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普天間 章; 眞田 幸尚; 石崎 梓; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 菊池 陽*; et al.
JAEA-Technology 2021-029, 132 Pages, 2022/02
JAEA-Technology-2021-029.pdf:24.58MB
2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。日本原子力研究開発機構では、有人ヘリコプターを使用した航空機モニタリングを福島第一原子力発電所周辺において継続的に実施してきた。本報告書では、令和2年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果について取りまとめると共に、過去のモニタリング結果から空間線量率等の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、航空機モニタリングによる空間線量率の計算精度向上に資するために、航空機モニタリングデータを用いて地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮に入れる前後での解析結果を比較し、本手法による精度向上効果を評価した。さらに、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用して、空気中のラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響について評価した。
普天間 章; 眞田 幸尚; 佐々木 美雪; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 菊池 陽*; et al.
JAEA-Technology 2021-020, 138 Pages, 2021/11
JAEA-Technology-2021-020.pdf:17.11MB
2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より放射性核種の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、有人ヘリコプター等を用いた航空機モニタリングが活用されている。本モニタリング技術を原子力施設等の事故時における緊急時モニタリングに活用し、モニタリング結果を迅速に提供するために、全国の発電所周辺におけるバックグラウンド放射線量や地形的特徴、管制空域等の情報を事前に整備している。令和2年度は美浜発電所並びに敦賀発電所および近畿大学原子力研究所並びに京都大学複合原子力科学研究所における研究用原子炉の周辺について航空機モニタリングを実施し、バックグランド放射線量および管制区域等の情報を整備した。さらに、本モニタリングの代替技術として期待されている無人飛行機による、原子力災害を想定した運用技術開発を進めた。本報告書は、それらの結果および実施によって抽出された技術的課題についてまとめたものである。
普天間 章; 眞田 幸尚; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 菊池 陽*; 石崎 梓; et al.
JAEA-Technology 2020-019, 128 Pages, 2021/02
JAEA-Technology-2020-019.pdf:15.75MB
2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より放射性核種の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、有人ヘリコプター等を用いた航空機モニタリングが活用されている。本モニタリング技術を原子力施設等の事故時における緊急時モニタリングに活用し、モニタリング結果を迅速に提供するために、全国の発電所周辺におけるバックグラウンド放射線量や地形的特徴、管制区域等の情報を事前に整備している。また、緊急時モニタリングの実効性向上に資するために原子力総合防災訓練に参画し、緊急時航空機モニタリングを実施している。令和元年度は東通原子力発電所並びに六ヶ所再処理工場および志賀原子力発電所周辺について航空機モニタリングを実施し、バックグランド放射線量及びを管制区域等の情報を整備した。また、原子力総合防災訓練の一環として、中国電力島根原子力発電所周辺において緊急時航空機モニタリングを実施した。さらに、本モニタリングの代替技術として期待されている無人飛行機による、原子力災害を想定した運用技術開発に着手した。本報告書は、それらの結果および実施によって抽出された技術的課題についてまとめたものである。
普天間 章; 眞田 幸尚; 石崎 梓; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 菊池 陽*; et al.
JAEA-Technology 2020-018, 121 Pages, 2021/02
JAEA-Technology-2020-018.pdf:15.15MB
2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、令和元年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果について取りまとめると共に、過去の福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果から空間線量率等の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、航空機モニタリングによる空間線量率の計算精度向上に資するために、航空機モニタリングデータを用いて地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮に入れる前後での解析結果を比較し、本手法による精度向上効果を評価した。さらに、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用して、空気中のラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響について評価した。
星 陽崇; 菊池 孝浩; 朝倉 俊英; 森田 泰治; 木村 貴海
JAEA-Research 2010-016, 70 Pages, 2010/07
JAEA-Research-2010-016.pdf:2.31MB
使用済核燃料の再処理で発生する高レベル廃液から発熱性のCs及びSrを、抽出剤含浸吸着剤を用いて選択的に分離回収する方法を研究した。カリックスクラウン誘導体を用いるCs吸着剤は、Csに対して極めて高い選択性を示し、Csを選択的に分離回収できることが明らかになった。
線に対する耐久性も高く、想定される線量ではほとんど動的飽和吸着容量が減少しないことがわかった。一方、クラウンエーテル誘導体を用いるSr吸着剤は、Ba及びTcが挙動をともにするものの、Srに対して高い選択性を示し、高濃度硝酸溶液からSrを選択的に分離回収できることが明らかになった。線の照射により動的飽和吸着容量が減少し、想定される線量では約30%低下した。NUCEFに貯蔵された実HLLWを使用して、Cs分離試験及びSr分離試験をカラム法で実施した。コールド試験で得られた結果と同様に、良好な分離結果が得られた。最後に、想定される分離スキームに従ったフロー試験を実施し、Cs及びSrは効果的に他のFP元素から分離回収された。本分離手法は、高濃度硝酸溶液から選択的にCs及びSrを分離するためには、非常に有望であることが示された。
菊池 孝浩; 星 陽崇; 朝倉 俊英; 森田 泰治; 木村 貴海; Dodbiba, G.*; 藤田 豊久*
JAEA-Research 2010-010, 45 Pages, 2010/07
JAEA-Research-2010-010.pdf:1.31MB
高レベル放射性廃棄物に含まれるMoは、ガラス固化体への溶解度が低く、ガラス固化体発生本数を増大させる一つの因子となっている。本報では、おもに酸化鉄系の吸着剤(Fe吸着剤)を中心に鉄・鉛複合酸化物(Fe-Pb吸着剤),酸化コバルト,酸化マンガン,アルミナ,酸化ジルコニウム等の金属酸化物吸着剤による硝酸中でのMoの吸着特性を調べた結果を報告する。3M硝酸中でFe-Pb吸着剤は約80%が、酸化マンガンは約55%が溶出した。試験をしたすべての吸着剤で、硝酸濃度の増加とともにMoに対する分配比は低下したが、ヘマタイト構造のFe吸着剤及び非晶質の含水酸化ジルコニウムは、3M硝酸中においても高いMo吸着能を示した。一方、アルミナや酸化コバルトの3M硝酸中でMoに対する分配比は低かった。Fe吸着剤は、Mo以外の主なFP, U及びTRUはほとんど吸着せず、Moと相互分離できることが示唆された。吸着したMoの一部は吸着剤に残存するものの、シュウ酸で溶離することで、繰り返し使用が可能であることがわかった。また、吸着等温式及び総括物質移動係数から破過挙動の推定が可能となり、吸着剤粒径が破過挙動に影響を及ぼし、小粒径化することでMo処理量が増大することがわかった。
Sr solvent impregnated resin against irradiation星 陽崇; 菊池 孝浩; 森田 泰治; 木村 貴海
JAEA-Review 2009-041, JAEA Takasaki Annual Report 2008, P. 24, 2009/12
高レベル廃液から発熱性のCs及びSrを選択的に分離するプロセスの研究開発を行っている。本研究ではCs又はSrに対して高い選択性を有する含浸吸着剤を調製し、線照射に対する耐久性を評価した。含浸吸着剤は硝酸溶液に浸漬させた状態で線を照射し、Cs又はSrの飽和吸着容量の変化を調べた。照射後の吸着剤はろ過後、乾燥させ、Cs又はSrを含む硝酸溶液と接触させて、飽和吸着容量を測定した。高濃度(
4M)の硝酸溶液中で照射した吸着剤では照射による明確な吸着容量の低下が認められたが、低濃度(
4M)の硝酸溶液中で照射した場合は、照射による吸着容量の低下はごくわずかであることが判明した。本試験から得られた知見を今後の実分離プロセスの概念設計に資する。
坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.
Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06
コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。
更田 豊志; 森 行秀*; 笹島 栄夫; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 酒井 陽之
JAERI-Research 95-013, 230 Pages, 1995/03
JAERI-Research-95-013.pdf:24.22MB
本報告書は、反応度事故条件下の照射済燃料の挙動を調べたJM-4実験における、実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察を加えたものである。試験燃料は、平均線出力27.5kW/mで燃料燃焼度21.2MWd/kgUまでJMTRにおいて前照射されたもので、NSRRにおいて大気圧、室温の静止水冷却条件下でパルス照射された。パルス照射時の発熱量は235
12cal/g・fuelで、燃料エンタルピは最高1779cal/g・fuelに達した。本実験はNSRR照射済燃料実験で初めて燃料破損に至る実験となり、燃料棒に著しく膨れ及び曲がりを生じるとともに、被覆管に数多くの貫通欠陥を生じた。燃料ペレット/被覆管間の機械的相互作用に加えて、被覆管の局所水素化が欠陥発生に強く影響した。
更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 酒井 陽之
JAERI-Research 94-006, 96 Pages, 1994/07
JAERI-Research-94-006.pdf:6.19MB
本報告書は、反応度事故条件を模擬したNSRRにおけるパルス照射を実施した照射済燃料実験JM-3の実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察及び解析を加えたものである。パルス照射に先立って試験燃料に対する前照射をJMTRにおいて実施し、燃料燃焼度は19.6MWd/kgUに達し、平均線出力は25.3kW/mであった。NSRRにおける試験燃料のパルス照射は大気圧・室温の静止冷却条件下で行い、発熱量1746cal/g・fuelで燃料エンタルピは最高1305cal/g・fuelに達した。被覆管表面温度の上昇は最高150
Cにとどまり、燃料棒にわずかな変形を生じたものの、破損には至らなかった。パルス照射中の燃料棒プレナム部へのFPガス放出率は約2.2%と評価された。
野田 健治; 松尾 秀人; 渡辺 勝利; 杉本 昌義; 加藤 義夫; 酒井 陽之; 菊池 輝男; 大山 幸夫; 大野 英雄; 近藤 達男
Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.1147 - 1150, 1991/00
被引用回数：9 パーセンタイル：69.46(Materials Science, Multidisciplinary)D-Liストリッピング反応を利用したエネルギー選択型中性子源(ESNIT)とモジュール型照射後試験施設(MODULAB)を中心とした新しい原子力材料研究施設構想についてまとめたものである。本論文では主に下記の点について述べる。1.材料照射研究のための中性子源の要件,2.ESNITを用いた研究項目,3.ESNITによる核融合炉材料研究,4.スポレーション中性子源とESNITの比較,5.高エネルギー中性子(14MeV以上)が与える材料照射損傷への効果
Sr吸着剤の耐放射線性試験星 陽崇; 菊池 孝浩; 森田 泰治; 木村 貴海
no journal, ,
新規に調製したCsSr吸着剤の線に対する耐久性を評価した。濃度の異なるの硝酸溶液にCs吸着剤及びSr吸着剤を浸積させた状態で
Co線源により線を照射し、線照射時の硝酸濃度の影響を調べた。照射後の吸着剤をろ過後、乾燥させ、Cs又はSrの飽和吸着容量をバッチ法により測定した。Cs吸着剤,Sr吸着剤ともに高濃度の硝酸中では硝酸濃度の増加に伴い、飽和吸着容量が低下する傾向が現れた。CsSr吸着剤の飽和吸着容量は線照射後に低下したが、含浸させた抽出剤が液相に溶出することが原因であり、線照射による劣化の寄与はわずかであることがわかった。線を照射した吸着剤を用いて模擬高レベル廃液からのCs及びSrのカラム分離試験を行い、それぞれ照射後もCs又はSrに対する高い選択性を維持していることが明らかになった。
山本 陽一*; 後藤 考裕*; 高山 裕介; 菊池 広人*; 宮川 龍馬*
no journal, ,
オーバーパックの自重の作用による緩衝材の長期変形挙動に関しては、従来は粘性的に増加する変形量も含めて時間の経過とともに収束と考えられていたが、緩衝材仕様のベントナイトに対して複数年にわたる圧密試験を行った結果、二次圧密による変形が加速的に増加する傾向が報告されている。この二次圧密の加速挙動については、試験容器の腐食等いくつか要因が考えられ、これらの各要因について検討を行う必要がある。もし二次圧密の加速挙動がベントナイトの力学特性であった場合、一定の時間が経過した後に安全機能に必要な緩衝材厚さが不足することが懸念される。そこで、われわれは緩衝材に用いるベントナイトの二次圧密加速挙動の現象解明に向けた取り組みを開始した。本報告では、今後予定する長期圧密試験の実施にあたり、二次圧密の加速挙動に関する要因分析と要因の特定に向けた試験装置の設計および試験方法・試験条件などの試験計画の対応方針について検討した結果を報告する。
高山 裕介; 菊池 広人*; 宮川 龍馬*; 山本 陽一*; 後藤 考裕*
no journal, ,
オーバーパックの自重の作用による緩衝材の長期変形挙動に関しては、従来は粘性的に増加する変形量も含めて時間の経過とともに収束と考えられていたが、緩衝材仕様のベントナイトに対して複数年にわたる圧密試験を行った結果、二次圧密による変形が加速的に増加する傾向が報告されている。この二次圧密の加速挙動については、試験容器の腐食等いくつか要因が考えられ、これらの各要因について検討を行う必要がある。二次圧密が加速した要因の1つとして、載荷による密度増加によって生じる排水面付近の透水性低下によって、過剰間隙水圧の散逸が遅れ、本来一次圧密と定義されていた現象が二次圧密以降も継続している可能性が考えられる。本研究では、二次圧密の加速挙動を確認するために比較的長期の圧密試験(1年程度)を実施するとともに、透水係数の密度依存性を考慮した再現解析を実施し、本来一次圧密と定義されていた現象が二次圧密以降も継続しているかどうか検証した。
ZrおよびMoの合理的な分析技術開発堀田 拓摩; 秋元 友寿*; 菊池 陽*; Do, V. K.
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃止措置に向け、燃料デブリの処理・処分、保管方法の策定が課題となっており、放射性核種分析などの性状把握が必要である。燃料デブリ中の分析対象核種のうち、ZrおよびMoを放射能分析する場合は煩雑な化学分離操作が必要となる。またICP質量分析の場合は、互いが同重体のため同じく化学分離が必要となる。そこで本研究は、ZrおよびMo分析を合理化させるために、ICP-MS/MSを用いた分析技術開発を検討した。ICP-MS/MSは二つの四重極とコリジョン/リアクションセルにより同重体の分離測定が可能である。本報では、リアクションガスにNH
を用いてZrおよびMoの分離測定が可能な測定条件の検討結果について報告する。
高山 裕介; 菊池 広人*; 山本 陽一*; 後藤 考裕*
no journal, ,
オーバーパックの自重の作用による緩衝材の長期変形挙動に関しては、従来は粘性的に増加する変形量も含めて時間の経過とともに収束と考えられていたが、緩衝材仕様のベントナイトに対して複数年にわたる圧密試験を行った結果、二次圧密による変形が加速的に増加する傾向が報告されている。そこで、われわれはベントナイトの二次圧密加速挙動の現象解明に向けて、二次圧密加速挙動の材料依存性を調べるための長期圧密試験を実施している。本報告では、二次圧密加速挙動の材料依存性を調べる際の事前検討として、対象材料に用いるカオリナイトの透水性, 膨潤特性, 圧密特性といった基本特性を室内試験により把握し、膨潤性粘土であるクニゲルV1の基本特性との相違点を分析した。
ダストデータの取得及び解析吉田 将冬; 川崎 浩平; 會田 貴洋; 坪田 陽一; 菊池 遼*; 本田 文弥
no journal, ,
核燃料物質を取扱ったGBの解体は、密閉したテント内で囲い、内部でエアラインスーツを着用した作業者が切断等の作業を行う。エアラインスーツの使用は、作業環境の空気中濃度限度が定められることから、テント内の空気中放射性物質濃度を常時モニタする管理が求められる。今後、同種作業の安全遂行を図るため、作業の実データに基づき、ダストの発生・挙動について整理・解析する。「常陽」MOX燃料製造に供した乾式GBの解体撤去作業を記録した映像に、ダストモニタの指示値データを同期し、ダスト評価・解析のインプットデータとした。作業内容は約20項目に細分し、作業開始・終了時刻、その際のダストモニタの指示値をデータベース化した。解析の結果、短時間でダストが上昇する傾向が強く、高リスクの作業、ダストの上昇に時間を要することから中リスクの作業,時間に依存せずダストの上昇が見られない低リスクの作業の三つに分類することができた。飛散量の解析では、ダストが最も飛散した作業は、GB缶体の切断・細断で約15kBqであり、総作業時間も約10.6時間と全作業中で2番目に多い。飛散量は工具の種類・特性に関連することも解析より判明している。解析の結果は今後のGB解体撤去作業において、エアラインスーツ作業の放射線安全、および効率的な作業計画立案等に有効な資料となる。今後もGB解体撤去作業からデータを取得し、ダストの発生・挙動の解明、飛散量の抑制、工具特性による影響等、同種作業の安全に資する解析を行う。
菊池 亮佑*; 藤村 竜也*; 佐藤 努*; 大竹 翼*; 大友 陽子*; 後藤 考裕*; 鈴木 覚*; 谷口 直樹; 鈴木 宏幸*
no journal, ,
In this study, corrosion products in the bentonite in contact with carbon steel coupon under anaerobic artificial seawater at 80 degree for 3 years was investigated using microscopic analysis (SEM, EPMA and FIB-TEM). Corrosion products in compacted bentonite near the interface with carbon steel were identified as Ca-rich siderite, low-crystalline Fe-silicate and montmorillonite with Fe-enriched octahedral sheet. The low-crystalline Fe-silicate was estimated to be a ferrous iron-silicate-hydrate (F-S-H) with an Fe/Si composition of ~1.3 and a structural similarity to a 2:1 type clay with interlayer Na and Ca cations, not the non-swelling 7angstrom phases (greenalite, berthierine and cronstedtite) reported in the literature. The siderite and F-S-H formation were observed over a distance approximately 150 micrometers or less from the interface. The dense formation of siderite and F-S-H at the carbon steel-bentonite interface could suppress the migration of Fe in bentonite and limit the transformation of montmorillonite to 7 angstroms. Unlike previous Fe-clay studies in systems with large reaction surface areas of Fe sources, the experimental system in the present study with a smaller reaction surface area suggests that the decrease in buffer performance is suppressed. Based on thermodynamic calculation, the competition between siderite and F-S-H formation was found to be essentially governed by the pH change near the interface, but an improved database for F-S-H may be needed for more accurate predictions of its formation. The formation of porous F-S-H with large specific surface area in the bentonite interstitial should also be considered in predicting the interaction of electroactive radionuclides such as U and Se, and their migration.
