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駒 義和; 柴田 淳広; 芦田 敬
Nuclear Materials and Energy (Internet), 10, p.35 - 41, 2017/01
被引用回数：21 パーセンタイル：89.45(Nuclear Science & Technology)2011年に発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故により、放射性核種が環境に拡散し、種々の物を汚染した。発電所サイト内の汚染物,滞留水,瓦礫,土壌と植物に関して公開されている分析データを基にして、放射性核種の汚染ふるまいを検討した。放射性核種の濃度の
Csに対する比を損傷燃料の組成により規格化して考察に用いた。瓦礫や土壌へのSrの移行はCsに比べて10
から10
であり、このような空気を経由した汚染に比べて、滞留水への移行が大きく、Csと同等である。Pu, AmとCmの移行は、Csに比べてごく小さい。ヨウ素、セレンやテルルの移行は、空気と水を経由するいずれについてもCsと同等以上である。
Hと
Cの汚染は、Cs, 
SrやTRU核種と独立しており、異なる移行過程による可能性がある。
目黒 義弘; 中川 明憲; 加藤 潤; 佐藤 淳也; 中澤 修; 芦田 敬
Proceedings of International Conference on the Safety of Radioactive Waste Management (Internet), p.139_1 - 139_4, 2016/11
福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取り組みにおいては、これまでの日本の商用原子力発電所から発生してきた放射性廃棄物とは、種類, 量, インベントリが異なる様々な放射性廃棄物(事故廃棄物)が発生している。これらの処分に向け、すでに国内外で適用実績を有する廃棄体化技術の、事故廃棄物への適用性を評価する必要がある。われわれは、既存の技術の調査結果、事故廃棄物の分類、模擬廃棄物の既存固化技術による基礎固化試験の結果から、実際に適用可能な廃棄体化技術を選択する手法を検討した。まず技術の適用性を評価するフローの提案、フローにおける各ステップでの評価項目及びその基準を設定した。並行して、13種類の性状の異なる廃棄物の固化試験を実施し、硬化性や得られた固化体の強度、浸出性などの特性を調べた。次いで、基礎試験で得られた基礎試験結果を参考に、廃棄物ごとに評価フローによる固化技術の評価を進めている。本発表では、いくつかの廃棄物に対して試みた評価の結果を示す。
浅見 誠; 綿引 博美; 大井 貴夫; 柴田 淳広; 芦田 敬
JAEA-Data/Code 2015-020, 80 Pages, 2015/11
JAEA-Data-Code-2015-020.pdf:45.07MB
JAEA-Data-Code-2015-020-appendix(DVD-ROM).zip:602.44MB
東京電力福島第一原子力発電所から発生する滞留水・処理水の分析結果(「水分析結果」2014年度版)と瓦礫および土壌に関する分析結果(「瓦礫等分析結果」2014年度版)をまとめた。本資料では、例題を用いて「水分析結果」と「瓦礫等分析結果」の機能と使用方法を示すとともに、電子情報としてまとめられた水分析結果(2014年度版)及び瓦礫等分析結果(2014年度版)を付録CDとして提供する。
浅見 誠; 綿引 博美; 大井 貴夫; 牧野 仁史; 柴田 淳広; 亀尾 裕; 目黒 義弘; 芦田 敬
JAEA-Data/Code 2014-016, 37 Pages, 2014/09
JAEA-Data-Code-2014-016.pdf:37.04MBJAEA-Data-Code-2014-016-appendix(CD-ROM).zip:60.46MB
東京電力株式会社(東京電力)福島第一原子力発電所から発生する廃棄物に関する分析結果のうち、2011年度から2013年度(2014年3月末)までに日本原子力研究開発機構(JAEA)と東京電力によって公開されている滞留水・処理水の分析結果(JAEAの分析結果: 25サンプル、東京電力の分析結果: 313サンプル)を水分析結果データベース(2013年度版)としてまとめた。また、東京電力によって公開されている汚染水処理に係る二次廃棄物(吸着材、スラッジ)中のインベントリ評価に必要な滞留水量及び廃棄物発生量に関する情報(「福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について」等の公開資料の第0報(2011/5/31)から第143報(2014/3/25)の内容)も合わせてまとめた。本資料では、例題を用いて水分析結果データベースの機能と使用方法を示すとともに、水分析結果データベース(2013年度版)を付録CDとして提供する。
crystals阿部 賢一郎*; 三好 芳洋*; 芦田 淳*; 脇田 和樹*; 大島 武; 森下 憲雄; 神谷 富裕; 渡瀬 星児*; 伊崎 昌伸*
Japanese Journal of Applied Physics, 44(1B), p.718 - 721, 2005/01
被引用回数：1 パーセンタイル：4.7(Physics, Applied)耐放射線性を有する宇宙用太陽電池の材料候補であるカルコパイライト系半導体の電子線照射により発生する結晶欠陥をフォトルミネッセンス(PL)法により調べた。試料はCuInS単結晶を用い、室温にて3MeV電子線を照射した。PL測定の結果、電子線の照射とともに自由励起子(1.535eV)及び束縛励起子(1.530eV, 1.525eV)のピーク強度が減少し5
10
/cm
の照射で未照射の1/30となった。また、ドナー,アクセプタペアのピークは510/cmの照射で未照射の1/3となった。これは照射により結晶性が低下したことで説明できる。一方、照射量の増加とともに0.73eVから1.20eV付近に欠陥形成に由来するブロードなピークが新たに出現することが見いだされた。このブロードピークの温度依存性を解析することで、このブロードピークが11個のピークの重ね合わせによることが決定された。さらにこれらのうち特長的な2つのピークについて、発光強度の温度依存性より活性化エネルギーを求めたところ0.07から0.09eVであることが判明した。
大嶋 淳; 芦田 貴志; 礒崎 和則; 住野 公造; 山口 明; 坂場 秀男; 小澤 健二; 冨田 直樹
JNC TN9410 2004-011, 279 Pages, 2004/04
JNC-TN9410-2004-011.pdf:68.76MB
高速実験炉「常陽」の照射能力の高度化を目的としたMK-III計画では、炉心の高速中性子束を高めることで熱出力がMK-IIの100MWtから140MWtに増大した。冷却系の改造は、除熱能力の向上を目的として大型ナトリウム機器を交換するものであり、1次冷却系では、主中間熱交換器(IHX)及びIHX接続配管の交換を行った。本改造は、既設プラントの冷却系バウンダリを維持した状態で放射性ナトリウムが付着した大型機器を交換する我が国初めての工事であり、さらに限られた作業エリア、高放射線環境下での作業等、多くの制約条件があった。このため、従来の「常陽」における運転・保守に関する経験、知見、ナトリウム取扱技術に関する研究開発成果等を参考にしつつ、工事準備段階で綿密な検討を行い、改造工事を実施した。MK-III冷却系改造のうち、1次冷却系機械設備(主中間熱交換器)の改造工事で得られた成果は以下のとおりである。(1)モックアップ試験による基本工法の確認、最適な作業と作業条件の選定、トレーニングによる作業習熟等を図り、的確な工事方法と作業時間短縮により、作業員の被ばく線量を低減することができた。(2)ナトリウムバウンダリを開放する作業(配管切断、ナトリウム除去・洗浄、配管溶接)時のシールバッグによる雰囲気隔離方法の有効性を実証した。(3)冷却材バウンダリ開放時間を低減する適切な切断順序の策定、各切断部位に応じた適切な切断工法(バイト切断+押切り等)の選定により、内外管を含む計44箇所の配管切断時における異物混入を防止できた。(4)配管切断開口部に取付けた線用の仮閉止治具(閉止キャップ、固定治具、ヘキサプラグ)により、工事期間中、冷却材バウンダリを確実に維持することができた。(5)配管切断部に残留したナトリウムの掻きだし及び内面付着ナトリウムの拭き取り方法の有効性を実証すると共に、効率的な作業方法を見出した。(6)配管溶接時の差圧管理(バックシールガスとシールバッグ内圧)と配管表面温度の監視によるシールバッグ内溶接作業の施工方法を確立した。 1次冷却系機械設備(主中間熱交換器)の改造工事は。2000年10月30日に開始し、大きなトラブルもなしにほぼ計画通り2001年9月21日に完了した。これらの成果は、今後同様な工事を実施する場合に十分反映できるものと考えられる。
礒崎 和則; 市毛 聡; 大嶋 淳; 川原 啓孝; 芦田 貴志; 齊藤 隆一; 住野 公造
JNC TN9410 2002-007, 142 Pages, 2002/07
JNC-TN9410-2002-007.pdf:10.92MB
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計画では、炉心の高速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。冷却系除熱能力を高めるためのMK-III冷却系改造工事実施内容は、主中間熱交換器(IHX)の交換、主冷却器(DHX) の交換、IHX及びDHX接続配管の交換、1次及び2次主循環ポンプモーターの交換である。既存プラントにおける限られたスペースでの大型ナトリウム機器の交換、原子炉に燃料を装荷並びにナトリウムを充填した状態での工事、 1次冷却系では高放射線線量率環境での放射化されたナトリウム取扱作業等、世界でもほとんど経験のないものであった。このため、従来の「常陽」における運転・保守に関する知見、関連するナトリウム取扱技術に関する研究開発成果、先行して実施されたナトリウムを用いた研究開発施設における経験等を参考にしつつ、工事体制、実施方法、安全管理事項を定め工事に着手した。MK-III冷却系改造工事にてその有効性を確認した手法を下記に示す。1)要素モデル及びフルモックアップによる最適作業要領の選定及び作業員に対する訓練による作業時間の短縮化と高線量率域での作業の低減、仮設遮へい体の使用による作業場所の雰囲気線量率の低減による被ばく線量の低減、また、シールバック使用による汚染拡大防止。2)ナトリウムバウンダリを開放する作業におけるシールバックの使用とシールバック内の酸素濃度管理、系統内カバーガス中の窒素濃度管理、極低圧でのカバーガス圧力制御による系統への酸素混入量の抑制。3)系統内への切粉混入防止のためのバイトによる切削及びシールバック内でのローラーカッターによる押切り、系統内への治工具落下防止策による異物混入の防止。4)機械的Na掻き出しとアルコール水によるNaの除去によるNa残留量の低減化。5)構造解析による配管切断時のコールドスプリングの解放評価、仮設サポートによる配管切断後の既設配管移動防止、材料試験による数十年使用した旧配管と新配管溶接部の構造健全性の確認によ工事時の健全性確保。6)配管溶接時におけるバックシールガスに用いる系統内カバーガスの低圧化、残留Naの除去とNa残存部の温度関しによる作業安全性の向上。これらの手法により、冷却系改造工事は平成12年10月30日に開
早川 竜馬*; 中永 麻里*; 吉田 真司*; 田川 雅人*; 寺岡 有殿; 吉村 武*; 芦田 淳*; 功刀 俊介*; 上原 剛*; 藤村 紀文*
no journal, ,
大気圧プラズマとRFプラズマを用いて室温で作製したシリコン窒化膜の化学結合状態を放射光光電子分光で分析して比較した。その結果RFプラズマを用いて作製したSiN/Si(111)界面は5成分から成り立ち、大気圧プラズマを用いて作製したSiN/Si(111)界面は4成分から成り立つこと,RFプラズマを用いて作製したSiN/Si(111)界面にのみSi
N成分が存在することがわかった。
結晶の化学結合状態への影響村上 剛*; 阿部 賢一郎*; 芦田 淳*; 脇田 和樹*; 渡瀬 星児*; 伊崎 昌伸*; 大島 武; 森下 憲雄; 伊藤 久義
no journal, ,
次世代の宇宙用高効率薄膜太陽電池材料として有望視されるCuInS結晶の放射線損傷効果を調べるため、Ar
を照射したCuInS結晶のX線光電子分光(XPS)測定を行った。試料はトラベリングヒーター(THM)法によって作製したCuInSバルク単結晶を用い、Ar(加速エネルギー:3kV)の照射時間は1, 60, 180分とした。XPS測定の結果、452.9eVと445.3eVに現れるIn原子の3d
, 3d
ピークの約1.5eV低エネルギー側にAr照射による新たなピークが見いだされた。またS原子のXPSスペクトルでは、163.4eV及び162.4eVの2p
, 2pピークの約0.7eV低エネルギー側にAr照射により新たなピークが生成していることも明らかとなった。一方、Cu原子のXPSスペクトルにはAr照射による顕著な変化は観測されなかった。これらの結果より、Ar照射により生成した欠陥の構成原子又は欠陥との結合原子がIn及びSであることが示唆される。
目黒 義弘; 加藤 潤; 岸本 克己; 亀尾 裕; 石森 健一郎; 田中 究; 柴田 淳広; 駒 義和; 芦田 敬
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた作業によって発生する放射性廃棄物の処理処分の研究開発を進めている。放射性廃棄物の処理処分の研究開発においては、廃棄物の性状把握、特に廃棄物の放射能インベントリを明らかにすることが重要であり、そのための廃棄物の大量の分析が必要である。このような放射性廃棄物の処理処分のための廃棄物の分析に加え、さまざまな分析ニーズがある。例えば、汚染水処理システムの稼働状況を把握するための工程分析及び除染後水の性状分析、汚染状況の推移や漏えい個所の特定及び漏えい防止措置の効果の確認などのための地下水や海水の分析、燃料デブリの取り出しに向けた原子炉建屋内の汚染状況を調べるための分析、また将来の燃料デブリの取り出し時にはその計量管理のための分析などである。本報告では、現在放射性廃棄物のインベントリ評価のために実施している分析を中心に、1Fで実施されている分析の現状について報告する。
目黒 義弘; 佐藤 淳也; 加藤 潤; 中川 明憲; 駒 義和; 芦田 敬
no journal, ,
福島第一原子力発電所では大量の汚染された水が原子炉建屋内にたまっている。この水:滞留水は、放射性物質及び溶解している塩類(海水由来)を取り除いた後に、燃料の冷却に利用されている。滞留水中の様々な放射性核種が溶解しているため、その除染には、沈殿や吸着などに基づく種々の汚染水処理装置が用いられている。したがって、複数のスラッジや使用済みの吸着材が廃棄物として発生している。これらの多くはこれまでに原子力発電所の操業によって発生してきた廃棄物とは性状が異なり、処理処分の実績がない。福島第一原子力発電所ではこれら廃棄物のほかにも、大量の解体廃棄物などが発生するため、廃棄物の処理処分の方策は、これらを含めたトータルで考える必要はある。しかし、汚染水処理から発生する廃棄物は先に述べたように特殊であるため、その廃棄体化方法の選定のために、既存の廃棄体化技術の技術的な適用性を確認しておく必要がある。そこで我々は、技術検討の第一段階として、3種類のスラッジ及び3種類の吸着材へのセメント材による混練固化試験を実施し、固化状態や固化物の特性を調べ、適用性を評価した。
駒 義和; 柴田 淳広; 芦田 敬
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴う汚染物を分析して得られた放射性核種濃度のデータを利用して、核種の移行ふるまいに関して核種群の分類を試み、影響を与える因子について考察した。
板垣 亘; 野口 好一; 遠藤 紀生; 中村 俊之; 芦田 貴志; 齊藤 隆一; 染谷 博之*; 遠峰 洋*; 加藤 淳*; 郡司 雅勝*
no journal, ,
近年、原子力業界では福島第一原子力発電所の事故以来、多くの原子力プラントが長期停止したことで、原子力に携わる技術者の技術維持が困難な環境となっている。高速実験炉「常陽」においても、平成19年に発生した「燃料交換機能の一部阻害」および東日本大震災の影響により、「常陽」を利用した照射試験が長らく休止している。このため、「常陽」で照射する装置の製作の一翼を担う照射装置組立検査施設(IRAF)における「ものづくり」の技術維持が困難な状況になっている。「常陽」が平成26年12月に「燃料交換機能の一部阻害」からの復旧を果たして、今後、新規制基準の適合性審査をへて再起動を目指してゆく中、照射試験再開の前提となる照射装置の製作技術の伝承は喫緊の課題の一つである。本件では、IRAFにおける照射装置製作に係る技術伝承活動について報告する。
