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at high temperatures of 1673-1873 K渡部 雅; 加藤 正人; 砂押 剛雄*
Journal of Nuclear Materials, 542, p.152472_1 - 152472_7, 2020/12
高温における定比組成近傍の(U,Pu)Oの酸素自己拡散係数を熱重量法と酸素同位体交換法を組み合わせた手法によって測定することに成功した。(U,Pu)Oの定比組成における酸素拡散の活性化エネルギーを実験データから評価し、その値を248kJ/molと決定した。また、(U,Pu)O
の欠陥移動エネルギーを導出し、これらを用いて酸素自己拡散係数を評価した。その結果、実験データと評価結果は良く一致した。
渡部 雅; 松本 卓; 廣岡 瞬; 森本 恭一; 加藤 正人
2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.315 - 320, 2020/05
近年、日本原子力研究開発機構のプルトニウム燃料第一開発室の研究グループは、(U,Pu)O
の多数の物性値について系統的な測定を実施した。格子定数,弾性定数,熱膨張率,酸素ポテンシャル,酸素化学拡散係数及び熱伝導率は温度、O/M比, Pu含有量を関数として測定することに成功した。また、O/M比及びPu含有量の各種物性値に対する影響についても評価を行った。本研究では、これらの実験データをレビューするとともに最新の実験データも紹介する。また、これらの物性データは燃料コード開発に使用することが可能である。
Tsai, P.-E.; 岩元 洋介; 萩原 雅之*; 佐藤 達彦; 小川 達彦; 佐藤 大樹; 安部 晋一郎; 伊藤 正俊*; 渡部 浩司*
Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 3 Pages, 2018/11
一次はじき出し原子(PKA)のエネルギースペクトルは、モンテカロル放射線輸送コードを用いた加速器施設設計の放射線損傷評価において重要である。しかし、計算コードに組み込まれている物理モデルは、PKAスペクトル について実験値の不足から十分に検証されていない。これまで、従来の固体検出器を用いた原子核物理実験の測定体系において、劣った質量分解能や核子あたり数MeV以上と高い測定下限エネルギーのため、実験値は限られていた。そこで本研究では、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて、PKAスペクトルを測定するための2つの時間検出器と1つのdE-Eガス検出器からなる新しい測定体系を設計した。その結果、本測定体系は、質量数20から30のPKAにおいて、核子当たり0.3MeV以上のエネルギーを持つPKA同位体を区別できる。一方で、質量数20以下のPKAにおいては、PKAの質量数を識別できる下限エネルギーは核子当たり0.1MeV以下に減少する。今後、原子力機構のタンデム施設、及び東北大学のサイクロトロン・ラジオアイソトープセンターにおいて、設計した測定体系の動作テストを行う予定である。
仲吉 彬; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1119 - 1129, 2018/10
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)Treatment policies for debris from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is not decided, however, any policies may include medium and long term storages of debris. Dry storages may be desirable in terms of costs and handlings, but it is necessary to assess generating hydrogen during storages due to radiolysis of accompanied water with debris before debris storages. AlO
, SiO, ZrO, UO and cement paste pellets as simulated debris were prepared, which have various porosities and pore size distribution. Weight changes of wet samples were measured at various drying temperatures (100, 200, 300, and 1000
C) using a Thermogravimetry, under helium gas flow (50 cc/min) or reduced pressure conditions (reducing pressure rate: 200 Pa in 30 min). From the results, drying curves were evaluated. There is a possibility that cold ceramics can predict drying behaviors of ceramics debris as a simulation because all of the ceramics pellets generally showed similar drying characteristics in this experiment. The cement paste pellets indicated different behavior compared to the ceramics pellets, and the drying time of the cement paste pellets was longer even in 1000C conditions. It is necessary to decide the standard level of the dry state for a drying MCCI products which may be accompanied by concrete.
廣岡 瞬; 加藤 正人; 渡部 雅
Transactions of the American Nuclear Society, 118, p.1624 - 1626, 2018/06
本研究では酸素/金属比(O/M)再分布の時間発展モデルについて、MOX中の酸素の特性を用いて提案した。また、提案したO/M再分布の計算や、密度再分布の原因となるポアマイグレーションを計算する照射挙動シミュレーションを行った。シミュレーションの結果、O/M再分布は密度再分布よりも低温で起こり、基礎物性である酸素拡散は蒸発・凝縮機構よりも低温で起こることが示された。また、ペレット表面は低温のためO/M再分布が非常に遅いが、表面から少し内側に入った1000Kを超えるところでは、さらに内側から移動してくる酸素の影響を受け、O/M再分布がよく見られた。今後は、シミュレーション結果と照射後試験データとの比較を行っていく計画である。
渡部 雅; 砂押 剛雄*; 加藤 正人
Defect and Diffusion Forum, 375, p.84 - 90, 2017/05
(U, Pu)Oの酸素化学拡散係数を熱重量測定法を用いて決定した。また、酸素化学拡散係数の算出においては試料の表面反応も考慮した。その結果、酸素化学拡散係数の活性化エネルギーは、(U
Pu
)O及び(U
Pu
)Oについてそれぞれ60kJ/mol, 65kJ/molとなった。
加藤 正人; 中村 博樹; 渡部 雅; 松本 卓; 町田 昌彦
Defect and Diffusion Forum, 375, p.57 - 70, 2017/05
PuOの実験データをレビューし、酸素ポテンシャル、電気伝導率及び第一原理計算結果を用いて欠陥濃度を評価した。欠陥濃度を評価する式を導出し、様々な基礎特性の間の整合性を確認するとともに、熱物性を評価するための機構論的モデルを導出した。
加藤 正人; 渡部 雅; 松本 卓; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊
Journal of Nuclear Materials, 487, p.424 - 432, 2017/04
被引用回数：2 パーセンタイル：63.18(Materials Science, Multidisciplinary)(U,Pu)Oの酸素ポテンシャルについて、最新の実験データベースを用い、欠陥化学に基づいて評価した。酸素分圧と定比組成からのずれxを解析し、点欠陥の生成エネルギを評価した。得られた欠陥反応の平衡定数を用いて、欠陥濃度、酸素ポテンシャル及び拡散係数の間の関係を記述した。
日高 昭秀; 中野 佳洋; 渡部 陽子; 新井 信義; 澤田 誠; 金井塚 清一*; 加藤木 亜紀; 嶋田 麻由香*; 石川 智美*; 海老根 雅子*; et al.
JAEA-Review 2016-011, 208 Pages, 2016/07
JAEA-Review-2016-011-01.pdf:33.85MBJAEA-Review-2016-011-02.pdf:27.68MB
原子力機構では、アジアにおける原子力技術の平和利用のための人材育成に貢献するため、文部科学省からの受託事業として、1996年から講師育成事業(ITP)を実施している。ITPは講師育成研修(ITC)、フォローアップ研修(FTC)、原子力技術セミナーからなり、アジア諸国を中心とする国々(現在、11ヵ国)の原子力関係者を我が国に招聘し、放射線利用技術等に関する研修、セミナーを行うことにより、母国において技術指導のできる講師を育成している。また、我が国からアジア諸国への講師派遣を通じて、各国の原子力関係者の技術及び知識の向上を図っている。さらに、作成したニュースレターを広く配布することにより、各国で得られた技術情報等を国内の原子力施設の立地地域等に広く提供している。本報では、これらについて概要を記載すると共に、今後、原子力人材育成事業を効果的に実施するための課題等について報告する。
渡部 雅; 加藤 正人; 砂押 剛雄*
Transactions of the American Nuclear Society, 114, p.1081 - 1082, 2016/06
現在までUOの酸素ポテンシャルについての研究は多くなされているが、高温領域(1673-1873K)における定比組成近傍の酸素ポテンシャルデータは非常に少ない。そこで本研究では、1673-1873KにおけるUO
の酸素ポテンシャルデータの拡充を図るとともに、欠陥化学モデルを用いてデータの解析を実施した。
-PuO-ZrO pseudo-ternary system森本 恭一; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 渡部 雅; 菅田 博正*
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(10), p.1247 - 1252, 2015/10
被引用回数：2 パーセンタイル：74.03(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の事故に対する廃炉計画の一環として、損傷炉心からのデブリの取出しやその後の保管の検討が進められている。これらの検討にはデブリの熱特性や機械特性を評価し理論的な根拠に基づいた事故シナリオにおける燃料の溶融過程の予測が必要である。本研究では模擬デブリ試料としてU, Pu, Zrの混合酸化物を作製し、燃料の溶融過程を検討する上で重要な熱特性の一つである融点についてサーマルアレスト法によって測定した。得られた結果から模擬デブリ試料の融点に対するPu及びZrの影響について評価した。
fuels渡部 雅; 松本 卓*; 加藤 正人
NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.376 - 380, 2015/06
(Pu,Am)Oの酸素化学拡散係数は1400-1600Cの範囲においてPuOよりも大きな値を有することがわかった。また、O/M比が1.964以下の領域ではAmは全て3価となることが欠陥化学による計算で得られており、今回取得したデータはこのO/M領域で測定されていることから、3価のAmは酸素化学拡散係数を増加させる効果があることが示唆された。
荒井 陽一; 渡部 創; 高畠 容子; 中村 雅弘; 中島 靖雄
Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/10
放射性廃液からの放射性セシウムの除去は放射性廃棄物低減化に対して有効な手段であることから、その放射性セシウムの選択的除去のためにフェロシアン化物を用いた研究が行われている。フェロシアン化物の廃棄物は水を含んだスラリー状であり、フェロシアン化物の存在により放射線照射による水の分解に起因する水素の生成に影響を与える可能性が考えられる。また、フェロシアン化物は、その構造にシアンを含むことから、分解によりシアンが放出される可能性がある。そこで、水に浸漬させた状態でフェロシアン化ニッケルカリウム(KNiFC)に
Coによる
線を照射し、水素やシアンの発生量を測定し、KNiFCの放射線分解について調査した。本試験の結果、KNiFCの存在により水素のG値が増大することを確認した。よって、KNiFCを貯槽等で保管する場合には掃気により水素濃度を減少させることが必要である。なお、Csの吸着の有無は水素の発生に影響しないことについても確認した。また、6MGyの照射により、溶液中にシアンが検出されたものの、その生成量は1.3mg/Lと十分に低い濃度であり、ガス化したシアン化水素は検出されなかった。
加藤 正人; 廣岡 瞬; 生澤 佳久; 武内 健太郎; 赤司 雅俊; 前田 宏治; 渡部 雅; 米野 憲; 森本 恭一
Proceedings of 19th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2014) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/08
ウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)はナトリウム冷却高速炉の燃料として開発が進められている。MOXペレットの焼結挙動や照射挙動を解析するために、サイエンスベース燃料技術の開発を進めてきた。この技術は、適切な燃料製造条件や照射挙動解析結果について、機構論的なモデルを用いて計算し、供給することができる。
高木 直行; 篠田 佳彦; 渡部 雅之
The Seventh Infornation Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning & Transmutatio, 0 Pages, 2002/00
「必要な物質を回収する」という従来の核燃料サイクルの考えから、「不要な物質を除去する」という考え方に発想を転換した、新しいリサイクル概念"ORIENT-cycle"を提案した。使用済み燃料中のFPの6割は厳重な深地層処分が不要な安定元素であるため、これらを高発熱性元素(Cs、Sr)やHLWの減容化に効果のある元素(Mo)とともに除去するサイクルスキ-ムを構築した。平衡サイクル解析によってそのマルチリサイクルが成立することを確認するとともに、HLWの発生量は現行のLWR再処理に比べて約1/10に低減できる可能性があることを示した。
駒 義和; 田中 康正; 根本 慎一; 渡部 雅之
Solvent Extraction and Ion Exchange, 16(6), p.1357 - 1367, 2002/00
被引用回数：48 パーセンタイル：16.04(Chemistry, Multidisciplinary)再処理廃液から三価のアクチニドであるAmとCmをランタニドと分離して回収するため、CMPO-TBP混合溶媒とDTPA-NaNO3溶液を用いるSETFICS法を開発した。このプロセスの有用性を検証する目的でTRUEX法の試験で得た製品溶液を用いて、向流多段抽出試験を行った。AmとCmを含む製品溶液には、SmやEuが混入したが、La
Ndまでの軽希土を除去することができた。80%以上のランタニドを製品から除くことに成功した。
ions with Ba atoms家村 一彰*; 大谷 俊介*; 鈴木 洋*; 武田 淳一*; 町田 修一*; 田辺 邦浩*; 高柳 俊暢*; 脇谷 一義*; 関口 雅行*; 金井 保之*; et al.
Physical Review A, 64(6), p.062709_1 - 062709_14, 2001/12
被引用回数：6 パーセンタイル：62.73(Optics)私たちは、HeイオンとBa原子の低エネルギー衝突において、2電子捕獲で生成したHe原子2電子励起状態から自動電離によって生成した放出電子スペクトルを測定した。測定は、40から20 keVの衝突エネルギーで、0度電子分光学によって行なわれた。2電子励起状態からの自動電離による電子スペクトルは、He(2lnl)からHe
(1s)n
2及びHe(3lnl)からHe(2s or 2p)n3が観察された。スペクトル中のライン・ピークは、理論計算値と電子スペクトルを比較することにより識別された。DとFといった比較的高い角運動量の2電子励起状態が、著しく作成されたことで、中性なHe原子と光子,電子,イオン衝突による励起状態とは、異なる生成であるということがわかった。大きなnの値を持ったRydberg準位が、He(2lnl)及びHe(3lnl)の両方で、高い頻度で観察された。
藤井 俊行*; 渡部 雅之; 山名 元*
JNC-TY9400 2001-002, 44 Pages, 2001/02
JNC-TY9400-2001-002.pdf:1.17MB
低除染でのリサイクルシステムにおいて設計上不可欠の情報である放射性核種の移行率に関する研究の一環として、天然ウランを中性子照射して得られたFPをトレーサとして有効に利用し、FPのPUREX、TRUEX抽出条件下での分配特性を実験的に評価した。また同FPを含む硝酸溶液へのステンレス、ジルコニウム、チタン等の再処理材器構造材の浸漬及び洗浄実験を行い、これら合金へのFPの吸着特性の実験的評価を行った。この結果により、イットリウム、モリブデン、ジルコニウム、テルル、ヨウ素、アンチモン、ランタン、セリウム等のPUREX、TRUEX工程内での抽出移行、及び、テルル、ヨウ素、モリブデンのステンレス等への吸着移行に関する知見を得た。
渡部 雅之; 紙谷 正仁; 田中 博
JNC-TN9400 2001-034, 157 Pages, 2001/01
JNC-TN9400-2001-034.pdf:5.07MB
核燃料サイクル開発機構で進めている実用化戦略調査研究の一環として、高レベル放射性廃液からのAm, Cm回収システムに関し、溶媒袖出法を基本とする種々の方法について、プロセスフローダイヤグラムの作成や物質収支計算等を行い、それぞれの設備規模や経済性の比較評価を実施した。その結果、各システムの設備規模、経済性及び廃棄物発生量は、昨年度検討したSETFICS法を基本とするシステムに対し、それぞれ約1.1倍約1.4倍、約0.9倍約1.4倍及び約1.2倍約1.5倍の範囲内にあることが分かった。これらの結果から各システムとも、今回の設計検討レベルでは、設備規模が同程度のシステムと判断でき、いずれもAm, Cm回収システムとして適用可能と考えられる。しかし、回収すべきAmとCmの量を考えるとUとPuを回収する主工程である簡素化溶媒抽出工程に対して、大きな設備追加となってしまう。したがって、Am, Cm回収システムとしていずれの方法を適用するとしても、そのシステムをよりコンパクトに、かつ、より経済的に確立するための開発が必要であり、今後も、今回検討に各システムの開発状況や新規システムの情報等を加え、比較評価を継続し、最終的に実用化システムを選定すべきであろう。
渡部 雅之; 紙谷 正仁; 駒 義和; 田中 博
JNC-TN9400 2000-084, 115 Pages, 2000/07
JNC-TN9400-2000-084.pdf:3.24MB
核燃料サイクル開発機構で進めている実用化戦略調査研究の一環として、高レベル放射性廃液からのAm、Cm回収システムに関し、SETFICS法を基本とする方法について、プロセスフローダイアグラムの作成等を行い、その設備規模や経済性等の概略的な評価を実施した。その結果、本システムの設備規模、経済性及び廃棄物発生量は、簡素化溶媒抽出法を基本とした再処理施設と燃料製造施設の一体化プラントに対し、それぞれ約17%、約15%及び約10%相当になることが分かった。また、その他4種のAm、Cm回収システムを調査し、概略のフローシート作成を行い、比較評価した結果、各プロセスとも設備規模等が同等であると判断された。以上より、今回検討の各システムがAm、Cm回収システムとして適用可能と考えられる。しかし、これらの結果は、各システムでの回収元素(Am、Cm)量が少ないことを考えると、大きな設備追加となることを示している。したがって、Am、Cm回収システムとしていずれの方法を適用するとしても、そのシステムをよりコンパクトに、かつ、経済的に確立するための開発が必要であろうと考えられる。
