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渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 柴田 淳広; 野村 和則; 神谷 裕一*; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; et al.
Progress in Nuclear Energy, 117, p.103090_1 - 103090_8, 2019/11
被引用回数：12 パーセンタイル：77.44(Nuclear Science & Technology)A new collaborative research project for systematic treatments of radioactive liquid wastes containing various reagents generating in nuclear facilities was started from 2018 initiated by Japan Atomic Energy Agency. The project was named as STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project. Tentative targets to be studied under the project are aqueous and organic liquid wastes which have been generated by experiments and analyses in a reprocessing experimental laboratory of JAEA. Currently fundamental studies for treatments of the liquid wastes with complicated compositions are underway. In the STRAD project, process flow for treatment of ammonium ion involved in aqueous waste was designed though the inactive experiments, and decomposition of ammonium ion using catalysis will be carried out soon. Adsorbents for recovery of U and Pu from spent solvent were also developed. Demonstration experiments on genuine spent solvent is under planning.
荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 羽倉 尚人*; et al.
International Journal of PIXE, 29(1&2), p.17 - 31, 2019/00
PUREX再処理等の試験研究により、U, Puを含む廃溶媒が発生し、安全な保管や廃棄の観点から、廃溶媒からの核燃料物質の回収は重要なプロセスである。そこで、Pu(IV)の模擬としてZr(IV)を用いて模擬廃溶媒を調製し、固体吸着材による回収法を検討し、イミノ二酢酸を導入した吸着材が廃溶媒中からの核燃料物質回収に有効であるとの結果を得ている。実用化に向けては吸着量の向上が課題であったことから、イミノ二酢酸の導入量を増加させるためにポリマーを被覆した多孔質シリカの利用を検討し、そのポリマーにイミノ二酢酸を導入することで吸着材を合成した。合成した吸着材について、廃溶媒処理への適用性を評価するためには、吸着能力と吸着メカニズムを明らかにする必要がある。そこで、微量元素の測定が可能であるマイクロPIXE分析に着目し、吸着したZrの分布や量を測定することで、吸着材に導入したイミノ二酢酸基の利用効率を評価した。また、吸着材中のイミノ二酢酸に吸着したZr周りの局所構造を明らかとするためにEXAFS分析を実施した。それぞれの分析結果から、本件で合成した吸着材は溶媒中でもZrと吸着反応を示すことを確認したが、沈殿と推察される粒子が観察され、吸着材の合成方法の更なる改善が必要である。
O
皮膜中へのD
Oの拡散浸透挙動春名 匠*; 宮瀧 裕貴*; 廣畑 洋平*; 柴田 俊夫*; 谷口 直樹; 立川 博一*
材料と環境, 67(9), p.375 - 380, 2018/09
本研究では、酸化剤含有沸騰45mass% NaOH水溶液(424K)中においてFeの浸漬試験を行い緻密な皮膜を形成させる浸漬時間の探索を行うこと、ならびに形成した皮膜に対する室温でのDOの浸透挙動を明らかにすることを目的とした。その結果、以下の知見が得られた。酸化剤含有沸騰NaOH水溶液中に0.4ks以上浸漬したFe表面にはFeOが検出され、21.6ksまでは浸漬時間の増加とともに皮膜厚さが放物線則に従って増加した。酸化剤含有沸騰NaOH水溶液中にFeを1.2ksもしくは3.6ks浸漬して形成したFeO皮膜にDO浸透試験を行った結果、いずれの皮膜に対しても、浸透時間が1000ksまでは、浸透時間の増加とともにDO浸透量が増加し、それ以上の浸透時間ではDO浸透量が定常値を示した。また3.6ks浸漬して形成した皮膜に対する定常DO浸透量の方が大きい値を示した。DOの浸透時間と浸透量の関係をFickの拡散方程式に基づいて解析した結果、1.2ksおよび3.6ks浸漬して形成したFeO皮膜に対するDOの拡散係数がそれぞれ5.1
10
cm
・s
および9.910 cm・sと算出されたため、本FeO皮膜に対するDOの拡散係数は5.110 
9.910 cm・sの範囲に存在すると推定された。
勝田 長貴*; 池田 久士*; 柴田 健二*; 國分 陽子; 村上 拓馬*; 谷 幸則*; 高野 雅夫*; 中村 俊夫*; 田中 敦*; 内藤 さゆり*; et al.
Global and Planetary Change, 164, p.11 - 26, 2018/05
被引用回数：10 パーセンタイル：43.77(Geography, Physical)バイカル湖ブグルジェイカサドルの堆積物中の化学組成を高分解能に分析することにより過去3.3万年以上の内陸シベリアの古環境及び古気候変動を復元した。完新世の気候は、6500年前に温暖、乾燥に変化し、氷期から間氷期の気候システムに遷移したことを示唆する。最終氷期においては、プリモールスキー山脈に起因する砕屑性炭酸塩の堆積がハインリッヒイベント(H3とH1)に伴って生じた。また、ハマル-ダバン山脈の氷河融解水がセレンガ川を通じて供給された。アレレード・ヤンガードリアス時に発生した無酸素底層水は、セレンガ川からの流水の減少とプリモールスキー山脈から供給された有機物の微生物分解で生じたものと考えられる。完新世初期の降水の減少は、8200年前の寒冷イベントに対応する。
Oの拡散浸透挙動春名 匠*; 山本 達也*; 宮入 洋志*; 柴田 俊夫*; 谷口 直樹; 坂巻 景子; 立川 博一*
材料と環境, 64(5), p.201 - 206, 2015/05
オーバーパック候補材料である炭素鋼の酸素欠乏地下水中での腐食速度を推定するための基礎研究として、Feを高温酸化することで作製した酸化皮膜中のDOの拡散係数を決定することを試みた。Fe板を大気中で573K, 723Kまたは873Kで高温酸化させて酸化皮膜を作製した。X線回折およびSEM観察による皮膜性状を確認した後、皮膜にDOを接触させ、5184ksまでの種々の時間保持することでDOを浸透させた。DOを浸透させた試料に昇温脱離ガス分析試験を行い、皮膜中の浸透DO量を測定した。573Kおよび723Kで酸化させた試料にはFeO単層皮膜が、873Kで酸化させた試料にはFeOとFeOの二層皮膜が確認された。また、DO浸透量がDO浸透時間の平方根に対して直線関係を示すこと、ならびに長時間浸透させるとDO浸透量が定常値を示すことがわかった。Fickの第二法則に基づいて推定された各種酸化皮膜中のDOの拡散係数は、FeO皮膜では9.710
cm
s、FeO皮膜では5.510cmsから2.210
cmsであった。
柴田 俊夫*; 渡邊 正敏; 谷口 直樹; 清水 亮彦*
材料と環境, 62(2), p.70 - 77, 2013/02
酸素欠乏還元性環境中性水溶液中の炭素鋼はHOと反応してHを発生し表面に腐食皮膜を生成する。腐食速度は腐食に伴って生成する腐食皮膜中を反応物質が拡散する速度によって決定される。腐食プロセスに関与する幾つかの拡散種の拡散定数は文献から知ることができた。しかしながら鉄酸化物中のHOの拡散定数は見いだすことができなかったので、適切な仮定を用いて推定した。物質移動論モデルによって炭素鋼の腐食速度をシミュレーションした。腐食皮膜ポア中をHO及びFe
イオンが液相拡散するモデル、及び腐食皮膜中のHO固相拡散モデルについて、表計算ソフトのExcelを用いてシミュレーションを行った。腐食電流密度と腐食減肉厚さの時間的変化やそれらのpH依存性及び温度依存性を検討した。シミュレーション結果を実測値と比較した結果、腐食皮膜中のHO固相拡散が酸素欠乏環境における炭素鋼の腐食速度を決定していることが示唆された。
澁田 靖*; 鵜浦 誠司*; 佐藤 匠; 柴田 裕樹; 倉田 正輝*; 鈴木 俊夫*
Journal of Nuclear Materials, 414(2), p.114 - 119, 2011/07
被引用回数：16 パーセンタイル：73.97(Materials Science, Multidisciplinary)乾式再処理プロセスの電解精製における溶融塩中からの陰極へのウランの電析について、フェイズフィールド法を用いたシミュレーション計算を行った。金属ウランはデンドライト状に析出するが、ジルコニウムが共存する環境下では樹状部があまり成長しないことが知られている。そこで、ウランの析出形態が変化するジルコニウム濃度のしきい値を電流密度の関数として評価し、そのしきい値は電流密度が低くなるほど大きくなることを明らかにした。
立川 博一*; 川久保 文恵*; 清水 亮彦*; 柴田 俊夫*; 安住 和久*; 井上 博之*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 藤本 愼司*
JAEA-Research 2007-086, 74 Pages, 2008/02
JAEA-Research-2007-086.pdf:5.96MB
オーバーパックの腐食寿命については、これまで、日本の幅広い地質環境条件を想定した実験データや既往研究等に基づいて検討が行われてきた。しかしながら、高pH環境での挙動,ニアフィールド環境条件の時間的な変化に伴う挙動,溶接部の腐食挙動等、長期的な信頼性を向上させるとともに、オーバーパック設計を具体化するうえでの課題がある。このような状況を考慮して、(財)原子力安全研究協会内に国内の金属の腐食科学分野の専門家からなる「オーバーパックの長期安定性に関する調査専門委員会」を設置し、既往の研究成果と安全評価上の考え方について、金属の腐食科学の観点から長期耐食性に関する調査検討を行った。
立川 博一*; 川久保 文恵*; 清水 亮彦*; 柴田 俊夫*; 杉本 克久*; 瀬尾 眞浩*; 水流 徹*; 藤本 慎司*; 井上 博之*
JAEA-Research 2006-058, 80 Pages, 2006/10
JAEA-Research-2006-058.pdf:10.86MB
旧核燃料サイクル開発機構では、「我が国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性; 地層処分研究開発第2次取りまとめ」(「第2次取りまとめ」)報告書を国に提出し、日本の幅広い地質環境条件を想定して実験データや既往研究等に基づいてオーバーパックの腐食寿命について検討を行った。しかしながら、高pH環境での挙動,ニアフィールド環境条件の時間的な変化に伴う人工バリアの挙動など長期的な信頼性を向上させるうえでの課題がある。このような状況を考慮して、原子力安全研究協会内に国内の金属の腐食科学分野の専門家からなる「オーバーパックの長期安定性に関する調査専門委員会」を設置し、既往の研究成果と安全評価上の考え方について、人工バリア材の長期安定性,長期耐食性の観点から調査検討を行った。
柴田 俊夫*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 井上 博之*; 藤本 慎司*
JNC TJ8400 2002-060, 43 Pages, 2003/02
JNC-TJ8400-2002-060.pdf:1.58MB
炭素鋼オーバーパックの腐食寿命を評価するうえで、腐食生成物の堆積による影響を把握する必要がある。特に、炭素鋼の表面に模擬腐食生成物としてマグネタイトを付与すると、炭素鋼の腐食速度が増加するとの報告があり、炭素鋼オーバーパックの腐食寿命への影響が懸念されている。これまでに、マグネタイト共存下における炭素鋼の腐食機構の検討、腐食寿命への影響評価、腐食抑制方策の検討などが試みられているが、研究者によって必ずしも見解は一致していない。そこで、マグネタイト共存下での炭素鋼の腐食に関する既往の研究を基に、これまでの知見を整理するとともに、課題を抽出した。
柴田 俊夫*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 井上 博之*; 藤本 慎司*
JNC TJ8400 2002-059, 139 Pages, 2003/02
JNC-TJ8400-2002-059.pdf:7.07MB
これまでに核燃料サイクル開発機構が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし、評価を行ったのに引き続き、腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から、材料選定の考え方、実験方法、寿命評価手法などより具体的な指針としてやくだてるべく、腐食挙動モデルの高度化の研究を行った。本書が今後の研究開発の過程で利用され、オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。
柴田 俊夫*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 井上 博之*
JNC TJ8400 2001-049, 86 Pages, 2002/02
JNC-TJ8400-2001-049.pdf:3.68MB
これまでに核燃料サイクル開発機構が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし,評価を行ったのに引き続き,腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から,材料選定の考え方,実験方法,寿命評価手法など,より具体的な指針として役立てるべく,腐食挙動モデルの高度化の研究を行った。本書が,今後の研究開発の過程で利用され,オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。
浦 環*; 賞雅 寛而*; 西村 一*; 青木 太郎*; 上野 道雄*; 前田 俊夫*; 中村 溶透*; 島津 俊介*; 徳永 三伍*; 柴田 陽三*; et al.
JAERI-Tech 2001-049, 154 Pages, 2001/07
JAERI-Tech-2001-049.pdf:11.24MB
原研では、改良舶用炉の設計研究の一環として、北極海を主な調査海域とする原子動力海中航行観測船の検討及び搭載する超小型原子炉SCRの検討を行っている。本報告書は、船体設計、音響測位、船体運動、海洋調査等の専門家による原子動力海中航行観測船の運航条件及び運航システムの検討結果を示したものである。わが国の潜水船の船体運動に関する設計条件を調査するとともに、北極海における調査活動を想定して水中航行時及び水上航行時の船体運動を推定した。また、想定した船体運動が超小型原子炉SCRの出力に与える影響を評価した。運航システムとしては氷の下での活動を想定して、海底トランスポンダ方式及び氷上通信ブイ方式による測位及び通信方法を検討し、トランスポンダまたは通信ブイの設置間隔を130kmと定めた。また、船体及び原子炉の事故事象を整理して、安全確保の方法を検討した。これらの検討は原子動力海中航行船の概念に反映され、今後の検討課題が明らかとなった。
柴田 俊夫*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 井上 博之*
JNC TJ8400 2001-008, 94 Pages, 2001/02
JNC-TJ8400-2001-008.pdf:2.05MB
これまでに核燃料サイクル開発機構が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし、評価を行ったのに引き続き、腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から、材料選定の考え方、実験方法、寿命評価手法など、より具体的な指針として役立てるべく、腐食挙動モデルの高度化の研究を行った。本書が、今後の研究開発の過程で利用され、オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。
柴田 俊夫*; 春名 匠*; 藤本 慎司*; Zhang, S.*
JAERI-Tech 2000-061, 38 Pages, 2000/09
JAERI-Tech-2000-061.pdf:10.98MB
原子炉高温高圧水環境におけるステンレス鋼の水化学因子による応力腐食割れ抑制の一般的法則の確立を目的として、高温高圧水環境対応型CCDカメラ付き低ひずみ速度応力腐食割れ試験装置を開発し、この装置を用いて鋭敏化304ステンレス鋼の応力腐食割れに及ぼす温度及びSO
,BO
の影響を検討した。その結果、SOを含む水溶液中では、100
から250まで温度を上昇させるとき裂発生時間が減少するが、150においてき裂発生頻度が最大値を示すことを見いだした。一方、BOを含む水溶液中では、100から250にいずれの温度においてもゲージ部にき裂が発生せず、BOはき裂の発生を抑制することが明らかになった。この応力腐食割れ発生に及ぼすアニオンの影響は、硬い柔らかい酸塩基則から得られるアニオンの硬さで整理できることが示唆される。
柴田 俊夫*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 井上 博之*
JNC TJ8400 2000-013, 38 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-013.pdf:3.25MB
これまでに核燃料サイクル開発機構(旧動燃事業団)が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし評価をおこなったのに引き続き、腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から、材料選定の考え方、実験方法、寿命評価手法など、より具体的な指針として役立てるべく、個別現象解析モデルの研究をおこなった。本書が、今後の研究開発の過程で利用され、オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。
関 泰; 栗原 良一; 西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦
Fusion Engineering and Design, 42(1-4), p.37 - 44, 1998/09
被引用回数：1 パーセンタイル：15.03(Nuclear Science & Technology)核融合炉の真空容器には、大量のトリチウムと放射化ダストが存在すると想定される。そこで、これらの放射性物質が、異常時にどの程度の割合で可動化し、真空容器外に放出され、環境中に放出されるかを評価する必要がある。異常事象として、真空容器内の冷却材浸入事象(ICE)と真空破断事象(LOVA)が想定されており、これらに関しては、ITER工学R&Dとして個別に予備試験がなされており、事象解明と評価モデルの構築を進めている。今後は、さらにICEからLOVAへの事象進展の可能性、進展した場合の影響を評価するとともに、評価モデルの妥当性を示すために、真空容器内伝熱流動安全総合試験を計画している。本報告は、真空容器内の熱流動事象の検討結果から導出された総合試験装置の概要と試験計画を紹介する。
辻川 茂男*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 柴田 俊夫*; 山川 宏二*
PNC TJ1560 98-001, 164 Pages, 1998/02
これまで動燃事業団が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし評価を行ったのに引き続き、腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から、材料選定の考え方、実験方法、寿命評価手法など、より具体的な指針として役立てるべく、個別現象解析モデルの研究をおこなった。本書が、今後の研究開発の過程で利用され、オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。
栗原 良一; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 関 泰; 笠原 文雄*; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; 大森 順次*
Fusion Engineering and Design, 42, p.61 - 66, 1998/00
被引用回数：7 パーセンタイル：53.8(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所では、国際熱核融合実験炉ITERのR&Dタスクの一つとして冷却材侵入事象(ICE)実験をTRAC-BF1等の安全性解析コードを検証するための熱流動データを得る目的で実施している。TRAC-BF1コードは元々沸騰水型原子炉の想定過渡事象を詳細に解析するために開発されたコードなので、核融合炉真空容器内で起こるICE現象を解析できるように原研で改良を進めてきた。安全性解析コードのベンチマークテストとしてICE実験を、真空容器内圧力10または10
Pa、真空容器内温度150または250
C、噴出水温度100または200C、噴出水圧力3.5MPaの条件で実施した。TRAC-BF1コードを用いてこれらの実験を解析し、実験と解析の差について考察した。論文ではTRAC-BF1コードの概要と手法、ICEベンチマーク解析の方法と結果及び今後の課題について述べる。
辻川 茂男*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 柴田 俊夫*; 山川 宏二*
PNC TJ1560 97-001, 210 Pages, 1997/03
これまで動燃事業団が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし評価を行ったのに引き続き、腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から、材料選定の考え方、実験方法、寿命評価手法など、より具体的な指針として役立てるべく、個別現象解析モデルの研究をおこなった。本書が、今後の研究開発の過程で利用され、オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。
