放射性廃棄物処分分野におけるボーリング孔閉塞の確認項目の整理

村上 裕晃; 西山 成哲; 竹内 竜史; 岩月 輝希

応用地質, 64(2), p.60 - 69, 2023/06

https://doi.org/10.5110/jjseg.64.60

放射性廃棄物の処分分野において、ボーリング孔が適切に閉塞されたことの妥当性を確認するための確認項目を整理する目的で、ベントナイトを用いたボーリング孔の閉塞試験を行った。閉塞材の定置前後に閉塞区間を対象として注水試験を行った結果、本研究で目標としたとおり閉塞材がその上下の区間を分断していることを確認できたことから、適切に閉塞されたことを確認する手法の一つとして注水試験が有用であると考えられた。一方、一度閉塞した区間に高差圧が生じた結果として閉塞部に水みちが生じたことから、高差圧が生じる条件では、閉塞材を移動させない等の対策が講じられていることが確認項目として挙げられる。計画段階では、岩盤の水理地質構造に応じた閉塞材のレイアウトや仕様が検討されていることが重要である。また、ベントナイトを閉塞材とする場合は、ベントナイトが孔内で膨潤して体積が増加、密度が低下して透水係数が上昇するため、このことが念頭に置かれている必要がある。加えて、ベントナイトを計画深度へ定置可能な搬送方法であることや、複数材料を組み合わせる場合は閉塞材の性能を低下させない配置であることが確認項目として挙げられた。

Neutron imaging of generated water inside polymer electrolyte fuel cell using newly-developed gas diffusion layer with gas flow channels during power generation

那須 三紀*; 谷内 浩*; 平山 尚樹*; 安達 宏法*; 柿澤 優*; 白勢 裕登*; 西山 博道*; 川本 鉄平*; 犬飼 潤治*; 篠原 武尚; et al.

Journal of Power Sources, 530, p.231251_1 - 231251_11, 2022/05

https://doi.org/10.1016/j.jpowsour.2022.231251

To accelerate the spread use of polymer electrolyte fuel cells (PEFCs), it is essential to increase power density and durability, while reduce costs. We have succeeded in developing an innovative gas diffusion layer (GDL) with gas flow channels (GDLFC) fabricated on a flat separator that enabled both cost reduction and high performance. In this study, neutron radiography was used to observe the distribution of liquid water during power generation. With using our GDLs and interdigitated (comb-shaped) gas flow channels, the distributions of liquid water were quantitatively imaged, influenced by the current density, the relative humidity, the oxygen utilization, and the water repellency of the GDL. The increase in linear velocity of the oxidant gases effectively suppressed the retention of liquid water at the cathode.

EXAFS studies for atomic structural change induced by ion irradiation of a reactor pressure vessel steel

岩田 景子; 高見澤 悠; 河 侑成; 下平 昌樹; 岡本 芳浩; 本田 充紀; 勝山 仁哉; 西山 裕孝

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 511, p.143 - 152, 2022/01

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2021.11.009

The main causes of the irradiation embrittlement of RPVs are the formation of a solute cluster and the matrix defect. To investigate these embrittlement mechanisms, it is necessary to complementarily apply microstructure analyses. The extended X-ray absorption fine structure (EXAFS) technique can detect changes in the atomic structure because of a vacancy-type defect or interstitial atoms introduced by irradiation around selected atoms. In this study, to investigate such microstructural changes due to irradiation, we performed an EXAFS examination for high-copper RPV steels subjected to ion irradiation. We investigated microstructures of the crystal structure around specific element such as Cu, Mn, and Ni, which are known to be the atoms included in the solute atom clusters and lattice defects such as vacancy-type defects. The results indicated that the solute atoms clusteris thought to aggregate in the Fe matrix while maintaining the bcc structure and that not only a vacancy-type defect but also a tensile configuration-type dumbbell pair could be located around both Cu and Ni atoms.

Influence of distant scatterer on air kerma measurement in the evaluation of diagnostic X-rays using Monte Carlo simulation

富永 正英*; 永安 結花里*; 佐々木 幹治*; 古田 琢哉; 林 裕晃*; 笈田 将皇*; 西山 祐一*; 芳賀 昭弘*

Radiological Physics and Technology, 14(4), p.381 - 389, 2021/12

https://doi.org/10.1007/s12194-021-00641-3

放射線診断技術の発展により、患者の被ばく線量の増大が問題となっており、医療被ばくの最適化を目的として、日本国内で共通の診断参考レベルが策定された。この中で、X線一般撮影については、患者の体表面における線量を各施設の診断線量レベルとして評価することが推奨されている。体表面の線量は、体内部からの後方散乱を表す係数を機器設置やメンテナンス等で測られる空中空気カーマに乗じることで、簡便に導出できる。しかし、障害物からの距離を十分取れない状況では、測定される空中空気カーマへ散乱X線が混入するため、線量評価の誤差の要因となる。そこで、モンテカルロシミュレーション計算により、散乱体の物質や距離が散乱X線へ与える影響を評価した。診断X線のエネルギー領域では、軽元素と重元素で散乱に関する物理現象が異なり、物質毎にX線の照射野やエネルギーへの依存性が変化することがわかった。また、どの物質でも35cm程度の距離を取れば、散乱X線の混入をほぼ無視できることがわかった。

Mass transfer associated with chloritization in the hydrothermal alteration process of granitic pluton

湯口 貴史*; 松木 貴伸*; 五十公野 裕也*; 笹尾 英嗣; 西山 忠男*

American Mineralogist, 106(7), p.1128 - 1142, 2021/07

https://doi.org/10.2138/am-2020-7353

花崗岩体で生じる熱水変質では、普遍的に緑泥石化、斜長石の変質、炭酸塩鉱物の晶出が生じる。本研究では、中部日本に分布する土岐花崗岩体を対象として、ホルンブレンドの緑泥石化、カリ長石の緑泥石化、脈状緑泥石の生成をもたらす熱水-鉱物間の元素移動について論じた。既往研究ならびに本研究の統合的な知見により、熱水変質に伴う岩体内の元素移動を包括的に捉えることが可能になった。本研究では、緑泥石化に伴い微小空隙が生じることを見出した。この知見と反応物と生成物の化学組成から、反応式を構築し、約180350Cの温度範囲で生じる熱水流体中の元素移動について論じた。

Evaluation of brittle crack arrest toughness for highly-irradiated reactor pressure vessel steels

岩田 景子; 端 邦樹; 飛田 徹; 廣田 貴俊*; 高見澤 悠; 知見 康弘; 西山 裕孝

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

The crack arrest fracture toughness, K, values for highly-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels are estimated according to a linear relationship between crack arrest toughness reference temperature, T, and the temperature corresponding to a fixed arrest load, equal to 4 kN, T, obtained by instrumented Charpy impact test. The relationship between T derived from the instrumented Chrapy impact test and fracture toughness reference temperature, T, was expressed as an equation proposed in a previous report. The coefficients in the equation could be fine-tuned to obtain a better fitting curve using the present experimental data and previous K data. The K curve for RPV;A533B class1 steels irradiated up to 1.310 n/cm (E 1 MeV) was compared with a K curve defined in JEAC4206-2016. It was shown that the K curve was always lower than the 1%ile curve of K for these irradiated RPV steels. This result indicates that the conservativeness of the method defined in JEAC4206-2016 to evaluate K using K curve is confirmed for highly-irradiated RPV steels.

作業用ロボット(弁開閉用)操作マニュアル

千葉 悠介; 西山 裕; 椿 裕彦; 岩井 正樹; 大野 隼人*; 早坂 寿郎*

JAEA-Testing 2020-006, 24 Pages, 2021/02

JAEA-Testing-2020-006.pdf:3.35MB

平成23年に東京電力株式会社福島第一原子力発電所の事故が発生し、翌年原子力災害特別措置法及び平成23年文部科学省・経済産業省令第4号「原子力災害特別措置法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令」(以下「計画等命令」という。)が改正され、各発電事業者はその対応を行った。さらに平成29年に当該計画等命令が研究開発段階発電炉、10MW以上の試験研究炉及び再処理施設にも適用されることとなり日本原子力研究開発機構(以下「機構」という。)も対応を行った。楢葉遠隔技術開発センター(Naraha Center for Remote Control Technology Development)遠隔機材整備運用課(以下「運用課」という。)は、当該計画等命令に対応し、令和2年度から本格運用となった機構内の原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。運用課の重要な任務に、遠隔機材である作業用ロボット及び偵察用ロボットの整備運用がある。このうち作業用ロボットは、扉開閉用と弁開閉用の2種類があり、偵察用ロボットは建屋内の放射線量の測定を行うことを目的としたロボットである。本報告書は、このロボットのうち作業用ロボット(弁開閉用)の操作を行うためのマニュアルを定めたものである。

Grain-boundary phosphorus segregation in highly neutron-irradiated reactor pressure vessel steels and its effect on irradiation embrittlement

端 邦樹; 高見澤 悠; 北條 智博*; 海老原 健一; 西山 裕孝; 永井 康介*

Journal of Nuclear Materials, 543, p.152564_1 - 152564_10, 2021/01

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152564

加圧水型軽水炉(PWR)または試験炉において0.3-1.210 n/cm (E1MeV)の範囲で中性子照射された原子炉圧力容器鋼(リン含有量: 0.007-0.012wt.%)について、粒界リン偏析量をオージェ電子分光分析により測定した。粒界リン偏析量は照射量に依存して増加した。速度論に基づくシミュレーションでも同様の粒界リン偏析量の増加を確認した。また、リン含有量が0.015wt.%(現在の国内原子炉圧力容器鋼の最大値相当)の材料では、1.010 n/cmまで照射した場合、粒界に偏析するリンの割合は10%程度増加することが予測された。PWR及び試験炉での照射材の結果を比較したところ、明確な照射速度効果は確認されなかった。文献データも含めたリン含有量0.026wt.%(海外炉のA533B鋼の中でも比較的高いリン含有量)までの材料に対して、粒界リン偏析量、照射硬化、延性脆性遷移温度(DBTT)シフトの各関係について調べたところ、照射硬化とDBTTシフトの間に直線関係が確認された。この直線関係は、このようなリン含有量の高い材料においてもDBTTの上昇は照射硬化で説明することができること、すなわち非硬化型脆化である粒界脆化の顕在化の可能性が低いことを示している。

原子力災害対応用マニュプレータ及び手動弁開閉用ロボットの設計製作

西山 裕; 岩井 正樹; 千葉 悠介; 椿 裕彦; 大野 隼人*; 早坂 寿郎*; 羽生 敏紀*

JAEA-Technology 2020-007, 18 Pages, 2020/09

JAEA-Technology-2020-007.pdf:2.33MB

平成23年に東京電力福島第一原子力発電所の事故が発生し、翌年原子力災害特別措置法及び平成二十三年文部科学省・経済産業省令第四号「原子力災害特別措置法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令」(以下「計画等命令」という。)が改正され、各発電事業者はその対応を行った。さらに平成29年に当該計画等命令が10MW以上の試験研究炉及び再処理施設にも適用されることとなり日本原子力研究開発機構も対応を行った。楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、当該計画等命令に対応し令和2年度から本格運用となる、日本原子力研究開発機構内の原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。遠隔機材整備運用課の重要な任務に、遠隔機材である作業用ロボットの整備運用がある。前述の本格運用に対応するため、平成30年度に作業用ロボット(走行部、配備済)に搭載する原子力災害対応用マニュプレータ(扉開閉用)を、令和元年度に手動弁開閉用ロボット(走行部及び搭載機器により構成)の設計及び製作をそれぞれ行った。本報告書は、平成30年度及び令和元年度に実施した、原子力災害対応用マニュプレータ及び手動弁開閉用ロボットの設計及び製作に関するものである。

Bayesian uncertainty evaluation of Charpy ductile-to-brittle transition temperature for reactor pressure vessel steels

高見澤 悠; 西山 裕孝; 平野 隆*

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/PVP2020-21698

原子炉圧力容器(RPV)は中性子照射前後のシャルピー衝撃試験で得られる延性脆性遷移温度(DBTT)に基づき中性子照射による材料劣化を予測した上で構造健全性評価が行われている。シャルピー衝撃試験で得られるDBTTには試験に依存した様々な不確かさが含まれる。本研究では、原子力機構がこれまでに取得したRPV鋼の未照射材・中性子照射材データを用いて、ベイズ統計に基づく解析モデルを構築し、試験片の採取位置のばらつき、試験片の数、試験温度を考慮した上でDBTTの不確かさを評価可能な手法を整備した。上記の手法を用いて国内RPV鋼に対する評価を行い、試験数や試験温度がDBTTの不確かさに及ぼす影響を定量的に明らかにした。