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論文

Calculation of low-energy electron antineutrino spectra emitted from nuclear reactors with consideration of fuel burn-up

Riyana, E. S.*; 須田 翔哉*; 石橋 健二*; 松浦 秀明*; 片倉 純一*; Sun, G. M.*; 片野 好章

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.369 - 375, 2019/05

原子炉は主に核分裂片のベータ崩壊チェインから多数の反電子ニュートリノを生成し、それらのニュートリノは主にMeV程度のエネルギーを有することが知られている。一方、エネルギーkeV程度の低エネルギーニュートリノは燃料の燃焼の情報を含むと考えられ、その低エネルギーニュートリノは計測技術の進歩により将来的に測定可能になる可能性がある。そこで、著者らはkeV領域の低エネルギーニュートリノの生成に注目した。本研究では、典型的なPWRとその他の型の原子炉について低エネルギーニュートリノスペクトルを示し、それらは燃料の燃焼に従って低Q値をもつ核種が蓄積されるにつれて生成が増えることを示した。

論文

Demonstrative experiments on the migration of radiocesium from buried soil contaminated by the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

山口 徹治; 島田 太郎; 石橋 純*; 赤木 洋介*; 黒沢 満*; 松原 諒宜*; 松田 祐紀*; 佐藤 滋芳*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 22(2), p.21 - 28, 2015/12

福島第一原子力発電所事故で汚染された土壌を穴に埋設し、清浄な土壌で覆土すれば、放射性セシウムは汚染土壌から周りの土壌や地下水にほとんど移行しないことは過去の研究から推定できる。本研究では、茨城県美浦村の1つの公園と埼玉県三郷市の2つの公園において一年にわたって核種移行試験を行って、その推定を実証した。実際に汚染土壌を埋設し、散水によって放射性セシウムの移行を加速した。ボーリングコアの切断分析結果や、土壌水の分析結果からは、放射性セシウムの動きは見られなかった。また、実験室におけるカラム移行試験および収着試験によって、放射性セシウムが汚染土壌からほとんど溶け出さないことや、たとえ溶け出しても周囲の土壌に収着されてほとんど移行しないことを示すデータを得た。試験は1年間で終了したが、移流拡散モデルによるシミュレーション解析を100年間について行ったところ、セシウム-137はほとんど移行せずにその場で減衰することが示された。

論文

XUV-FEL spectroscopy; He two-photon ionization cross-sections

佐藤 尭洋*; 岩崎 純史*; 石橋 和樹*; 沖野 友哉*; 山内 薫*; 足立 純一*; 柳下 明*; 矢澤 洋紀*; 神成 文彦*; 青山 誠; et al.

Europhysics News, 42(5), P. 10, 2011/09

Heガスに、XUV領域のイオン化断面積が既知である水素分子のガスを混合することによって、Heの2光子イオン化断面積の波長依存性を実験的に検証した結果について解説する。

論文

Determination of the absolute two-photon ionization cross section of He by an XUV free electron laser

佐藤 尭洋*; 岩崎 純史*; 石橋 和樹*; 沖野 友哉*; 山内 薫*; 足立 純一*; 柳下 明*; 矢澤 洋紀*; 神成 文彦*; 青山 誠; et al.

Journal of Physics B; Atomic, Molecular and Optical Physics, 44(16), p.161001_1 - 161001_5, 2011/08

 被引用回数:29 パーセンタイル:13.86(Optics)

Heガスに、XUV領域のイオン化断面積が既知である水素分子のガスを混合することによって、Heの2光子イオン化断面積の波長依存性を実験的に示した。

報告書

ZrC被覆粒子の製造技術開発,2(受託研究)

安田 淳; 植田 祥平; 相原 純; 石橋 英春*; 沢 和弘

JAEA-Technology 2008-083, 11 Pages, 2009/01

JAEA-Technology-2008-083.pdf:3.14MB

ZrC被覆燃料粒子は、第四世代原子炉の候補の一つである超高温ガス炉(VHTR)のさらなる高性能化を可能にすると期待されており、原子力機構ではZrC被覆粒子の製造技術開発を行っている。平成19年度は原料粒子として模擬燃料核を用いてZrC-外側熱分解炭素(OPyC)層連続被覆試験を行い、粒子装荷量100gにおいて、厚さ約27$$mu$$mまでのZrC層と、厚さ約48$$mu$$mまでのOPyCを連続被覆することができた。

論文

TEM/STEM observation of ZrC coating layer for advanced high-temperature gas-cooled reactor fuel, Part II

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 茂住 泰寛; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

Journal of the American Ceramic Society, 92(1), p.197 - 203, 2009/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:58.98(Materials Science, Ceramics)

ZrC被覆層は原子力機構にて臭化物法で作製された。公称被覆温度は一定に保たれた。公称被覆温度を評価できるようになってからの複数のバッチのZrC層の微細組織をTEMとSTEMで観察し、過去の研究結果も含めて議論した。約1630Kで被覆したZrC粒は配向性を持っていた。この配向性は過去の研究のものとは大きく異なった。また、被覆温度により異なるPyC/ZrC境界の構造が観察された。高温(1769K)被覆の場合、繊維状カーボンがPyC/ZrC境界及び境界近くのポア周辺で観察されたが、低温(1632K)被覆の場合には観察されなかった。

論文

環境中ウラン濃度と環境放射線への寄与

佐藤 和彦; 石橋 純*; 川妻 伸二

デコミッショニング技報, (38), p.2 - 10, 2008/11

核燃料サイクルの製錬転換,ウラン濃縮,燃料加工等のいわゆるウラン取扱施設のクリアランス及びそれら施設から発生するウラン廃棄物の処分の検討がなされている。これら施設から発生するクリアランス対象物及びウラン廃棄物は、長寿命天然放射性核種であるウランで汚染されている。ウランは天然環境中にも広く分布し、土壌や岩石の他、河川水や地下水等にも含まれる。さらには、天然資源を用いた建築資材や一般消費財にも含まれる。そこで、環境中のウランの濃度に関する文献を調査し濃度分布を把握するとともに、高い濃度のものについて、試料を入手・測定し確認を行った。その結果、日本の土壌等におけるU-238の濃度範囲は約0.001Bq/g$$sim$$約1Bq/gであること、一般消費財には濃度の高いものがあるものの建築資材は日本の土壌の濃度範囲に含まれることがわかった。さらに、この結果から想定される自然放射線におけるウラン系列核種の寄与について考察し、日本における自然放射線から線量の合計は約1.5mSv/年であり、ウラン系列核種からの影響は、約0.8mSv/年であることが示唆された。

論文

Natural uranium nuclides in the environment of Japan

石橋 純*; 佐藤 和彦; 川妻 伸二

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

核燃料サイクル施設(例えば、濃縮,加工施設)から発生する天然ウランで汚染された物質のクリアランス制度について検討がなされている。環境中のあらゆる所に放射性物質が存在するため、放射線を避けることはできない。放射線は、宇宙,大地,空気,食物ほかさまざまな物質から生じる。ウラン核種で汚染されたクリアランス物質からの線量を評価する際、自然放射線を考慮することが重要である。そこで、環境中の天然ウラン核種の濃度及び自然放射線についてのデータベースを調査し、また、土壌,水,消費財中のウラン核種の濃度を分析してきた。その結果、日本の土壌中の$$^{238}$$Uの濃度分布はUNSCARE報告値よりも大きく、その濃度範囲は約0.001Bq/gから約1Bq/gに至ることがわかった。また、日本における自然放射線から線量の合計は約1.5mSv/年であり、ウラン系列核種からの影響は、約0.8mSv/年(U-238系列外部,ラドン吸入,食物摂取)であることがわかった。

論文

Fabrication of uniform ZrC coating layer for the coated fuel particle of the very high temperature reactor

植田 祥平; 相原 純; 安田 淳; 石橋 英春; 高山 智生; 沢 和弘

Journal of Nuclear Materials, 376(2), p.146 - 151, 2008/05

 被引用回数:35 パーセンタイル:5.98(Materials Science, Multidisciplinary)

超高温ガス炉(VHTR)は第四世代原子炉システムの最有力候補の一つである。VHTR燃料は、燃焼度約15$$sim$$20%FIMA,照射量6$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$0.1MeV)までの安全性能を担保する必要があり、従来のSiC被覆燃料粒子では、これらの厳しい照射条件下での健全性を示す実験データは得られていない。日本原子力研究開発機構(JAEA)は、SiC被覆層に比べてより高温及びより高い照射下において健全性を保持すると期待される、炭化ジルコニウム(ZrC)被覆燃料粒子を開発した。JAEAは新たに2004年から、大型化を目指したZrC被覆技術開発,ZrC被覆層の検査技術開発及びZrC被覆粒子の照射試験を開始した。新規の被覆装置を用いたZrC被覆実験を開始し、被覆温度制御手法の改良により、均質なZrC層の製作に成功した。

論文

革新的高温ガス炉燃料としてのZrC被覆燃料粒子の製造及び検査技術開発

植田 祥平; 相原 純; 安田 淳; 石橋 英春; 茂住 泰寛; 沢 和弘; 湊 和生

表面, 46(4), p.222 - 232, 2008/04

原子力機構では、従来の炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子よりも耐熱性・化学的安定性等に優れると期待される炭化ジルコニウム(ZrC)被覆燃料粒子の製造技術及び検査技術の開発を進めている。先行研究から大型化した200gバッチ規模ZrC被覆実験装置を用いたZrC被覆実験を実施し、ZrC層物性と被覆温度,粒子装荷量との相関を取得することで、定比ZrC層の取得に成功した。また、ZrC被覆燃料粒子の品質を評価するうえで重要な、ZrC層厚さ,ZrC層密度,熱分解炭素(PyC)層前処理の検査技術を開発した。今後、装置大型化のため定比ZrC被覆条件データを拡充するとともに、検査精度を高度化し、超高温ガス炉(VHTR)等の革新的高温ガス炉用燃料としてZrC被覆燃料粒子の実用化に資する。

論文

TEM/STEM observation of ZrC-coating layer for advanced high-temperature gas-cooled reactor fuel

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 高山 智生; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

Journal of the American Ceramic Society, 90(12), p.3968 - 3972, 2007/12

日本原子力研究開発機構は革新的高温ガス炉用燃料としてZrC被覆燃料粒子の開発を開始した。本報告はおもに、開発初期におけるZrCと当方性高密度熱分解炭素(PyC)被覆層の微細構造に焦点を当てたものである。ZrC層中の遊離炭素領域はZrC結晶粒界にc面が沿ったような構造をとっているようであった。特にこのような構造をとる遊離炭素層は、ZrC層の機械的強度に加えて核分裂生成物閉じ込め性能を損なうことが予測される。PyC被覆層は中距離秩序を持った非晶質構造をとっていた。

報告書

ZrC被覆燃料粒子検査手法の検討; SiC被覆燃料粒子に対する検査手法の適用性評価

高山 智生*; 植田 祥平; 相原 純; 安田 淳*; 石橋 英春*; 沢 和弘

JAEA-Research 2007-061, 32 Pages, 2007/09

JAEA-Research-2007-061.pdf:15.93MB

第四世代原子炉の候補の一つである超高温ガス炉(VHTR)の燃料として、既存のSiC被覆燃料粒子とともにZrC被覆燃料粒子が期待されている。ZrCとSiCの材料特性を比較することにより、ZrC被覆燃料粒子の検査方法にSiC被覆燃料粒子の検査方法が適用できるかについて検討した。SiC被覆燃料粒子の断面組織,被覆層厚さ(SiC層),被覆層密度(SiC層及びO-PyC層),露出ウラン率,SiC層破損率の各検査における支配的な因子として、SiCの硬さ,X線吸収係数,密度,耐酸化性,化学的安定性を抽出した。また、上記手法のZrC被覆燃料粒子への適用性を検討し、被覆層密度(ZrC層及びO-PyC層),ZrC層破損率の検査については、SiC被覆燃料粒子の検査方法を適用困難であり、今後解決すべき課題であることを示した。

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,3

辻村 誠一; 船橋 英之; 石橋 純*; 高瀬 敏郎*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2007-030, 105 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-030.pdf:7.72MB

ウラン廃棄物は、その主要核種が長半減期のウランであり、また、廃棄体からの放射線の影響をほとんど考慮しなくて良いという特徴を持っている。これまで、このような特徴を考慮に入れて、合理的な余裕深度処分についての検討を実施しており、その中で合理的な余裕深度処分システムの成立性が示唆された。しかし、この検討は特定の環境を想定した限定的なサイト条件評価である。そこで本研究では、核種移行に関するパラメータの不確実性を考慮した解析を実施し、被ばく線量とパラメータの相関関係について検討した。その結果、被ばく線量と大きな相関関係にあるパラメータは「施設近傍の地下水流速」及び「天然バリアにおけるウランの分配係数」であることがわかった。

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討,2

辻村 誠一; 船橋 英之; 石橋 純*; 高瀬 敏郎*; 黒沢 満*

JAEA-Research 2006-029, 96 Pages, 2006/07

JAEA-Research-2006-029.pdf:3.97MB

ウラン廃棄物は、その主要核種が長半減期のウランであり、また、廃棄体からの放射線の影響をほとんど考慮しないでよいという特徴をもっている。このような特徴を考慮に入れて、合理的な余裕深度処分についての検討を2年間実施してきた。本研究では、長期間にわたる化学環境の変化を考慮して、異なる化学環境(還元環境,酸化環境)を想定し、収着パラメータ等の影響を分析するための安全評価を行い、還元環境を維持するための人工バリアの必要性について評価を行った。その結果、処分システムの化学環境が還元から酸化へ変化しても一般公衆の被ばく線量は増加しないことがわかった。現実的な酸化環境の収着パラメータを用いた評価においても、10$$mu$$Sv/年を上回ることはないことがわかった。本年度及び前年度の検討から、ウラン廃棄物の余裕深度処分においては核種移行を抑制し、還元環境を維持する人工バリアを削減できる可能性があることがわかった。

論文

Pressure dependence of local structure in liquid carbon disulfide

山本 夕可*; 石橋 康彦*; 稲村 泰弘; 片山 芳則; 三品 具文*; 中原 純一郎*

Journal of Chemical Physics, 124(14), p.144511_1 - 144511_5, 2006/04

 被引用回数:9 パーセンタイル:65.45(Chemistry, Physical)

液体2硫化炭素の1.2GPaまでの高圧X線回折測定がエネルギー分散法によって行われた。その結果は、通常のレナードジョーンズポテンシャルを用いた分子動力学計算と比較された。測定されたすべての圧力点で、両者は非常によく一致した。液体構造は、結晶化の直前の圧力まで、剛体球液体へと近づくように変化した。構造変化と高圧下での光学応答の関係について議論した。

報告書

ウラン廃棄物の余裕深度処分概念の検討

山本 正幸*; 石橋 純*

JNC-TJ8440 2005-001, 72 Pages, 2005/03

JNC-TJ8440-2005-001.pdf:0.49MB

ウラン廃棄物は、その主要核種が長半減期のウランであり、また、廃棄体からの放射線の影響をほとんど考慮しないでよいという特徴をもっている。これまでも余裕深度処分相当のウラン廃棄物の検討が実施されてきたが、これらの特徴が十分に反映されてこなかった。これらのウラン廃棄物の特徴を踏まえて次の合理的な処分概念を検討した。/1)岩盤空洞+コンクリートピット/ 2)岩盤空洞+モノリス 3)岩盤空洞+トレンチ/処分概念の操業中及び管理期間終了後の安全性について検討した。廃棄体から受ける作業者の被ばく線量は大きくないことがわかった。また、管理期間終了後、一般公衆が受ける被ばく線量は、人工バリアを軽減しても、大きく変化しないことがわかった。さらに、規制、操業、管理期間対応に関する課題点を摘出した。

口頭

ZrC被覆粒子の照射試験・照射後試験及びモデル開発計画

植田 祥平; 相原 純; 安田 淳; 石橋 英春; 沢 和弘

no journal, , 

超高温ガス炉(VHTR)の実現のためには、より高温のガスを経済性を損なわず安全に取り出すために、炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子よりも耐熱性等に優れた炭化ジルコニウム(ZrC)被覆燃料粒子の開発が進捗中である。本技術開発で実施するZrC被覆層の照射挙動の解明を目的としたZrC模擬被覆粒子の照射試験,照射後試験の計画及び燃料評価モデル開発について検討を行った。照射試験については、ZrC層の耐中性子照射特性の把握が最も重要であることから、ZrC被覆実験により製作したZrC模擬被覆粒子を米国オークリッジ国立研究所(ORNL)のHigh Flux Isotope Reactor(HFIR)にて、VHTRにおいて想定される高速中性子照射量(6$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$)まで照射することを第一優先として検討を進めている。照射後試験については、ZrC被覆燃料粒子の破損モデル開発に必要な試験項目として、破壊強度測定試験,金相試験及びSEM観察を最優先で実施することとした。

口頭

革新的高温ガス炉燃料用ZrC被覆層のTEM・STEM観察

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

no journal, , 

固有の安全性に優れた高温ガス冷却原子炉の経済性向上のため、新型の燃料として、従来のSiC被覆にかわってZrC被覆の技術を、二酸化ウラン燃料の模擬材としてジルコニアを用いて現在開発中である。本講演では、開発途中のZrC被覆層のTEM・STEM観察結果を中心に報告する。観察の結果、遊離炭素相が多い領域と少ない領域が層を成していること,遊離炭素相は結晶粒界に積層面が沿った構造をとりやすいこと、また、ZrC被覆層製造に用いる臭素が偏析していることなどがわかった。

口頭

革新的高温ガス炉燃料用ZrC被覆層のTEM$$cdot$$STEM観察

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(JAEA)は革新的高温ガス炉のためのZrC被覆燃料粒子の開発を行っている。ZrC被覆層は臭素過程でJAEAで製造されている。本研究では製造開始から2年目のZrC被覆層の微細構造について報告する。1年目については昨年報告した。低温で蒸着したZrC層は高温で蒸着したものよりも遊離炭素が少なかった。遊離炭素が少ないZrC層においてはZrC結晶粒は柱状で、昨年度報告したものとは異なる配向性を持っていた。ZrCの定比性に加えて、PyC/ZrC境界の構造も蒸着温度に依存した。高温で蒸着したZrC層においてはPyC/ZrC境界で繊維状の炭素が観察された一方で、低温で蒸着したZrC層には観察されなかった。

口頭

ウラン廃棄物処分方策の提案

川妻 伸二; 武部 愼一; 大内 優; 小澤 一茂; 八木 直人; 佐藤 和彦; 森本 靖之; 福島 正; 石橋 純*

no journal, , 

ウラン廃棄物の合理的な処分方策として浅地中処分可能な他の低ベル放射性廃棄物との同一の処分場での埋設を想定した場合のウランで汚染された廃棄物を含む場合の浅地中処分の濃度上限値導出のアプローチについて提案を行う。本発表内容は、「ウラン$$cdot$$TRU廃棄物等のクリアランス及び処分に関する検討委員会」(略称UTW勉強会)にて報告している。UTW勉強会はRANDECを事務局とし有識者,事業者から構成され、平成19年3月より開催されている会議体である。

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