歯のESRスペクトルにおける放射線誘起成分の解析精度の検討

光安 優典*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 木野 康志*; 奥津 賢一*; 関根 勉*; 山下 琢磨*; 清水 良央*; 千葉 美麗*; 鈴木 敏彦*; et al.

KEK Proceedings 2022-2, p.120 - 125, 2022/11

ESR線量計測法による低線量被ばくの評価においては、生体試料由来の試料の不均一さや低S/N比試料によるESR測定の不確実さなどのために炭酸ラジカル強度のばらつきが大きいことが問題となっており、これらの原因によってESR線量計測法の検出下限値の改善が困難であった。そこで本研究では、ESR測定時の石英管や試料の磁場中での設置方向など、あるいはS/N比向上のための繰り返し測定の回数などが、得られたESRスペクトルの多成分解析にどのように影響を及ぼすかを調べ、再現性の高い測定・評価方法を検討した。

東海再処理施設小型試験設備の試験セル内廃棄物の搬出作業の完遂

後藤 雄一; 鈴木 快昌; 堀籠 和志; 宮本 敏彦*; 薄井 真人*; 森 英人*; 久野 剛彦

JAEA-Technology 2022-005, 42 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-005.pdf:4.48MB

東海再処理施設の分析所小型試験設備の試験セルでは、昭和49年から平成26年にかけて、再処理技術の高度化等に係る試験を実施したことにより、試験セル内に放射性廃棄物が発生し堆積されていた。このため、交替勤務体制により廃棄物の搬出作業を強化し、試験セル内の廃棄物減少に努めたものの、その後に実施した試験セル内機器の解体工事により再び廃棄物が発生した。平成18年からは、試験セル内の廃棄物搬出方法の改善として、廃棄物缶に未収納の廃棄物を低放射性固体廃棄物として、試験セル側面のグローブボックスからバッグアウトする方法を確立した。これにより、従来のカスクNo.10による年間の廃棄物搬出実績から試算される約14年の搬出期間を約5年に短縮することができた。さらに、平成28年からは、カスクNo.10による試験セル内の廃棄物搬出作業を促進させるため、作業員の意識向上に向けた取り組みとして、関連部署(放射線管理部門、運搬部門、廃棄物取出し部門)を巻き込んだソフト、ハードの様々な改善、改良を実施した。廃棄物搬出作業の促進にあたっては、作業員のスキル向上、増強及びカスクNo.10における設備、機器の点検整備等(予防保全)を実施した。その他、放射線管理部門とは、過去に発生したトラブルの再発防止策等について、検討を積み重ね手順化した。また、運搬部門とは、搬出サイクルを堅持するため、他課の運搬スケジュールを考慮した調整及び運搬に係る安全操作指導を受けた。さらに、主工場における廃棄物取出し部門とは、廃棄物取出し作業が滞らないための日程及び作業場所の確保に係る調整を実施した。これらの様々な改善の取り組み、改良を実施したことで、当初計画した廃棄物搬出期間約5年を約3年に短縮することができ、試験セル内廃棄物の搬出作業を令和2年3月に完遂した。

野生動物の歯を用いた低線量被ばく推定法の開発

光安 優典*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 小荒井 一真; 木野 康志*; 奥津 賢一*; 関根 勉*; 山下 琢磨*; 清水 良央*; 千葉 美麗*; et al.

KEK Proceedings 2021-2, p.91 - 96, 2021/12

歯のエナメル質中に放射線によって生成した炭酸ラジカルを指標にして、原爆の被ばく者やチェルノブイリ原子力発電所事故の被ばく者の線量推定に使用されてきたESR線量推定法を、野生ニホンザルに適用することを試みている。ニホンザルのエナメル質のESRを可能にするための分析前処理法を検討し、福島県で捕獲した野生ニホンザルの線量推定を行うとともに、ESR信号の解析方法などについて議論した。

Radioactivity and radionuclides in deciduous teeth formed before the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant accident

高橋 温*; 千葉 美麗*; 棚原 朗*; 相田 潤*; 清水 良央*; 鈴木 敏彦*; 村上 忍*; 小荒井 一真; 小野 拓実*; 岡 壽崇; et al.

Scientific Reports (Internet), 11(1), p.10355_1 - 10355_11, 2021/05

https://doi.org/10.1038/s41598-021-89910-0

The Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant (FNPP) accident released substantial amounts of radionuclides into the environment. We collected 4,957 deciduous teeth, from children living in Fukushima and reference prefectures. Radioactivity was detected in most of the teeth examined and was attributed to the presence of natural radionuclides, including K and daughter nuclides in U and Th series. Additionally, artificial radionuclides, Sr and Cs, were detected in the teeth obtained from children from Fukushima and the reference prefectures. However, these radionuclides were not believed to have originated from the FNPP accident. Because the teeth examined in the present study were formed before the FNPP accident occurred, the aforementioned findings may serve as important control data for future studies regarding the radioactivity of teeth formed after the FNPP accident.

パルス中性子応力測定法による超音波衝撃処理した十字溶接継手の残留応力評価

鈴木 環輝*; 大川 鉄平*; Harjo, S.; 佐々木 敏彦*

日本機械学会論文集(インターネット), 87(894), p.20-00377_1 - 20-00377_15, 2021/02

https://doi.org/10.1299/transjsme.20-00377

The residual stress state inside the cruciform welded joints were measured using the pulsed neutron stress measurement method. The points of interest in this study are the weld toe and its interior. We also compared the cases with and without ultrasonic impact treatment (UIT), which is expected as a fatigue strength improvement technology. Furthermore, the case where tensile stress or compressive stress was applied after UIT treatment was also examined. The applied stresses at this time were 75% or 85% of the yield point, respectively. From the above, we considered the cause of the change in the residual stress on the surface after UIT treatment, which was clarified in the preliminary experiment, in the early stage of fatigue. As a result, the load after the UIT treatment caused plastic deformation in a part of the inside, which caused the redistribution of residual stress.

放射光X線回折法を用いた積層型高強度鋼板におけるマルテンサイト層の局所変形挙動評価

小島 真由美*; 城 鮎美*; 鈴木 裕士; 井上 純哉*; 菖蒲 敬久; 徐 平光; 秋田 貢一; 南部 将一*; 小関 敏彦*

材料, 66(6), p.420 - 426, 2017/06

https://doi.org/10.2472/jsms.66.420

The strain distribution in a multilayered steel composite, which consists of martensite and austenite layers, was evaluated by energy dispersive X-ray diffraction to investigate the homogeneity of deformation in the martensite layer under uniaxial loading. A dog-bone shape specimen with a martensite layer with 0.2 mm in a thickness, sandwiching by austenite layers with 0.4 mm in thickness, was utilized in this study. A change in strains as a function of tensile loading was measured at the center of the martensite layer as well as near the interface between the martensite and austenite layers. Furthermore, the residual strain distributions were measured in the martensite layer of the unloaded specimens after different applied strains. As a result, slight inhomogeneous deformation was found at the beginning of the plastic deformation in the martensite layer although no local deformation was recognized even near the interface between austenite and martensite layers. After further deformation, mismatch of plastic deformation between austenite and martensite layers was reduced, and the martensite layer deformed homogeneously. Therefore, an unstable interface phenomenon might not be caused by the intrinsic factors with a mesoscopic scale discussed in this experiment.

Recent progress on tritium technology research and development for a fusion reactor in Japan Atomic Energy Agency

林 巧; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 山田 正行; 鈴木 卓美; 倉田 理江; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 67(2), p.365 - 370, 2015/03

https://doi.org/10.13182/FST14-T31

Tritium Process Laboratory (TPL) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was constructed in1985, and started in 1988, in order to develop key technologies for fusion fuel cycle, and also to demonstrate safety handling technologies. TPL has a license, which can handle 9.25 PBq of tritium per day and store 22.2 PBq of total tritium. DEMO Design and R&D building was also newly constructed at Rokkasho-Aomori establishment of JAEA in 2011. This R&D building has a license, which can handle 3.7 TBq of tritium per day and store 7.4 TBq of total tritium, and also can handle other major neutron induced radioactive isotopes. Recently, our activities have been focused as follows; (1) Detritiation system R&D as an ITER task, specially for wet scrubber column development as a pilot scale; (2) Tritium tasks of DEMO R&D in the IFERC project of BA activities, such as (a) tritium accountancy, (b) tritium interactions with various materials, which will be used for DEMO, and (c) tritium durability; (3) Recovery works from the 2011 earthquake and tsunami in Tohoku Japan: This paper summarizes the above recent progress of tritium technology R&D for fusion reactor in JAEA and summarized also the lessons of learned through the recovery & maintenance work after the earthquake.

R&D status on water cooled ceramic breeder blanket technology

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.01.035

我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

Biological change of chemical states of actinides and lanthanides; Effects of organic acids

大貫 敏彦; 香西 直文; 坂本 文徳; 鈴木 義規*; 吉田 崇宏*

Energy Procedia, 39, p.175 - 182, 2013/00

https://doi.org/10.1016/j.egypro.2013.07.204

微生物の有するアクチノイドなどの濃集機能を検討した。水溶液中に溶解したU(VI)及びCe(III)の化学状態変化への有機酸の影響を調べた結果、有機酸の存在により微生物により還元されたU(IV)は可溶化すること、並びに鉄キレート有機酸がCe(III)を酸化して、ランタノイド系列内でCeの吸着能異常として現れることを明らかにした。これらの微生物の元素濃集機能のCs除染能についても紹介する。

Overview of R&D activities on tritium processing and handling technology in JAEA

山西 敏彦; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 小柳津 誠; 山田 正行; 鈴木 卓美; 林 巧

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.890 - 895, 2012/08

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2012.02.043

原子力機構では、トリチウムプロセス研究棟(TPL)において、トリチウム処理及び取り扱い技術の研究開発を行っている。主たる研究課題は、ブランケットシステムにおける増殖トリチウム処理技術開発,トリチウム格納系における挙動,トリチウム除去・除染である。核融合原型炉を目指したトリチウム処理及び取り扱い技術についても、BAプログラムの下、原子力機構と日本の大学で共同で、研究開発を行っている。具体的には、トリチウム分析技術,トリチウム安全にかかわる基礎研究,材料のトリチウム耐久性である。固体電解セルに関して、ブランケットシステムのトリチウム処理方法として開発を行った。トリチウムの純鉄を介した水への透過挙動を研究した。高濃度トリチウム水の挙動については、腐食に安定な酸化膜の形成が、トリチウム水の存在で阻害されることが認められた。トリチウム水処理に用いられる化学交換塔の電解セルについて、トリチウム耐久性試験を行った。