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論文

Muon spin relaxation in mixed perovskite (LaAlO$$_3$$)$$_x$$(SrAl$$_{0.5}$$Ta$$_{0.5}$$O$$_3$$)$$_{1-x}$$ with $$xsimeq 0.3$$

伊藤 孝; 髭本 亘; 幸田 章宏*; 中村 惇平*; 下村 浩一郎*

Interactions (Internet), 245(1), p.25_1 - 25_7, 2024/12

We report on muon spin relaxation ($$mu^+$$SR) measurements in a mixed perovskite compound, (LaAlO$$_3$$)$$_{x}$$(SrAl$$_{0.5}$$Ta$$_{0.5}$$O$$_3$$)$$_{1-x}$$ with $$xsimeq 0.3$$ (LSAT), which is widely used as a single-crystalline substrate for thin film deposition. In zero applied field (ZF), muon depolarization due to the distribution of nuclear dipole fields was observed in the temperature range from 4 K to 270 K. Interestingly, $$mu^+$$SR time spectra in ZF maintained a Gaussian-like feature over the entire range, while the depolarization rate exhibited a monotonic decrease with increasing temperature. This behavior may be attributed to the thermally activated diffusion of muons between a few adjacent sites within a confined space of the angstrom scale, where the motionally averaged local field that each muon experiences can remain non-zero and result in maintaining the Gaussian-like line shape. The spatial distribution of electrostatic potential at lattice interstices evaluated via density functional theory calculations suggests that such a restriction of muon diffusion paths can be caused by the random distribution of cations with different nominal valences in the mixed perovskite lattice.

論文

Enthalpy measurement on (U$$_{1-x}$$Pu$$_{x}$$)O$$_{2}$$ (x = 0, 0.18, 0.45, and 1) and analysis of heat capacity

廣岡 瞬; 森本 恭一; 松本 卓; 小笠原 誠洋*; 加藤 正人; 村上 龍敏

Journal of Nuclear Materials, 598, p.155188_1 - 155188_9, 2024/09

酸化物燃料の温度解析において重要な役割を持つ比熱は、特に高温領域において文献間でばらつきが大きい。さらに、UO$$_{2}$$のデータと比べてPuO$$_{2}$$やMOXのデータは報告例が少ないため、比熱においてPu含有率の依存性の評価が困難である。本研究では、UO$$_{2}$$、PuO$$_{2}$$、MOX (Pu=0.18, 0.45)を対象に、ドロップカロリメータを用いて最高2200Kのエンタルピーのデータを取得した。取得したエンタルピーの温度依存性を評価することで比熱を算出した。エンタルピー、比熱ともに、2000Kまでは温度とともにほぼ線形に上昇し、2000Kを超えると急激に上昇する結果が得られた。2000K以下のデータは文献値とよく一致し、2000K以上のデータは文献値と大きく異なる結果となった。この結果について、酸素及び電子正孔対の欠陥の観点で考察を行った。

論文

Records of the riverine discharge of $$^{129}$$I in riverbank sediment after the Fukushima accident

中西 貴宏; 佐久間 一幸; 大山 卓也; 萩原 大樹; 鈴木 崇史

Environmental Pollution, 355, p.124213_1 - 124213_7, 2024/08

本研究は、福島事故時に沈着した$$^{129}$$I/$$^{137}$$Csの放射能比が山間部で低く平野部で高かった流域において、2013年から2015年にかけて実施した河川敷調査により$$^{129}$$Iの挙動を検討した。2015年まで堤防冠部の$$^{129}$$I/$$^{137}$$Cs比は2011年の周辺土壌と同程度であった。一方、河川敷表層堆積物の$$^{129}$$I/$$^{137}$$Cs比は低く、山間部から輸送された放射性核種が平野部に堆積したことを示した。河川敷堆積物の鉛直分布から、事故直後に河川敷に沈着した$$^{129}$$Iと$$^{137}$$Csの一部は下層に残ったが、殆どは事故直後に浸食されたことが示された。事故後2015年まで一定であった河川敷堆積物の$$^{129}$$I/$$^{137}$$Cs比に基づき、$$^{137}$$Cs流出量から$$^{129}$$Iの海洋流出量を求めた。その結果、調査対象流域および汚染された流域(調査河川を含む福島沿岸河川)からはそれぞれ1.8$$times$$10$$^{5}$$ Bqおよび1.2$$times$$10$$^{7}$$ Bqの$$^{129}$$Iが流出していた。本研究の結果から、河川からの継続的な$$^{129}$$I流出は福島沿岸の海底堆積物中の$$^{129}$$I量に殆ど寄与していないことが示された。

論文

Sintering behavior analysis of compacted dry recycled U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$O$$_{2}$$ powder using master sintering curve theory

中道 晋哉; 砂押 剛雄*; 廣岡 瞬; Vauchy, R.; 村上 龍敏

Journal of Nuclear Materials, 595, p.155072_1 - 155072_11, 2024/07

Using dry recycled powders for uranium and plutonium mixed oxide (MOX) fuel production can reduce unnecessary storage and accountability of nuclear material in facilities. The shrinkage behavior of green compacts of dry recycled powders differs from that of conventional raw powders because the dry recycled MOX powder is obtained from the fabrication scrap of sintered pellets. The shrinkage behavior of dry recycled MOX powder has been investigated by dilatometry. Based on the shrinkage curves, sintering apparent activation energies were evaluated using the master sintering curve (MSC) and the constant rate of heating methods. The obtained values were higher than the energy evaluated for raw powder experiments. The sigmoid sintering prediction equation using the MSC function was constructed. The accumulation of data on the activation energy for various sintering conditions will lead to the wide application of this prediction formula in the future.

論文

Detailed visualization of radioactive hotspots inside the Unit 1 reactor building of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station using an integrated Radiation Imaging System mounted on a Mecanum wheel robot

佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 大浦 正利*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.856 - 870, 2024/07

In the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, understanding the distribution of radioactive substances and dose-equivalent rates is crucial to develop detailed decontamination plans and minimize worker exposure. In this study, we remotely visualized radioactive hotspots and dose-equivalent rate distribution in Unit 1 reactor building of the station using a Mecanum wheel robot equipped with a Compton camera, simultaneous localization and mapping device, and survey meter. We successfully visualized high-concentration radiation hotspots on the U-shaped piping of the drywell humidity control system and the atmospheric control piping in the ceiling in front of the transverse in-core probe room. Furthermore, the hotspot location was identified in three dimensions using the Compton camera used to analyze the atmospheric control piping. By simultaneously analyzing the dose-equivalent rate data acquired by the survey meter and the hotspot locations visualized by the Compton camera, it was confirmed that the hotspots caused elevated dose-equivalent rates in the surrounding area. Using this robot system in unexplored areas, such as the higher floors of reactor buildings, in future will enable us to obtain information on radiation hotspot locations and dose-equivalent rate distribution.

論文

High temperature nanoindentation of (U,Ce)O$$_{2}$$ compounds

Frazer, D.*; Saleh, T. A.*; 松本 卓; 廣岡 瞬; 加藤 正人; McClellan, K.*; White, J. T.*

Nuclear Engineering and Design, 423, p.113136_1 - 113136_7, 2024/07

ナノインデンテーション法では、微小な試験片を用いてヤング率,硬度及びクリープ強度といった機械物性を評価することが可能である。本研究ではMOX燃料の代替物質として(U,Ce)O$$_{2}$$を用いて、高温ナノインデンテーション試験を実施した。試料のCe含有率は0.1、0.2及び0.3mol%とし、温度は800$$^{circ}$$Cまでの測定を行い、ヤング率、硬度及びクリープ強度の評価を行った。温度の上昇に伴い、ヤング率は線形的に低下し、硬度は指数関数的に低下する結果が得られた。また、800$$^{circ}$$Cにおいては、応力指数n=4.7$$sim$$6.9のクリープ変形が得られた。

論文

Measurement of the response of a $$^6$$Li-glass detector to gamma rays by a coincidence method

伊藤 史哲*; Lee, J.; 弘中 浩太; 高橋 時音; 鈴木 敏*; 持丸 貴則*; 堀 順一*; 寺田 和司*; 小泉 光生

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1064, p.169465_1 - 169465_9, 2024/07

The response of a gamma-ray spectrometer is generally determined by analyzing full-energy peaks. However, full-energy peaks cannot be measured easily in the case of scintillation detectors that consist of light elements, such as glass scintillators. Only a strong Compton plateau appears in the spectrum of such detectors. Therefore, Compton edgers were used to evaluate the response of these detectors. The response of a low-resolution $$^6$$Li-glass detector to gamma rays was measured for the first time by a coincidence method with a high-resolution LaBr$$_3$$:Ce detector using cascade gamma rays (2.75 and 1.37 MeV) from a $$^{24}$$Na source. Coincidence gates were applied at the peaks of the spectrum of the LaBr$$_3$$:Ce detector at the 0.51 MeV annihilation peak, and the sum peaks of a gamma ray and a backscattered gamma ray. By analyzing the gated spectra of the $$^6$$Li-glass detector, the energy-dependent detector response (i.e., the output strength and its dispersion) was determined.

報告書

消防自動車を用いたHTTRのBDBA拡大防止対策

島崎 洋祐; 地代所 達也; 石井 俊晃; 猪井 宏幸; 飯垣 和彦

JAEA-Technology 2024-005, 23 Pages, 2024/06

JAEA-Technology-2024-005.pdf:5.53MB

HTTRでは、新規制基準への対応の一環として新たに多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故(BDBA)の想定を行うとともに、BDBAの拡大防止対策を定めた。このうち、使用済燃料貯蔵プールに係る冷却水漏洩によって発生するBDBAの拡大防止対策においては、大洗研究所の消防自動車をBDBAの拡大防止対策機器として選定し、揚水性能等の要求性能を定めて検査で確認した。これにより、消防自動車は使用前事業者検査に合格し、HTTRの運転再開に貢献した。

報告書

HTTR1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇事象,2; フィルタ付着物の調査と再発防止対策

根本 隆弘; 藤原 佑輔; 荒川 了紀; 長山 侑矢; 長住 達; 長谷川 俊成; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; et al.

JAEA-Technology 2024-003, 17 Pages, 2024/06

JAEA-Technology-2024-003.pdf:1.91MB

RS-14サイクルに発生した1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇の原因を調査するため、フィルタ付着物を調査した。調査の結果、フィルタエレメント表面にシリコンオイルに起因する付着物を確認した。この結果から、フィルタ差圧上昇の原因は、1次ヘリウム純化設備ガス循環機のチャコールフィルタの性能劣化により、1次系内にシリコンオイルが混入したためであることが明らかとなった。また、この再発防止対策として、従来の1次ヘリウム純化設備ガス循環機の運転時間による管理に加え、チャコールフィルタの交換頻度を3年毎とする定期交換計画を新たに策定した。

報告書

世界初の同位体分析装置による少量燃料デブリの性状把握分析手法の確立(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 工学院大学*

JAEA-Review 2024-005, 79 Pages, 2024/06

JAEA-Review-2024-005.pdf:5.72MB

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、令和3年度に採択された研究課題のうち、「世界初の同位体分析装置による少量燃料デブリの性状把握分析手法の確立」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、少量燃料デブリの取り出し把握に必要な直接的なデータを世界で初めて取得して評価・検討を行っていくことを目的とする。SEM-EDS等やTEM-EDSでは同位体識別やPu、Bの分析ができない。一方、ICP-MS等のバルク分析では微小視野での情報が欠落する。つまり、既存の方法では、燃焼率指標情報($$^{148}$$NdとUの組成比)、中性子毒物Gdや中性子吸収物質Bの存在比などの局所分析データを含めて燃料デブリ性状を把握するための分析手段がないことが大きな課題である。JAEA大洗研究所に導入した同位体マイクロイメージング装置(工学院大学開発)は放射性の微小試料に断面加工を行いながら同位体組成などの局所的な定量データが多量に得られ、燃料デブリの性状を正しくかつ迅速に把握できる。令和3年度は、同位体マイクロイメージング装置の実用性の向上のための改良を行った。具体的には、高線量試料への対応として、検出器の放射線シールドや安全な試料導入機構の開発を行った。また、分析スループットや実用性向上のため、手動で調整が必要だった機構の自動化・遠隔化を行い、併せて重要核種について、最適な共鳴イオン化スキームの開発を行った。

論文

Consideration of the dielectric response for radiation chemistry simulations

樋川 智洋; 甲斐 健師; 熊谷 友多; 横谷 明徳*

Journal of Chemical Physics, 160(21), p.214119_1 - 214119_9, 2024/06

イオン化によって引き起こされる不均質反応であるスパー反応は、溶液中の放射線分解あるいは光分解反応を左右する重要な反応だが、そのスパーの形成プロセスはまだ解明されていない。その理由の1つとして、イオン化によって生成した荷電種を取り囲む溶媒和分子の誘電応答の影響がまだ明らかになっていないことが挙げられる。誘電応答は誘電率の時間変化に対応しており、スパー形成プロセスにおける反応拡散系に影響を与える可能性がある。そこで本研究では、誘電応答を考慮しながらDebye-Smoluchowski方程式を解くことにより、反応拡散系に対する誘電応答の影響を調べた。荷電種間に働くクーロン力は、誘電応答とともに徐々に減少する。本計算から、誘電応答が完了する前に荷電種間で反応が起こる条件を見積もることが出来た。これまで低LET放射線誘起によるイオン化で生成する自由電子の初期G値が静的な誘電率に依存することは報告されているが、荷電種間が密になる高LET放射線や光誘起の化学反応を扱う場合は誘電応答を考慮することが重要であることが示唆された。

論文

Quantitative analysis of microstructure evolution, stress partitioning and thermodynamics in the dynamic transformation of Fe-14Ni alloy

Li, L.*; 宮本 吾郎*; Zhang, Y.*; Li, M.*; 諸岡 聡; 及川 勝成*; 友田 陽*; 古原 忠*

Journal of Materials Science & Technology, 184, p.221 - 234, 2024/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

Dynamic transformation (DT) of austenite ($$gamma$$) to ferrite ($$alpha$$) in the hot deformation of various carbon steels was widely investigated. However, the nature of DT remains unclear due to the lack of quantitative analysis of stress partitioning between two phases and the uncertainty of local distribution of substitutional elements at the interface in multi-component carbon steels used in the previous studies. Therefore, in the present study, a binary Fe-Ni alloy with $$alpha$$+$$gamma$$ duplex microstructure in equilibrium was prepared and isothermally compressed in $$alpha$$+$$gamma$$ two-phase region to achieve quantitative analysis of microstructure evolution, stress partitioning and thermodynamics during DT. $$gamma$$ to $$alpha$$ DT during isothermal compression and $$alpha$$ to $$gamma$$ reverse transformation on isothermal annealing under unloaded condition after deformation were accompanied by Ni partitioning. The lattice strains during thermomechanical processing were obtained via in-situ neutron diffraction measurement, based on which the stress partitioning behavior between $$gamma$$ and $$alpha$$ was discussed by using the generalized Hooke's law. A thermodynamic framework for the isothermal deformation in solids was established based on the basic laws of thermodynamics, and it was shown that the total Helmholtz free energy change in the deformable material during the isothermal process should be smaller than the work done to the deformable material. Under the present thermodynamic framework, the microstructure evolution in the isothermal compression of Fe-14Ni alloy was well explained by considering the changes in chemical free energy, plastic and elastic energies and the work done to the material. In addition, the stabilization of the soft $$alpha$$ phase in Fe-14Ni alloy by deformation was rationalized since the $$gamma$$ to $$alpha$$ transformation decreased the total Helmholtz free energy by decreasing the elastic and dislocation energies.

論文

Statistical evaluation of individual external exposure dose of outdoor worker and ambient dose rate at evacuation ordered zones after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident

斎須 要文*; 安藤 維彦*; 内山 恵三*; 上野 敏弘*; 瀧澤 孝一*; 遠藤 裕司*; 吉村 和也; 眞田 幸尚

Journal of Radiological Protection, 44(2), p.021518_1 - 021518_16, 2024/06

Following the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, evacuation orders were issued for the surrounding communities. In order to lift the evacuation order, it is necessary to determine individual external doses in the evacuated areas. The purpose of this study was to determine the quantitative relationship between individual external doses and ambient dose rates per hour as conversion coefficients. More specifically, individual external doses of Tokyo Electric Power Company Holdings employees in difficult-to-return zone were measured broadly over a long period (FY2020 to FY2022). To obtain highly accurate estimates, we used not only ambient dose rates based on airborne radiological monitoring data, but also Integrated dose rate map data that had been statistically corrected to correspond to local ambient dose rate gradients on the ground. As a result, the conversion coefficients based on the ambient dose rate map measured by airborne radiological monitoring were 0.42 for the Evacuation-Order Lifted Zones (ELZs), 0.37 for the Special Zones for Reconstruction and Rehabilitation (SZRRs), and 0.47 for the Difficult-to-Return Zones (DRZs) without a SZRRs. On the other hand, the conversion coefficients based on the Integrated dose rate map which is a highly accurate dose rate map based on statistical analysis of various types of monitoring that have been studied in government projects in recent years, were 0.78 for the ELZs, 0.72 for the SZRRs and 0.82 for the DRZs. Using these conversion coefficients, the individual external dose can be estimated from two representative ambient dose rate maps provided by the government.

論文

MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 422, p.113088_1 - 113088_24, 2024/06

The accident progression of the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 was analyzed using the MAAP code. Although there is a large uncertainty in the initial stage of accident progression behavior in Unit 1 with little measurement data, it is presumed to have similarities to that of Unit 3. As a result, in Unit 1, since there was almost no alternative water injection during the in-vessel phase, cooling of the debris transferred to the lower plenum was small. It was likely that a large molten pool of metals had formed, and that the steam supply to the high-temperature core materials was suppressed and metal oxidation was relatively small. The analysis results for Unit 1 were compared with those for Units 2 and 3, and differences between units such as the thermal conditions of the debris that relocated to the pedestal and the degree of metal oxidation were shown.

論文

Development of a radioactive substance detection system integrating a Compton camera and a LiDAR camera with a hexapod robot

佐藤 優樹; 角藤 壮*; 田中 孝幸*; 嶋野 寛之*; 諸橋 裕子; 畠山 知圭*; 中島 準作; 石山 正弘

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1063, p.169300_1 - 169300_7, 2024/06

A system for locating radioactive substances using a hexapod robot equipped with a Compton camera and light detection and ranging camera was developed, and its performance evaluation test was conducted at FUGEN, a nuclear facility owned by Japan Atomic Energy Agency. In the test, by projecting images of radioactive substances acquired with the Compton camera onto a three-dimensional model of the work environment acquired with a light detection and ranging camera, the locations where radioactive substances have accumulated and the dose rate is higher than the surrounding area were successfully visualized and identified.

報告書

革新的水質浄化剤の開発による環境問題低減化技術の開拓(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 信州大学*

JAEA-Review 2023-053, 87 Pages, 2024/05

JAEA-Review-2023-053.pdf:4.67MB

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4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、令和2年度に採択された研究課題のうち、「革新的水質浄化剤の開発による環境問題低減化技術の開拓」の令和2年度から令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、東日本大震災で発生した放射性汚染水の処理問題改善に資するため、吸着性能に優れ再利用可能なストロンチウムイオン用吸着剤の開発を目指した。その結果、ストロンチウムイオンに対して優れた吸着性能を有する、再利用可能な吸着材料の開発に成功した。現行のストロンチウム用吸着材料は、極めて高価であると共に使い捨てであるため、使用済み吸着剤の廃棄量は既に膨大となっており、それら廃棄物の保管や処分方法が大きな問題となっている。そのため、今回開発した吸着材料を実装化することで、これらの問題を大きく緩和することが期待できる。また、吸着材料は一般に粉体として得られるため、バインダーを利用してカラム通水による除染に適した粒径に造粒化する必要がある。これに対し、今回開発した材料は、最初から適した粒状物として得られるところに大きな特徴があり、煩雑な造粒化工程を省くことで、製造コストの削減も期待できる。これらの結果は当初の開発目標に合致したものであり、廃炉加速化に貢献できると考えられる。これらの研究は、研究代表者の下で各研究項目間並びに廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)等との連携を密にして進めた。また、研究実施計画を推進するための打合せや会議等を開催した。

報告書

建屋応答モニタリングと損傷イメージング技術を活用したハイブリッド型の原子炉建屋長期健全性評価法の開発研究(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2023-048, 151 Pages, 2024/05

JAEA-Review-2023-048.pdf:8.48MB

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、英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス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。本研究は、令和3年度に採択された研究課題のうち、「建屋応答モニタリングと損傷イメージング技術を活用したハイブリッド型の原子炉建屋長期健全性評価法の開発研究」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。

報告書

アルファ微粒子の実測に向けた単一微粒子質量分析法の高度化(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 大阪大学*

JAEA-Review 2023-040, 104 Pages, 2024/05

JAEA-Review-2023-040.pdf:5.01MB

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4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、令和3年度に採択された研究課題のうち、「アルファ微粒子の実測に向けた単一微粒子質量分析法の高度化」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ取り出しの際に発生するウランやプルトニウムを含むアルファ微粒子のリアルタイムモニタリングに向け、単一微粒子質量分析法の高度化を目的とする。令和4年度において、改良型ATOFMSの試作装置を製作し、粒子検出部の捕集効率、検出効率の測定、TOFスペクトル測定を実施した。捕集効率が約85%、検出効率が約60%、粒子検出効率は約6%と見積もられた。レーザー光のビームプロファイルが均質となるように光学系を構築すれば、より高い効率で微粒子を検出することができると考えられる。肥大化濃縮法では、濃縮部ならびに肥大化の試験を行い、微粒子を高効率で溶液中に濃縮捕集できること、製作したエアーアシスト型アトマイザでは肥大微粒化効率が非常に低いことがわかった。冷却型捕集装置や超音波アトマイザの使用などの改良策を提案した。(U,Zr)O$$_{2}$$ペレットから生成した微粒子についてICP-MS分析を実施し、肥大化濃縮装置で捕集した微粒子は捕集の際にUの一部が超純水に溶解することを見出した。肥大化装置の効率を算出し、効率が約0.1%であると定量した。(U,Zr)O$$_{2}$$微粒子の表面状態をSEMEDSを用いて観察し、大きさが100nm程度のUを含んだ粒子による集合体が観測され、一部の微粒子は肥大化に成功していることが示唆された。

報告書

マイクロ波重畳LIBSによるデブリ組成計測の高度化と同位体の直接計測への挑戦(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; アイラボ*

JAEA-Review 2023-029, 77 Pages, 2024/05

JAEA-Review-2023-029.pdf:3.98MB

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4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、令和2年度に採択された研究課題のうち、「マイクロ波重畳LIBSによるデブリ組成計測の高度化と同位体の直接計測への挑戦」の令和2年度から令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、MW(マイクロ波)重畳によりLIBS(レーザーブレークダウン分光)の発光強度を上げ、ウラン同位体計測に適用することを目的としている。令和4年度では、半導体マイクロ発振器をさらに小型化するために冷却方式の見直しや必須とならない機能の削減を行い、さらにマイクロ波アンテナにおいてはシミュレーションで得た最適化条件をLIBS実験に適用することにより良好な結果が得られた。同位体計測について、スペクトル調査を行い、同位体をもつウランとスペクトルが似ているジルコニウムでLIBS測定の最適化を行い、100倍以上の増倍率が得られた。さらに、テーブルトップLIBS光学系、小型化されたLIBSセンサー部、マイクロ波アンテナの統合とシステムの評価を行い、ステンレス(Cr含有)・Pb・Al等を用いて計測性の向上効果を検討したところ、材料によらずマイクロ波重畳によるシグナル強度の増大効果・SN比向上の効果が出ることが分かった。MW重畳有り/無しのLIBSスペクトルの差異を検討し、スペクトラムの差異、データ処理の仕様を決定し、ビーム検出精度を向上するパラメータ抽出が可能となった。ピーク検出と背景光のデータ解析ソフトウェアの構築を開始した。最終年度である本年の最後に、目的とするウランの同位体計測を行った。マイクロ波による増強効果が得られ、マイクロ波重畳LIBSの計測は成功した。

論文

Nondestructive determination of isotopic abundance using multi-energy nuclear resonance fluorescence driven by laser Compton scattering source

Omer, M.; 静間 俊行*; 羽島 良一*; 小泉 光生

Journal of Applied Physics, 135(18), p.184903_1 - 184903_10, 2024/05

We report on the findings of a quantitative nondestructive analysis of the natural isotopic abundances of hafnium and tungsten elements using nuclear resonance fluorescence. Commercial samples of hafnium and tungsten were irradiated to six quasi-monochromatic $$gamma$$-ray beams generated by laser Compton scattering in the energy range of 2.4-3.2 MeV. Multiple nuclei were simultaneously excited at each of the six $$gamma$$-ray beam energies. A high-purity germanium detector array detected deexcitations of the nuclei. In total, $$51$$ transitions were unprecedentedly employed to estimate the isotopic abundances of heavy elements nondestructively. The estimated abundances of three hafnium isotopes and three tungsten isotopes are consistent with standard known natural abundances within the experimental uncertainties. The deviation from the standard values ranges from 0.18% to 1.36%. This work is a contribution of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) to the International Atomic Energy Agency (IAEA) under the agreement of the coordinated research program (CRP), J02015 (Facilitation of Safe and Secure Trade Using Nuclear Detection Technology - Detection of RN and Other Contraband). This work was a part of a study of the nuclear resonance fluorescence aiming at nuclear security and safeguards applications, being supported by the subsidiary for "promotion of strengthening nuclear security or the like" of the Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT), Japan.

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