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Cs concentrations in coastal sediments off Fukushima鈴木 翔太郎*; 天野 洋典*; 榎本 昌宏*; 松本 陽*; 守岡 良晃*; 佐久間 一幸; 鶴田 忠彦; 帰山 秀樹*; 三浦 輝*; 津旨 大輔*; et al.
Science of the Total Environment, 831, p.154670_1 - 154670_15, 2022/07
被引用回数：2 パーセンタイル：27.6(Environmental Sciences)The monthly monitoring data (total 3647 samples) between May. 2011 and Mar. 2020 were analyzed to describe temporal variability of Cs concentration in coastal sediments off Fukushima. Cs concentration of sediment had decreasing trend, but non-linear model fitting suggested that this decreasing trend showed slower. Additionally, Cs concentration were up to 4.08 times greater in shallow sampling sites (7, 10, 20 m depth) following heavy rainfall events (before five months vs. after five months), such as typhoons. These were consistent with increasing particulate Cs (P-Cs) fluxes from river and increasing dissolved Cs (D-Cs) concentration in seawater. Finally, the numerical experiment was conducted and revealed that riverine Cs input could preserve Cs concentration in coastal sediment. These results indicate that riverine Cs input via heavy rainfall events is one of the main factors for preserving Cs concentration in coastal sediment off Fukushima.
芦田 貴志; 宮本 一幸; 岡崎 義広*; 伊東 秀明
JAEA-Technology 2012-047, 106 Pages, 2013/06
JAEA-Technology-2012-047.pdf:11.09MB
JAEA-Technology-2012-047-appendix(CD-ROM).zip:15.46MB
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の2号機(以下、「MARICO-2」という。)の保持部と試料部の切り離し不能によって、同試料部が変形して原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラックから突き出て曲がっており、炉心上部の機器がこの付近に近接した際に同試料部と干渉する領域が生じるため、回転プラグの運転範囲が制限されている。「常陽」を復旧するには、MARICO-2試料部の回収と損傷した炉心上部機構を交換することが必須となっており、同試料部の回収については、損傷した機器を原子炉容器内で安全、確実に取扱うことが必要であることから、高度な保守・補修技術に立脚した装置の設計と性能保証が求められる。本報告書は原子炉容器外の模擬試験及び原子炉容器内での調査結果並びにその結果を反映して最適化したMARICO-2試料部の回収装置等の設計をまとめたものである。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; 深田 智*; 八木 重郎*; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.691 - 705, 2012/12
核融合エネルギーの早期実現を目指す幅広いアプローチ活動のもと、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)を2007年より実施している。この活動の中で実機のリチウムターゲットを実証する目的で世界最大流量率(3000リットル/分)を有し、幅100mmで厚さ25mmの形状で最速20メートル/秒までの範囲で安定したリチウム流を実証試験を行うために液体リチウム流動試験装置を原子力機構大洗研究開発センターに建設し、その実証試験を開始したところである。本試験装置の各種機器の機能性試験及びそれに続く、ターゲット部でリチウム自由表面を持つ15m/sの流動試験までに関する第一段階確証試験を成功させた所である。また、これ関係する工学実証試験及び工学設計の活動状況を示すとともに、その成果内容について併せて解説したものである。
中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10
被引用回数：10 パーセンタイル：60.68(Nuclear Science & Technology)IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。
若井 栄一; 大塚 英男*; 松川 真吾; 古谷 一幸*; 谷川 博康; 岡 桂一朗*; 大貫 惣明*; 山本 敏雄*; 高田 文樹; 實川 資朗
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1077 - 1084, 2006/02
被引用回数：11 パーセンタイル：60.11(Nuclear Science & Technology)微小試験片の試験技術は核融合炉材料の強度特性を調べるために発展しているが、これは特に、IFMIFでは照射スペースが小さくならざるを得ないことに由来している。本研究ではF82H鋼を用いて微小な曲げ試験片(ノッチ部に疲労予亀裂入)であるt/2の1/3PCCVN(pre-cracked Charpy V-Notch)とDFMB(deformation and fracture mini bend)を作製し、これらの曲げ試験片の靭性を評価するための新しい試験装置の開発について紹介する。本装置は約-180
Cから300Cまでの範囲で、変位量を高精度に制御して試験できるように設計した。また、室温でこれらの試験片を用いて静的破壊靭性試験を行い、大きめのサイズを持つ0.18DCT試験片の試験結果との比較を行った。加えて、t/2-CVNと1/3CVN及びt/2-1/3CVN片を用いて、衝撃試験によって得られた吸収エネルギーの温度変化から延性脆性遷移温度(DBTT)を評価し、t/2-1/3CVNのDBTTは大きい試験片の場合より約30C低くなる結果を得た。他方、微小引張り試験やスモールパンチ試験による強度とDBTT等の評価も同様に進めた。
C in JMTR若井 栄一; 實川 資朗; 富田 英樹*; 古谷 一幸; 佐藤 通隆*; 岡 桂一朗*; 田中 典幸*; 高田 文樹; 山本 敏雄*; 加藤 佳明; et al.
Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.285 - 296, 2005/08
被引用回数：48 パーセンタイル：93.78(Materials Science, Multidisciplinary)低放射化マルテンサイト鋼F82Hの照射硬化と脆化に及ぼすHe生成効果とその生成量依存性を引張試験片(SS-3)と破壊靭性試験片(0.18DCT)を用いて評価した。中性子照射はJMTR炉にて250Cで約2.2dpaまで行った。本研究ではHeを材料中に生成させるためにボロン10を添加した。He生成量を変数にするため、ボロン10とボロン11の配合比(0:1, 1:1, 1:0)を変えて、ボロン添加総量を60mass ppmに揃えた3種類の添加材を作製し、照射前後の特性を比較してボロンの化学的な効果を最小限に抑えた。また、これらの試料での生成He量は約5, 150, 300appmである。一方、ボロンの効果を完全に排除した50MeVのサイクロトロン照射実験も行った。この方法ではボロンを添加しないF82H鋼を用い、直径3mm,厚さ0.3mmのTEM片に約120Cで約85appmのHeを均一に注入した後、スモールパンチ試験によって強度特性を評価した。この弾き出し損傷量は約0.03dpaであった。これらの試験結果から中性子照射後の降伏応力と最大引張応力はHe生成量の増加に伴ってやや増大した。また、中性子照射後の延性脆性遷移温度(DBTT)は40Cから150Cの範囲にあり、He生成量の増加に伴って高温にシフトした。また、サイクロトロンHe照射法によっても同様のHeによるDBTTシフト効果が確認できた。
安堂 正己; 若井 栄一; 沢井 友次; 谷川 博康; 古谷 一幸; 實川 資朗; 竹内 浩; 岡 桂一朗*; 大貫 惣明*; 香山 晃*
Journal of Nuclear Materials, 329-333(2), p.1137 - 1141, 2004/08
被引用回数：50 パーセンタイル：93.75(Materials Science, Multidisciplinary)F82H鋼の開発にあたり、高照射域(
100dpa)での照射脆化に及ぼすヘリウムの効果を調べることは、構造材料の寿命を見通すうえで非常に重要である。一般的に照射によって生じる脆化と硬化の間には正の相関関係があることから、損傷により生じる硬化に加え、ヘリウムが存在する場合での硬化の促進作用の有無について把握しておく必要がある。本研究では、イオン照射法を用いて、総ヘリウム量5000appmまでの同時照射実験(Feイオンによる損傷導入+ヘリウム注入)を行い、微小押込み試験により照射後の硬さ変化について調べた。その結果、約500appmのヘリウム量では、硬化量の促進はほとんど認められず、ミクロ組織も損傷のみの場合と同様の組織が観察された。このことから500appmまでのヘリウム同時照射は、照射硬化の促進には寄与しないことがわかった。
榎枝 幹男; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 三木 信晴*; 本間 隆; 秋場 真人; 小西 哲之; 中村 博文; 河村 繕範; et al.
Nuclear Fusion, 43(12), p.1837 - 1844, 2003/12
被引用回数：101 パーセンタイル：93.52(Physics, Fluids & Plasmas)本論文は、高い経済性を有する核融合発電プラント用ブランケットの設計と開発に関するものである。高い経済性と実現性の双方を有する発電ブランケットとして、超臨界圧水冷却方式の固体増殖ブランケットの概念設計を明らかにした。最重要設計項目として、モジュール構造の核特性,熱機械特性に関し基本的な成立性を示した。また、発電システムとして41%以上の発電効率を有することを示し、本方式の経済的な魅力を明らかにした。また、構造体製作技術開発の成果としては、実機構造を模擬する第一壁パネル試験体を用いて、原型炉で想定している最高熱負荷1MW/m
に相当する加熱試験を行い、試験体が母材と同等の熱疲労寿命を持つことを実証した。さらに、ブランケット熱設計の要となる増殖材充填層の有効熱伝導率研究に関しては、湿式法で製造したLi
TiO
を用いて、充填層の有効熱伝導率を明らかにし、裕度のある設計を可能とした。
小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 古谷 一幸; 田口 浩*; 多田 栄介; 柴沼 清; 小泉 興一; 大川 慶直; 森田 洋右; et al.
JAERI-Tech 96-011, 111 Pages, 1996/03
核融合実験炉の炉内遠隔保守システムは、高ガンマ線照射下(平均3
10
R/h)で使用される。このため遠隔保守システムを構成する多くの機器、部屋には、従来の原子力機器、部屋の持つ耐久性を大きく超えた強度(10MGy照射、100MGyを目標)が要求され、新たな耐放射線性機器、部屋の開発が求められている。本試験では、高崎研のガンマ線照射施設を利用し、平均110R/hの線量率下で10MGy照射の照射試験を実施した。その結果、新規に開発したモータやペリスコープ、高温下(250C)で照射した電気絶縁材料としてのポリイミドに10MGy照射の耐久性が確認された。
小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 古谷 一幸; 田口 浩*; 多田 栄介; 柴沼 清; 大川 慶直; 森田 洋右; 横尾 典子*; et al.
JAERI-Tech 94-003, 73 Pages, 1994/08
【本報告書は、諸般の事情により、全文ファイルの公開を取りやめています。】最大10
R/hと推定される、放射化された核融合実験炉の炉内機器の組立/保守作業は、すべて遠隔操作装置を用いて行われる。従って、遠隔装置を構成する各種機器、部品の耐放射線性の向上は、核融合実験炉用遠隔保守システム開発の主要な課題である。炉構造研では、高崎研のガンマ線照射施設を利用して、遠隔操作装置の主要構成機器であるACサーボモータ、ペリスコープ、潤滑剤、各種センサ、電線他について、~10R/hの照射線量率下で10
rad以上の照射試験を実施するとともに、それら機器の耐放射線性の開発を進めている。本作業はITER工学R&Dの一環として行われたもので、本報告は、その途中経過についてまとめたものである。
梅田 実; 板橋 隆之; 阿部 忠*; 岡 一幸*; 小林 正邦*; 長瀬 哲夫*
JAERI-M 9540, 184 Pages, 1981/07
この報告書は昭和55年度の解体技術専門部会における調査検討結果を取纏めたものである。原子炉施設は運転を終了すると高度に放射化された鋼構造物及びコンクリー卜構造物を有するので、解体をより困難にしている。これに対処するため、鋼構造物及びコンクリート構造物の現状における解体技術の評価、小型BWRの即時解体及び安全貯蔵に関する検討、小型及び大型BWRの敷地内遮蔽隔離等について調査検討した結果を述べている。
久語 輝彦; 森 貴正; 横山 賢治; 沼田 一幸*; 石川 眞; 岡嶋 成晃
no journal, ,
多数の実験値を活用する拡張バイアス因子法を、ナトリウム冷却高速増殖炉の実機設計炉心の核特性の予測精度評価に適用した。実機設計炉心として、電気出力60万kW級高速炉心を対象とした。実機設計炉心の核特性として、実効増倍率及びナトリウムボイド反応度を対象とした。当機構で整備した200個を越える積分実験結果に関するデータベースを活用した結果、断面積起因誤差はほぼ除去され、予測精度向上に有効であることがわかった。
岡崎 義広; 芦田 貴志; 宮本 一幸; 皆藤 泰昭; 伊東 秀明
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の試料部の切離不能により、炉内燃料貯蔵ラック上で試料部が変形し、回転プラグを操作した際に炉心上部機構と干渉することが確認されている。当該試料部はラッパ管の上部で曲がっており、燃料交換機では取り出せないことから、その回収方法について検討した。
芦田 貴志; 岡崎 義広; 宮本 一幸; 野口 好一; 伊東 秀明
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の試料部の切り離し機構の設計不備により、保持部と試料部が分離できない状態のまま回転プラグを操作したことから、同試料部が炉内燃料貯蔵ラック上に突き出た状態で変形し、炉心上部機構(以下、UCSという)の下面の整流板が、同試料部との接触により破損・変形していることが判明している。このため、「常陽」の再起動には、UCSの交換及び変形した同試料部(以下、炉内干渉物という)の回収が必須となっている。炉内干渉物は、突き出た部分が変形していることから、燃料交換機では取り扱えないため、専用の把持機能を有した回収装置が必要となる。本報告では、炉内で変形した炉内干渉物の回収方法について述べる。
Cs from rivers to Cs concentrations in coastal sediment off Fukushima鈴木 翔太郎*; 佐久間 一幸; 鶴田 忠彦; 松本 陽*; 天野 洋典*; 榎本 昌宏*; 守岡 良晃*; 神山 享一*; 高田 兵衛*
no journal, ,
To evaluate contribution of riverine particulate Cs input, we estimated Cs concentration coastal sediment (7-20 m depth) with particulate Cs flux of the total 13 rivers (Uda, Mano, Niida, Ohta, Odaka, Ukedo(+Takase), Maeda, Kuma, Tomioka, Ide, Kido, Natsui, Same) calculated by tank model for water discharge and empirical equations for suspended solids fluxes and Cs discharge between May 2011 and March 2020. Calculated particulate Cs flux from the river were ranged from 2.11
10 to 497910 Bq/month. Estimated Cs concentration including particulate Cs via deposition kept concentration level more than minimum 0.351 Bq/kg-dry when initial Cs concentration, variation rate and deposition ratio were set 300 Bq/kg-dry, -95% and 0.1, respectively.
