令和3年度福島第一原子力発電所の炉内付着物サンプル等の分析; 令和3年度開始廃炉・汚染水対策事業費補助金に係る補助事業(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発)

池内 宏知; 佐々木 新治; 大西 貴士; 仲吉 彬; 荒井 陽一; 佐藤 拓未; 多木 寛; 関尾 佳弘; 山口 祐加子; 森下 一喜; et al.

JAEA-Data/Code 2023-005, 418 Pages, 2023/12

JAEA-Data-Code-2023-005-01.pdf:24.59MB
JAEA-Data-Code-2023-005-02.pdf:32.18MB

東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所(1F)の廃炉作業を安全かつ着実に実施するためには、炉内で生成した燃料デブリの組成や物理的・化学的特性等の性状を把握し、燃料デブリの取り出しや収納・保管等の実際の廃炉作業を検討するプロジェクトに提供していく必要がある。この目的から、1F2号機の内部調査で取得された付着物や堆積物等の汚染物サンプルを用いて、サンプル中の成分の把握及び燃料由来のウランを含む微粒子(U含有粒子)の詳細観察を行った。本報告書は、サンプルの成分由来やU含有粒子の生成過程等の解析評価に供するため、2021年度に得られた分析結果として、FE-SEM/WDX、FE-SEM/EDX、TEM/STEM-EDXによる詳細観察画像や元素分析結果、放射線測定結果及びICP-MSによる元素分析結果をデータベースとしてまとめたものである。

Functional aberration of myofibrils by cardiomyopathy-causing mutations in the coiled-coil region of the troponin-core domain

松本 富美子; 前田 佳代*; 茶竹 俊行*; 前田 雄一郎*; 藤原 悟

Biochemical and Biophysical Research Communications, 382(1), p.205 - 209, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.bbrc.2009.03.009

心筋症発症に関連する筋収縮調節蛋白質トロポニンT(TnT)の2種類の変異体(E244D, K247R)の変異部位は、Tn-コア領域のコイルドコイル領域に存在する。この領域の変異がTnの調節機構に及ぼす影響を明らかにするために、TnTのこの部位でのさまざまな変異体を含む筋原繊維のカルシウム依存性ATP分解活性を測定した。その結果、疾病関連変異体E244Dは、カルシウム感受性を変化させずに最大ATP分解活性を増大させることを確認するとともに、変異体K247Rも同様の効果を持つことを初めて明らかにした。さらにさまざまな変異体(E244D, E244M, E244A, E244K, K247R, K247E, and K247A)は、カルシウム感受性の変化はないが、最大ATP分解活性についてさまざまな影響を与えることが明らかとなった。これらの変異体を含むTnコアの分子動力学計算の結果、変異部位付近の水素結合ネットワークがTnの機能発現に重要であることが示唆された。

Conformational changes of troponin C within the thin filaments detected by neutron scattering

松本 富美子*; 牧野 浩司*; 前田 佳代*; Patzelt, H.*; 前田 雄一郎*; 藤原 悟

Journal of Molecular Biology, 342(4), p.1209 - 1221, 2004/09

https://doi.org/10.1016/j.jmb.2004.07.086

筋収縮は、筋肉の主要な成分である太いフィラメントと細いフィラメントが互いに滑ることにより起こるが、そのCa濃度による制御には、骨格筋・心筋においては細いフィラメント中の蛋白質トロポニンC,トロポニンI,トロポニンT,トロポミオシンが関与している。筋収縮制御機構の解明にはこれらの蛋白質のフィラメント内での構造を知ることが重要である。われわれは、その第一段階として、細いフィラメント中でのトロポニンCの構造を選択的重水素化及びコントラスト変調法と組合せた中性子散乱法により調べた。重水素化トロポニンCを調製し、単離精製した細いフィラメントに挿入することにより重水素化トロポニンCを含むフィラメントを調製し、溶媒の散乱長密度を重水素化されていない成分と一致させることにより重水素化成分のみが見える条件下で中性子散乱実験を行った。得られた散乱曲線は重水素化トロポニンCのみからの散乱曲線となる。Caの有無において中性子散乱曲線を測定し、モンテカルロ法を用いたモデル計算による解析の結果、トロポニンCの慣性半径はCaの結合により、23から24に増大すること、さらにトロポニンCの細いフィラメント軸中心からの距離が53から49に減少することが明らかとなった。

飽和水酸化カルシウム水溶液を用いたベントナイトの膨潤圧及び透水係数の評価

青柳 孝義*; 前田 宗宏*; 三原 守弘; 田中 益弘*

JNC TN8400 98-002, 62 Pages, 1998/11

JNC-TN8400-98-002.pdf:3.49MB

これまでに核燃料サイクル開発機構では、放射性廃棄物の処分研究において、主として蒸留水を試験水として用いた天然のナトリウム型及びカルシウム型ベントナイトと天然のナトリウム型ベントナイトを人工的にカルシウム型化させたカルシウム型化ベントナイトの膨潤圧、透水係数、一軸圧縮強度及び弾性係数について試験結果を取りまとめている。しかしながら、TRU廃棄物の処分施設においては、構造躯体や充填材、さらには支保にセメント系の材料を使用する可能性があり、その場合、セメント系材料を通過した地下水には多量のカルシウム成分が溶解するものと考えられる。したがって、TRU廃棄物の処分研究においては、カルシウム成分を多く含む水に対するベントナイトの特性を知る必要がある。本報告書はTRU廃棄物の処分概念の検討の一環として行われた、ベントナイトの基本特性に対する液組成の影響把握として、カルシウム成分を多く含む水を模擬した飽和水酸化カルシウム水溶液を用いた試験についてまとめたものである。対象としたベントナイトは、先に述べたナトリウム型、カルシウム型化およびカルシウム型ベントナイトの3種類である。また、実施した試験は、液組成の影響を受ける可能性があると考えられた膨潤圧測定試験および透水試験である。膨潤圧測定試験では最大及び平衡膨潤圧を、透水試験では透水係数を得た。各試験は、乾燥密度をパラメータとして行った。また、カルシウム型化ベントナイトに対しては、ベントナイト混合率をパラメータとした試験も行った。そして、飽和水酸化カルシウム水溶液を用いた試験と既存の蒸留水を用いた試験結果を比較し、膨潤圧と透水係数について、液組成の影響は大差ないことが明らかとなった。

Effects of cardiomyopathy-causing mutations in the coiled-coil regions in troponin core domain on the ATPase activity and physiological functions of myofibrils

松本 富美子; 前田 佳代*; Piroddi, N.*; Belus, A.*; Poggesi, C.*; 前田 雄一郎*; 藤原 悟

no journal, , 

肥大型心筋症(HCM)は、心筋のトロポニン(Tn; TnT, TnI, TnCの三量体で構成)の変異が原因となる遺伝性の疾患である。HCMは張力-カルシウム感受性の異常として定義されるが、その発症の分子機構は未だ解明されていない。心筋症を発症させる変異はTn分子中に散在するが、われわれはTnの機能と深くかかわると考えられるコイルドコイル部位にある2つの変異(TnT(E244D)とTnT(K247R))に注目した。本研究では、これらの変異が心筋の機能異常を引き起こす原因を探るために、アミノ酸側鎖の体積や電荷の異なる種々の変異を導入した筋原繊維のATPase活性変化と張力測定を行った。その結果、変異を導入した筋原繊維のATPase活性と張力変化がパラレルであることを明らかにし、またこれまで不明であったTnT(K247R)心筋症がカルシウム感受性を変えることなく最大張力を増大させる疾患であることを発見した。さらに、Tnのアミノ酸変異によるHCM疾患の原因は、コイルドコイルの外側部位で形成されている水素結合ネットワークの異常に起因することを生化学実験と計算シミュレーションから明らかにした。

ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の開発,7-1; 高速実験炉「常陽」の原子炉容器内観察・補修技術の現状

北村 了一; 前田 幸基; 小林 孝良

no journal, , 

高速実験炉「常陽」の原子炉容器内は、停止中も約200Cのナトリウムが充填され、線量率は最大約300Gy/h(実測値)に達する。また、原子炉容器内へのアクセスルートも限られ、原子炉容器内観察・補修装置には、耐熱性,耐放射線性,遠隔操作性が要求される。「常陽」では、平成19年に発生した炉内干渉物による燃料交換機能の一部阻害を契機に、復旧に向けて原子炉容器内観察・補修技術開発を進め、さまざまな観察・測定・試験を実施し、これらの結果に基づいて復旧計画を検討した。平成26年度頃の燃料交換機能の復旧を目標に、UCSの交換及びMARICO-2試料部の回収を行い、高速炉の原子炉容器内観察・補修技術の確立に資するとともに、耐熱性,耐放射線性,遠隔操作性が要求される環境下での観察・補修技術へ供する。