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國分 祐司; 細見 健二; 永岡 美佳; 瀬谷 夏美; 井上 和美; 小池 優子; 内山 怜; 佐々木 一樹; 前原 勇志; 松尾 一樹; et al.
JAEA-Review 2024-054, 168 Pages, 2025/03
JAEA-Review-2024-054.pdf:2.73MB
核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2023年4月から2024年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が一部の項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の範囲を外れた値の評価について付録として収録した。
武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.
High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02
本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950
Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。
小川 修一*; 吉越 章隆; Tang, J.*; 堰端 勇樹*; 高桑 雄二*
Japanese Journal of Applied Physics, 59(SM), p.SM0801_1 - SM0801_42, 2020/07
被引用回数：7 パーセンタイル：35.00(Physics, Applied)この論文では、SiO
/Si界面付近の点欠陥生成を介したSi酸化反応の統一モデルに関するレビューをする。この点欠陥は放出されたSi原子と空孔からなり、このダングリングボンドにおいてO分子の解離吸着が起きる。点欠陥の生成速度が、酸化にともない誘起される歪み、SiとSiO間の熱膨張係数の違いに起因する熱歪み、熱励起によるSi放出の速度および吸着熱の組み合わせによって与えられることを示す。
上地 優; 谷口 昌司*; 西畑 保雄; 永石 隆二; 田中 裕久*; 平田 慎吾*; 原 未来也; 日野 竜太郎
E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 7(1), p.84 - 89, 2015/05
原子力発電所の事故対策の一つである水素影響緩和に対して、新形式の静的触媒式再結合器が開発中である。この再結合器は、重量削減や水素処理能力の増加、耐環境性、製品品質の向上を目指し自動車用モノリス触媒を用いる。本研究では、水素-酸素再結合反応における活性化エネルギーを検討すると共に、原子炉内特有の環境条件である放射線への耐性について実験的評価を行った。その結果、活性化エネルギーは5.75kJと低い値を示すことを明らかにした。また、照射触媒の分析を行った結果、成分分布に有意な変化は認められない。さらに、照射触媒の反応試験を実施したところ、照射触媒が、未照射触媒と比較して反応性が向上することが分かった。
松村 大樹; 小林 徹; 宮崎 有史; 岡島 由佳*; 西畑 保雄; 矢板 毅
Clay Science, 18(4), p.99 - 105, 2014/12
Real-time-resolved observation by using X-ray absorption fine structure spectroscopy was employed in order to study the interaction between dropped water and a mixture of clay minerals and cesium chloride. Change of X-ray absorption spectra were used for the evaluation of amount and chemical state of cesium compounds. For sericite and illite clays, relatively long lifetime of hydrated cesium ions was observed before adsorption on clay minerals. On the other hand, for vermiculite, kaolinite and zeolite clays, hydrated cesium ions were not intensely observed due to short reaction time between hydrated cesium ions and the clay minerals. The electronic configuration of cesium adsorbed on the vermiculite clay is different from that of cesium adsorbed on the other clay minerals. Real-time-resolved X-ray absorption fine structure spectroscopy observation is expected to be widely used for the study of the cesium adsorption on many clay minerals.
上地 優; 谷口 昌司*; 西畑 保雄; 永石 隆二; 田中 裕久*; 平田 慎吾*; 原 未来也; 日野 竜太郎
Proceedings of 2nd International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014), p.87 - 88, 2014/11
原子炉におけるSAMのひとつである水素影響緩和のため、新形式の静的触媒式再結合器が開発されている。これは、重量削減や水素処理性能、環境耐性及び製品品質の向上のため、自動車用のモノリス担体触媒をもとに開発が進められている。本研究では、触媒の基本性能を明らかにするため水素再結合反応における活性化エネルギーを評価した。また、
線照射による劣化に関する評価も併せて実施した。実験結果から、量論組成ガス供給において、活性化エネルギーは5.7kJ/molと算出された。また、1.0MGyまでの線照射では、劣化が生じることはなく、むしろ触媒活性を増加させる効果があることが分かった。
宮村 浩子; 大坐畠 智*; 品野 勇治*; 宮代 隆平*
Proceedings of 8th International Joint Conference on Computer Science and Software Engineering (JCSSE-2011), p.187 - 192, 2011/00
本論文では、限られた表示スペースに大規模な階層データを表示するための適応的可視化テクニックを提案する。階層データは、ノードと、ノード間の親子関係を表現するリンクから構成され、これらは可視化プリミティブによって表現される。これらの可視化プリミティブの数が膨大になった場合、限られた表示スペースへの描画では可視化プリミティブ同士が重なり合い、構造を理解できなくなる。この問題を解決するために、各領域でのノードの混雑度に応じてグラフのスタイルを変えて表示する適応的可視化テクニックを提案する。
宮村 浩子; 品野 勇治*; 大坐畠 智*
可視化情報学会誌, 30(Suppl.1), p.273 - 276, 2010/07
限られた表示スペースに大規模階層データを表示するビジュアリゼーション技術を提案する。階層データは、ノードとリンクから構成されており、リンクはノード間の親子関係を表す。これらノードとリンクはグラフィックスプリミティブによって表現される。しかし、これらのプリミティブ数が膨大であるとき、これらのプリミティブは限られた空間内では重なり合ってしまい、構造を理解することが難しい。そこで、ノードの空間密集度に応じて表示するグラフのスタイルを選択する適応的ビジュアリゼーション技術を提案する。
長壁 正樹*; 篠原 孝司; 東井 和夫*; 藤堂 泰*; 濱松 清隆; 村上 定義*; 山本 聡*; 井戸村 泰宏; 坂本 宜照; 田中 謙治*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 85(12), p.839 - 842, 2009/12
この会合報告は、2009年秋に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の会合報告を取りまとめたものである。取りまとめたトピカルグループは"高エネルギー粒子物理", "輸送と閉じこめ物理", "ペデスタル物理", "MHD安定性", "計測"、及び"統合運転シナリオ"の計6グループである。報告内容は、各トピカルグループの国内委員により、各会合で発表されたITER実現に向けた物理課題の解析結果や装置間比較実験結果報告、また次回会合までに行うべき課題などについてである。
大野 裕隆*; 岩瀬 彰宏*; 松村 大樹; 西畑 保雄; 水木 純一郎; 石川 法人; 馬場 祐治; 平尾 法恵; 園田 健*; 木下 幹康
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 266(12-13), p.3013 - 3017, 2008/06
被引用回数：62 パーセンタイル：95.77(Instruments & Instrumentation)200MeV Xeイオンを照射したCeOにおける照射損傷を広域X線吸収微細構造(EXAFS)測定及びX線光電子分光(XPS)測定により評価した。その結果、照射後にCeの周りの酸素欠損が生じていること,Ceの価数が+4から+3に変化していることが明らかになった。
芦川 直子*; 木津 要; 柳生 純一; 中畑 俊彦*; 信太 祐二; 西村 清彦*; 吉河 朗*; 石本 祐樹*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 363-365, p.1352 - 1357, 2007/06
被引用回数：11 パーセンタイル：59.95(Materials Science, Multidisciplinary)LHD真空容器内で主放電6081ショット,ボロニゼイション3回に曝された。ステンレス(SS316)サンプル、及び同様にJT-60U真空容器ポート内で主放電1896ショット,ボロニゼイション2回に曝された。SS316サンプル表面の元素分布状態をX線光電子分光装置(XPS)を用いて分析し、LHDとJT-60Uの結果を比較した。(1)LHDでは最表面において炭素が20%,酸素が45%であり、それ以降基板界面に至るまで80%のボロン膜が保持されている。JT-60Uでは最表面において炭素が60%であり、その後55%程度のボロン膜が保持されている。このようにLHDと比較するとJT-60Uでは壁材による堆積層が顕著である。(2)JT-60Uでのボロン膜上の堆積層はトーラス方向に非均一であり、C1s及びO1sのXPSスペクトルピークシフトの結果においても場所により異なる傾向を示す。これはトーラス方向の酸素捕捉能力が非均一であることを示唆している。(3)ボロン膜厚は、LHDではグロー電極の位置に依存するが、JT-60Uではそのような傾向は見受けられなかった。理由の一つとして炭素による堆積層がトーラス方向に非均一であることが考えられる。(4)ボロン膜の厚みは実験サイクル中十分に保持されているため、ボロン化壁による酸素軽減効果はおもにボロン膜の最表面の特性に起因すると考えられる。
更田 豊志; 中村 武彦; 永瀬 文久; 中村 仁一; 鈴木 元衛; 笹島 栄夫; 杉山 智之; 天谷 政樹; 工藤 保; 中頭 利則; et al.
JAEA-Review 2006-004, 226 Pages, 2006/03
JAEA-Review-2006-004.pdf:34.43MB
3月2日(水)及び3日(木)の両日、東京の都市センターホテルにおいて「燃料安全研究国際会議2005(Fuel Safety Research Meeting 2005)」を開催した。本会議は、原子炉の安全性研究に関する最新の研究成果の発表と、専門家との情報交換及び討論を目的としている。本会議における技術的な話題は、燃料安全研究の現状,反応度事故時及び冷却材喪失事故時の燃料挙動,高燃焼度燃料のふるまい、及びシビアアクシデント時の放射性物質放出をカバーしている。本要約集は、本会議の発表において使用された要旨及びOHPをまとめたものである。
都筑 和泰*; 木村 晴行; 草間 義紀; 佐藤 正泰; 川島 寿人; 神谷 健作; 篠原 孝司; 小川 宏明; 上原 和也; 栗田 源一; et al.
Fusion Science and Technology, 49(2), p.197 - 208, 2006/02
被引用回数：11 パーセンタイル：59.03(Nuclear Science & Technology)低放射化フェライト鋼は核融合原型炉のブランケット構造材の有力候補である。しかし、強磁性体であるため、プラズマの生成,制御,閉じ込め,安定性等に悪影響を与えることが懸念されていた。また、酸素不純物の吸蔵量が大きいことから、プラズマ中に不純物を放出することも懸念された。JFT-2Mでは段階的にフェライト鋼を導入して適合性試験を進めた。その最終段階では、真空容器内壁の全面にフェライト鋼を設置して実験を行った。プラズマ生成,制御に関しては、フェライト鋼によって生成される磁場が、外部磁場の10%程度であり、トカマクプラズマが既存の制御系で生成可能であることを示した。また、高規格化ベータプラズマに対する適合性を調べる実験を行い、フェライト鋼壁の存在下でも原型炉の運転領域に相当する規格化ベータ3.5程度のプラズマが生成できることを実証した。壁に近づけると不安定性の成長速度が遅くなることを示し、フェライト鋼壁が非磁性導体壁と同様の壁安定化効果を持つことを示した。低ベータでのロックトモード,Hモード遷移等にも悪影響は観測されなかった。以上のように、フェライト鋼の原型炉への適用に対し見通しを与える結果が得られた。
小川 宏明; 山内 有二*; 都筑 和泰; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 神谷 健作; 河西 敏; 草間 義紀; 山口 薫*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.678 - 682, 2004/08
被引用回数：4 パーセンタイル：28.71(Materials Science, Multidisciplinary)JFT-2Mでは原型炉の構造材として有力視されている低放射化フェライト鋼(F82H)を段階的に真空容器内に設置して高性能プラズマとの適合性を試験する「先進材料プラズマ適合性試験」を実施している。フェライト鋼はその化学的特性(錆びやすい)から酸素不純物の増加が懸念されている。また、重水素保持特性に関してはこれまで十分なデータの蓄積がない。そこで、フェライト鋼を真空容器内壁の20%に設置した場合と全面に設置した場合の不純物挙動を分光診断で測定した。その結果、真空容器内壁全面に設置した場合であっても、プラズマが直接相互作用をしない位置に設置した場合では、不純物放出が大きな問題とならないことを示す結果を得た。また、フェライト鋼の重水素保持特性では、重水素はおもに酸化層に吸蔵され、機械研摩等により酸化層を除去した状態では、構造材として広く用いられているSUS-316Lと同様であることを示す結果を得た。
山口 薫*; 山内 有二*; 廣畑 優子*; 日野 友明*; 都筑 和泰
真空, 46(5), p.449 - 452, 2003/05
低放射化フェライト鋼は原型炉の候補材料であり、その燃料水素保持特性及びエロージョン特性評価は、原型炉におけるプラズマ壁相互作用の観点から非常に重要である。北海道大学においては、重水素のイオンビームを低放射化フェライト鋼に照射して、昇温脱離法によって水素吸蔵量を評価した。試料としては、3年程度大気中に放置したものと、鏡面研摩したものの2種類を用意した。オージェ電子分光法で組成分布を測定したところ、鏡面研摩の場合は酸化層が10nm以下であるのに対し、大気にさらした試料は80nm程度の酸化層ができていることがわかった。水素吸蔵量に関しては、水素照射量が少ない内は、大気にさらした試料の方が一桁程度大きいが、照射量が増えるにつれ差は小さくなった。照射量が5
1018D/cm
の場合、両者の吸蔵料はほぼ一致し、ステンレス鋼と同程度であった。これは、水素イオン照射により表面酸化層が除去されたことに対応すると考えられる。
畑 明仁*; 井尻 裕二*; 大石 雅也*; 杉原 豊*
JNC TJ8440 2003-001, 99 Pages, 2003/01
JNC-TJ8440-2003-001.pdf:2.49MB
高レベル放射性廃棄物地層処分の安全評価においては、モデルやデータの不確実性を評価することが重要な課題の1つとなっている。特に、天然バリア中核種移行評価においては原位置で実施された様々な調査結果に基づきモデルやデータが設定される。しかしながら、天然バリアは本来不均質であるにもかかわらず調査数量は限られ、調査結果には多くの不確実性を伴う。したがって、天然バリア評価において、原位置調査結果から推定されるモデルやデータの不確実性を定量的に評価する手法を確立する必要がある。このような観点から、一昨年度はツール開発の一環として、核種移行解析コードLTGを対象とした逆解析コードの開発を行い、続けて昨年度はSKBのASPO HARD ROCK LABORATORY(HRL)で行われたTRUE試験結果に対し開発プログラムを適用し、逆解析の同定精度やデータ及びモデルの不確実性の定量的評価に関する検討を行った。本年度は、逆解析コードの適用実績を広げ、その信頼性を向上させるために、昨年度のSKB ASPO HRLとは異なるNAGRAのGrimsel Test Siteで行われたMI試験結果に対し、昨年と同様な手順で逆解析を行い同様の検討を行った。その結果、昨年のTRUEに対する結果と同様に、比較的容易に精度良くパラメータが同定できること、観測値と計算値の誤差に起因する不確実性は、試験条件やモデルの設定条件に起因するパラメータの不確実性に比べて極めて小さいこと、モデルの良否を選択する基準として情報量基準を用いれば、もっとも同定精度の高いモデルを選択できることが明らかとなった。
鈴木 治雄*; 畑 祐二*; 島田 透*; 山田 真*
JNC TJ8400 2003-027, 125 Pages, 2002/03
JNC-TJ8400-2003-027.pdf:13.32MB
昨年度に引き続き遠隔定置概念に基づく緩衝材の施工で生ずると考えられる隙間を模擬した室内要素試験を実施した。本年度は、試験水の pH および緩衝材の隙間幅をパラメータとした試験、および昨年度と同じ試験条件でさらに長時間の試験を実施し、オーバーパックの腐食挙動に与える影響についてのデータを取得した。また、試験で取得したデータと、炭素鋼の腐食速度および腐食深さの測定結果に基づいて、緩衝材の隙間幅と環境条件が炭素鋼の腐食挙動に与える影響について検討した。その結果、隙間幅の腐食挙動への影響は小さいこと、また、環境条件の影響については、人工海水に比べて高pH となるセメント飽和人工海水の方が、腐食速度が減少する傾向が認められた。炭素鋼の腐食局在化の程度に関しては、昨年度取得したデータと合わせて、第2次取りまとめで用いたデータとの比較を行い、オーバーパックの腐食寿命への影響について検討を実施した。その結果、平均腐食深さと最大孔食深さの比である孔食係数は、今回得られたいずれのデータも、種々の溶液中あるいは土壌中での従来データに比べ、同等または小さくなり、本試験で実施した緩衝材の隙間の幅、試験期間および試験水溶液の条件の範囲では、顕著な局部腐食は生じないことが分かった。また、昨年度および本年度の成果をもとに、室内要素試験についての今後の課題、搬送定置装置への要求事項および大型試験実施の必要性を検討した。
鈴木 治雄*; 畑 祐二*; 山田 眞*
JNC TJ1400 2002-002, 89 Pages, 2001/08
JNC-TJ1400-2002-002.pdf:11.48MB
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降旗 志おり*; 仁井田 浩二*; 明午 伸一郎; 池田 裕二郎; 前川 藤夫
JAERI-Data/Code 2001-015, 90 Pages, 2001/03
JAERI-Data-Code-2001-015.pdf:3.75MB
GEMコードは励起原子核の脱励起を記述するシミュレーションプログラムである。このコードはGE(Generalized Evaporation Model)とAtchisonの核分裂モデルから成り立つ。Bertiniの核内カスケードモデルとGEMとを組み合わせた計算モデルにより、陽子入射におけるBeのような軽いフラグメント生成断面積を精度良く予測できることが示された。また、Atchisonモデルに使用されているパラメータを再評価することにより、Auに陽子を入射する場合に生成する核分裂片の断面積を改善することが示された。本レポートでは、GEMコードの詳細と使用方法について記述し、Bertini核内カスケードモデルとGEMコードを組み合わせた計算(INC/GEM)によるベンチマーク計算の結果を示す。さまざまなターゲットに陽子を照射した場合における中性子スペクトル及び同位体生成断面積をINC/GEMを用いて計算した。これらの計算結果を実験値と比較するとともに、LAHETによる計算結果との比較も行った。その結果INC/GEMによる計算は、AlとPuの中性子放出の二重微分断面積の実験値を再現することがわかった。Agから生成される同位体はOより重いフラグメントの生成が過小評価されるものの、He,Li,Beの生成については50%以内で実験と良い一致を示すことがわかった。また、LiやBe等の軽核の生成断面積、特に重いターゲット核においてLAHETによる計算結果より良い一致を示すことがわかった。さらに、INC/GEMによる計算はLAHETによる計算よりも核分裂片生成断面積の予測精度が良いことが示された。
日野 友明*; 廣畑 優子*; 山内 有二*; 仙石 盛夫
Proceedings of IAEA 18th Fusion Energy Conference (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00
核融合原型炉以後の低放射化構造材候補であるフェライト鋼(F82H)、バナジウム合金(V-4Cr-4Ti)、炭化珪素複合材(SiC/SiC)について、それらの真空工学特性、プラズマのある環境での表面物性等を調べ、評価した。F82Hについては酸化しやすく、脱ガス量が多いことから、600度C程度の予備ベーキングが必要であることがわかった。V-4Cr-4Tiについては、JFT-2Mトカマク環境下に約9ヶ月間置き、約200nmの酸化層が生成されて水素吸蔵が抑制されることを見いだした。その結果、危惧されていた水素脆化は酸化層により制御できる可能性がある。SiC/SiCについては、水素吸蔵は炭素と同程度であるが、化学的損耗は無視し得る程度に小さいことが判明した。
