東北大学研究者紹介

研究者詳細

ホーム

日本語 English

シシド　ヒロキ

宍戸　博紀

Hiroki Shishido

所属

大学院工学研究科　量子エネルギー工学専攻　エネルギー物理工学講座（核融合・電磁工学分野）

職名

助教

学位

博士（工学）（東北大学）
修士（工学）（東北大学）

researchmap

https://researchmap.jp/shishido5459

J-GLOBAL ID

201801003059439585

e-Rad 研究者番号

90827792

所属学協会 4

電気化学会

～継続中
溶融塩委員会

～継続中
プラズマ・核融合学会

～継続中
日本原子力学会

～継続中

受賞 1

第7回日本原子力学会新型炉部会部会賞優秀講演賞

2025年3月　一般社団法人日本原子力学会新型炉部会　MHD電解フィルタ開発に向けたフッ化物溶融塩中における溶存水の挙動評価

論文 17

Introduction of Fusion Reactors as Transmutation Systems for Minor Actinides and Fission Products 査読有り

Hiroki Shishido, Hidetoshi Hashizume

Nuclear Technology　2025年

DOI： 10.1080/00295450.2025.2472556 　
Numerical prediction of the heat transfer properties of Flinabe molten salt as a coolant in a nuclear system 査読有り

Hiroki Shishido, Noritaka Yusa, Hidetoshi Hashizume, Yoshiki Ishii, Norikazu Ohtori

Annals of Nuclear Energy　206　110631-110631　2024年10月
出版者・発行元： Elsevier BV
DOI： 10.1016/j.anucene.2024.110631 　

ISSN：0306-4549
Numerical analysis of the viscosity of ZrF4–BeF2 molten salts for nuclear transmutation using fusion neutron sources 査読有り

Hiroki Shishido, Hidetoshi Hashizume

Fusion Engineering and Design　203　114456-114456　2024年6月
出版者・発行元： Elsevier BV
DOI： 10.1016/j.fusengdes.2024.114456 　

ISSN：0920-3796
Introduction of Fusion Reactor as Transmutation System for Minor Actinides and Fission Product 査読有り

Hidetoshi Hashizume, Hiroki Shishido

2024 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP)　19-28　2024年
出版者・発行元： American Nuclear Society
DOI： 10.13182/t130-44212 　
Evaluation of the Applicability of Plutonium Transmuted From Minor Actinides by Fusion Reactor as Fertile Fuel in Boiling Water Reactor 査読有り

Masaki Shimizu, Hiroki Shishido, Hidetoshi Hashizume

Volume 2: Nuclear Fuels, Research, and Fuel Cycle; Nuclear Codes and Standards; Thermal-Hydraulics　V002T05A014　2021年8月4日
出版者・発行元： American Society of Mechanical Engineers
DOI： 10.1115/icone28-65139 　

詳細を見る詳細を閉じる

Abstract This study proposes to make effective use of plutonium transmuted from minor actinides (MA) by fusion reactors as fertile fuel in a light water reactor (LWR). The plutonium transmuted from MA, particularly Pu-238, has a large neutron capture cross section and becomes fissile Pu-239 by the reaction. If the plutonium transmuted from MA is loaded into LWR appropriately, there is a possibility to maintain a constant effective multiplication factor. This study evaluated the effects of the plutonium transmuted from MA on a full MOX boiled water reactor (BWR) core by Monte Carlo-based neutron transport and burnup calculation. We revealed that some fuel assemblies achieved the effective multiplication factor is greater than 1.0 and its decrease was significantly small (−0.013) during 400 days operation. However, under this condition, the power peaking factor was 1.4, which should be unacceptable from the viewpoint of thermal design. Inventories of heavy nuclides in fuel cycles was evaluated using a simple diagram and its result indicated that the accumulation of MA in the fuel cycle was reduced by introducing the MA transmutation and the Pu recycle system. Furthermore, the amount of MA production and MA transmutation are balanced by introducing two fusion reactors with 3 GW thermal output into the fuel cycle, and the MA inventory was equilibrated.
Evaluation of Neutronic and Thermophysical Characteristics of Molten Salts Specialized for Long-Lived Fission Products Transmutation in a Fusion Reactor 査読有り

Taku KITASAKA, Hiroki SHISHIDO, Hidetoshi HASHIZUME

Plasma and Fusion Research　15　2405077-2405077　2020年11月4日
出版者・発行元： Japan Society of Plasma Science and Nuclear Fusion Research
DOI： 10.1585/pfr.15.2405077 　

eISSN：1880-6821
Construction of minor actinides reduction scenario in Japan utilizing fusion reactors

Yuki Furudate, Hiroki Shishido, Noritaka Yusa, Hidetoshi Hashizume

Progress in Nuclear Energy　103　28-32　2018年3月
出版者・発行元： Elsevier BV
DOI： 10.1016/j.pnucene.2017.11.003 　

ISSN：0149-1970
Anomalous excess heat generated by the interaction between nano-structured Pd/Ni surface and D2 gas 査読有り

Journal of Condensed Matter Nuclear Science　24　179-190　2017年

ISSN：2227-3123
Thermal Design Investigation for a Flinabe Blanket System 査読有り

Hiroki Shishido, Noritaka Yusa, Hidetoshi Hashizume, Yoshiki Ishii, Norikazu Ohtori

FUSION SCIENCE AND TECHNOLOGY　72　(3)　382-388　2017年

DOI： 10.1080/15361055.2017.1330623 　

ISSN：1536-1055

eISSN：1943-7641
Discussion on the effect of NaF on physical properties of Flinabe in comparison to Flibe from molecular dynamics simulations 査読有り

H. Shishido, N. Yusa, H. Hashizume, Y. Ishii, N. Ohtori

25th International TOKI Conference (ITC-24), Toki, Japan　2015年11月3日
EVALUATION OF PHYSICAL PROPERTIES OF THE MOLTEN SALT MIXTURES FLINABE FOR A FUSION BLANKET SYSTEM USING MOLECULAR DYNAMICS SIMULATION 査読有り

Hiroki Shishido, Noritaka Yusa, Hidetoshi Hashizume, Yoshiki Ishii, Norikazu Ohtori

FUSION SCIENCE AND TECHNOLOGY　68　(3)　669-673　2015年10月

DOI： 10.13182/FST14-975 　

ISSN：1536-1055

eISSN：1943-7641
Designing of a fusion blanket system using molten salt flinabe for transmutation of minor actinides 査読有り

H. Shishido, Y. Furudate, N. Yusa, H. Hashizume

GLOBAL2015, Paris, France　2015年9月20日
Evaluation of neutronic performance of Flibe+LiI molten salt blanket system for MA transmutation 査読有り

Y. Furudate, H. Shishido, N. Yusa, H. Hashizume

The 17th International Symposium on Applied Electromagnetics and Mechanics, Kobe, Japan　2015年9月15日
Numerical investigation of the ill-posedness of inverse problems to size a crack from eddy current signals 査読有り

Noritaka Yusa, Hiroki Shishido, Hidetoshi Hashizume

The 2nd International Conference on Maintenance Science and Technology　2014年11月2日
Development of electromagnetic non-destructive testing method for the inspection of heat exchanger tubes of Japan Sodium-Cooled Fast Reactor –Part I Application of remote field eddy current testing

Noritaka Yusa, Hiroki Shishido, Hidetoshi Hashizume

The 19th International Workshop on Electromagnetic Nondestructive Evaluation, Xi’an, China　2014年6月25日
Evaluating the III-posedness of inverse problem to size flaws from eddy current NDT signals obtained with an absolute type probe 査読有り

Noritaka Yusa, Hiroki Shishido, Hidetoshi Hashizume

Applied Mechanics and Materials　619　337-341　2014年
出版者・発行元： Trans Tech Publications Ltd
DOI： 10.4028/www.scientific.net/AMM.619.337 　

ISSN：1662-7482 1660-9336
PROPOSAL OF A NOVEL BLANKET SYSTEM USING LiF-BeF2-LiI FOR A FUSION REACTOR 査読有り

Hiroki Shishido, Youngmin Han, Kentaro Matsui, Noritaka Yusa, Hidetoshi Hashizume

PROCEEDINGS OF THE 21ST INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING - 2013, VOL 5　5　V005T14A012　2014年

︎全件表示 ︎最初の5件までを表示

MISC 2

放射性廃棄物の核変換処理を目的とした核融合炉溶融塩ブランケット成立性検討(2)分子動力学法を用いたFlinabeの熱物性評価

宍戸博紀, 古館佑樹, 遊佐訓孝, 橋爪秀利, 石井良樹, 大鳥範和

日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM)　2016　ROMBUNNO.1J13　2016年3月16日
B224 FLiNaBe溶融塩ブランケットシステムにおける核転換解析(OS3 軽水炉・新型炉・原子力安全(5))

宍戸博紀, 古館佑樹, 遊佐訓孝, 橋爪秀利

動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム　2014　(19)　255-256　2014年6月25日
出版者・発行元：一般社団法人日本機械学会

詳細を見る詳細を閉じる

This study evaluates nuclear characteristics of molten salt, namely LiF-NaF-BeF_2 (FLiNaBe), from the viewpoint of its application to a liquid blanket system in a fusion reactor. Monte Carlo numerical simulations using MVP-2.0 with JENDL-4.0 data library and time-dependent nuclear transmutation analysis are carried out to evaluate tritium breeding ratio, change in the compositions of the molten salt. Induced radioactivity of Na contained in FLiNaBe is also evaluated. The results of the numerical analysis reveal that the thermophysical properties of FLiNaBe should vary because the compositions of the molten salt definitely change due to the fusion plasma neutron during power plant operation.

講演・口頭発表等 1

A Dynamic Model of the Sustainable Twin Nuclear Fuel Cycle by Introducing Fusion Transmutation Reactors 国際会議

宍戸博紀

2018年11月19日

共同研究・競争的資金等の研究課題 8

制約のない磁場配位が可能な分割型高温超伝導マグネットにおける接合現象の多角的理解

伊藤悟

2025年4月～ 2028年3月
磁場を与えるだけで運転中の溶融塩から不純物を除去するMHD電解フィルタの創出

宍戸博紀

2024年4月1日～ 2027年3月31日
MHD流動制御による４相連続ダイバータシステムの構築

橋爪秀利, 伊藤悟, 遊佐訓孝, 宍戸博紀

提供機関：Japan Society for the Promotion of Science

制度名：Grants-in-Aid for Scientific Research

研究種目：Grant-in-Aid for Scientific Research (A)

研究機関：Tohoku University

2021年4月～ 2026年3月

詳細を見る詳細を閉じる

本研究の目的は、従来から考えられている２つの方式であるガスダイバータ（固体壁の表面にガスを噴射する方法）と液体ダイバータ（液体金属を用いる方法）で問題となる、一部の荷電粒子がガス領域を突き抜けてしまうことによる固体壁の重大な損傷の発生・液体の蒸発によるプラズマへの不純分の侵入によるプラズマの不安定化といった工学的課題を解決するため、両者の方法を統合し、世界初の「MHD効果を利用した４相連続型の革新的なダイバータシステム」の基盤研究を遂行することによって、合理的なダイバータの実現に向けたブレイクスルーを示すことである。本年度の研究実績は以下の通りである。 1) 磁場下での液体金属自由表面流における流速分布を評価するための電位プローブユニットを製作し、ナノボルトメータによる電位分布計測系の構築を行った。さらに非一様の0.1 T程度の磁場（東北大学金属材料研究所附属強磁場超伝導材料研究センター）において、液体金属ガリンスタンを用いたMHD自由表面流実験を行い、導電フィン、絶縁フィン、部分導電フィン、部分絶縁フィンの4種類のフィンを流路中に設置した際の流速分布を得てMHD流動制御特性を評価した。 2) 一様磁場下での液体金属自由表面流実験（2年目以降を予定）を行うために、本年度はネオジム系の永久磁石とヨークを合せた磁気回路を有する一様磁場発生装置を製作した。本装置はギャップの幅および高さがそれぞれ90 mmおよび200 mmで、流路方向に200 mm程度に0.8 Tの一様な磁場を発生できるものとした。また本装置に使用する液体金属流動ループ設計に着手した。また、気泡導入部の設計検討のために多孔質体を選定・購入を行った。 3) 自由表面を有する液体金属のMHD流れ、および気泡の影響による電気伝導度の変化を考慮した解析手法の構築に着手した。
高い安全性を有する放射性廃棄物ゼロエミッション溶融塩炉原子力システム実現への挑戦

相澤直人, 宍戸博紀

2022年4月1日～ 2025年3月31日

詳細を見る詳細を閉じる

本研究では、原子力プラントで発生する放射性核種を同一プラント内ですべて核変換し、放射性廃棄物の排出を極小とする自己完結的な高い安全性を有する原子力システムの実現を目標として、運転中に燃料塩の調整・生成元素の連続除去が可能な溶融塩炉原子炉システムを対象に2022年度は以下の検討を行った。１．溶融塩炉原子炉システムの設計を行うにあたり、炉心核設計のための解析環境の整備ならびに溶融塩物性解析のための解析ツールの整備を行った。また、溶融塩組成の検討にあたり、溶融塩に溶かすための元素特性の基礎検討を開始した。２．溶融塩炉炉心の核設計として、過去に米国オークリッジ国立研究所にて建設および運転経験のあるフッ化物溶融塩実験炉MSREの炉心を元に、ウラン燃料溶融塩および黒鉛減速材ブロックを用いた無限燃料セル体系を用いて、これまでに溶融塩炉における核変換研究が行われてこなかった長寿命核分裂生成物(LLFP)を対象として、溶融塩炉の運転中において生成したLLFPが自己完結的に核変換可能かどうか検討を行った。その結果、黒鉛減速材ブロック中にLLFPの核変換のための専用流路を設けた燃料セル設計において、専用流路の大きさを変更することによって運転中のLLFP生成量と同量もしくは生成量を上回るLLFP核変換が実現可能であることが示された。また、LLFP核変換用専用流路の導入によって低下する反応度についても、ウラン濃縮度を増加させることによって補償可能であることが示された。
液体核変換ターゲットの創製に向けた廃棄物元素の化学的安定性と相互作用の解明

宍戸博紀

提供機関：Japan Society for the Promotion of Science

制度名：Grants-in-Aid for Scientific Research

研究種目：Grant-in-Aid for Early-Career Scientists

研究機関：Tohoku University

2021年4月～ 2024年3月

詳細を見る詳細を閉じる

溶融塩溶媒における核分裂生成物の安定性を評価するために溶解度の数値解析評価を実施した。具体的には、第一原理分子動力学計算を実施し、Widomの粒子挿入法を用いて化学ポテンシャルを評価し、添加した粒子数による化学ポテンシャルの変化から溶解度を予測できるか試みた。まず簡単な系として、溶融塩LiFに核分裂生成物元素であるZrおよびCsを添加したシステムに対して評価を進めた。当該系において、Widomの粒子挿入法により化学ポテンシャルを評価できることは確認された。しかしながら、溶解度評価のためには溶質（核分裂生成物元素）のみから成る系の化学ポテンシャルが必要となるが、予想される値とは大きく異なる結果が得られており、結果として溶解度予測にまでは至っていない。当該手法が適用できない原因を追究中である。また、核分裂生成物の化合物を添加した溶融塩の諸物性予測手法について検討した。申請当初は第一原理計算から相互作用ポテンシャル関数を構築することを検討していたが、近年機械学習を用いた分子動力学計算手法の開発が進んでいることを受け、本年度は当該手法の適用性検討を行った。機械学習分子動力学計算は、最初に第一原理分子動力学計算を行い、そこで得られた粒子位置とエネルギーおよび力の関係を機械学習によって関連付け、構築された機械学習ポテンシャルを用いて古典分子動力学計算を行うものである。こちらもまずは簡単な系としてLiFを対象に適用性評価を実施した。検討の結果、機械学習による第一原理計算の再現精度は非常に高いということが確認された。また、実際に得られた計算結果は溶融塩の物性値を再現しており、当該手法が溶融塩に対しても概ね適用できるであろうことが確認された。
照射環境における分割型高温超伝導マグネットの接合特性詳細分析と保全シナリオ構築

伊藤悟, 田村仁, 西島元, 松山成男, 柳長門, 宍戸博紀

提供機関：Japan Society for the Promotion of Science

制度名：Grants-in-Aid for Scientific Research

研究種目：Grant-in-Aid for Scientific Research (B)

研究機関：Tohoku University

2020年4月1日～ 2023年3月31日

詳細を見る詳細を閉じる

本研究は、強磁場・照射特性を踏まえた分割型高温超伝導マグネットの建設・運用・保全シナリオの構築を行うために、1) 強磁場・照射環境を踏まえた接合特性詳細分析、2) 強磁場用超伝導センサー製作とクエンチ検出特性影響因子の解明、3) 放射化計算に基づく分割型高温超伝導マグネット保全シナリオ検討、を行うことを目的とする。本年度の研究実績は以下の通りである。 1) 強磁場・照射環境を踏まえた接合特性詳細分析：コンタクトプローブユニットを用いてREBCO線材の層間抵抗率の温度・磁場依存性の評価を行い、層間抵抗率の磁場依存性が温度によって変化することを確認した。またREBCO線材のメーカー、製造番号によって、層間抵抗率がばらつくことを確認した。加えて同評価に対して磁場方向変化を可能とする測定体系の考案を行った。さらに初年度に導入した液体窒素トラップ付きビームチャンバーを用いて、REBCO線材の陽子線照射を行い、低温照射→昇温→臨界電流評価（マグネットメンテナンスを模擬）、低温照射→低温保持→臨界電流評価（マグネット運転中を模擬）を行い、昇温することで臨界電流が回復することを確認した。 2) 強磁場用超伝導センサー製作とクエンチ検出特性影響因子の解明：強磁場用のクエンチ検出センサーとしてNb3Alを導入し、自己磁場、液体ヘリウム冷却下においてREBCO線材のクエンチ検出ができることを確認した。また、クエンチセンサへの検査電流の決定に必要なデータとなるNb3Alセンサーの臨界電流の磁場依存性を評価した。 3) 放射化計算に基づく分割型高温超伝導マグネット保全シナリオ検討：放射化計算の基礎情報となるREBCO超伝導体の元素種による放射化影響特性を調査した。また、接合部の曲げ・捩り特性の評価、多孔質冷却システムの冷却特性の重力方向依存性評価を行い、マグネットの製作、冷却、運転に与える影響を評価した。
超高速中性子と高レベル廃棄物の有効利用による革新的核変換核融合炉の提案

橋爪秀利, 山村朝雄, 染谷洋二, 岡本敦, 金聖潤, 遊佐訓孝, 近藤正聡, 宍戸博紀

提供機関：Japan Society for the Promotion of Science

制度名：Grants-in-Aid for Scientific Research

研究種目：Grant-in-Aid for Challenging Research (Pioneering)

研究機関：Tohoku University

2017年6月～ 2020年3月

詳細を見る詳細を閉じる

核融合反応で発生する超高エネルギーの14 MeV中性子と、原子力発電所より生じる使用済み核燃料に含まれる高レベル廃棄物（核分裂生成物やマイナーアクチノイド）を組み合わせたこれまでにないコンセプトを持つ新しい核融合炉の概念設計を行った。マイナーアクチノイド燃料と核変換部の設計、および核分裂生成物の核変換部を含むブランケット設計評価を実施し、当該核融合炉の導入によりこれら高レベル廃棄物の国内における貯蔵量を確実に低減可能となるシナリオを示した。
自己発熱機能を有する新型溶融塩ブランケットシステムの開発

宍戸博紀

2015年4月～ 2018年3月

詳細を見る詳細を閉じる

本研究は、Flibe (LiF-BeF2) およびFlinabe (LiF-NaF-BeF2) などの既存溶融塩に対し、重元素を添加した自己発熱機能を有する高性能新型溶融塩の開発、およびその溶融塩を用いたブランケットシステムの設計最適化を目指す。昨年度Flinabeにおいても熱物性改善が必要であると結論付けられたことから、異なる物質を添加した場合の熱物性評価を実施した。自己発熱性を発現させる添加候補としてCsFを考え、FlibeにCsFを添加した三元系溶融塩の熱物性（比熱、粘性、熱伝導率）について数値解析評価した。CsF添加量が小の場合、熱物性は元のFlibeから大きく変化しない。しかし、CsFの質量が大であることから、CsF比増大に伴い熱伝導率が著しく減少してしまうことが明らかとなった。以上から、Flibe+CsFのFlinabeに対する優位性は見られなかった。ただし、FlibeにCsFを少量添加した場合、融点が最大で約40 K減少することがこれまでの実験により明らかとなっている。よって、Flinabeに対し少量のCsFを添加することで、Flinabeの熱物性を大きく変えることなく、融点のみが減少する可能性が考えられる。また、溶融塩を簡便かつ大量に精製できる手法確立を目的として、一方向凝固法の適用性を評価した。昨年度のFlinakに引き続き、本年度はFlibeを対象とした。その結果、主にBeF2に含まれている黒色の不純物が試料上部に偏析する様子を観測した。また、ICP-MSにより金属不純物量を分析したところ、不純物の中でも特に多く含まれる鉄元素が試料上部に有意に偏析するという結果が得られている。さらに本手法は偏析現象を利用しているため、組成を適当に配合したとしても、試験後には自動的に共晶組成に調整されるという利点もあり、溶融塩精製の際に極めて有効な手法であると考えられる。

︎全件表示 ︎最初の5件までを表示