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廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2022-057, 98 Pages, 2023/02
JAEA-Review-2022-057.pdf:8.5MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「合理的な処分のための実機環境を考慮した汚染鉄筋コンクリート長期状態変化の定量評価」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、原子炉建屋内の鉄筋コンクリート部材における汚染濃度分布定量予測データベース構築を目的としている。令和3年度は、コンクリートのメソスケールのひび割れ挙動を評価するため、モルタルの乾燥、再吸水によって生じる変形および水分移動に関するデータを取得した。並行して、剛体バネモデルを用いて、コンクリートの材齢変化および温度・水・応力条件を考慮できるプログラムの開発を進めた。コンクリートマトリクスへの長期的な核種の浸透挙動を評価するため、収着に関するデータ取得および数理モデルの構築を行った。ひび割れを介したコンクリートへの核種の浸透挙動を評価するために、ひび割れ幅の異なるモルタル試験体に対する、事故直後の冷却水相当濃度でのCs、Srの浸透状況をオートラジオグラフィにより評価した。さらに、模擬ひび割れを導入したコンクリート試料を用意した。また、
核種のコンクリートマトリクスへの浸透挙動を調べるため、セメントペースト試験片の長期浸漬試験を開始するとともに、骨材、塗料、鉄筋に対する核種の分配比を測定した。
Tuya, D.; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 15 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)局所的な分散低減が必要な問題や深層透過問題に対するモンテカルロ中性子輸送計算では、計算効率を上げるため一般的にインポータンス関数の評価が必要である。本研究では、局所的な分散低減に対するインポータンス関数を評価するための新しい再帰的モンテカルロ法(RMC法)を開発した。新しいRMC法を1次元鉄平板上体系と3次元コンクリート鉄体系の2つのサンプル問題に適用した。新しいRMC法によるインポータンス関数を用いて計算された分散低減パラメータを用いて、これらの問題に対する検出器応答を評価した。分散低減法を用いたモンテカルロ計算によって得られた結果は、分散低減法を用いないモンテカルロ計算の結果とよく一致した。さらに、分散低減法を用いたモンテカルロ計算は、FOM値で比較において、数倍から10
倍の効率化を達成することができた。また、検出器位置の光学的な深さが深くなるほど計算効率が向上することもわかった。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2021-047, 127 Pages, 2022/01
JAEA-Review-2021-047.pdf:5.57MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「合理的な処分のための実機環境を考慮した汚染鉄筋コンクリート長期状態変化の定量評価」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究の目的は、原子炉建屋内の鉄筋コンクリート部材における汚染濃度分布定量予測データベース構築である。令和2年度は、3.1節でメソスケールのひび割れ挙動を評価するためのデータ取得を目的に、試験体の作製および治具の開発等の測定準備、評価手法の確認、予備試験を実施した。また、剛体バネモデルを用いて、水和過程から極厚部材の応力・ひび割れを追随できる数値解析手法の枠組みを開発した。3.2節では、コンクリート部材における長期的な核種の浸透挙動評価を行うためのデータ取得および境界条件、ひび割れ試験体作製方法の検討を行った。3.3節では、事故後の物質濃度相当の条件でCsとSrがひび割れたコンクリートに浸透する状況をイメージングプレートにより可視化する準備を行った。また、核種のコンクリートへの浸透挙動を調べるため、汚染水とコンクリートの接触に関する情報調査、長期浸漬の予察試験を実施した。
山田 一夫*; 丸山 一平*; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; Kiran, R.*; 大澤 紀久*; 柴田 淳広; 渋谷 和俊*; et al.
Proceedings of International Waste Management Symposia 2021 (WM2021) (CD-ROM), 10 Pages, 2021/03
To properly decommission the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the contamination levels and mechanisms for the concrete structures must be assessed. In this review, we outline the results of this study and present the objectives of a future study called "Quantitative Evaluation of Contamination in Reinforced Concrete Members of Fukushima Daiichi NPP Buildings Considering the Actual Environment Histories for Legitimate Treatments", which will run from October 2020 to March 2023. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption of Cs and Sr and their penetration depths. Additionally, the studies showed that -nuclides precipitated on the surface of the samples because of the high pH of concrete. A reaction transfer model was developed to further assess the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the FDNPP materials and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. The water suction by dried concrete was evaluated with the consideration of the structure change of cement hydrates by X-ray CR and 
H-NMR relaxometry. In the new project, the studies will also include concrete cracks for more realistic contamination estimations.
中島 邦久; 西岡 俊一郎*; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00564_1 - 19-00564_14, 2020/06
軽水炉シビアアクシデント時、ステンレス鋼(SS304)に化学吸着したセシウム量を推定するために、セシウム化学吸着モデルが構築されている。しかし、既存の化学吸着モデルは、実験結果をうまく再現することができていない。そのため、本研究では、化学反応を伴う気液系の物質移動理論(浸透説)や気相固相界面における水酸化セシウム(CsOH)の分解反応に対する質量作用の法則を組合せることで、SS304中のケイ素濃度や気相中の水酸化セシウム濃度の影響を考慮したモデルを構築した。その結果、既存モデルを用いた場合よりも、本研究で得られた修正モデルの方が、実験データをより正確に再現できることが分かった。
廣内 淳; 高原 省五; 駒ヶ峯 弘志*; 渡邊 正敏*; 宗像 雅広
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/11
屋内退避による内部被ばくの低減効果は多くの因子に影響される。これら因子が低減効果にどの程度の影響を与えるかを把握することは、屋内退避の実効性を効率的に向上させるために特に注目すべき変動因子を明らかにする上で重要である。本研究では、屋内外の放射性物質の交換を模擬したコンパートメントモデルと文献調査によって得られた変動因子の変動幅を用いて低減効果の感度解析を行った。その結果、粒子状物質に対しては浸透率が、ガス状物質に対しては屋内退避時間と自然換気率が大きな感度を持つことが示された。
廣内 淳; 高原 省五; 飯島 正史; 渡邊 正敏; 宗像 雅広
Radiation Physics and Chemistry, 140, p.127 - 131, 2017/11
被引用回数：3 パーセンタイル：28.52(Chemistry, Physical)The dose assessment for people living in preparation zones for the lifting of the evacuation order is needed with the return of the residents. However, it is difficult to assess exactly indoor external dose rate because the indoor distribution and infiltration pathways of radionuclides are unclear. This paper describes indoor and outdoor dose rates measured in eight houses in the difficult-to-return zone in Fukushima prefecture to examine the distribution of radionuclides in a house and the main infiltration pathway of radionuclides. In addition, it describes also dose rates calculated with a Monte Carlo photon transport code to understand thoroughly the measurements. These measurements and calculations provide that radionuclides can infiltrate mainly through ventilations, windows, and doors, and then deposit near the gaps, while those infiltrate hardly through sockets and air conditioning outlets.
probed by muon spin rotation大石 一城; 伊藤 孝; 髭本 亘; Heffner, R. H.
Journal of the Physical Society of Japan, 75(Suppl.), p.53 - 55, 2006/08
PuCoGaは
=18Kと既存で同様の結晶構造を持つ115系の中でも非常に高い転移温度を有する超伝導体として知られている。これまでの
SR実験の結果から磁場侵入長
の温度依存性が報告されており、
であることからPuCoGaはline nodeを有する
波超伝導体であることが示唆されている。さらにPuCoGaにおける超伝導秩序変数に関する知見を得るため、われわれはの磁場依存性の測定を行った。発表当日は、既存のの温度依存性の結果と今回新たに測定した磁場依存性の結果から、PuCoGaの超伝導秩序変数について議論する。また、本系と同じ結晶構造を有するPuRhGaにおいても同様の測定を行い、超伝導秩序変数の対称性について議論する予定である。
中平 昌隆
JAERI-Research 2005-030, 182 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-030.pdf:12.57MB
ITERの真空容器は供用中非破壊検査が困難なため、全く新しい安全確保の考え方を構築する必要がある。また、二重壁構造の閉止溶接の裏側へのアクセスが不可能であるため、従来の構造技術基準では対応できない。さらに高さ10m以上の大型構造体であるが
5mm以下の高精度で製作する必要があり、複雑形状で大型なため合理的な溶接変形予測手法を構築する必要がある。本研究では、微小な水リークによる核融合反応停止という性質に着目し、トカマク型の核融合装置が反応停止にかかわる固有の安全性を有することを証明した。これにより、安全性を損なわず供用中非破壊検査が不要とする大幅な合理化の提案ができた。また、二重壁構造を合理的に構築する部分溶込みT字溶接継手を提案し、継手強度並びにすきま腐食感受性を定量的に把握し受容性を確認した。さらに、合理的な溶接変形予測手法を提案するとともに、実大での溶接試験結果と比較してその有効性を確認し、大型の複雑形状を持つ溶接構造物の溶接変形を簡易的に、かつ十分な精度で評価できる手法を提案した。
C and 550C倉田 有司; 二川 正敏; 斎藤 滋
JAERI-Research 2005-002, 37 Pages, 2005/02
JAERI-Research-2005-002.pdf:20.04MB
加速器駆動核変換システムの核破砕ターゲット及び冷却材として用いられる液体鉛ビスマス中の腐食挙動に及ぼす温度及び合金元素の影響を明らかにするため、450C及び550Cの酸素飽和した液体鉛ビスマス中で、種々のオーステナイト及びフェライト/マルテンサイト鋼について、3000hの静的腐食試験を実施した。腐食深さを、内部酸化を含む酸化膜の厚さ,結晶粒界腐食深さ,形成したフェライト層の厚さの和と定義した。450Cでの腐食深さは、フェライト/マルテンサイト鋼,オーステナイト鋼にかかわらず、鋼材中Cr量の増加とともに減少する。450Cでは3つのオーステナイト鋼で、Ni及びCrの明らかな溶解は起こらなかった。フェライト/マルテンサイト鋼の腐食深さは、550CでもCr量の増加とともに減少する。JPCA及び316ステンレス鋼のオーステナイト系ステンレス鋼の腐食深さは、550CでのNiの溶解に起因するフェライト化によって、フェライト/マルテンサイト鋼より大きくなる。約5%のSiを含むオーステナイト系ステンレス鋼は、保護的なSi酸化膜が形成し、Ni及びCrの溶解を防ぐため、550Cで優れた耐食性を示す。
森岡 篤彦; 佐藤 聡; 金野 正晴*; 逆井 章; 堀 順一*; 落合 謙太郎; 山内 通則*; 西谷 健夫; 神永 敦嗣; 正木 圭; et al.
Journal of Nuclear Materials, 329-333(2), p.1619 - 1623, 2004/08
被引用回数：10 パーセンタイル：55.63(Materials Science, Multidisciplinary)2.45MeVと14MeV中性子源を使用して、ボロン入り低放射化コンクリートの遮蔽性能実験と放射化特性試験を行った。熱中性子遮蔽性能は、2wt%ボロン入りコンクリートが1wt%ボロン入りコンクリートより優れているが、高速中性子遮蔽性能は両者の違いはなかった。14MeV中性子照射から30日以上経過した時点で誘導放射能を比較するとボロン入りコンクリートは、標準コンクリートに比べ約100分の1であった。一方、ボロン添加量の違いによる誘導放射能は差はなかった。以上より、ボロンを添加することにより、熱中性子遮蔽性能と放射化性能を改善できることが確認され、今後の核融合試験装置の遮蔽材料としての有用性が示された。
中平 昌隆
JAERI-Tech 2003-083, 79 Pages, 2003/11
JAERI-Tech-2003-083.pdf:10.29MB
ITER真空容器は、二重壁構造となっており、二重壁内部に冷却水を使用することが想定されている。この二重壁の外壁と補強リブの溶接継手には、部分溶け込み溶接が採用される予定であるが、この継手の冷却水に接する部分に、溶接に起因する、長さ5mm以下,すきま0.5mm以下のすきまが生じる。冷却水の水質などの環境条件によっては、このすきま部にすきま腐食の発生が懸念されている。したがって、この溶接継手すきま部の、すきま腐食感受性を評価する必要がある。ここでは、すきま腐食臨界電位概念に基づき、 ITERの通常運転中の冷却条件である150Cの運転温度、200Cでのベーキング温度及び異常時点検用の乾燥後の通水プロセスなどの環境を模擬し、加速のために濃度を高めた複数の塩化物イオン環境下において、実機溶接すきま部のすきま腐食感受性を評価した。具体的には、SUS316L材から金属すきま試験片を作成し、上記条件のもとで、腐食すきま再不働態化電位(E
)の測定を実施した。得られた塩化物イオン濃度依存性データと、当該環境の定常腐食電位の推定値から局部腐食臨界電位概念に基づき、ITER溶接部のすきま腐食感受性を評価した。
中平 昌隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.687 - 694, 2003/09
被引用回数：3 パーセンタイル：25.75(Nuclear Science & Technology)ITERの真空容器は、トリチウム及び放射化ダストの障壁を形成する主要機器である。超高真空を実現するため機能上の要求が大変厳しく、規格を考えるうえではむしろ機能要求が安全要求よりも影響が大きい。ITER真空容器の規格上の特殊性は、複雑な構造と電磁力である。形状はトーラス形状でリブ付二重壁構造であり、トーラスの断面はD型である。電磁力は一様でないため、構造も荷重も軸対称を前提とした従来の規格をそのまま適用するのは困難である。また、二重壁構造のためリブと外壁のT継手,現地溶接継手は片側からしかアクセスできない。リブと外壁のT継手は部分溶け込みの特殊な溶接となる。これらの特殊事情により、新しい規格の開発を開始した。新しい規格では、3次元有限要素解析法による設計,特殊な部分溶け込み継手の使用,現地溶接部に関して検査フリー溶接の適用を検討している。これらの裏付けデータ取得のため、最初のR&Dでは特殊な継手の継手効率及び疲労強度減少係数の取得,すきま腐食感受性試験を実施した。本論文では、ITER真空容器の規格上の特殊性,新規格の概念と新規格を適用するうえでのR&Dの成果と計画について述べる。
中島 宏; 坂本 幸夫*; 田中 俊一; 田中 進; 馬場 護*; 中村 尚司*; 平山 英夫*; 秦 和夫*; 加速器遮蔽・原研・大学プロジェクト共同研究グループ
Proceedings of 6th International Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp '03), p.959 - 968, 2003/00
陽子加速器施設遮蔽設計法の確立を目的として、数十MeV領域における一連の遮蔽実験を原研TIARAで行った。この一連の実験では、荷電粒子による厚いターゲットからの中性子収量測定,準単色中性子源を用いた鉄,コンクリート,ポリエチレン遮蔽体透過実験,白色中性子源を用いた迷路状通路放射線ストリーミング実験が含まれている。これらの測定結果は、MCNPXやNMTC/JAERIなどの高エネルギー粒子輸送計算コードの精度検証に用いられたほか、moving source modelを用いた解析的手法や秦の式によるDUCT-III等の簡易計算コードの検証にも用いられた。本報告では、これら実験結果及び解析結果について紹介する。
中平 昌隆; 武田 信和; 羽田 一彦; 多田 栄介; 宮 健三*; 朝田 泰英*
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/04
国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、トリチウム及び放射化ダストの障壁を形成する主要機器である。超高真空を実現するため機能上の要求が大変厳しく、規格を考えるうえではむしろ機能要求が安全要求よりも影響が大きい。ITER真空容器の規格上の特殊性は、複雑な構造と電磁力である。形状はトーラス形状でリブ付二重壁構造であり、トーラスの断面はD型である。電磁力は一様でないため、構造も荷重も軸対称を前提とした従来の規格をそのまま適用するのは困難である。また、二重壁構造のためリブと外壁のT継手,現地溶接継手は片側からしかアクセスできない。リブと外壁のT継手は部分溶け込みの特殊な溶接となる。これらの特殊事情により、新しい規格の開発を開始した。R&D計画では特殊な継手の継手効率及び疲労強度減少係数の取得,片側からの超音波検査の適用性試験,すきま腐食感受性試験,検査フリー溶接の適用性等の試験検討を実施していく予定である。本論文では、ITER真空容器の規格上の特殊性,新規格の概念と新規格を適用するうえでのR&Dの成果と計画について述べる。
O+SO
環境における高温腐食倉田 有司; 鈴木 富男; 清水 三郎
JAERI-Research 2000-011, p.56 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-011.pdf:14.24MB
熱化学水素製造プロセス(ISプロセス)のHO+SO環境において、容器候補材料の選定に資するため、850
で1000hまでの腐食試験を行った。この環境における腐食は、腐食膜の形成、剥離、均一腐食、内部酸化と硫化からなる粒界侵食である。耐食性が劣っているのは、SUS304、SUS316、ハステロイC276、優れているのは、2相ステンレスのSUS329J4Lである。そのほかのアロイ800H、ハステロイXRなどは中間の耐食性を示す。FeとCrを含む合金では、多くの場合、酸化膜は外側のFe酸化物、内側のCr酸化物からなる。Sはスケール/金属界面近傍や粒界侵食部に濃縮し、硫化物を形成する。この環境における腐食を粒界侵食深さで整理したとき、粒界侵食深さはほぼ放物線則によって表された。
Song, X. M.*; 杉江 達夫; 芳野 隆治
プラズマ・核融合学会誌, 76(3), p.282 - 287, 2000/03
トカマクプラズマへの超音速分子ビーム入射の簡単なモデルを開発した。HL-1M(中国のトカマク)、JT-60U、及びITER規模のプラズマに対してこのモデルを適用し、水素粒子のプラズマ中への侵入長、及び粒子供給分布を評価した。その結果、侵入長、及び粒子供給分布は、プラズマの電子密度分布と電子温度分布の形に大きく依存することが明らかになった。また、HL-1Mに対して計算で得られた侵入長は、実験結果とよく一致した。
阿部 健*; 斎藤 究*; 藤 健太郎; 小嶋 拓治; 酒井 卓郎
JAERI-Review 99-025, TIARA Annual Report 1998, p.103 - 105, 1999/10
イメージングプレート(IP, 組成BaFBr:Eu
)を用いてサイクロトロンから得られるイオンビームの線種、エネルギー弁別測定技術を開発するため、輝尽発光のLET特性の機構に関する研究を行った。この結果、IPの励起スペクトル応答における線種・エネルギー依存性が、入射イオンの蛍光体層への侵入深さによるものだけでなく、特に重イオンでは入射イオンのLET効果にもよることが、スペクトル成分の分離解析によりわかった。また、このLET効果は、IP中のBr及びFのF
センターのレベルに相当するスペクトルに現れていることが明らかになった。さらに、1kGy以上の線量域における輝尽発光量の低下は、基材のポリエチレンテレフタレートの劣化でなく、輝尽発光体の損傷によることがわかった。これらにより、IP応答のLET特性及びその機構をほぼ明らかにした。
小川 弘伸; 向山 武彦
JAERI-Tech 99-041, 188 Pages, 1999/05
日本原子力研究所の高速炉臨界実験装置施設FCAの統合型封じ込め・監視システムは、ポータル・モニターとペネトレーション・モニターの2つの相互に補完するシステムで構成されている。本システムの開発は1988年に完了し、1990年に国際原子力機関(IAEA)は、保障措置目標を達成するシステムとして受け入れた。ただし、本システムのデータ真正性の担保手段として、IAEAの独立したオーセンティケーション措置の具備を条件とした。オーセンティケーション・システムの開発は、日本原子力研究所、米国サンディア国立研究所とIAEAの3者共同により実施した。開発は2期に分けて行われ、第1期は独立にデータを収集する機器の開発を実施し、第2期においては収集したデータとFCA封じ込め・監視システムのデータとを自動比較するシステムの開発を実施した。
向山 武彦; 小川 弘伸; 横田 康弘*
JAERI-Research 98-001, 76 Pages, 1998/01
JAERI-Research-98-001.pdf:2.97MB
日本原子力研究所の高速炉臨界実験施設FCAは、保障措置上非常に機微な金属ウランや金属プルトニウムを保有する。このために高頻度で直接検認する査察を実施しているが、国際原子力機関(IAEA)及び国(科学技術庁)と施設の3者に大きな負担となっている。査察に係わるマンパワーと被曝の増加及び実験に対する制約を、効果的・効率的に軽減することを目的として1979年に本システムの開発を開始した。本システムは、ポータル・モニタとペネトレーション・モニタの互いに補完する2つのモニタで構成されている。システムの開発は1988年に完了、引き続いて12ヶ月の現地認証試験を実施した。1990年1月のIAEA最終報告書は、保障措置上の目標を達成する査察機器として受諾した。但し、データ真正性の担保手続きを条件とした。
