HD福島第一原子力発電所の廃止措置において燃料デブリ取り出しに向けた格納容器内調査が実施されており、燃料デブリ分布状況の把握と滞留水の漏洩位置の特定が求められている。そこで、本論文では燃料デブリ分布状況の把握と滞留水の漏洩位置の特定を目指し、超音波を用いた物体形状と流動の同時計測手法を開発した。まず、開口合成法を超音波流速分布計測法（UVP法）と融合して開口合成ベクトルUVP法を開発した。また、超音波エコー画像から物体形状計測を行うとともに流速ベクトルを算出するエコー粒子画像流速測定法（エコーPIV法）を開発した。さらに、開発した計測手法を模擬環境下において試験し、本計測手法の有効性を示した。 | |||
| 平成31年1月7日（月） 会場： 先導原子力研究所 北2号館6F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 |
池田 翔太 <理工学研究科> |
林﨑 規託 塚原 剛彦 |
低エネルギー大強度重イオンビーム加速に向けた4ビームIH-RFQ線形加速器の開発 |
| 重イオン加速器の実用化と普及を今後さらに進めていくためには，これまで以上に重イオンビームの大強度化は重要かつ切実な問題であり，社会的にも早期の技術開発が期待されている。その解決技術のひとつとして，高強度のビームを複数のビームに分割することで空間電荷効果の影響を緩和させ，1台の高周波四重極（RFQ）線形加速器で同時加速した後に分割ビームを再び統合するマルチビーム型加速のアイディアがある。本研究は，東京工業大学での先行研究における2ビーム加速の知見を発展させ，世界的にまだおこなわれていない4ビーム型IH-RFQ線形加速器を新たに開発し，炭素イオンによるビーム加速試験に成功したものである。 | |||
| 平成31年1月7日（月） 会場： 先導原子力研究所 北1号館1F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 |
HAMZA KHALID EL-ASAAD IGP-(C) <理工学研究科> |
相樂 洋 竹下 健二 |
User Interface Development of Atmospheric Dispersion Simulations for Nuclear Emergency Countermeasures |
| A user interface has been developed using a database of atmospheric dispersion of radioactive nuclides to provide a user-friendly and quick information fetching platform for nuclear emergency countermeasures. The output of the user interface comes in different forms, depending on the purpose of the user; for example, comprehensible tables highlighting important values, such as maximum dose levels, its locations and distance from source, and insightful figures of plume horizontal dispersion and distribution. In addition, the user interface can generate the required output in a fraction of the time compared to the conventional database of atmospheric dispersion simulation. This interface was applied to optimize monitoring post installations for emergency preparedness by investigating various types of plume dispersions and dose distributions. Moreover, providing statistical analysis of the plume to give the user a better understanding. The interface was also utilized to construct more robust protective action plans for evacuation pre-planning based on exploring a number of fast-travelling plume dispersions. These dispersions, resulting in air dose rates, were compared to the regulatory set levels of evacuation action. Overall, the use of this interface can be an asset for experts in the field of monitoring post installations and evacuation preparedness. | |||
| 平成31年1月7日（月） 会場： 先導原子力研究所 北1号館1F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 |
藤岡 里英 <融合理工学系> |
相樂 洋 | 高速炉サイクルシナリオによるTRU物質収支と核不拡散性への影響に関する研究 |
| 本研究では柔軟なPu管理方策に応じたPu量及び質管理を可能にする高速炉サイクルシナリオを提示し、TRU物質収支と核不拡散性に与える影響を明らかにする。Pu質管理として、現行の保障措置・核セキュリティ上の規制基準を改質目標とし、分離Puを迅速に照射済Puに改質を可能にする高速炉炉心概念を提示した。次に核爆発装置への転用困難性から導出したPu同位体比を改質目標とし、ブランケットではU-MA燃料及び減速材導入により生成されるPu同位体比を改質し、炉心ではPu内部転換比の低減によりPu量を低減することで、Pu量及び質管理を同時達成する炉心概念を提示した。さらにPu量低減に対する中性子エネルギーによる感度解析を行い、Pu量低減に適した軽水炉炉心概念を提示した。最後にこれらの炉心がTRU物質収支と核不拡散性に与える影響を明らかにした。 | |||