JOPSS:検索結果一覧

検索結果：　39 件中 1件目～20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

論文

A Raman spectroscopy study of bicarbonate effects on UO $_{2+x}$

McGrady, J.; 熊谷友多; 渡邉雅之; 桐島陽*; 秋山大輔*; 紀室辰伍; 石寺孝充

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(12), p.1586 - 1594, 2023/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2236104

被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

Raman spectroscopy was used to investigate the effect of bicarbonate solution on the hyperstoichiometric UO $_{2+x}$ surface oxide of UO $_{2}$ pellets. The hyperstoichiometry causes distortion of the UO $_{2}$ lattice, leading to the formation of defect peaks which arise in the Raman spectrum due to a loss of symmetry. By deconvolution of the defect peaks, the extent of oxygen inclusion and defect formation in the surface oxide as a function of bicarbonate concentration was investigated. Immersion in solution caused a reduction in the amount of interstitial oxygen due to dissolution U(V) and U(VI) in the UO $_{2+x}$ oxide surface. The defect concentration increased upon immersion due to the formation of an equilibrium between dissolution and reprecipitation. The bicarbonate concentration affected the defect content which was attributed to different forms of U in solution (hydrolysed UO $_{2}$ $^{2+}$ and UO $_{2}$ (CO $_{3}$ ) $_{2}$ $^{2-}$ ) leading to different rates of reduction and precipitation.

論文

Raman identification and characterization of chemical components included in simulated nuclear fuel debris synthesized from uranium, stainless steel, and zirconium

日下良二; 熊谷友多; 渡邉雅之; 佐々木隆之*; 秋山大輔*; 佐藤修彰*; 桐島陽*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(5), p.603 - 613, 2023/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2128460

被引用回数：1 パーセンタイル：27.23(Nuclear Science & Technology)

Raman spectroscopy is a powerful technique for studying nuclear materials. However, it has been scarcely utilized for nuclear fuel debris. Here, we present a Raman study of several types of simulated nuclear debris synthesized from uranium, stainless steel, and zirconium to identify and characterize chemical components included in the simulated debris. Raman spectroscopy sensitively identified many kinds of chemical components: cubic UO $_{2}$ , U $_{3}$ O $_{8}$ , (Fe,Cr)UO $_{4}$ (iron-chromium uranate), spinel oxides, monoclinic ZrO $_{2}$ , tetragonal ZrO $_{2}$ , and Zr $_{3}$ O. Some details concerning the chemical states of each component included in the simulated debris were obtained (e.g., spinel oxides were suggested to consist of Fe, Cr, Ni, Zr, and U). The results obtained here will be helpful in the Raman analysis of actual nuclear debris, such as that in the Fukushima-Daiichi nuclear power plants.

論文

Phase analysis of simulated nuclear fuel debris synthesized using UO $_{2}$ , Zr, and stainless steel and leaching behavior of the fission products and matrix elements

頓名龍太郎*; 佐々木隆之*; 児玉雄二*; 小林大志*; 秋山大輔*; 桐島陽*; 佐藤修彰*; 熊谷友多; 日下良二; 渡邉雅之

Nuclear Engineering and Technology, 55(4), p.1300 - 1309, 2023/04

https://doi.org/10.1016/j.net.2022.12.017

被引用回数：2 パーセンタイル：84.55(Nuclear Science & Technology)

UO $_{2}$ ・Zr・ステンレス鋼を出発物質として模擬デブリを合成し、形成された固相の分析と浸漬試験を行った。主要なU含有相は合成条件に依存し、不活性雰囲気下・1473KではUO $_{2}$ 相が維持されていた。1873Kでは(U,Zr)O $_{2}$ 固溶体相の形成が観測された。酸化性雰囲気では、1473Kの場合にはU $_{3}$ O $_{8}$ と(Fe,Cr)UO $_{4}$ 相の混合物が得られ、1873Kでは(U,Zr)O $_{2}$ が形成された。浸漬試験により金属イオンの溶出挙動を調べるため、中性子照射により核分裂生成物を導入する、もしくは出発物質への添加によりその安定同位体を導入する処理を行った。試験の結果、Uの溶出挙動は、模擬デブリの性状や浸漬液の液性に依存することが確認された。CsやSr, Baは模擬デブリの固相組成に依存せず顕著な溶出を示した。一方で、多価イオンとなるEuとRuの溶出は抑制されることが観測され、模擬デブリ中でウラン相に固溶ないしは包含されたことによる影響が推察される。

論文

Study on the relation between the crystal structure and thermal stability of FeUO $_{4}$ and CrUO $_{4}$

秋山大輔*; 日下良二; 熊谷友多; 中田正美; 渡邉雅之; 岡本芳浩; 永井崇之; 佐藤修彰*; 桐島陽*

Journal of Nuclear Materials, 568, p.153847_1 - 153847_10, 2022/09

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2022.153847

被引用回数：3 パーセンタイル：63.91(Materials Science, Multidisciplinary)

ウラン酸鉄,ウラン酸クロム、およびその固溶体を合成し、これらのウラン酸塩が異なる熱的安定性を示すメカニズムを研究した。熱的安定性を評価するため、ウラン酸塩試料の熱重量分析を実施した結果、ウラン酸クロムの分解温度(約1250 $^{circ}$ C)に対してウラン酸鉄は低温(約800 $^{circ}$ C)で分解するが、クロムを含む固溶体では熱分解に対する安定性が高まることが分かった。この熱的安定性と結晶構造との関係性を調べるため、エックス線結晶構造解析,エックス線吸収微細構造測定,メスバウアー分光測定,ラマン分光分析による詳細な結晶構造と物性の評価を行ったが、本研究で用いたウラン酸塩試料の間に明瞭な差異は観測されなかった。そのため、熱的安定性の違いは結晶構造に起因するものではなく、鉄とクロムとの酸化還元特性の違いによるものと推定した。クロムは3価が極めて安定であるのに対して、鉄の原子価は2価と3価を取ることができる。このため、ウラン酸鉄の場合には結晶中でウランと鉄との酸化還元反応が起こり、低温での分解反応を誘起したものと考えられる。

論文

Structure, stability, and actinide leaching of simulated nuclear fuel debris synthesized from UO $_{2}$ , Zr, and stainless-steel

桐島陽*; 秋山大輔*; 熊谷友多; 日下良二; 中田正美; 渡邉雅之; 佐々木隆之*; 佐藤修彰*

Journal of Nuclear Materials, 567, p.153842_1 - 153842_15, 2022/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2022.153842

被引用回数：5 パーセンタイル：81.82(Materials Science, Multidisciplinary)

福島第一原子力発電所事故では、UO $_{2}$ やZr,ステンレス鋼(SUS)の高温反応により燃料デブリが形成されたとみられる。この燃料デブリの化学構造や安定性を理解するため、UO $_{2}$ -Zr-SUS系模擬デブリ試料の合成と物性評価を行い、より単純な組成の試料と比較した。模擬デブリ試料の合成では、不活性雰囲気(Ar)もしくは酸化雰囲気(Ar + 2% O $_{2}$ )において1600 $^{circ}$ Cで1時間から12時間の加熱処理を行った。 $^{237}$ Npおよび $^{241}$ Amをトレーサーとして添加し、浸漬試験ではUに加えてこれらの核種の溶出を測定した。試料の物性評価は、XRD, SEM-EDX,ラマン分光法およびメスバウアー分光法により行った。その結果、模擬デブリの主なU含有相は、加熱処理時の雰囲気に依らず、Zr(IV)およびFe(II)が固溶したUO $_{2}$ 相であることが分かった。模擬デブリ試料の純水もしくは海水への浸漬試験では、1年以上の浸漬の後も主な固相の結晶構造には変化が観測されず、化学的に安定であることが示された。さらに、U, Np, Amの溶出率はいずれも0.08%以下と、溶出は極めて限定的であることが明らかとなった。

論文

Uranium dissolution and uranyl peroxide formation by immersion of simulated fuel debris in aqueous H $_{2}$ O $_{2}$ solution

熊谷友多; 日下良二; 中田正美; 渡邉雅之; 秋山大輔*; 桐島陽*; 佐藤修彰*; 佐々木隆之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(8), p.961 - 971, 2022/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.2023055

被引用回数：2 パーセンタイル：48.47(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所事故では核燃料と被覆管,構造材料が高温で反応し、燃料デブリが形成されたと考えられる。この燃料デブリが水の放射線分解の影響により経年変化する可能性を調べるため、模擬燃料デブリを用いて過酸化水素水溶液への浸漬試験を行った。その結果、過酸化水素の反応により、ウランが溶出し、ウラニル過酸化物が析出することが分かった。また、模擬燃料デブリ試料のうちウランとジルコニウムの酸化物固溶体を主成分とする試料では、他の試料と比較してウランの溶出は遅く、ウラニル過酸化物の析出も観測されなかった。この結果から、ウランとジルコニウムの酸化物固溶体は過酸化水素に対して安定性が高いことを明らかにした。

論文

燃料デブリの過酸化水素による酸化劣化に関する研究

熊谷友多; 日下良二; 中田正美; 渡邉雅之; 秋山大輔*; 桐島陽*; 佐藤修彰*; 佐々木隆之*

放射線化学(インターネット), (113), p.61 - 64, 2022/04

東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故では燃料や被覆管、構造材料等が高温で反応して燃料デブリが形成されたとみられている。1F炉内は注水や地下水の流入で湿潤な環境にあり、放射線による水の分解が継続していると考えられ、これが燃料デブリの化学的な性状に影響する可能性がある。1F燃料デブリの組成や形状については、いまだに十分な情報が得られていないが、炉内や周辺で採取された微粒子の分析結果では、様々な組成が観測されており、事故進展における温度履歴や物質移動の複雑さを反映していると考えられる。1Fサンプルのように複雑組成の混合物については、水の放射線分解が与える影響に関する知見が乏しい。そこで、水の放射線分解の影響として想定すべき燃料デブリの性状変化を明らかにするため、模擬デブリ試料を用いてH $_{2}$ O $_{2}$ 水溶液への浸漬試験を行った。その結果、H $_{2}$ O $_{2}$ の反応により、模擬デブリ試料からウランが溶出し、過酸化ウラニルの形成が進むことが分かった。またUO $_{2}$ 相の固溶体形成によるH $_{2}$ O $_{2}$ に対する安定化が観測された。これらの酸化劣化の過程は、ウラン含有相の反応性や安定性に基づいて説明できることを明らかにした。

論文

The Kinetics and mechanism of H $_{2}$ O $_{2}$ decomposition at the U $_{3}$ O $_{8}$ surface in bicarbonate solution

McGrady, J.; 熊谷友多; 渡邉雅之; 桐島陽*; 秋山大輔*; 北村暁; 紀室辰伍

RSC Advances (Internet), 11(46), p.28940 - 28948, 2021/08

https://doi.org/10.1039/D1RA05580A

被引用回数：5 パーセンタイル：35.86(Chemistry, Multidisciplinary)

The rate of U release is affected by bicarbonate (HCO $_{3}$ $^{-}$ ) concentrations in the groundwater, as well as H $_{2}$ O $_{2}$ produced by water radiolysis. To understand the dissolution of U $_{3}$ O $_{8}$ by H $_{2}$ O $_{2}$ in bicarbonate solution (0.1 - 50 mM), dissolved U concentrations were measured upon H $_{2}$ O $_{2}$ addition (300 M) to U $_{3}$ O $_{8}$ /bicarbonate mixtures. As the H $_{2}$ O $_{2}$ decomposition mechanism is integral to U dissolution, the kinetics and mechanism of H $_{2}$ O $_{2}$ decomposition at the U $_{3}$ O $_{8}$ surface was investigated. The dissolution of U increased with bicarbonate concentration which was attributed to a change in the H $_{2}$ O $_{2}$ decomposition mechanism from catalytic at low bicarbonate ( 5 mM HCO $_{3}$ $^{-}$ ) to oxidative at high bicarbonate ( 10 mM HCO $_{3}$ $^{-}$ ). Catalytic H $_{2}$ O $_{2}$ at low bicarbonate was attributed to the formation of an oxidised surface layer.

論文

Distribution of studtite and metastudtite generated on the surface of U $_{3}$ O $_{8}$ ; Application of Raman imaging technique to uranium compound

日下良二; 熊谷友多; 蓬田匠; 高野公秀; 渡邉雅之; 佐々木隆之*; 秋山大輔*; 佐藤修彰*; 桐島陽*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(6), p.629 - 634, 2021/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1854881

被引用回数：7 パーセンタイル：64.73(Nuclear Science & Technology)

Studtite and metastudtite are uranyl peroxides formed on nuclear fuel in water through the reaction with H $_{2}$ O $_{2}$ produced by the radiolysis of water. However, it is unclear how the two types of uranyl peroxides are generated and distributed on the surface of nuclear fuel. Here, we used Raman imaging technique to exemplify distribution data of the two uranyl peroxides formed on the surface of a U $_{3}$ O $_{8}$ pellet through immersion in a H $_{2}$ O $_{2}$ aqueous solution. As a result, we observed that studtite and metastudtite are heterogeneously distributed on the U $_{3}$ O $_{8}$ surface. No clear correlation between the distributions of studtite and metastudtite was observed, suggesting that the two uranyl peroxides are independently generated on the surface of U $_{3}$ O $_{8}$ . We anticipate that this Raman imaging technique could reveal how these uranyl peroxides are generated and distributed on the surface of the nuclear fuel debris in the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plants.

口頭

ウラン廃棄物処分のためのプロトアクチニウム溶液化学研究,1; Pa-231の精製およびUV-Vis-NIRスペクトルの測定

桐島陽*; 渡邉雅之; 北辻章浩; 瀬川優佳里; 青柳登; 秋山大輔*; 佐藤修彰*

no journal, ,

天然に存在するPaの主要同位体である $^{231}$ Paは $^{235}$ Uの娘核種であり、32,760年の半減期を有する。このためウラン廃棄物を浅地中処分した場合、およそ1,000年後には $^{231}$ Paは周辺住民の被ばく要因の中心核種となり、安全評価上の最重要核種の一つとなる。適切な安全評価を行うためには対象元素の溶液化学特性の把握が必須であるが、Paについては1960年代にトレーサ実験が行われて以降、溶液化学研究がほとんど行われておらず、信頼できる熱力学データは存在しない。そこで本研究ではマクロ量の $^{231}$ Paを用い、加水分解や基本的な錯生成定数の決定、分光パラメータの取得など、未知部分の多く残されたPaの溶液化学に再挑戦を始めた。本報では $^{231}$ Paの溶媒抽出法による精製と、精製したPaを用いて調製した溶液の光吸収スペクトル並びに、これを利用したフッ化物イオンとの錯生成の検討について報告する。

口頭

Spectroscopic study of uranium materials for understanding chemical degradation of fuel debris

熊谷友多; 日下良二; 中田正美; 秋山大輔*; 渡邉雅之; 佐々木隆之*; 佐藤修彰*; 桐島陽*

no journal, ,

ウランは化学的な環境に応じて様々な化学形態を取り得る。そのため、福島第一原子力発電所事故で発生した燃料デブリの処理・処分を検討には、燃料デブリの化学的な性質の理解が必要となる。特に、ウランが酸化される反応が生じた場合、6価まで酸化されたウランは水溶性のウラニルイオンとなり、溶出する。このような反応は使用済核燃料の直接処分研究においては、よく知られており、福島第一原子力発電所内の燃料デブリでも類似の化学変化が起きている可能性がある。そこで本研究では、この化学反応に関する研究に着手すべく、燃料デブリに含有が想定されるウラン化合物を二酸化ウランとステンレス鋼との高温化学反応により調製し、ラマン散乱分光法, 蛍光分光法, メスバウアー分光法により、その特性を分析した。

口頭

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究,1; 全体概要および模擬デブリの合成

桐島陽*; 秋山大輔*; 佐藤修彰*; 佐々木隆之*; 渡邉雅之; 熊谷友多; 日下良二

no journal, ,

福島第一原子力発電所(1F)事故では、構造材と溶融した燃料が高温で反応し合金相を含む燃料デブリが形成されたとみられる。本研究では、このような系の模擬デブリを合成し、構造評価, 状態分析, 核種浸漬試験を行い安定性の評価をおこなう。本発表では研究の全体概要と模擬デブリの合成について報告する。

口頭

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究,2; 分光法によるウラン-ステンレス鋼系模擬デブリの化学状態分析

渡邉雅之; 熊谷友多; 日下良二; 蓬田匠; 中田正美; 桐島陽*; 秋山大輔*; 佐藤修彰*; 佐々木隆之*

no journal, ,

水の放射線分解に起因する酸化・溶解を分光学的に分析し、表面の化学状態の変化を評価するため、ウラン-ステンレス鋼系模擬デブリや、基準となる単成分のウラン化合物に関する表面化学状態について顕微蛍光分光法, 顕微ラマン分光法, メスバウアー分光法での測定結果を報告する。

口頭

Uranium leaching from simulated fuel debris prepared from UO $_{2}$ and stainless steel

熊谷友多; 日下良二; 中田正美; 渡邉雅之; 桐島陽*; 秋山大輔*; 佐藤修彰*; 佐々木隆之*; 小林大志*

no journal, ,

原子力発電所の過酷事故で生じる燃料デブリは多様なウラン化合物を包含すると考えられる。本研究ではステンレス鋼を構成する鉄, クロム, ニッケルを含む模擬燃料デブリを調製し、水中での安定性を調べた。試験に用いた模擬デブリは、二酸化ウラン粉末とSUS304ステンレス鋼粉末の混合物を2%酸素を含むアルゴン気流下において1200 $^{circ}$ Cで1時間加熱して調製した。得られた模擬デブリ粉末をXRD, SEM-EDX, 顕微ラマン分光, メスバウアー分光により分析した結果、U(Fe,Cr)O $_{4}$ , U $_{3}$ O $_{8}$ , Fe(III)酸化物の混合物であった。この模擬デブリ試料を純水に30日間浸漬し、金属元素の溶出と表面の化学状態の変化を調べた。また、比較のためU $_{3}$ O $_{8}$ 粉末を用いた同様の浸漬試験を実施した。浸漬液の元素分析の結果、模擬デブリ試料から溶出したウランの濃度は、U $_{3}$ O $_{8}$ との比較において顕著に低く、また鉄, クロム, ニッケルの溶出濃度は定量下限値未満であった。顕微ラマン分光法を用いた表面分析では、U $_{3}$ O $_{8}$ では30日間の浸漬によりラマンスペクトルに見られるバンド構造がやや不明瞭になるのに対して、模擬デブリ試料のスペクトルには有意な変化は観測されなかった。これらの結果はステンレス鋼成分を含む模擬デブリは、ウラン酸化物と比べて、水に対して安定性が高いことを示すものである。

口頭

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究,4; 模擬デブリの水中での安定性評価に向けた分光分析

熊谷友多; 渡邉雅之; 日下良二; 中田正美; 秋山大輔*; 桐島陽*; 佐藤修彰*; 佐々木隆之*

no journal, ,

東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故で生じた燃料デブリは水と接触した状況にあり、取出しに際しては大気流入等の環境変化が予想される。このような条件では、使用済燃料等に関する知見から、燃料デブリが経年変化を起こす可能性がある。そこで、本研究ではステンレス鋼の構成元素を含む模擬燃料デブリを調製し、水中での安定性を調べた。浸漬液分析の結果、浸漬により模擬デブリ試料から溶出するU濃度は、U $_{3}$ O $_{8}$ との比較において顕著に低いことが分かった。またFe, Cr, Niの溶出濃度は定量下限値未満であった。顕微ラマン分光法を用いた表面分析では、模擬デブリ試料に浸漬の前後に有意な変化は観測されなかった。これらの結果は、ステンレス鋼成分を含む模擬デブリは、ウラン酸化物と比べて、水に対する安定性が高いことを示す。

口頭

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究,3; ウラン-ステンレス鋼系模擬デブリの合成と構造解析

秋山大輔*; 桐島陽*; 佐藤修彰*; 佐々木隆之*; 渡邉雅之; 熊谷友多; 日下良二

no journal, ,

東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故では、溶融した燃料がステンレス等の鉄を主成分とした構造材と高温で反応し、合金相を含む燃料デブリが形成されたとみられる。今後、取出しや処理・処分に際して、燃料デブリの性状を予測することが重要となる。本研究では、ウラン-ステンレス鋼系模擬デブリを雰囲気を変えて、高温で合成し、XRD及びSEM-EDXにより構造解析を行った。酸化雰囲気で調製したウラン-ステンレス系模擬デブリ試料中にはウランや鉄の酸化物に加えて、ウランと鉄の複合酸化物が確認された。別途調製したウラン-鉄系模擬デブリでは複合酸化物相は確認されず、一方でウラン-クロム系模擬デブリではウランとクロムの複合酸化物が生成された。このことから、ウランと鉄、クロムの複合酸化物は酸化雰囲気においてクロムが存在する場合に生成すると考えられる。

口頭

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究,5; ウラン-ステンレス鋼系模擬燃料デブリからの核種溶出挙動評価; 照射法と添加法

佐々木隆之*; 児玉雄二*; 小林大志*; 秋山大輔*; 桐島陽*; 佐藤修彰*; 渡邉雅之; 熊谷友多; 日下良二

no journal, ,

東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故で生じた燃料デブリは水と接触した状況にあり、デブリ表面での固液反応に伴う核種の溶出が進行している。またその取出しまでに時間を要することから、性状の経年変化を見通すための基礎知見の蓄積が不可欠であるが、特に合金相を含むデブリに関する知見は殆どない。本研究では同デブリからの水への溶出挙動について検討するため、二つの方法により合金系模擬デブリ試料を調製し、FP核種の溶出挙動について検討した;(1)照射法: 模擬デブリを熱中性子照射しFPを導入、(2)添加法: 試料に予めFPを模擬した非放射性元素(Cold FP)を添加、する方法である。FPとUの溶出を関連付けて溶出挙動を比較・評価した。浸漬直後はCsがUより優先的に溶出するが、その後は溶出Cs/U比が低下した。固相表面にある易溶性核種は浸漬後直ちに溶出するが、その後はU溶解が律速反応となることが示唆された。2価のBa, SrはCsと同様にUより優先的に溶出する一方で、3価Nd, EuはUとの調和溶解の傾向が強いことが分かった。

口頭

Surface alteration of simulated nuclear fuel debris containing Fe, Cr, and Ni in water; A Raman and Mssbauer spectroscopic study

熊谷友多; 日下良二; 中田正美; 渡邉雅之; 桐島陽*; 秋山大輔*; 佐藤修彰*; 佐々木隆之*

no journal, ,

Fuel debris generated in the Fukushima Daiichi NPS accident remains in the damaged reactors and substantial time and effort will be required until the retrieval of the debris. The debris is most likely contacted with water since the accident. The contact with water has possibility to induce degradation of the debris. According to the researches of uranium oxides and spent fuels, the uranium oxide matrix of fuels is oxidized and gradually dissolved as a consequence of water radiolysis. This oxidative dissolution process must be associated with surface alteration. In order to examine these possible degradation processes, we have conducted leaching experiments using simulated fuel debris combined with surface analysis by Raman spectroscopy and $^{57}$ Fe Mssbauer spectroscopy in backscatter geometry. The simulated fuel debris used in this study was prepared from powders of UO $_{2}$ and stainless steel (1 : 1 in atomic ratio of U : Fe + Cr + Ni) by heat treatments. The samples were immersed in pure water or aqueous H $_{2}$ O $_{2}$ solution for up to 30 days. Aqueous H $_{2}$ O $_{2}$ solution was used to simulate the water radiolysis. After certain periods of immersion, the samples were analyzed by Raman spectroscopy and Mssbauer spectroscopy as well as chemical analysis of leached elements. The analysis of leached elements showed a selective dissolution of U from the samples. The U dissolution was facilitated by the reaction of H $_{2}$ O $_{2}$ . The reaction of H $_{2}$ O $_{2}$ also resulted in formation of solid uranyl peroxides, UO $_{4}$ 4H $_{2}$ O and UO $_{4}$ 2H $_{2}$ O. The formation of uranyl peroxides on the surface was clearly confirmed by the Raman spectroscopy. The $^{57}$ Fe Mssbauer spectroscopy, in contrast, showed insignificant change between the spectra before and after the immersion. The result of $^{57}$ Fe Mssbauer spectroscopy suggests that phases containing Fe are stable toward water and H $_{2}$ O $_{2}$ .

口頭

Leaching behavior of simulated fuel debris in the UO $_{2}$ -SUS system prepared by irradiation or tracer doping method

佐々木隆之*; 頓名龍太郎*; 小林大志*; 秋山大輔*; 桐島陽*; 佐藤修彰*; 熊谷友多; 日下良二; 渡邉雅之

no journal, ,

Under the high-temperature conditions in the reactor cores of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) during the accident, UO $_{2}$ , zircaloy, and structural materials such as stainless steel are thought to be reacted. Since it will take a long time to retrieve the fuel debris, it is essential to accumulate basic knowledge for anticipating the secular change of chemical properties. In this study, to examine the dissolution behavior to water, the simulated alloy-based debris samples were prepared by two methods, and the dissolution behavior was analyzed; 1) Irradiation method: the simulated debris was irradiated by thermal neutrons to introduce FP, 2) Doping method: non-radioactive elements (cold FPs) simulating FPs were doped to the sample. Based on the concentration of the nuclide M in the sample, the leaching ratio $r_{rm{M}}$ was evaluated from the relationship of $A_{rm{soln}}$ / $A_{rm{initial}}$ . The leaching ratio $R_{rm{M}}$ which was normalized by $r_{rm{U}}$ was also discussed. In samples of U $_{3}$ O $_{8}$ , U $_{1-y}$ Zr $_{y}$ O $_{2+x}$ and UCr(Fe)O $_{4}$ , Cs leached preferentially to U immediately after immersion ( $R_{rm{Cs}}$ ) in both the irradiation and the doping methods, and then the $R_{rm{Cs}}$ value decreased with time, suggesting U dissolution would be a rate-limiting reaction thereafter. Divalent Ba (FP) and Sr (cold FP) also leached preferentially to U, while trivalent Nd (FP) and Eu (cold FP) showed a harmonious dissolution with U. The $r_{rm{U}}$ value was in the order of pure water (PW) and 0.1 M NaClO $_{4}$ (Na) artificial seawater (SW), and the effect of complex formation with anions in the solution on the order was observed. The values depended on the valence of ions; PW and Na SW for $R_{rm{Cs}}$ and $R_{rm{Sr}}$ , while PW Na and SWfor $R_{rm{Eu}}$ . The leaching behavior will be discussed in relation to the existing state in the solid phase and the chemical state in the aqueous phase.

口頭

Basic research on the chemical stability of nuclear fuel debris including alloy phase

桐島陽*; 秋山大輔*; 佐藤修彰*; 佐々木隆之*; 熊谷友多; 日下良二; 渡邉雅之

no journal, ,

On March 11, 2011, a loss of coolant accident occurred at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in Japan. The fuel debris was generated by the reaction of nuclear fuel with zircaloy cladding, control rods, and other structural materials at high temperature. For the safe retrieval and long-term storage of the fuel debris, the understanding of the chemical property of it is critically important. The debris are, however, highly radioactive and release a lot of heat, which prevents direct access and sampling of them so far. Therefore, to provide supportive information, we have initiated a basic chemical research by synthesizing and analyzing several types of simulated fuel debris in laboratories. The type of debris can be categorized into slightly damaged fuels, fuel-cladding debris (U-Zr-O system), fuel-alloy debris (U-SUS-O system), and molten core-concrete interaction (MCCI) debris. We have synthesized the simulated debris of U-Zr-O and MCCI systems, and reported the crystal structures and the leaching behavior of the actinides and fission products (FPs) in the debris. In this study, therefore, we focus on fuel debris generated from structure materials and fuels. We synthesized the simulated debris of UO $_{2}$ -SUS system by heat treatment at up to 1700 $^{circ}$ C, and then analyzed their chemical property by XRD, SEM-EDX, and laser Raman spectroscopy. After that, the simulated debris were immersed in water to observe ageing effect on their chemical structure and the leaching behavior of contained actinides and FPs. The result indicates that stable solid solution having UO $_{2+x}$ structure and composite oxides like UFeO $_{4}$ are formed by the high temperature heat treatment, which were chemically stable for the aging treatment in water. Also, the actinide leaching from the debris was remarkably suppressed in comparison with that from non-heat treated UO $_{2}$ .