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松岡 萌*; Kagawa, Eiichi*; 天野 香菜*; 中村 智樹*; 巽 瑛理*; 大澤 崇人; 他51名*
Communications Earth & Environment (Internet), 4, p.335_1 - 335_12, 2023/09
被引用回数：3 パーセンタイル：85.82(Environmental Sciences)Cb型小惑星(162173)リュウグウからのリターンサンプルの可視近赤外(Vis-NIR)スペクトルは、非常に低い反射率値と吸収を示し、はやぶさ2のONC-TとNIRS3による観測と概ね一致した。注目すべき違いは、実験室サンプルのスペクトルでは、2.72
mの金属OH吸収がリュウグウ表面のものと比べて2倍以上深くなっていることである。物性値や宇宙風化作用によるスペクトル変化の範囲を調べた室内実験から、リターンサンプルと小惑星表面のスペクトルの違いは、(1)多孔性、(2)粒子径、(3)宇宙風化作用の度合いの組み合わせで最もよく説明できると結論づけた。これらの効果は、Cb型小惑星間のスペクトル変動を説明することができ、これらの小惑星は同じCIコンドライト物質で構成されているが、異なる物理的性質と風化の度合いからなることが示唆される。リュウグウ表面全体のVis-NIRスペクトルが極めて均一であることと、地球近傍のS型小惑星(25143)イトカワの不均一なスペクトルを比較すると、S型小惑星と比較してCb型小惑星の方が宇宙風化が急速に進行していることを示している。Cb型小惑星の主成分は、無水珪酸塩に比べて融点が低く、物質強度も低い多孔質の含水珪酸塩であるため、惑星間塵の衝突による表面変質を受けやすいと考えられる。
太田 宏一*; 尾形 孝成*; 山野 秀将; 二神 敏; 島田 貞衣*; 山田 由美*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
The experimental analyses of the U-Pu-Zr fuel pin behavior during transient overpower (TOP) tests were performed by CANIS, and the residual cladding wall thickness and molten region of the fuel alloy after the tests, and the reactivity inserted by molten fuel extrusion before the fuel pin failure were compared with the experimental results. On the basis of these analysis results, detailed calculation models were developed for and implemented into CANIS to be made it possible to consider changes in the local properties of the fuel alloys due to redistribution of fuel constituents during steady-state irradiation and in the cladding thinning rate depending on the fuel-cladding interface temperature. The modified CANIS properly predicted fuel behavior and resulting reactivity changes before fuel pin failure in TOP events.
田中 泰貴*; 成清 義博*; 森田 浩介*; 藤田 訓裕*; 加治 大哉*; 森本 幸司*; 山木 さやか*; 若林 泰生*; 田中 謙伍*; 武山 美麗*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 87(1), p.014201_1 - 014201_9, 2018/01
被引用回数：18 パーセンタイル：74.14(Physics, Multidisciplinary)ガス充填型反跳生成核分離装置GARISを用いて
Ca + 
Pb, 
Ti + Pb, Ca + 
Cm反応系における準弾性散乱断面積の励起関数を測定した。これらのデータから融合障壁分布を導出し、チャンネル結合計算と比較した。Ca + Pb及びTi + Pb反応の障壁分布のピークエネルギーはそれらの反応系における2中性子蒸発断面積のピークエネルギーと良く一致し、一方Ca + Cm反応の障壁分布のピークエネルギーは4中性子蒸発断面積のピークエネルギーより少し下に現れることが判った。この結果は超重核合成の際の最適ビームエネルギーの予測に役立つ情報を与える。
大久保 忠恒*; 佃由 晃*; 上村 勝一郎*; 村井 健志*; 後藤 健*; 土井 荘一*; 千田 康英*; 高阪 裕二*; 木戸 俊哉*; 村田 保*; et al.
日本原子力学会誌, 43(9), p.906 - 915, 2001/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)我が国の原子力発電では、ウラン資源の有効活用及び稼働率向上を目的として、高燃焼度化が進められており、その一環として通商産業省の支援のもと高燃焼度燃料等確証試験が実施されている。PWRにおいては、高燃焼変化が2段階のステップを踏んで進められており、ステップI燃料(~48GWd/t)は平成元年から使用が開始されている。本報告では、関電(株)高浜3号機で照射されたステップI燃料について照射後試験を行い、その照射挙動について解析・評価を行った。その結果、ペレット,燃料要素,被覆管及び燃料集合体の照射挙動は従来燃料の挙動データから予測される範囲であり、特異な挙動は見られないことが確認され、ステップI燃料の健全性・信頼性を確証することができた。
柳澤 和章; 山下 利之; 金澤 浩之; 天野 英俊; 室村 忠純
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(12), p.1153 - 1159, 1999/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)JRR-3Mを用いて岩石型(ROX)燃料の照射を燃焼度27MWd/kgPu(28%FIMA)まで実施した。照射後試験より得られた結果は以下のとおり。(1)照射によりROX-SZRの燃料密度は、4.6g/cc(82%TD)から3.4g/cc(61%TD)まで減少した。一方ROX-ThO
の燃料密度も、5.2g/cc(83%TD)から3.4g/cc(55%TD)まで減少した。(2)ROX-SZRの気孔率は、18から39%に増加した。一方、ROX-ThOのそれも17から46%に増加した。本件の場合、気孔率の増加即ち非拘束ガス気泡スエリングは気孔の集塊に起因していると考えられるが、その気孔集塊にはROX燃料成分であるAlO
及びPuAl
O
が重要な役割を果たしていると推察された。(3)無拘束ガス気泡スエリング率は、ROX-SZRについては1%FIMA当たり0.8%
V/V、ROX-ThOについては同じく1%FIMA当たり1%V/Vと推定された。UOのそれは、1%FIMA当たり1%V/Vである。したがって、無拘束ガス気泡スエリング率に関しては、ROX燃料とUOに有意な差はない。
柳澤 和章; 山下 利之; 金澤 浩之; 天野 英俊; 室村 忠純
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(11), p.1052 - 1063, 1999/11
被引用回数：1 パーセンタイル：13.15(Nuclear Science & Technology)2種類の岩石型燃料(以下、ROX-SZR及びROX-ThO)及び9種類の模擬岩石型燃料(PuOをUOで置き換えたもの)を作製した。これらの密度、気孔率及び結晶粒度を実験因子とした研究を行った。得られた結果は以下のとおり。(1)岩石型燃料の推定理論密度値は、ROX-SZRで5.6g/cc、ROX-ThOで6.2g/ccであることを見いだした。一方、これに相当する焼結密度値は前者で4.6g/cc、後者で5.2g/ccであった。岩石型燃料の密度はUOの約半分であった。岩石型燃料の百分率理論密度(%TD)は比較的低く82-83%TDの範囲にあった。気孔率は大きく(17-18%)、結晶粒径は小さい(2m)ことがわかった。(2)模擬岩石燃料の推定理論密度値は5.0-5.7g/ccの範囲にあった。一方、これに相当する焼結密度値は4.9-5.4g/ccの範囲にあった。模擬岩石燃料の密度は岩石燃料とほぼ同じであったが、UOの約半分であった。模擬岩石燃料の%TDは比較的大きく94-98%TDだった。気孔率は小さく(
6%)、結晶粒径もまた小さい(3-4m)ことがわかった。
古平 恒夫; 助川 友英; 天野 英俊; 金井塚 文雄; 園部 清美
JAERI-Conf 99-009, p.20 - 31, 1999/09
ホット試験室には、ホットラボ施設(RHL)、燃料試験施設(RFEF)、廃棄物安全試験施設(WASTEF)の3つのホットセル施設があり、RHLでは、研究炉・試験炉で照射された燃料・材料の照射後試験、RFEFでは、おもにPWR,BWR,ATRの発電炉燃料集合体の照射後試験、WASTEFでは、高レベル廃棄物の処理処分にかかわる安全性試験を行っている。本セミナーでは、おもにこれら3施設における照射後試験の現状及び、技術開発に係わるトピックスとして軽水炉燃料・材料に対する物性・機械的特性の測定に関する概要について報告する。
柳澤 和章; 大道 敏彦*; 白数 訓子; 山下 利之; 木村 康彦; 小野澤 淳; 長島 久雄; 金澤 浩之; 金井塚 文雄; 天野 英俊
JAERI-Tech 99-044, 46 Pages, 1999/05
未照射岩石型(ROX)燃料及び模擬岩石型燃料について、密度、気孔率及び結晶粒度に関する研究を実施し以下の結論を得た。(1)岩石燃料:推定理論密度(TD)値は、ROX-SZRで5.6g/cc、ROX-ThOで6.2g/ccであった。岩石燃料の理論密度値はUO(10.96g/cc)の約半分であった。本研究から得られた焼結(製造)密度は、ROX-SZRで4.6g/cc(82%TD)、ROX-ThOで5.2g/cc(83%TD)であった。%TDはUOのそれ(通常95%TD)よりかなり小さかった。平均気孔径は約3m、気孔率は17-18%の範囲にあった。結晶粒径は約2mであった。(2)模擬岩石燃料:推定理論密度値は約5.0-5.7g/ccの範囲にあった。模擬岩石燃料の理論密度値はUOの約半分であった。本研究から得られた焼結密度は約4.5-5.5g/ccの範囲にあった。模擬岩石燃料の%TDは94-98%TDと現行のUO並になった。平均気孔径は約4-8m、気孔率は6%以下であった。結晶粒径は約1-4mであった。
古平 恒夫; 山原 武; 助川 友英; 西野 泰治; 金澤 浩之; 天野 英俊; 仲田 祐仁
HPR-349, 11 Pages, 1998/00
東海研究所の燃料試験施設は、発電炉で使用した照射済燃料集合体の健全性に関する実証試験を行うことを目的として1979年に設立された。近年では、高燃焼度燃料の開発に関する照射後試験を実施しており、ペレット等の熱物性データを取得するため、融点測定装置及びペレット熱拡散率測定装置を整備するとともに比熱測定装置等の新規照射後試験技術開発を継続している。さらにPu添加燃料の研究開発に資するため、
対応のEPMAを整備するなど軽水炉の高度化研究に対応すべく技術開発を行っており、今回の当該会議において現状を報告する。
-ZrO(Y){or ThO}-AlO-MgO at burn-up of 20 MWd/kg柳澤 和章; 大道 敏彦; 金澤 浩之; 天野 英俊; 山原 武
JAERI-Research 97-085, 31 Pages, 1997/11
JAERI-Research-97-085.pdf:2.38MB
2種類の燃料を製造した。一つは20w/oPuOにThO-AlO-MgAlO
を混ぜたものであり、もう一つは23w/oPuOにZrO(Y)-AlO-MgAlOを混ぜたものであり、燃料の形態として外径3mm肉厚1mmのディスク[円板]状を採用した。この2種類の燃料につき、通常運転下での燃料ふるまいを研究する目的で試験研究炉(JRR-3M)を用い平均燃焼度20MWd/kg(最高27MWd/kg)まで照射を実施した。照射後試験にて以下の事柄を見出した。(1)低い照射温度(1000
C)にも拘わらず、著しい割合のFPガス放出(FGR)が起こっており、燃料の微細組織を研究した結果、FPガスが燃料マトリックスから開気孔を通じて直接ギャップ空間に放出されたと考えられた。(2)セシウム(Cs)が燃料マトリックスからプレナム領域まで移行していた。その量は、生成量の約20%程度である。この原因の一つは、使用した円板型燃料の半径方向温度分布がわずかであるが一定でなかったためであり、もう一つは製造段階からこの燃料はセシウム保持能力が弱かったためであろうと考えられる。
菊地 章; 金澤 浩之; 冨樫 喜博; 松本 征一郎; 西野 泰治; 大和田 功; 仲田 祐仁; 天野 英俊; 三田村 久吉
JAERI-Research 94-008, 20 Pages, 1994/08
JAERI-Research-94-008.pdf:1.8MB
シンロックはペロブスカイト、ホランダイト及びジルコノライトから成るチタン酸セラミックスで、高レベル放射性廃棄物の閉じ込めに優れた性能を有している。この点に着目し、「廃棄処理可能(WDP)燃料」の開発に当り、改良シンロック材を作製してその熱的耐久性を研究した。改良シンロックを主とし、参照シンロック(シンロックB)を比較試料として、1200Cから1500C、30分間、空気中での熱処理を行った。試料のうち改良シンロックでは予期していなかった球状ボイドの生成をみたが、これは試料作製時に存在した球状析出部とこれが含んでいた高圧潜在ポアーに起因することが判った。また1500Cの熱処理では、ホランダイトの分解による新相の生成、及びこの新相とペロブスカイトとの反応による新相の生成を生じた。なお本報では、付加的な情報及び熱的性質についての実験と結果を付録に述べている。
加藤 智子; 牧野 仁史; 竹内 真司; 宮原 要; 前川 恵輔; 山口 正秋; 飯島 和毅; 天野 健治; 三枝 博光; 澤田 淳; et al.
no journal, ,
福島第一原子力発電所周辺における長期的な現存被ばく状況を対象に、環境修復計画の作成及び対策実施を支援するための技術的情報を提示することを目的として、地層処分技術を活用した放射性物質の挙動と人間への被ばく影響の評価手法について検討した。本報告では、地層処分技術を活用した検討の枠組みについて紹介する。
加藤 かなみ*; 山野 楓*; 蔭浦 泰資*; 瀬下 裕志*; 稲葉 優文*; 東又 格*; 小池 悟大*; 谷井 孝至*; 磯谷 順一*; 寺地 徳之*; et al.
no journal, ,
ダイヤモンド表面に形成されたNV(窒素・空孔)センターの発光挙動は表面終端状態に大きく影響を受け、例えば、水素終端の場合はNVセンターが非発光状態になることが知られている。量子コンピューティングや高感度センサといった応用の観点からは高輝度なNVセンターが不可欠であることから、表面終端状態を様々(水素終端, 酸素終端, OH終端)に変え、NVセンターの発光との関連を調べた。実験の結果、水素終端, OH終端, 酸素終端の順でNVセンターの発光が強くなることが判明した。
小野田 忍; 春山 盛善; 寺地 徳之*; 磯谷 順一*; 小池 悟大*; 東又 格*; 稲葉 優文*; 山野 楓*; 加藤 かなみ*; Christoph, M.*; et al.
no journal, ,
炭素を置換した窒素と隣接する原子空孔からなるNV(Nitrogen-Vacancy)センターは、ダイヤモンド中のカラーセンターの中でも優れた電子スピン特性を持っていることで知られている。発表では、我々が取り組んできた量子ビームを用いたカラーセンター形成技術について紹介するとともに、世界的な技術動向と課題を述べる。
暦本 雅史; 安藤 将人; 近澤 佳隆; 加藤 篤志; 浜野 知治; 塩濱 保貴; 宮川 高行*; 鵜澤 将行*; 原 裕之*; 山内 和*; et al.
no journal, ,
(1)緒言: FBR次期炉における有望な概念としてナトリウム冷却炉が検討されている。この場合、現在廃止措置が進められている「もんじゅ」において、燃料交換及び燃料処理時のナトリウム中等の燃料取扱い等の運転経験にかかる実績を取得することにより有効な知見が得られることが期待できる。これら「もんじゅ」の運転経験を分析・調査することにより、FBR次期炉設計へ反映すべき項目の整理を行う。(2)燃料取扱設備に係る運転データ等の知見整理及びFBR次期炉へ反映する項目の抽出: 2.1燃料交換時間、燃料処理時間燃料交換及び燃料処理において、各運転操作に係る所要時間の実績を整理し、分析を行った結果、「もんじゅ」の設計値を大きく上回るプロセスはなく、設計時間どおりに動作していることを確認した。ここで、1体あたりの処理時間に大きな割合を占めた燃料洗浄設備の燃料洗浄工程や脱湿工程については、更なる分析を踏まえ、運用方法の見直し等による更なる短縮化を検討していく必要がある。また、気圧の変化によるガス置換時間の増加も確認され、FBR次期炉では、想定すべき低気圧を考慮した設計検討を行う必要がある。2.2燃料出入機本体に係る、グリッパ爪開閉トルク上昇の不具合、ドアバルブの全閉不良の不具合これらは、付着ナトリウムの湿分等による化合物化に伴う堆積が原因であった。FBR次期炉においてはナトリウムが堆積しにくい構造や燃料洗浄設備における湿分除去対策などについて設計検討を行う必要がある。また、メカニカルシールの摩擦抵抗の増加及び経年劣化も確認され、FBR次期炉ではメカニカルシールの摩擦抵抗低減策などについて設計検討を行う必要がある。(3)結論: 「もんじゅ」の廃止措置において得られた知見を用いて整理,分析を行い、燃料洗浄設備,燃料出入機本体の設計検討への反映項目を抽出した。FBR次期炉においても「もんじゅ」に準じた燃料取扱設備機器を使用することが想定され、これらの成果によりFBR次期炉の燃料取扱設備へ反映することで燃料交換時間短縮や不具合解消が期待できる有用な成果を得ることができた。本報告は、経済産業省からの受託事業である「令和2年度 高速炉に係る共通基盤のための技術開発事業」の一環として実施した成果である。
斉藤 拓巳*; 西 柊作*; 戸田 賀奈子*; 宮川 和也; 天野 由記
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分において、ガラス固化体から地下水に溶出した放射性核種は、さまざまな相互作用を行いながら拡散によって周辺母岩に移行する。日本原子力研究開発機構は、令和2年度以降の幌延深地層研究計画に基づく研究課題の中で、有機物やコロイド・微生物が放射性核種の移行に与える影響を確認するための物質移行試験に取り組んでいる。地下水中に存在する天然有機物(NOM)は、放射性核種と錯生成することで、その移行挙動を大きく変える。表層環境のNOMについては、金属イオンとの結合モデルが提案されているが、地層処分の安全評価においては、深部地下環境のNOMと核種との結合反応を評価し、表層環境のNOMと比較することで、両者の類似点や相違点を理解することが必要である。本研究では、NOMの蛍光が金属イオンと結合することで消光されることに着目し、堆積岩系の深部地下水中のNOMを対象として、3価アクチノイドのアナログ元素であるEuを添加する消光実験を行った。得られた励起蛍光マトリクスに対して、多変量解析により結合反応に寄与するNOMの蛍光成分を特定し、その物理・化学的性質や起源を明らかにするとともに、Euとの錯生成能を評価した。
太田 宏一*; 尾形 孝成*; 楠見 紘司*; 山野 秀将; 二神 敏; 島田 貞衣*; 山田 由美*
no journal, ,
金属燃料炉心損傷解析コードCANISの燃料破損までの解析モデルの詳細化を図った。燃料温度が固相線温度から液相線温度までのエンタルピー差に対する過熱度が50%相当に達した時点でピン内移動(エクストルージョン)が開始されるとし、また被覆管浸食における径方向位置による温度変化を考慮することにより、TREAT炉の過出力試験における反応度低下や試験後の被覆管浸食量が概ね再現された。
暦本 雅史; 浜野 知治; 塩濱 保貴; 安藤 将人*; 宮川 高行*; 原 裕之*; 山内 和*; 江田 優平*; 古賀 和浩*; 田邉 賢一*
no journal, ,
高速増殖原型炉「もんじゅ」の廃止措置の中で得られた知見をFBR次期炉の設計検討に反映するため、運転データ等の知見整理、分析を行い、FBR次期炉の燃料取扱設備への反映項目の抽出を行った。
太田 宏一*; 尾形 孝成*; 楠見 紘司*; 大釜 和也; 山野 秀将; 二神 敏; 中川 直樹*; 川畠 竜*; 儀間 大充*; 松原 慎一郎*
no journal, ,
高速炉の炉心変形挙動を精度よく評価するため、集合体ダクトを多数のシェル要素でモデル化する詳細炉心湾曲解析コードを開発している。一方で、コード検証に要する試験データは限定的であるため、炉心体系に配置された模擬集合体群の温度勾配下での変形や相互作用データを取得する熱湾曲実験を実施している。
中川 直樹*; 川畠 竜*; 儀間 大充*; 松原 慎一郎*; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; 楠見 紘司*; 大釜 和也; 山野 秀将; 二神 敏
no journal, ,
詳細炉心湾曲解析コードの検証データ蓄積のため、模擬集合体群が熱変形により相互干渉する挙動を、単体から段階的に試験体数を増やして取得する計画である。本計画の初期段階として、単体の模擬集合体熱湾曲実験を実施した。本報告では、試験にて得られた知見を紹介する。
佐藤 颯人*; 戸田 賀奈子*; 別部 光里*; 天野 由記; 宮川 和也; 斉藤 拓巳*
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の最終処分として、地層処分が技術的実現性の点から妥当であると考えられている。地層処分の安全評価には、地下環境下での放射性核種の移行速度や地質媒体との反応を知る必要がある。中でも、地下水中に普遍的に存在する溶存有機物(DOM)は、放射性核種と錯体を形成することでその電荷やサイズを変化させ、核種の移動性や岩石表面との相互作用を変化させうる。本発表では、3価アクチニド元素の模擬元素としてEu(III)を用い、蛍光分析で得られるDOMとEu(III)の結合性を高分解能質量分析の結果と関連づけることで、Eu(III)と結合するDOM成分の分子的特徴を評価した。消光実験の結果得られた三次元蛍光分析のPARAFAC解析から4個の蛍光成分が抽出できた。これらの成分の寄与は、地下水の採水場所によって異なり、また、各成分はEu(III)に対して異なる結合性を示すことが確認でき、DOMの分子的特徴によって錯生成挙動が異なることが明らかになった。
