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吉田 健; 前田 宏治; 関尾 佳弘; 富田 英生*; 岩田 圭弘; 平井 睦*; 溝上 暢人*; 坂本 哲夫*
Scientific Reports (Internet), 16, p.9865_1 - 9865_8, 2026/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Multidisciplinary Sciences)Characterizing fuel debris (FD) is critical for decommissioning the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). Samples collected from inside the reactor building through various methods provide valuable insights into the properties of FD. However, localized isotope data from these samples have not been previously reported. In this study, we present the first global report of isotope imaging and ratio data for the FDNPS particle obtained using our novel high-spatial-resolution secondary ion mass spectrometry (SIMS) technique developed for FD analysis. The method successfully mapped the spatial distributions of uranium, a key nuclear fuel component, and boron-10 (
B), a control rod material, within the particle. In addition, the spatial distributions and isotope ratios of B and lithium (Li) in the particles provide definitive evidence that B (n, a) 
Li reactions occur in the control rod during normal reactor operation. These findings provide new insights into the FD composition and underscore the effectiveness of SIMS for the detailed characterization of FD.
小山 真一; 池内 宏知; 三次 岳志; 前田 宏治; 佐々木 新治; 大西 貴士; Tsai, T.-H.; 高野 公秀; 深谷 洋行; 中村 聡志; et al.
廃炉・汚染水・処理水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 216 Pages, 2023/11
令和3年度及び4年度に原子力機構が補助事業者となって実施した令和3年度開始「廃炉・汚染水対策事業費補助金に係る補助事業(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度の向上、熱挙動の推定及び簡易分析のための技術開発))」の成果概要を最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水・処理水対策事業事務局ウェブサイトにて公開される。
小山 真一; 中桐 俊男; 逢坂 正彦; 吉田 啓之; 倉田 正輝; 池内 宏知; 前田 宏治; 佐々木 新治; 大西 貴士; 高野 公秀; et al.
廃炉・汚染水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 144 Pages, 2021/08
令和2年度に原子力機構が補助事業者となって実施した「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発))」の成果概要を、最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水対策事業事務局ウェブサイトにて公開される。
北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 高木 靖彦*; 中村 智樹*; 廣井 孝弘*; 松岡 萌*; et al.
Nature Astronomy (Internet), 5(3), p.246 - 250, 2021/03
被引用回数：64 パーセンタイル：94.93(Astronomy & Astrophysics)2019年4月「はやぶさ2」ミッションは、地球に近い炭素質の小惑星(162173)リュウグウの人工衝撃実験を成功させた。これは露出した地下物質を調査し、放射加熱の潜在的な影響をテストする機会を提供した。はやぶさ2の近赤外線分光器(NIRS3)によるリュウグウの地下物質の観測結果を報告する。発掘された材料の反射スペクトルは、表面で観測されたものと比較して、わずかに強くピークがシフトした水酸基(OH)の吸収を示す。これは、宇宙風化や放射加熱が最上部の表面で微妙なスペクトル変化を引き起こしたことを示している。ただし、このOH吸収の強度と形状は、表面と同様に、地下物質が300
Cを超える加熱を経験したことを示している。一方、熱物理モデリングでは、軌道長半径が0.344AUに減少しても、推定される掘削深度1mでは放射加熱によって温度が200Cを超えて上昇しないことが示されている。これは、リュウグウ母天体が放射加熱と衝撃加熱のいずれか、もしくは両方により熱変化が発生したという仮説を裏付けている。
北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 荒井 武彦*; 仲内 悠祐*; 中村 智樹*; 松岡 萌*; et al.
Science, 364(6437), p.272 - 275, 2019/04
被引用回数：328 パーセンタイル：99.60(Multidisciplinary Sciences)小惑星探査機はやぶさ2のターゲット天体であるリュウグウは、始原的な炭素質物質で構成されていると考えられている。はやぶさ2に搭載された近赤外分光計(NIRS3)によって、天体の表面組成を得た。天体全体の観測で、弱く細い吸収が2.72ミクロンに確認され、OHを含む鉱物の存在を示している。弱いOH吸収と低いアルベドは熱やショックによって変質を受けた炭素質コンドライトに似ている。OHバンドの位置はほとんど一定であり、衝撃片の集合によって形成されたリュウグウは組成的に均質であることを示している。
近藤 啓悦; 青木 聡; 山下 真一郎; 鵜飼 重治*; 坂本 寛*; 平井 睦*; 木村 晃彦*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 15, p.13 - 16, 2018/05
被引用回数：22 パーセンタイル：85.66(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケット構造材料の候補である酸化物分散粒子(ODS)フェライト鋼の開発とその照射効果に関する基礎的研究を行った。耐食性向上を目的に作製したAl添加フェライト系ODS鋼に対して、温度300Cで最大20dpaまでイオン照射を行い、照射硬化と損傷微細組織発達挙動を評価した。硬化は照射量20dpaまで単調に増加することが明らかとなった。並行して照射損傷微細組織観察を行い、評価された照射欠陥(ドット状欠陥、転位ループ)のサイズおよび数密度を用いて照射硬化量を理論的に計算した結果、5dpa照射量までは測定値と理論値が一致し、硬化の原因が主として照射欠陥によるものであることが明らかとなった。一方5dpa以上の照射量では、実験値が理論値よりも大きくなることが明らかとなった。このことから、照射量が大きくなると照射欠陥だけでなく照射誘起による
'相のような第2相の形成が照射硬化に寄与してくることが推測された。
坂本 寛*; 平井 睦*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/09
本論文では、現在、経済産業省のプログラムにおいて進められている沸騰水型原子炉(BWR)用事故耐性FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発の状況について概要を述べる。本プログラムでは、多種多様な内容の研究により、軽水炉において事故耐性燃料等を実用化するために必要な技術基盤を整備することが目的である。FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発においては、実験研究と解析研究の両方を実施してきており、FeCrAl-ODS燃料被覆管の主要な材料特性に関しては、解析研究における評価を実験的にもサポートするために、本事業で製作した各種形状の試験片を用いてデータ取得やデータ拡充を行う。本事業では、機械的な特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の高照射束炉(HFIR)を用いた中性子照射試験も実施している。
木村 晃彦*; 湯澤 翔*; 坂本 寛*; 平井 睦*; 草ヶ谷 和幸*; 山下 真一郎
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
接合による微細組織変化に焦点を当てた議論では、ODS鋼のPRW接合に及ぼすAl添加の効果がポイントとされている。FeCrAl-ODS鋼製の被覆管に対してSUS430製の端栓を接合する方法として、電子ビーム(EB)接合やタングステン不活性ガス(TIG)接合等を含む通常の接合方法も実施し、端栓を接合したODS鋼管材サンプルを室温で引張試験した。EB接合したFeCrAl-ODS/SUS430サンプルは、ODS鋼管の胴体部で破壊した。このことから、接合部はODS鋼管の胴体部よりも強度が高いことが示された。一方、TIG接合したFeCrAl-ODS/SUS430サンプルでは接合部で破壊した。接合部に対するX線CTスキャン解析を実施し、事故耐性燃料用ODS鋼被覆管に対する前述した幾つかの接合方法の実用性を評価するために、接合強度とX線CT解析結果の相関関係付けを実施した。
佐藤 勇; 田中 康介; 小山 真一; 松島 健一*; 松永 純治*; 平井 睦*; 遠藤 寛*; 羽賀 一男*
Energy Procedia, 82, p.86 - 91, 2015/07
被引用回数：3 パーセンタイル：22.01(Nuclear Science & Technology)高速炉シビアアクシデントの加熱条件を模擬した実験が照射燃料を用いて、これまでに行われている。本研究では、照射燃料に含まれている核分裂生成物(FP)の化学形を熱化学的平衡計算で評価した。温度2773Kと2993Kでは、Cs, I, Te, Sb, Pd及びAgのほとんどは気体状の成分でである。CsとSbは温度勾配管(TGT)で検出されているが、その化学形としては元素状Cs, CsI, Cs
MoO
, CsO及び元素状Sb, SbO, SbTeと推測される。実験結果と計算結果を比較すると、CsIは熱化学的に振る舞い、TGTで捕捉されるが、一方で、元素状Csは微粒子状で移動する傾向にある。気相のFPの移動挙動は、熱化学的のみならず、粒子動力学にも従うものと考えられる。
松山 慎一郎*; 石井 克典; 平井 睦*; 坪井 靖*; 木原 義之
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.317 - 322, 2007/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、FBR燃料サイクル実用化戦略調査研究の一環としてバイパック燃料の開発を進めてきた。本研究は充填中における粒子の挙動と最終的な充填状態を調べることを目的として実施したもので、酸化物燃料粒子と酸素ゲッター粒子の模擬材としてそれぞれ非球形のUO粒子と球状の金属ウラン粒子を用いた。試験の結果、酸素ゲッター粒子を燃料中に均一に分散させるためには、各サイズの酸化物粒子を偏析させることなく均一に被覆管に充填することが重要であることがわかった。定量フィーダを用いた同時充填法は、酸素ゲッター粒子を添加したバイパック充填法として有用であることが確認された。
with uranium particles松山 慎一郎; 石井 克典; 平井 睦*; 坪井 靖*; 木原 義之
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
FBR用MOXバイパック燃料には、燃料-被覆管化学的相互作用(FCCI)による被覆管内面腐食防止のために酸素ゲッターとして金属ウランを主成分とする球形粒子(ゲッター)の添加が検討されている。本研究では、非球形UO粒子と球形金属U粒子を用いた振動充填試験及び充填後試験(破壊試験)を実施した。その結果、ゲッター粒子分布の均質なバイパック燃料を製造するためには、粒子の被覆管投入時の均質性を確保することが重要であり、そのためには定量フィーダーが有効であることが明らかになった。
Compacts with/without Uranium Particles石井 徹哉; 油田 良一*; 平井 睦*; 坪井 靖*; 鵜飼 重治
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1204 - 1210, 2004/00
被引用回数：3 パーセンタイル：22.40(Nuclear Science & Technology)振動充填燃料の熱特性評価のため、不定形状のUO粒子充填体と10wt.%の金属ウラン顆粒を混合した不定形状のUO粒子充填体の熱伝導度を測定した。その結果から、金属ウラン顆粒を添加することで、充填体の熱伝導度が改善されることを明らかにし、その効果を定量的に評価するモデルを構築した。
and (U,Gd)O湊 和生; 白鳥 徹雄; 芹澤 弘幸; 林 君夫; 宇根 勝巳*; 野北 和宏*; 平井 睦*; 天谷 政樹*
Journal of Nuclear Materials, 288(1), p.57 - 65, 2001/01
被引用回数：25 パーセンタイル：83.10(Materials Science, Multidisciplinary)照射した燃料の熱伝導率は、燃料温度に直接かかわる物性であり、重要である。円盤状のUO及びUO-10wt%GdO
試料を作製し、約4%FIMAまで照射した後、レーザフラッシュ法により熱拡散率を測定した。照射済み試料の熱伝導率は、未照射試料に比べて減少したが、約1800Kまで熱拡散率を測定した後の試料では、点欠陥の回復により、熱伝導率の一部回復が認められた。照射中の温度の急上昇において1273K以上を経験した試料では、熱伝導率の一部回復の幅が小さかった。これは、熱伝導率の減少に寄与している照射による点欠陥が、高温で照射中に回復したためであることを明らかにした。
吉田 健; 関尾 佳弘; 前田 宏治; 森田 真人*; 坂本 哲夫*; 溝上 暢人*; 平井 睦*
no journal, ,
福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)の廃止措置を着実に遂行するためには、燃料デブリの性状を把握し、技術開発に反映させることが極めて重要である。従来、燃料デブリの性状を把握するための分析法として、SEM-EDSやTEM、ICP-MSを用いて1F汚染試料の分析が実施されてきたが、これらの分析法では構成元素の由来推定や燃料の臨界管理等で重要となる、試料の局所的な同位体組成の情報を取得できないことが課題である。報告者らが研究・開発を進めているFIB-TOF-SIMSでは、固体試料に対して化学的前処理が不要であり、局所的な同位体組成分析が可能であることから、燃料デブリの性状把握における有益な分析手法となることが期待される。本研究では、当該装置での燃料デブリに含まれる可能性の高い元素の検出能力を検証するため、1F汚染試料の微小領域における分析を実施し、測定した微粒子からLi、B、Uの同位体組成イメージングの取得に成功した。
吉田 健; 関尾 佳弘; 前田 宏治; 坂本 哲夫*; 溝上 暢人*; 平井 睦*
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)の廃止措置を進める上で、事故により生成した燃料デブリの性状把握は極めて重要である。燃料デブリは、ウラン燃料、制御棒材料、構造材などが高温下で混合・再凝固した複雑な構造を有すると考えられ、生成過程や構成物質間の相互作用を理解するには、微小領域における元素および同位体分布を高い空間分解能で評価することが求められる。本研究では、燃料デブリ分析に先立ち、集束イオンビームを搭載した飛行時間型二次イオン質量分析装置(FIB-TOF-SIMS)を、1Fの2号機原子炉建屋内から採取された粒子状試料に適用した。その結果、粒子内部にウラン燃料・制御棒材料・構造材がマイクロメートルスケールで溶融・凝固した痕跡が観察された。さらに、複数粒子におけるU同位体比のばらつきを評価し、微小試料の個別分析が可能であることを示した。本研究は、FIB-TOF-SIMSが燃料デブリの詳細評価に有効であることを実証したものである。
草ヶ谷 和幸*; 高野 渉*; 後藤 大輔*; 坂本 寛*; 平井 睦*; 山下 真一郎
no journal, ,
改良ステンレス鋼(FeCrAl-ODS鋼)被覆管燃料の実用化には、FeCrAl-ODS鋼の材料特性、及び、大きな中性子吸収断面積による核的損失とその低減のための被覆管薄肉化の影響を考慮し、原子炉の運転における炉心・燃料の設計要求を満足することを確認する必要がある。前報では、現行9
9燃料の約1/2の被覆管厚(0.35mm)のFeCrAl-ODS鋼被覆管燃料について、ウォーターロッド(WR)とチャンネルボックス(FCB)にZryまたはSiCを用いた場合、炉心特性と燃料挙動の観点から設計が成立することを確認した。本報では、WRとFCBにもFeCrAl-ODS鋼を用いた場合の設計成立性を評価した。
坂本 寛*; 平井 睦*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 井岡 郁夫; 山下 真一郎; 加治 芳行
no journal, ,
事故耐性を有するBWR燃料被覆管材料としてFeCrAl-ODS鋼を開発している。平成27年度は各種解析に必要な材料物性データを取得すると共に、現行性(Zry材)をFeCrAl-ODS鋼等に置換した各種解析により炉心の成立性、設計成立性の確保、事故及び過酷事故時における自己進展緩和効果を確認した。本発表では、平成28年度に実施した照射試験を含むより総合的な取り組みにより得られた成果の概要を紹介する。
池側 智彦*; 石橋 良*; 坂本 寛*; 平井 睦*; 山下 真一郎
no journal, ,
軽水炉材料として一般にジルカロイが用いられているが、高温水蒸気雰囲気では水蒸気とジルコニウムが反応して水素及び反応熱が発生し、発生した反応熱は炉心損傷開始時刻に影響を及ぼす。水素発生量や炉心損傷開始時刻に対する改良ステンレス鋼燃料の事故耐性を定量的に評価するために、MELCORコードを用いて、BWRの代表的な2つの事象進展シーケンスを対象にシビアアクシデント解析を実施した。
曽和 貴志*; 鵜飼 重治*; Aghamiri, M.*; 柴田 博紀*; 林 重成*; 大野 直子*; 坂本 寛*; 平井 睦*; 山下 真一郎
no journal, ,
原子炉運転時、及び事故時高温条件における燃料被覆管の機械的特性を調査することは、燃料被覆管を設計する上で極めて重要である。本研究では、FeCrAl-ODS鋼について引張試験を実施し、強度特性を評価し、応力ひずみ関係式を策定した。
橋本 直幸*; 豊田 晃大*; 坂本 寛*; 平井 睦*; 山下 真一郎
no journal, ,
事故耐性を有した改良ステンレス鋼燃料被覆管の研究開発を効率よく進めるには、評価項目に応じた適切な手法を選択する必要がある。耐照射性の評価については、国内外の実験炉を利用した中性子照射実験が最善の手法といえるが、イオン加速器や超高圧電子顕微鏡を用いた模擬照射実験により照射損傷の基礎データを事前に取得することは、後の中性子照射実験で得られる情報を精確に解釈するために重要なステップである。本研究では、イオン照射実験と微細組織構造解析により、加工熱処理を施したFeCrAl-ODS鋼板材の耐照射性を精査した。
