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He, X.*; 鍵 裕之*; 小松 一生*; 飯塚 理子*; 岡島 元*; 服部 高典; 佐野 亜沙美; 町田 真一*; 阿部 淳*; 後藤 弘匡*; et al.
Journal of Molecular Structure, 1310, p.138271_1 - 138271_8, 2024/08
重水素化ヒドロキシフルオロマグネシウム[理想組成はMg(OD)F]のO-D
F水素結合の高圧応答を中性子粉末回折とラマン分光法を用いて調べた。常温でのリートベルト解析の結果、化学組成はMg(OD)
F
であり、結晶構造中で水酸基/フッ素(OD/F)が無秩序化して、2つの水素結合配置が生じていることが分かった。構造解析の結果、水素結合配置は9.8GPaまで維持され、圧力による水素結合の強化は見られなかった。常圧でのラマンスペクトルでは、2613, 2694, 2718cm
に3つの水酸基伸縮バンドが観測された。O-D伸縮モードの周波数が高いことから、ヒドロキシル基は弱い水素結合相互作用、あるいは水素結合を持たないことが示唆された。20.2GPaまでは、2694cmを中心とするモードは圧力によってブルーシフトを示し、水素結合は圧縮されても強化されないことが明らかになった。これは、中性子回折の結果と一致した。水素結合の存否と、常圧および高圧での水酸基のブルーシフトの原因について議論した。
深谷 裕司; 後藤 実; 柴田 大受
IAEA-TECDOC-2040, p.133 - 136, 2023/12
日本では、エネルギー資源の確保を目的として、高速増殖炉によるマルチリサイクル核燃料サイクルの確立に向けたバックエンド技術の開発を進めてきた。高速増殖炉開発は基礎研究にとどまっているが、軽水炉燃料サイクルに関しては、ウラン燃料の再処理技術や処分技術をその過程で完成させた。これらの技術は事業者に引き継がれ、実用化されつつある。現在、日本では、高温工学試験研究炉(HTTR)、商用高温ガス炉概念であるガスタービン高温炉設計GTHTR300、及び関連する再処理技術が完成し、国内実証炉計画が進行中である。このような背景から、日本における代表的な核燃料サイクル政策は再処理であるが、日本では、商用高温ガス炉の利用を拡大するために、様々な核燃料サイクルシナリオを検討してきた。そこで、本研究では、そのシナリオと関連技術の開発状況について紹介する。
飛田 実*; 後藤 勝則*; 大森 剛*; 大曽根 理*; 原賀 智子; 青野 竜士; 今田 未来; 土田 大貴; 水飼 秋菜; 石森 健一郎
JAEA-Data/Code 2023-011, 32 Pages, 2023/11
JAEA-Data-Code-2023-011.pdf:0.93MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリートを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和3年度から令和4年度に取得した23核種(
H、
C、
Cl、
Ca、
Co、
Ni、
Sr、
Nb、
Ag、
Cs、
Ba、
Eu、
Eu、
Ho、
U、
U、
U、Pu、
Pu、
Pu、
Am、
Am、
Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。
4年の長期圧密試験によるベントナイトの二次圧密特性高山 裕介; 山本 陽一*; 後藤 考裕*
地盤工学ジャーナル(インターネット), 18(3), p.317 - 330, 2023/09
Na型ベントナイト・砂混合土に対する約1.8年の長期の圧密試験により、二次圧密過程の変形が加速的に増加する傾向が報告されている。そこで、このような二次圧密の加速挙動が生じた要因の分析を行い、それらの要因に対する対策を試験装置に施し、ベントナイトやカオリナイトを用いた10年以上を想定した長期圧密試験を開始した。本研究では、長期圧密試験開始から約2.74年経過時までの試験データに基づき、ベントナイトの二次圧密特性を調べた。その結果、試験開始から約2.74年の計測期間では、時間の対数に対して直線的に二次圧密が進行するという従来の粘土に対する知見と概ね整合的な結果が得られた。今後も試験期間が10年程度以上となるまで試験を継続し、ベントナイトのより長期的な二次圧密特性について調べていく予定である。
石橋 篤; 舛井 健司; 後藤 雄一; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 石川 知志*; 石川 智哉*
日本保全学会第19回学術講演会要旨集, p.18 - 21, 2023/08
原子力機構東海再処理施設では、高放射性試料の分析のためのインナーボックス型のホットセル(分析セルライン)を1980年に設置以降、約40年の長期にわたり運用してきた。分析セルラインの運用にあたっては、定期的な点検保守により設備を健全な状態に維持するとともに、分析セルライン本体及びその付属設備について、様々な改良、改善を実施することで性能の向上を図ってきた。本稿では、これらの取り組みについて概説する。
青谷 樹里; 森 天海; 佐藤 日向; 河野 壮馬; 諸角 詩央里; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 山本 昌彦; 田口 茂郎
JAEA-Technology 2023-008, 34 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-008.pdf:1.92MB
東海再処理施設の分離精製工場では、廃止措置の第1段階として再処理工程内に残存する回収可能核燃料物質を取り出す工程洗浄を実施している。工程洗浄では、工程内に残存する使用済燃料のせん断粉末、プルトニウム溶液、ウラン溶液、その他の核燃料物質の取出しを予定しており、このうちせん断粉末の取出しを2022年6月から同年9月に実施した。せん断粉末の取出しにあたっては、プロセスの状態把握に必要な工程管理を目的としたウラン濃度分析、プルトニウム濃度分析、酸濃度分析、放射能濃度分析、密度測定等の分析業務を実施した。また、核物質の計量管理を目的としたウラン濃度分析、プルトニウム濃度分析とその同位体組成の分析、密度測定等の分析業務、保障措置のためのIAEAの分析施設への分析試料輸送にあたっての分析試料前処理等の分析業務を実施した。本報では、せん断粉末の取出しにおいて実施したこれら分析業務及び分析装置の校正、分析要員の教育、訓練等の分析関連業務の実績について報告する。
深谷 裕司; 丸山 貴大; 後藤 実; 大橋 弘史; 樋口 英明
JAEA-Research 2023-002, 19 Pages, 2023/06
JAEA-Research-2023-002.pdf:1.48MB
商用高温ガス炉使用済燃料の再処理に由来する廃棄物の処分に関する研究を行った。軽水炉の再処理と高温ガス炉の再処理では燃料の構造の違いによる大きな違いがあるため、軽水炉に対して制定された再処理の廃棄物処理に関する法律の高温ガス炉廃棄物への適用性を確認すべきである。そこで、技術の違いを比較するとともに、全炉心燃焼計算を用いて、黒鉛廃棄物の放射化量及び表面汚染による放射能濃度を評価することにより、再処理廃棄物について比較を行った。その結果、SiC残渣廃棄物は、特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律(2000年法律第117号)の第二種特定放射性廃棄物として軽水炉のハル・エンドピースと同様に地層処分されるべきことが分かった。黒鉛廃棄物については、軽水炉のチャンネルボックスと同様に、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(1957年法律第166号)の第二種廃棄物としてピット処分による浅地中処分されるべきことが分かった。
伊與田 宗慶*; 松田 朋己*; 佐野 智一*; 茂田 正哉*; 菖蒲 敬久; 湯本 博勝*; Koyama, Takahisa*; Yamazaki, Hiroshi*; 仙波 泰徳*; 大橋 治彦*; et al.
Journal of Manufacturing Processes, 94, p.424 - 434, 2023/05
被引用回数：3 パーセンタイル：57.26(Engineering, Manufacturing)Aluminum alloys are increasingly being applied to automobile bodies to reduce the weight of automobiles. In joining steel materials and aluminum alloys using resistance spot welding (RSW), it is important to control the state of intermetallic compounds due to the temperature at the joining interface. In other words, in RSW of Fe/Al dissimilar materials, it is necessary to clarify the heating and cooling phenomena of the interface temperature during joining. Although the convection behavior of the molten aluminum alloy is thought to influence the temperature distribution at the joining interface, there are no studies that have directly observed this phenomenon. In this study, convection in molten zone of aluminum alloy during RSW of steel and aluminum alloy is discussed. Direct observations were attempted in order to clarify the convection behavior of the molten aluminum alloy in RSW of steel and aluminum alloy. The main feature of this experiment is that a real-scale test piece and an RSW apparatus used in actual production were used to observe convection during actual production. The observation experiments were conducted using synchrotron radiation X-ray at SPring-8. During welding, the specimens were irradiated with synchrotron radiation X-ray, and convection was observed from the behavior of tracer particles placed on the specimens. As a results, three types of convection were observed: radial outward convection from the center of the molten zone at the joining interface, convection from the edge of the molten zone toward its center, and weak circulating convection at the edge of the molten zone. And, small convection velocities were generated at the edge of the molten zone. Furthermore, the convection velocity inside the molten zone was calculated to be approximately 1.75 m/s. In addition, it was shown that there is a correlation between convection behavior and the shape of the molten zone.
長谷川 健太; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 安倍 弘; 渡部 創; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 5 Pages, 2023/05
JAEA has been working on development of extraction chromatography technology for recovery of trivalent minor actinides (MA(III): Am, Cm) from high-level radioactive waste generated in reprocessing of spent fuel. The technology utilizes porous silica particles with about 50 micrometre diameter for support of adsorbents. The particles are coated by styrene-divinylbenzene copolymer, and an extractant for MA recovery is impregnated into the polymer. Pressure drop of the packed column depends on characteristics of the particle (diameter, uniformity and pore size). Large pressure drop of the column is not favorable for safety assessment of the technology although a certain level of the pressure drop is indispensable for excellent separation performance. In this study, spray drying granulation experiments and fundamental characterization of the product particle were carried out to find optimal specs of the particle and conditions of the granulation operation.
川崎 浩平; 小野 高徳; 柴沼 公和; 後藤 健太; 會田 貴洋; 岡本 成利; 品田 健太; 市毛 秀和; 高瀬 龍弥; 逢坂 悠樹; et al.
JAEA-Technology 2022-031, 91 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-031.pdf:6.57MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が平成30年12月に公表したバックエンドロードマップにおいては、核燃料サイクル工学研究所内の施設の廃止措置に伴い、核燃料物質をプルトニウム燃料第三開発室(以下「Pu-3」)に集約し、長期的に安定・安全に貯蔵する計画である。核燃料物質の集約化の一環として、Pu-3において非密封のプルトニウム・ウラン混合酸化物(Mixed Oxide、以下「MOX」)粉末を熱処理ペレット化し、封入棒へ充填、密封し、集合体形状に組立て、集合体・保管体貯蔵設備に保管する「保管体化」を計画し、新規制基準を踏まえた保管体化に係る核燃料物質使用変更許可を取得した。この保管体化に当たっては、施設のリスク低減のため、ペレット製造工程内で取り扱うことができるプルトニウム量(熱処理ペレット以外の性状で蓋付きの粉末搬送容器に収納されていない状態の量)を50kgPu以下に制限することから、保管体化の処理の起点となる粉末の秤量及び均一化混合の工程を担う設備を小バッチサイズに対応させた「粉末秤量・均一化混合設備」を開発・設置し、下流の各工程設備での取扱量を小さくすることとした。粉末秤量・均一化混合設備の開発に当たっては、これまでのMOX燃料製造設備の運転・保守経験に基づく故障データを設計に反映し、信頼性・保守性をより向上させた。粉末秤量・均一化混合設備は、令和4年2月よりMOX粉末を使用した運転を開始し、約半年間の運転実績において故障データを反映した設計の妥当性が確認されている。本報告書は、粉末秤量・均一化混合設備の開発を通じて得られた知見と約半年間の運転実績を踏まえた設計の評価及び今後の設備開発における課題をまとめたものである。
深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史
Annals of Nuclear Energy, 181, p.109534_1 - 109534_10, 2023/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)既存のPUREXプラントと技術による高温ガス炉使用済燃料の再処理の実現可能性を検討した。高温ガス炉の使用済燃料溶解液は、軽水炉に比べて燃焼度が3倍高いことにより、約3倍のウラン235と1.5倍のプルトニウムを含む。そこで、六ヶ所再処理プラント(RRP)の限界を満たすために、使用済燃料の重金属を劣化ウランで3.1倍に希釈する。本研究では、希釈によるウランとプルトニウムの回収率を、再処理プロセス計算コードを用いたシミュレーションによって確認した。さらに、経済的観点から希釈しない場合の成立性についても検討した。その結果、希釈しなくても実現可能であることが確認され、物質収支や臨界性の観点から施設を最適化する必要があるものの、希釈する場合に比べて再処理量が1/3に削減されることが期待される。
深谷 裕司; 沖田 将一朗; 佐々木 孔英; 植田 祥平; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.
Nuclear Engineering and Design, 399, p.112033_1 - 112033_9, 2022/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉のTRISO燃料の核移動を解析し潜在的な支配的な影響を調査した。核移動は主要な燃料破損モードであり、高温工学試験研究炉HTTRでは燃料の寿命を決定するために支配的な要因である。しかし、本研究では、結果と信頼性が評価方法に依存することを示す。この研究で使用される評価方法は、被覆燃料粒子の実際の分布と、結果として生じる非均質な燃料温度計算を考慮している。結果として、最も保守的な評価と比較して、核移動速度が約10%低い評価が得られることが分かった。
西山 成哲; 後藤 翠*; 塚原 柚子; 川村 淳; 梅田 浩司*; 丹羽 正和
JAEA-Testing 2022-003, 51 Pages, 2022/09
JAEA-Testing-2022-003.pdf:5.24MB
JAEA-Testing-2022-003-appendix(CD-ROM).zip:1.12MB
高レベル放射性廃棄物の地層処分における地質環境の長期安定性に係る評価のうち、火山・火成活動に関する技術的課題の一つとして、マグマ活動範囲の評価技術の高度化は必要不可欠である。そのための有効な手法として、火山体の地形解析による岩脈の分布範囲の把握が期待される。近年では、手作業では作業量が膨大で困難であった作業が、コンピュータによる地形解析技術の発達により、多くの作業量を簡易的に行えるようになった。本報告では、GISソフトウェアを用いた火山体を形作る等高線の形状解析手法について記述する。
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。
深谷 裕司; 沖田 将一朗; 神田 峻*; 後藤 正樹*; 中嶋 國弘*; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 橋本 憲吾*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*
KURNS Progress Report 2021, P. 101, 2022/07
日本原子力研究開発機構では、2018年から高温ガス炉の核的予測技術向上に係る研究開発を開始した。その目的は、商用炉初号基のためのフルスケールモックアップ実験を回避するために一般化バイアス因子法を導入することと黒鉛減速特性を生かした中性子計装システムの改良である。このために、B7/4"G2/8"p8EU(3)+3/8"p38EU炉心をKUCAのB架台に2021年に構築した。
左近 敦士*; 橋本 憲吾*; 佐野 忠史*; 中嶋 國弘*; 神田 峻*; 後藤 正樹*; 深谷 裕司; 沖田 将一朗; 藤本 望*; 高橋 佳之*
KURNS Progress Report 2021, P. 100, 2022/07
高温ガス炉の核特性を取得するための炉雑音解析技術の開発を京都大学臨界集合体(KUCA)を用い行っている。最新研究では、燃料集合体から55cm離れた検出器によりパワースペクトル密度の測定が行われた。しかしながら、即発中性子減衰定数は他の検出器から得られるものからの差異が発生した。そこで、本研究では炉外検出器によるパワースペクトル法による炉雑音解析を目的とする。
深谷 裕司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 後藤 実; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 21(2), p.116 - 126, 2022/06
高温ガス炉の経済性評価に関し、評価法の改良を行った。日本原子力研究開発機構では、商用高温ガス炉概念であるGTHTR300とその経済性評価法を約10年前に完成させた。その評価法は電気事業連合会の評価法に基づいたものである。この電気事業連合会の評価法は福島第一原子力発電所事故の後、大幅な改訂がなされている。さらに、最新の発電原価を評価するためには、物価,労働賃金の10年分のエスカレーションを考慮する必要がある。そこで、GTHTR300の発電原価の評価法を見直し、その発電原価と軽水炉の発電原価の比較を行った。その結果、同じ設備利用率70%において、高温ガス炉の発電原価は7.9円/kWhとなり、軽水炉の11.7円/kWhと比較すると30%程度安価になることが分かった。
深谷 裕司; 沖田 将一朗; 中川 繁昭; 後藤 実; 大橋 弘史
Annals of Nuclear Energy, 168, p.108911_1 - 108911_7, 2022/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)中性子飛程の長い炉心に移動検出器を用いた出力分布測定システムを提案した。高温ガス炉と高速炉は、軽水炉とは異なり中性子飛程が長く、炉心の中心にある燃料集合体からの中性子が遠く離れた検出器に到達する。この特性を利用すると、X線CTと同様に、少ない検出器を移動することで出力分布を測定できる。小型炉の場合、出力分布は炉外検出器のみで測定できる。大型炉で炉内検出器で出力分布を測定する場合、材料健全性に関する温度環境など制約で検出器の配置が炉内位置で制限される場合でも測定が可能である。成立性に関しては、高温ガス炉炉心と検出器応答を数値的に模擬することにより確認した。本手法は、高温や照射による損傷が大きいため、炉心内検出器を継続的に配備することが困難な高温ガス炉と高速炉の炉心における出力分布測定に資することが期待できる。
林 好一*; Lederer, M.*; 福本 陽平*; 後藤 雅司*; 山本 裕太*; 八方 直久*; 原田 正英; 稲村 泰弘; 及川 健一; 大山 研司*; et al.
Applied Physics Letters, 120(13), p.132101_1 - 132101_6, 2022/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Physics, Applied)The local structure around boron doped in a 6H-type silicon carbide (SiC) was investigated using neutron holography. Three dimensional atomic images reconstructed from multiple-wavelength holograms revealed the boron substitution for both silicon and carbon. To determine the boron locations accurately, we calculated holograms with varying occupancies of six different sites and fitted the image intensities with those obtained from the experimental holograms by the steepest descent method. As a result, it was found that boron atoms were selectively located at the Si-C-cubic site layer. Furthermore, boundaries right above the boron locations were suggested from the absence of atomic images in the upper region of the reconstruction.
and SrLaCuNbO; Spin-
quasi-square-lattice 
-
Heisenberg antiferromagnets渡邊 正理*; 栗田 伸之*; 田中 秀数*; 植野 航*; 松井 一樹*; 後藤 貴行*; 萩原 雅人
Physical Review B, 105(5), p.054414_1 - 054414_12, 2022/02
被引用回数：4 パーセンタイル：59.24(Materials Science, Multidisciplinary)We report the magnetic properties of the double perovskites SrLaCuSbO (SLCSO) and SrLaCuNbO (SLCNO). The temperature dependence of the magnetic susceptibilities of both com-pounds shows a broad maximum characteristic of an 
= 1/2 square lattice Heisenberg antiferromagnet. Magnetic ordering occurs at 
= 13.6 and 15.7 K for SLCSO and SLCNO, respectively. Neutron powder diffraction measurements reveal contrasting spin structures in both compounds. The spin structures of SLCSO and SLCNO below are N
el antiferromagnetic and collinear antiferromagnetic, respectively. This result demonstrates that the nearest-neighbor interaction is dominant in SLCSO, whereas the next-nearest-neighbor interaction is dominant in SLCNO. The magnitude of the ordered moment was evaluated at 3.5 K to be 
= 0.39(3) 
for SLCSO and 0.29(2) for SLCNO, which are significantly smaller than those calculated using linear spin wave theory. We infer that the small ordered moment is caused by the effect of exchange bond randomness arising from the site disorder of Sr and La ions.
