Atomic reconstruction induced by uniaxial stress in MnP

小澤 竜也*; 藤原 理賀; 内原 猛*; 満田 節生*; 矢野 真一郎*; 玉造 博夢; 宗像 孝司*; 中尾 朗子*

Scientific Reports (Internet), 13, p.13750_1 - 13750_8, 2023/08

https://doi.org/10.1038/s41598-023-40806-1

圧力は、電子状態と原子配列の両方に作用し、物性を劇的に変化させる可能性を持つ。リン化マンガンMnPでは、約8GPaの等方圧力下において、Mn化合物で初めて、超伝導状態が観測された。本研究では、一軸応力がMnPの磁性および結晶構造に及ぼす影響を調査した。磁化測定と中性子回折実験により、0.04GPaという極めて低い一軸応力で、不可逆的な磁化応答が観測され、同時に、MnP型構造に特有の擬回転対称性を満たす結晶ドメインが誘起されることがわかった。不可逆的な磁化応答は、誘起された新たなドメインの構造により説明できることが判明した。一軸応力によって誘起される結晶ドメインに関する研究は過去に例がなく、我々はこの新現象を「原子再構成(AR)」と名付けることとした。我々は、AR現象に対する理解の深化は、誘電性、弾性、電気伝導、磁性、超伝導を含む物質の異方性を制御する結晶ドメイン工学の創出につながると期待している。

東日本大震災に伴い被災した保管体の復旧作業について

石原 圭輔; 金澤 真吾; 小澤 政千代; 森 優和; 川原 孝宏

JAEA-Technology 2017-002, 27 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-002.pdf:21.88MB

原子力科学研究所の保管廃棄施設(廃棄物保管棟・I、廃棄物保管棟・II及び解体分別保管棟)では、鋼製のパレットに200Lドラム缶等の放射性廃棄物保管体(以下、「保管体」という。)を積載し、高さ方向に2段積から4段積で保管を行っている。平成23年3月11日に発生した東日本大震災では、この保管廃棄施設において、パレットが横滑りし、保管体が斜めに傾いて折り重なり(以下、「荷崩れ」という。)、床に落下する等の被害が生じた。荷崩れ・転倒した保管体を原状に復旧する作業は、これまでに経験の無いものであり、放射線災害や労働災害防止の観点から、本件に特化した、綿密な作業工程や作業手順の立案が必要となった。このため、詳細な作業要領書を作成し、予めモックアップ試験を重ね、作業者の習熟及び作業手順を確立した上で、平成23年4月から再配置作業に着手した。最終的に、保管廃棄施設の運用を継続しつつ、平成27年9月に約4年半にわたる再配置作業を無事故で終了し、すべての保管体について原状復旧を完了できた。本稿は、原状復旧を行うにあたり実施した放射線災害防止対策や労働災害防止対策等を中心に報告を行うものである。

HTTR原子炉格納容器漏えい率試験計画の改善; 実績を考慮したA種,B種及びC種試験の組合せプログラムの導入

近藤 雅明; 君島 悟*; 江森 恒一; 関田 健司; 古澤 孝之; 早川 雅人; 小澤 太教; 青野 哲也; 黒羽 操; 大内 弘

JAEA-Technology 2008-062, 46 Pages, 2008/10

JAEA-Technology-2008-062.pdf:11.62MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、原子炉格納容器(CV)の気密性を確認するために漏えい率検査を実施している。本検査は、原子炉格納容器漏えい率試験規程(JEAC4203)のA種試験(全体漏えい率試験)で行ってきたが、準備から復旧に至るまで相当の費用と時間を要する。そこで、HTTRの保守の効率化の観点から、A種試験とB種及びC種試験(局部漏えい率試験)を組合せたスケジュールに移行できるよう漏えい率検査実施方針を見直した。JEAC4203-2004では、試験スケジュール移行要件として、全体漏えい率に経年的増加が認められないこと、全体及び総合漏えい率(局部漏えい率の総和)が各々判定基準を満足すること、全体及び総合漏えい率に相関が認められることが規定されるとともに、総合漏えい率の判定基準が見直された。著者らは、これまでの試験実績に基づき、移行要件への対応方針及び検査実施方針を定め、これらが規制当局に了承された。本報では、HTTRのCV漏えい率試験について概説し、従来方法の問題点及びJEAC4203-2004における試験スケジュール移行上の要件を整理するとともに、各要件への対応方針及びCV漏えい率検査実施方針をまとめている。

セメント共存下でのスラグの溶解挙動

前田 敏克; 馬場 恒孝*; 堀田 克敏*; 水野 大*; 小澤 達也

日本原子力学会和文論文誌, 4(4), p.242 - 247, 2005/12

https://doi.org/10.3327/taesj2002.4.242

SiO, CaO及びAlOを主成分とするスラグ試料を用いて、セメント共存下における静的浸出試験を90Cで行い、処分環境として想定されるセメント環境でのスラグの溶解挙動を調べた。その結果、スラグは試験期間をとおして一定の速度で溶解することがわかった。これは、スラグとともに放出された主成分Siがカルシウムシリケート水和物に取り込まれることによって液中Si濃度の低い状態が保たれ、初期における溶解反応速度が継続したためと推察された。

「常陽」MK-III冷却系改造工事; 2次冷却系撤去機器の解体・ナトリウム洗浄作業

石井 貴之; 礒崎 和則; 芦田 貴志; 皆川 暁; 寺門 嗣夫; 野上 浩*; 加倉井 克洋*; 植田 宗嗣*; 川原 啓孝; 市毛 聡; et al.

JNC TN9410 2002-013, 86 Pages, 2002/11

JNC-TN9410-2002-013.pdf:68.29MB

高速実験炉「常陽」では、照射能力の高度化に向けたプロジェクト(MK-III)を進めている。MK-III計画は、炉心の高速中性子束を高める、照射技術を向上させることを目的としているが、炉心の中性子束を高めることで熱出力がMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。MK-III冷却系改造工事は、その除熱能力を高めるため、原子炉冷却系機器のうち、主中間熱交換器及び主冷却機をはじめとした原子炉冷却機器を交換する工事である。このうち、1次冷却系では主中間熱交換器を既設の50MWt/基から70MWt/基、2次冷却系では主冷却器を既設の25MWt/基から35MWt/基に交換した。これらの工事は、平成12年10月30日から平成13年9月21日の間に実施し、無事工事を終了することができた。 本報告書は、これらの工事で撤去された機器のうち、非放射性ナトリウムの付着した主冷却器、主冷却器接続配管主中間熱交換器2次側接続配管をはじめとしたナトリウム機器の解体・洗浄及び主送風機等をはじめとした非ナトリウム機器の解体に係る方法、結果及び安全対策等についてまとめたものである。 2次冷却系撤去機器の解体・ナトリウム洗浄作業は、ほぼ計画通りの方法にて安全、かつ、効率的に作業を行うことができ、処理したナトリウム量は、約13.5kgであった。

JAEA福島環境安全センターにおける除染活動にかかわる経験・教訓,1; 自治体支援(国有林仮置場設置計画にかかわる除染関係ガイドラインとの整合性確認)

住谷 正人; 池田 幸喜; 薗田 暁; 新里 忠史; 見掛 信一郎; 阿部 寛信; 井上 誠; 江口 和利; 小澤 政千代; 照沼 章弘; et al.

no journal, , 

原子力機構では、福島県において環境修復に向けた除染活動にかかわる取組みを実施している。本報告では、福島県内の各市町村が中心となって除染計画を策定し、除染を実施する区域(以下、「除染実施区域」という。)における除染計画策定協力や除染活動にかかわる技術指導・支援などの自治体支援の実績とそこから得られた教訓のうち、除染で発生した除去土壌等を一時保管するための仮置場を国有林に設置する際に行う除染関係ガイドラインとの整合性確認等について紹介する。